Interaction chimique à haute température entre les matériaux absorbants et le corium lors d'un accident grave dans un réacteur RNR-Na

par Mathieu Garrigue

Projet de thèse en Chimie

Sous la direction de Christine Gueneau.

Thèses en préparation à Paris Saclay , dans le cadre de École doctorale Sciences chimiques : molécules, matériaux, instrumentation et biosystèmes (Orsay, Essonne ; 2015-....) , en partenariat avec Service de Corrosion et du Comportement des Matériaux dans leur Environnement (laboratoire) et de Université Paris-Sud (établissement de préparation de la thèse) depuis le 01-10-2018 .


  • Résumé

    La thèse s'effectuera au CEA Saclay au DPC/SCCME/LM2T (encadrants : A. Quaini, C. Guéneau) en collaboration externe avec JRC-ITU (R. Konings) et interne avec F. Bertrand (DER/SESI/LSMR), C. Journeau (DTN/SMTA/LPMA). Contexte Le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na) est le système de référence pour les réacteurs de Génération IV envisagés par la France. Un démonstrateur industriel appelé ASTRID est en cours de développement au CEA. Dans le cadre des études d'accidents graves, on simule les différents scénarios qui pourraient conduire à la dégradation du combustible (U,Pu)O2 et des matériaux de structure environnants (gaine en acier et tubes hexagonaux entourant les aiguilles combustibles) pouvant mener à la fusion généralisée du cœur et à des excursions de puissance. Des actions de mitigation sont envisagées pour maîtriser les dégagements d'énergie mécanique résultant des excursions de puissance et le refroidissement long terme du corium. Afin d'éviter les excursions de puissance, il est nécessaire de maîtriser la réactivité qui peut s'accroître lors de la redistribution spatiale des matériaux fondus du cœur. Pour ce faire, une des possibilités est l'insertion (intentionnelle ou naturelle par chute des protections supérieures du cœur) d'absorbants neutroniques (B4C, HfB2, HfO2 …) par le haut du cœur pour compenser l'augmentation de réactivité résultant de la compaction des matériaux. Ceci va conduire à la formation de bains liquide (MOX+acier). Des calculs sont effectués au DER avec des outils de calcul physico-statistiques couplant thermohydraulique et neutronique et avec le code mécaniste SIMMER pour simuler de tels accidents en supposant différents scénarios possibles et différents états dégradés du cœur. Ces outils de calculs ne tiennent pas compte des phénomènes liés à la thermochimie et les travaux de la thèse proposée viseront à pallier ce manque. Objectif L'objectif de la thèse est de créer une base de données thermodynamique pour mieux décrire les interactions physico-chimiques de matériaux survenant dans les scénarios d'accidents graves afin d'évaluer l'impact des absorbants neutroniques sur la réactivité du cœur dégradé. La nature des phases formées et les cinétiques d'interactions chimiques entre les matériaux absorbants envisagés (B4C, HfB2, HfO2 …) et le corium formé à partir de la dégradation du MOx et des matériaux de structure environnants (principalement l'acier) seront étudiées. Ces études devraient permettre d'apporter des données thermochimiques sur le corium formé dans un RNR-Na. La base de données thermodynamique sera couplée aux outils de calculs CEA pour mieux décrire le déroulement d'un scénario accidentel. De plus, la thèse devrait permettre d'orienter le choix du matériau absorbant, les actions de mitigation ainsi que de supporter les équipes CEA chargées de la conception et du développement du récupérateur de corium d'ASTRID. Description La première partie du travail consistera à faire une recherche bibliographique sur l'interaction chimique à haute température entre les différents matériaux. Le LM2T possède à la fois des moyens expérimentaux (en uranium) et de calcul pour mener à bien ce travail. Des calculs thermodynamiques pourront être effectués avec la méthode Calphad. Le code Thermo-Calc et la base de données TAF-ID (Thermodynamics Advanced Fuels – International Database), qui est développé au CEA en collaboration avec d'autres pays dans le cadre du projet TAF-ID de l'OCDE (https://www.oecd-nea.org/science/taf-id), pourront être utilisés. Ces calculs permettront d'obtenir des diagrammes de phase de systèmes multi-composants ainsi que de prédire le comportement à long terme du corium. Une première version d'une base de données sur le corium (U-Pu-O-Fe-B-C-Hf) est en cours de développement. Des premiers calculs thermodynamiques pourront être effectués avec cette base pour déterminer les phases formées et leurs propriétés thermodynamiques ainsi que les chaleurs de réaction. Cette base sera complétée pendant la thèse en s'appuyant à la fois sur les données expérimentales disponibles dans la littérature mais également sur de nouvelles mesures menées au cours de la thèse, afin d'améliorer la description thermodynamique du corium. Le choix des systèmes d'intérêt sera fait en collaboration avec F. Bertrand et C. Journeau (DTN). Les outils expérimentaux qui pourront être utilisés sont : - Un banc de chauffage laser pour mesurer des températures de transition solide/liquide dans le système U-O-Fe-B-C-Hf (Températures jusqu'à 3000°C); - Un four Joule pouvant monter jusqu'à 2150°C pour effectuer des traitements thermiques. On pourra également utiliser le Spectromètre de Masse à Haute Température (type Hiden) pour étudier la cinétique de relâchement des espèces gazeuses lors de réactions chimiques impliquant du gaz (par exemple, formation de CO et de BxOy lors de l'interaction UO2/B4C). Ces outils expérimentaux pourront être utilisés à la fois pour mesurer des données expérimentales afin d'améliorer la base de données sur le système U-Pu-O-Fe-B-C-Hf mais aussi pour réaliser des essais orientés « cinétique » pour évaluer la vitesse de dégradation lors de l'interaction entre ces différents matériaux à haute température. Pour cela, on pourra soit effectuer des essais de couples de diffusion [B4C/acier/UO2] dans le four Joule (T<2150°C), soit utiliser le banc de chauffage laser pour chauffer rapidement localement une zone d'un échantillon constitué des différents matériaux [B4C/acier/UO2] pour simuler une augmentation de température rapide locale et observer la dégradation des matériaux. Les analyses microstructurales des échantillons par MEB, EDS, microsonde électronique et diffraction des rayons X seront effectuées au DTEC (E. Brackx). Des essais complémentaires pourront être réalisés au DTN en collaboration avec C. Journeau. Des essais en Pu pourraient être envisagés à JRC Karlsruhe (Allemagne) pour compléter les données sur les systèmes avec le Pu et étudier l'influence du Pu dans le combustible MOX sur la dégradation des matériaux.

