Études d'accidents du Réacteur à Neutrons Rapides à caloporteur Gaz (RNR-G) en support aux études de sûreté de son combustible
Résumé
The Gas-cooled Fast Reactor (GFR) is one of the six systems selected by the Generation IV International Forum and is also studied by the French Commissariat à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives (CEA), in parallel of the Sodiumcooled Fast Reactor (SFR), as its long term alternative. This internship deals with the study of severe accidents in the frame of the preliminary design. The objective is, for some unlikely severe accidental situations, to prevent a core degradation extension and to limit its consequences. The internship has consisted in adopting a multidisciplinary approach, for some accidents, by coupling the results of “monodisciplinary” calculation codes with simplified analytical models, as a supplement of previous studies. Among these severe accidents is the Unprotected Loss Of Coolant Accident (ULOCA) which appears to be difficult to control for long times, partly because of a penalizing neutronics effect of nitrogen injection, modeled during transient calculations by a reactivity insertion and a reduction of the coolant void effect coefficient. A strategy of accident control could be foreseen but should not be enough to maintain the clad temperature below 1850°C (liqu id formation temperature) longer than 1h20 after the accident beginning. Air ingress transients (breaks on the primary circuit and on the close containment), with scram actuated and nitrogen injection, have been studied regarding SiC oxidation. A simplified analytical model, using CATHARE2 calculations results, has been developed to estimate the silica layer growth rate and the possible transition towards an active oxidation mode synonymous with clad degradation. Studied situations (10" primary break, rupture of the cross-duct...) do not seem to be able to severely damage the cladding. The application of Eremeev diffusion model at the fuel/liner interface is a method to follow the kinetics of the tungsten liner degradation and then the risk of losing the confinement of gaseous fission products function. While non-perfect, preliminary results show, in the example of an ULOCA (3" break), an estimated W2C layer growth rate of 1 to 2 μm/h, on condition that no liquid phase appears. With the given hypothesis and data, the diffusion process at the fuel/liner interface doesn't seem to really damage the liner, but avoiding a liquid phase formation at 1850°C is critical. Severe accident scenarios of core melting and corium boiling have been studied with a simple analytical model coupling neutronics, heat transfers and thermodynamics. The study has allowed to calculate first orders of magnitude (kinetics of melting, boiling and pressure rising) and should ideally be improved with a more detailed modeling of physical phenomenon.
Le Réacteur à Neutrons Rapides et à caloporteur Gaz (RNR-G) est l'un des six concepts retenus par le Forum International Génération IV et il est étudié par le Commissariat à l'Énergie Atomique et aux Énergies Alternatives (CEA), en complément du RNR-sodium, en tant que filière alternative de long terme. Le sujet du stage a pour cadre l'étude des accidents graves à la pré-conception du RNR-G en vue de l'étude de sûreté de son combustible. L'objectif est, pour des situations accidentelles sévères et à faible probabilité d'occurrence, de prévenir une dégradation étendue du cœur et d'en limiter les conséquences. Le stage a consisté à adopter une approche multi-physique, pour divers scénarios, en couplant les résultats de codes de calculs « mono-disciplinaire » avec des modèles analytiques simplifiés, en complément d'études existantes. Parmi ces situations accidentelles sévères, l'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (brèches) sans chute des barres d'arrêt se révèle difficile à maîtriser sur des temps très longs, et ceci notamment en raison d'un effet neutronique pénalisant de l'injection d'azote, modélisé dans les calculs de transitoires par une insertion de réactivité et une division du coefficient de vidange du caloporteur. Une stratégie de contrôle de l'accident permet d'en limiter les conséquences mais elle ne suffit pas à maintenir le gainage en SiC à une température inférieure à 1850°C (température de début de liquéfaction des matériaux) plus de 1h20 après le début de l'accident. Des transitoires d'entrée d'air (brèche sur le circuit primaire et sur l'enceinte rapprochée) avec chute des barres et injection d'azote ont été étudiés du point de vue de l'oxydation du SiC. Un modèle analytique simplifié, prenant en entrée les résultats des calculs CATHARE2, a été élaboré pour suivre la cinétique de l'oxydation passive et évaluer le risque de transition vers un régime d'oxydation active susceptible de dégrader le gainage. Il apparaît que les situations étudiées (brèche primaire 10", rupture du crossduct...) ne risquent pas de dégrader sévèrement le gainage. L'application du modèle d'interdiffusion d'Eremeev à l'interface entre le combustible et le liner métallique en tungstène permet d'estimer la cinétique de dégradation du liner et donc le risque de perte de confinement des produits de fission gazeux. Bien qu'imparfait, il fournit, dans le cas d'un APRP (3") non protégé, une cinétique de formation d'une couche de W2C de 1 à 2 μm/h, à condition de ne pas avoir formé une phase liquide. Avec les hypothèses et les données retenues, l'interdiffusion à l'interface combustible-liner ne risque pas de trop dégrader le liner mais il convient surtout d'éviter la formation possible d'une phase liquide à 1850°C. Des scénarios d'accidents graves de fusion du cœur et d'ébullition du corium ont été étudiés à l'aide d'un modèle analytique simple couplant neutronique, thermique et thermodynamique. L'étude a permis de dégager des premiers ordres de grandeur (cinétique de fusion, d'ébullition et d'élévation de pression) et elle devrait idéalement être améliorée par une modélisation plus fine des phénomènes physiques.
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