Un accident spécifique aux réacteurs. d expérimentation : le BORAX
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- Laurence Bellefleur
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1 Un accident spécifique aux réacteurs d expérimentation : le BORAX Présenté par Sophie PIGNET / Direction de la Sûreté des Réacteurs Journée scientifique - 06 novembre 2008 Système de management de la qualité IRSN certifié
2 Plan de la présentation 1. Introduction : les réacteurs d expérimentation et quelques éléments sur la démonstration de sûreté 2. Les travaux sur le BORAX à l IRSN 3. Les adaptations du code SIMMER aux réacteurs d expérimentation 4. La validation 1. Analytique 2. Intégrale : la base expérimentale premiers résultats de simulation 5. Premières applications réacteurs 6. Conclusion Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 2
3 Introduction Les réacteurs d expérimentation : Réacteurs nucléaires à neutrons thermiques Le cœur du réacteur est situé dans une piscine d eau légère qui assure le refroidissement du cœur et la modération des neutrons Le combustible est sous forme de plaques constituées d une gaine en aluminium et d une âme à base d aluminium contenant l Uranium fissile. Ce type de réacteur est utilisé par exemple pour tester le comportement de divers matériaux ou combustibles sous irradiation L accident grave étudié, pour ce type de réacteur, est un accident de réactivité à caractère explosif appelé BORAX, il est pris en compte dans le dimensionnement Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 3
4 Démarches de sûreté sur les réacteurs La démonstration de sûreté d un réacteur repose en partie sur la classification des situations de fonctionnement en fonction de leur probabilité d occurrence. Le BORAX est un accident grave dont la probabilité d occurrence est très faible (<10-6 par an et par réacteur) L initiateur est l éjection d une barre de commande, ce qui suppose la rupture du mécanisme de commande de la barre. Toutes les mesures de prévention et de surveillance sont prises pour s assurer de la tenue des mécanismes de commande. Néanmoins, il est pris en compte dans le dimensionnement de l installation pour ne pas conduire à des rejets radioactifs dans l environnement. L étude de l accident (et en particulier sa simulation) permet de prédire les conséquences Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 4
5 Les travaux sur le BORAX à l IRSN OBJECTIF Prédire les conséquences d un accident de type BORAX MOYENS Adaptation/utilisation d outils de simulation numérique DEMARCHE SUR SIMMER Adaptation du code de calcul SIMMER aux réacteurs expérimentaux Validation analytique Validation sur des cas intégraux Application aux cas réacteur Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 5
6 Extraction rapide d une barre de commande Phénoménologie Insertion rapide de réactivité (réacteur prompt-critique) Augmentation rapide de puissance, puis baisse de puissance due aux contre-réactions Si la puissance est montée suffisamment haut, fusion de l âme des plaques combustible Intéraction combustible-eau : explosion vapeur Transitoire de puissance nucléaire injection de réactivité la distribution de puissance dans le cœur effet des contre-réactions Dégradation du cœur Thermohydraulique cœur + thermique combustible densité de l eau Chargement des structures (piscine + enceinte de confinement) Interaction combustible-eau SIMMER température combustible Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 6
7 SIMMER III : code dédié aux accidents graves Mécanique des fluides Températures et masses de fluide Puissance nucléaire Ecoulement multiphasiques multi-composants Equations de conservation de la masse, et de l énergie Equation de conservation de la quantité de mouvement (3 champs : 2 liq, 1 gaz) Equations d états Explosion vapeur Transfert de chaleur Evolution de la géométrie Neutronique Méthodes quasi-statiques Equation du transport/distribution de flux Auto-protection des sections efficaces Puissance résiduelle simplifiée Puissance nucléaire Masses et températures des structures Structure Thermique crayon combustible Evolution géométrie Rupture crayon et structure Dégradation structure (fusion, coulées..) Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 7
8 Neutronique : Adaptation de SIMMER pour l étude du BORAX - en collaboration avec FZK (Karlsruhe, Allemagne) - Prise en compte de coefficients de pondération des milieux pour tenir compte des hétérogénéités de la «cellule élémentaire» (modérateur + plaques combustible) et des résonances des sections efficaces sur toute la gamme d énergie (2MeV jusqu à 0.2eV). Création des tables de coefficients pour les sections efficaces macroscopiques discrétisées en 40 groupes d énergies Thermohydraulique : modélisation des échanges paroi-eau en transitoire de puissance rapide (type RIA) Sections efficaces (barn) Énergie des neutrons (ev) La courbe d ébullition et les coefficients d échanges ont été adaptés sur la base d essais réalisés dans le réacteur japonais NSRR. Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 8
