Contribution à l'étude du corium d'un réacteur nucléaire accidenté : aspects puissance résiduelle et thermodynamique des systèmes U-UO2 et UO2-ZrO2

Ce travail est une contribution a l'etude de la delocalisation precoce et au relâchement des produits de fission lors de la formation d'un corium issu d'un accident de reacteur nucleaire. Le premier axe de ce travail est l'analyse du refroidissement du corium. Nous avons calcule la contribution a la puissance de chaque element du corium au cours du temps. Les elements majoritaires sont representes mais l'ajout du Pu, Mo et Nb a ete propose. La prise en compte des dernieres donnees experimentales de relâchement aboutit a une perte de 25% de puissance residuelle hors du corium entre l'arret d'urgence et dix jours. Le second axe de reflexion concerne la delocalisation precoce observee lors des experiences Vercors. Une selection critique sur les systemes U-UO2 et UO2-ZrO2 est realisee. Pour completer les donnees peu nombreuses et incoherentes des mesures d'activite thermodynamique par spectrometrie de masse ont ete effectuees. L'activite de UO2 sur UO2-ZrO2 presente une deviation positive par rapport a l'ide a 2200 K et se rapproche de l'idealite a 2400K. Toutes les donnees ont ete utilisees pour optimiser les systemes avec Thermo-Calc. Ce travail a permis de calculer les ternaires et de definir l'orientation des conodes necessaires pour analyser la densite des phrases metalliques et oxydes du corium.