Cheminement du corium vers le récupérateur en situation de mitigation d'accident grave dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium

par Eszter Csengeri

Projet de thèse en MEP : Mécanique des fluides Energétique, Procédés

Sous la direction de Elsa Merle-Lucotte et de Laurent Trotignon.

Thèses en préparation à Grenoble Alpes , dans le cadre de École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble) , en partenariat avec CEA Cadarache (laboratoire) depuis le 07-01-2019 .


  • Résumé

    ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) est un prototype de réacteur rapide refroidi au sodium. ASTRID présente quatre innovations majeures : cœur à faible effet de vidange (CFV), récupérateur de corium, systèmes d'évacuation de puissance résiduelle diversifiés et redondants, système de conversion d'énergie au gaz. La mitigation des accidents graves est réalisée par l'ajout de Dispositifs Complémentaires de Sûreté de Mitigation (DCS-M) pour atteindre un état sûr du réacteur, même en cas de défaillance de la chute des barres d'absorbants. Plus spécifiquement, les Tubes Traversants (DCS-M-TT) sont placés autour du cœur externe et dans le cœur interne. Ces Tubes Traversants traversent le platelage (structure de supportage du cœur) jusqu'au récupérateur de corium situé sous le cœur. Leur rôle est de favoriser le transfert du corium de la région du cœur vers le récupérateur en fond de cuve principale. Le déchargement du corium au récupérateur est nécessaire afin de pouvoir maîtriser la réactivité du cœur et le refroidissement du corium. SIMMER est l'Outil de Calcul Scientifique (OCS) pour la simulation des accidents graves sur les réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Les progrès réalisés récemment sur SIMMER ont permis de simuler une séquence d'accident grave sur un cœur CFV ASTRID en géométrie 2D ou 3D. La mise en œuvre du schéma de calcul se poursuit dans l'objectif de simuler l'accident depuis l'initiateur jusqu'à la décharge de corium (combustible et acier fondu) via les dispositifs de mitigation vers le récupérateur. Les études avec l'OCS SIMMER avec thermohydraulique et neutronique couplées ont montré une forte incertitude [1], [2] sur le cheminement du corium vers le récupérateur. Le calcul de la masse du combustible relocalisée vers le récupérateur dépend notamment de la modélisation et impacte fortement les premières évaluations de sûreté de l'installation dans ces situations. Ce travail de thèse a pour objectif d'identifier les phénomènes physiques dominants qui interviennent lors du cheminement du corium vers le récupérateur dans un cœur CFV ASTRID. Il s'appuiera sur une analyse multi-physique et multi-échelle de la séquence accidentelle pour caractériser le cheminement du corium en présence de dispositifs de mitigation. L'ambition est d'essayer de réduire l'impact des incertitudes actuelles qui pèsent sur les premières évaluations de sûreté d'ASTRID. Le travail débutera par une étude bibliographique sur la cinétique de coulée du corium pour permettre de mieux comprendre la modélisation actuelle dans SIMMER. La capacité des modèles existants pour simuler le cheminement du corium par les tubes traversants sera analysée. Le travail va s'appuyer sur des résultats d'expériences existantes (essais EAGLE sur la dégradation d'assemblage et la décharge du corium dans un canal). Le travail devrait contribuer à la définition des futurs essais (essais PLINIUS planifiés au CEA dédiés à la décharge du corium par le tube de mitigation). [1] A. Bachrata, N. Marie, F. Bertrand, J. B. Droin. Improvement of Model for SIMMER Code for SFR corium relocation studies, International Journal of Mathematical, Computational, Natural and Physical engineering, Vol 8, No 3, 2014. [2] N. Marie, A. Bachrata et al. A physical tool for severe accident mitigation studies, Nuclear Engineering and Design 309 (2016) 224-235.

  • Titre traduit

    Corium discharge towards the core catcher in sodium cooled fast reactor under severe accident conditions with mitigation devices


  • Résumé

    ASTRID Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) is a sodium fast cooled reactor prototype. ASTRID includes four major innovations: low-void core, core catcher, diversified and redundant system of evacuation of residual power, gas power conversion system. The mitigation of severe accidents is assured by complementary safety devices (mitigation devices) to reach a safe state, even in case of a malfunction in the safety rods shutdown mechanism. More precisely, the transverse tubes are positioned within the core, inside and at the periphery. These tubes run through the core support plate to the core catcher situated at the reactor bottom. Their role is to favor the transfer of the molten corium from the core region to the core catcher. The corium discharge to the core catcher is necessary in order to control the core reactivity and the corium cooling. SIMMER is developed for studies of severe accidents in sodium-cooled fast reactors. Recent developments in the SIMMER code allowed us to simulate a severe accident scenario in the heterogeneous low-sodium-void (CFV) ASTRID core concept in 2D or 3D geometry. More developments are underway, with the objective of simulating the entire accidental sequence, from the initiating phase up to the corium discharge (molten fuel and steel) via mitigation devices. Recent studies using SIMMER, in which thermal-hydraulics and neutronics phenomena are coupled, show that there is a high uncertainty in the corium discharge flow path towards the core catcher [1], [2]. We identified that the mass of relocated fuel depends strongly on its modelling in SIMMER, which in turns impacts significantly the reactor safety evaluations. The purpose of this PhD thesis is to identify the driving physics phenomena taking place in the corium interaction and flow process to the ASTRID CFV core catcher. The work will rely on a multi-physics multi-scale analysis of the accident sequence to characterize the corium flow path when the mitigation devices are present. The ultimate objective is to reduce the high uncertainties which impact the ASTRID safety analysis. The thesis research will begin with a bibliographic study on corium flow in order to better understand the current models in SIMMER. The capacity of existing models to simulate the corium discharge in transverse tubes will be analysed. The existing experimental database (EAGLE tests on degradation of fuel assembly and corium discharge in a channel) will be used to support our studies, The work would contribute to the definition of future tests (PLINIUS planned in CEA dedicated to study the corium discharge by mitigation tube). [1] A. Bachrata, N. Marie, F. Bertrand, J. B. Droin. Improvement of Model for SIMMER Code for SFR corium relocation studies, International Journal of Mathematical, Computational, Natural and Physical engineering, Vol 8, No 3, 2014. [2] N. Marie, A. Bachrata et al. A physical tool for severe accident mitigation studies, Nuclear Engineering and Design 309 (2016) 224-235.