Modélisation du renoyage d'un cœur du réacteur nucléaire fortement dégradé

Modeling of reflood of severely damaged reactor core

• Auteur / Autrice : Andrea Bachrata
• Direction : Michel Quintard, Florian Fichot
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Hydrologie, Hydrochimie, Sol, Environnement
• Date : Soutenance le 11/10/2012
• Etablissement(s) : Toulouse, INPT
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Sciences de l’univers, de l’environnement et de l’espace (Toulouse)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Institut de mécanique des fluides de Toulouse (1930-....)
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Jean-Christophe Batsale, Frédéric Topin

Mots clés

Mots clés contrôlés

Catastrophe nucléaire de Fukushima (2011)

Dynamique des fluides

Génie nucléaire

Mots clés libres

Renoyage

Débris

Icare-cathare

Validation

Reflood

Debris bed

Icare-cathare

Validation

Résumé

Les événements récents au Japon sur les centrales nucléaires de Fukushima ont montré que des accidents conduisant à la fusion du cœur peuvent survenir bien plus souvent qu’on ne l’avait supposé et que leur impact sur l’environnement et la vie publique est considérable. Pour les réacteurs actuels, un des moyens principaux pour stopper la progression de l’accident est de tenter de refroidir le plus rapidement possible les matériaux en utiliser une injection d’eau de secours. Suivant l’instant de déclenchement de l'injection d'eau dans un cœur dégradé (appelée renoyage) les zones du cœur présentent des degrés de dégradation variables. Ceci conduit à des écoulements 3D double phase dans la cuve à cause des hétérogénéités de porosité et de forme des matériaux à refroidir. La modélisation de ces écoulements est primordiale pour les études de sûreté. A l’IRSN, une partie de ces études se fait grâce au code ICARE-CATHARE. Ce code de calcul est utilisé en Europe par des entreprises nucléaires et sert à calculer l’évolution d’un accident dans un réacteur, en se concentrant sur l’état du cœur et du circuit primaire. L’objectif de cette thèse a été de développer un modèle de renoyage 3D (implanté dans ICARE-CATHARE) capable de traiter les configurations du cœur dégradé lors d'un accident grave. Le modèle proposé est caractérisé par un traitement du déséquilibre thermique entre les phases solide, liquide et gazeuse. Il inclut aussi deux équations de quantité de mouvement (une pour chacune des phases fluides). Une des améliorations faites au cours de cette thèse a été de bien distinguer les lois de transfert de chaleur pour différents régimes d’ébullition. On a ainsi proposé un modèle combinant les situations d’ébullition nucléée et d’ébullition en film. Les calculs permettent de mettre en évidence certaines caractéristiques multidimensionnelles de l’écoulement lors du renoyage, en particulier lorsqu’un fort gradient de pression est engendré dans le milieu poreux par l’écoulement de vapeur. En parallèle, l’IRSN a lancé un programme expérimental (essais PRELUDE et PEARL) dont l’objectif est de permettre la validation du modèle sur un dispositif 2D représentatif du renoyage de particules à haute température. L’analyse des résultats expérimentaux a permis de vérifier certains choix faits pour les lois physiques du modèle macroscopique. Néanmoins, la validation reste très globale puisqu’on ne dispose pas de mesures locales. La validation quantitative sur les données expérimentales a montré que le modèle fournit des résultats satisfaisants. Le modèle est capable de prédire la vitesse de progression du renoyage dans le cœur, la production du vapeur (instantanée et cumulée) et le pic de pression pour différents diamètres de particules et différents débits d’injection testés.

The TMI-2 accident and recently Fukushima accident demonstrated that the nuclear safety philosophy has to cover accident sequences involving massive core melt in order to develop reliable mitigation strategies for both, existing and advanced reactors. Although severe accidents are low likelihood and might be caused only by multiple failures, accident management is implemented for controlling their course and mitigating their consequences. In case of severe accident, the fuel rods may be severely damaged and oxidized. Finally, they collapse and form a debris bed on core support plate. Removal of decay heat from a damaged core is a challenging issue because of the difficulty for water to penetrate inside a porous medium. The reflooding (injection of water into core) may be applied only if the availability of safety injection is recovered during accident. If the injection becomes available only in the late phase of accident, water will enter a core configuration that will differ from original rodbundle geometry and will resemble to the severe damaged core observed in TMI-2. The higher temperatures and smaller hydraulic diameters in a porous medium make the coolability more difficult than for intact fuel rods under typical loss of coolant accident conditions. The modeling of this kind of hydraulic and heat transfer is a one of key objectives of this. At IRSN, part of the studies is realized using an European thermo-hydraulic computer code for severe accident analysis ICARE-CATHARE. The objective of this thesis is to develop a 3D reflood model (implemented into ICARE-CATHARE) that is able to treat different configurations of degraded core in a case of severe accident. The proposed model is characterized by treating of non-equilibrium thermal between the solid, liquid and gas phase. It includes also two momentum balance equations. The model is based on a previouslydeveloped model but is improved in order to take into account intense boiling regimes (in particular nucleate boiling). Moreover, the criteria characterizing the transition between different flow regimes were completed. Currently, the French IRSN sets up two experimental facilities, PEARL and PRELUDE. The aim is to predict the consequences of the reflooding of a severely damaged reactor core where a large part of the core has collapsed and formed a debris bed e.g. particles with characteristic length-scale: 1 to 5mm. This means the prediction of debris coolability, front propagation and steam production during the quenching after the water injection. A series of experiments performed in 2010-2012 at the PRELUDE facility has provided a large amount of new data that are summarized. On the basis of those experimental results, the thermal hydraulic features of the quench front have been analyzed and the intensity of heat transfer regimes is estimated. A three-equation model for the twophase flow in a heat-generating porous medium was validated. The quantitative validation of model with experimental results was realized and showed that the model provides satisfactory results. The model is able to predict the quench front velocity in the core, steam production (instantaneous and cumulated) as well as the pressure increase during reflood for different particle diameters and different injection liquid flows.