  • Titre traduit

    High Temperature Chemical Interaction between corium and neutron absorbers during a severe accident in a Sodium Fast Reactor


  • Résumé

    PhD thesis will be held at DPC/SCCME/LM2T (CEA Saclay, supervisors: A. Quaini, C. Guéneau) in collaboration with JRC-Karlsruhe (R. Konings). Some internal CEA collaborations will be also established with F. Bertrand (CEA Cadarache DER/SESI/LSMR) and C. Journeau (CEA Cadarache, DTN/SMTA/LEAG). Context In France, Sodium Fast Reactor (SRF) is the reference for generation 4 nuclear reactors. The development of an industrial demonstrator called ASTRID is ongoing at CEA. In the framework of severe accident studies, simulations of different accidental scenarios leading to the degradation of the (U,Pu)O2 fuel (also called MOx) and of the structural materials (steel cladding, hexagonal supports for the fuel elements) are performed: these studies are useful to determine the conditions that could conduct to the fusion of the core and to power excursions. Mitigation actions are foreseen to limit the consequences related to extreme mechanical energy release and to ensure the long-term cooling of the damaged reactor. In order to avoid power excursions, the reactor reactivity must be controlled, especially during the redistribution of the molten fissile materials inside the core. To do so, one could intentionally insert some neutronic absorbers (B4C) from the above of the reactor core to compensate the reactivity rise due to compaction of materials. This may lead to the formation of a liquid phase MOx+steel+B4C. The Department of Reactor Studies at CEA Cadarache perform physico-statistical calculations coupling thermal-hydraulics and neutronics using the SIMMER code. However, this code does not consider thermochemistry phenomena: this thesis aim at fill this gap. Objective The objective of this PhD thesis is to create a thermodynamic database to better describe the physico-chemistry of the materials involved during a severe accident in a SFR and to evaluate the impact of neutronic absorbers on a damaged reactor reactivity. The chemical nature of the phases formed and the kinetics of reaction between the neutronic absorbers (B4C) and the corium formed during the interaction between the MOx fuel and the structural materials (mostly steel) will be studied. The thermodynamic database will be couple to CEA codes to better describe the progress of a severe accident. Furthermore, the thesis will help in the choice of the neutronic absorbers, in the selection of the best mitigation actions and it will support CEA teams in charge of the development of the ASTRID core catcher. Description The first part of the thesis will consist in a bibliographic review on the chemical interaction between the materials of interest, namely MOx-steel-B4C. Then the candidate will deal with both experimental and calculation work. Thermodynamic calculations will be performed with the Calphad method. Thermo-calc software and the thermodynamic database TAF-ID (Thermodynamics Advanced Fuels – International Database, https://www.oecd-nea.org/science/taf-id) developed at CEA in collaboration with other countries will be used. These calculations will allow to obtain phase diagrams of multi-components systems as well as to predict the long-term behavior of corium. A first version of a thermodynamic database on corium sub-systems is currently under development. A first set of calculations may be performed with this database. This database will be completed using experimental data obtained during the thesis. The main experimental devices used during the PhD will be: - A laser heating device to measure high temperature solid/liquid transitions up to 3000°C in the complex system B-C-Fe-U-O, - A furnace (Tmax=2150°C) coupled with a mass spectrometer to perform heat treatments and to measure the release of the gaseous species during heterogeneous reactions (for example the formation of CO and BxOY species during the UO2/B4C interaction), - Differential Thermal Analysis Experimental results (mass spectrometry, calorimetry) on Pu-containing samples will be obtained in collaboration with JRC Karlsruhe. These experimental apparatus may be also used to study the high temperature degradation kinetics of the fuel materials. For example, diffusion couple tests could be performed. The microstructural analyses (MEB, EDS, EDX, DRX) will be performed at CEA Marcoule (E. Brackx).