9 Validation analytique du code modifié Neutronique : comparaison à un schéma de référence (en collaboration avec le CEA) comparaison du schéma de référence (APOLLO2 + maillage de référence) à un schéma simplifié avec le même code Géométrie cœur 2D Bilan matière cœur 2D Conditions de fonctionnement Niveau de fuites axiales SCHEMA DE CALCUL CŒUR 2D APOLLO2 SCHEMA DE CALCUL CŒUR 3D CRONOS2 Géométrie élément 2D Bilan matière élément 2D Conditions de fonctionnement CEA93.V7 172 groupes SILENE Fichier géométrie Assemblages STD/CNT/EXP APOLLO2 assemblage P ij 172 groupes Géométrie cœur 3D Bilan matière axial Conditions de fonctionnement SCHEMA DE CALCUL CŒUR 1D APOLLO2 comparaison du schéma simplifié au calcul SIMMER SAPHYB 6 groupes Réflecteur radial Géométrie cœur 3D Conditions de fonctionnement SAPHYB 6 groupes Elément homogène CRONOS2 cœur 3D hexagonal Diffusion homogène 6 groupes SAPHYB 6 groupes Réflecteur axial Thermohydraulique : validation sur l expérience PATRICIA (en collaboration avec FZK ) Ce travail de validation a permis d étudier le maillage nécessaire et cohérent avec l algorithme de résolution de SIMMER Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 9
10 LA BASE EXPERIMENTALE (1): BORAX-I L objectif est d étudier les transitoires d injection de réactivité et en particulier l effet de la contre-réaction due à la vaporisation de l eau 1953 : des essais d injection de réactivité de plus en plus importante ( jusqu à 2100 pcm) ont fragilisé les plaques combustible du réacteur 1954 un dernier essai est programmé avec une injection de réactivité nettement plus importante (3960 pcm) qui devait conduire à : - Une injection d énergie de 80 MJ - La fusion de 4% du combustible L essai a généré une explosion qui a détruit le réacteur L énergie injectée dans le combustible est estimée à 135 MJ Fusion d une grande partie du cœur Pic de pression estimé à 700 bars Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 10
11 LA BASE EXPERIMENTALE (2): SPERT-I 54 essais ont été réalisés avec des injections de réactivité entre 1$ et 3.5 $ (période minimum de 4.6 ms) : résultats prévisibles, dégâts toujours réparables (3% cœur fondu), pas de pic violent de pression. 1 essai destructif programmé objectif : Energie de 33 MJ Pic de puissance de 2.3 GW Résultats : Une explosion s est produite, et a conduit à la destruction du réacteur Une gerbe d eau a jailli hors du bâtiment réacteur Injection d énergie d origine nucléaire dans le combustible a été d environ 31 MJ Pic de puissance : 2.3 GW L explosion s est produite nettement après le pulse de puissance Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 11
12 Exp. Data at E-5-5E Validation intégrale de SIMMER sur SPERT - en collaboration avec FZK - Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 12
13 Premiers exemples d applications réacteur OSIRIS : Étude de faisabilité sur le réacteur OSIRIS (Saclay) Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 13
14 Premiers exemples d applications réacteur Modélisation du RJH (projet de réacteur d irradiation à Cadarache) Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 14
15 Premiers exemples d applications réacteur RJH : premières tendances Augmentation linéaire de la réactivité jusqu à 100 ms : extraction de la barre de commande Apparition des contre-réactions Doppler et due à l expansion thermique du combustible Chute rapide de la réactivité due à l endommagement du combustible 160 ms : éjection d une partie du combustible fondu hors de la zone active du cœur Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 15
16 CONCLUSION Le programme d étude mis en œuvre par l IRSN sur l accident BORAX a pour objectif de prédire les conséquences d un accident de type BORAX sur un réacteur d expérimentation grâce à la simulation numérique. Un des enjeux majeurs de ce programme est lié aux interactions entre les différents phénomènes physiques. Pour cette raison, le code de calcul SIMMER a été modifié, un important travail de validation est en cours de finalisation, les premiers calculs sur des cas réacteurs sont prometteurs. Une échéance importante de ce programme est l analyse de sûreté du réacteur RJH à l occasion de l examen par l IRSN de son Rapport Provisoire de Sûreté en 2012 Journée scientifique 6 novembre 2008 Page 16
17 Conclusion de la journée Dominique Gobin, Directeur scientifique Système de management de la qualité IRSN certifié
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