Modélisation d’un transitoire de perte de débit primaire non protégé dans un RNR-Na

Modelling of an ULOF transient in a sodium fast reactor

• Auteur / Autrice : Jean-Baptiste Droin
• Direction : Elsa Merle
• Type : Thèse de doctorat
• Discipline(s) : Mécanique des fluides, procédés, énergétique
• Date : Soutenance le 26/09/2016
• Etablissement(s) : Université Grenoble Alpes (ComUE)
• Ecole(s) doctorale(s) : École doctorale Ingénierie - matériaux mécanique énergétique environnement procédés production (Grenoble ; 2008-....)
• Partenaire(s) de recherche : Laboratoire : Laboratoire d'Etude et Simumation et des Systèmes (CEA Cadarache)
• Jury : Président / Présidente : Michel Gradeck
• Jury : Examinateurs / Examinatrices : Nathalie Seiler-Marie, Bernard Carluec, Michel Lance, Jean-Marie Le Corre, Frédéric Bertrand, Jean-Marie Seiler
• Jury : Rapporteurs / Rapporteuses : Florian Fichot, Marc Medale

Mots clés

Mots clés contrôlés

Accidents nucléaires

Réacteurs à neutrons rapides

Mots clés libres

Astrid

RNR-Na

Transitoires accidentels

Modèles physiques

Astrid

Sodium fast reactor

Accidental transients

Physical models

Résumé

Afin d’évaluer la sûreté d’ASTRID (Réacteur à Neutrons Rapide refroidi au sodium), les transitoires accidentels sont actuellement étudiés avec des codes de calculs déterministes coûteux en temps de calcul, comme SIMMER-III ou SAS-SFR. En complément de ces études, le CEA a entrepris le développement d’outils de calculs analytiques simulant les différents phénomènes physiques régissant ces transitoires. Ces outils permettent, compte-tenu de leur robustesse et des faibles temps de calculs, de prendre en compte par une approche probabiliste les incertitudes et d’analyser de manière statistique les résultats. Ce traitement s’avère en effet indispensable afin de tenir compte des incertitudes physiques et de la variabilité des scénarios de déroulement du transitoire accidentel. In fine, les études réalisées avec ce type d’outils, couplant une modélisation analytique de la physique à un traitement statistique des résultats, fourniront des informations quantitatives sur les marges de sûreté, vis-à-vis de critères donnés.Le développement et la validation de l’outil dédié aux transitoires de perte de débit primaire non protégé (ULOF - Unprotected Loss Of Flow), résultant du déclenchement des pompes primaires sans reprise de secours ni chute des barres de contrôle, fait l’objet de cette thèse. Cet outil a été nommé MACARENa (Modélisation de l'ACcident d'Arrêt des pompes d'un Réacteur refroidi au sodium). Au cours de cette thèse, seule la phase primaire de l’accident a été traitée.Le début de cette phase, enclenchée par la réduction du débit primaire, est gouverné par le couplage entre la thermohydraulique et les contre-réactions neutroniques. Le code MACARENa simule, selon les conditions initiales, l’établissement de la convection naturelle monophasique ou la stabilisation de l’ébullition dans la partie haute du cœur. Si l’écoulement est instable, l’excursion de débit conduisant à l’assèchement des aiguilles puis à leur dégradation est aussi modélisée. A la suite d’un tel transitoire, l’outil calcule la fusion et la relocalisation des gaines et du combustible ainsi que l’entraînement d’acier liquide par les vapeurs de sodium et le possible bouchage de l’assemblage par des matériaux resolidifiés, avant de suivre l’évolution de bains fondus qui conduisent à la rupture des tubes hexagonaux. Les mouvements de matériaux induisent aussi des effets neutroniques complexes qui sont traités dans la modélisation.Les modélisations effectuées pour construire l’outil MACARENa ont été validées sur des expériences à effets séparés (thermohydraulique ou de dégradation) et des résultats issus de code déterministes.Finalement, des études de propagation d’incertitudes et d’analyses de sensibilité sont réalisées avec cet outil afin d’illustrer son intérêt vis-à-vis de la démonstration de sûreté.

Within the framework of the Generation IV Sodium-cooled Fast Reactor (SFR) R&D program of CEA (French Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives), safety in case of severe accidents is assessed.Such transients are usually simulated with mechanistic codes (such as SAS-SFR and SIMMER III). As a complement to these codes, which give reference accidental transient calculations, a new physico-statistical approach is currently followed by the CEA; its final objective being to derive the variability of the main results of interest for safety. This approach involves a fast-running description of extended accident sequences coupling physical models for the main phenomena to advanced statistical analysis techniques. It enables to perform a large number of simulations in a reasonable computational time and to describe all the possible bifurcations of the accident transient.In this context, this PhD work presents the physical tool (models and results assessment) dedicated to the initiation and primary phases of an Unprotected Loss Of Flow accident (i.e. until the end of sub-assemblies degradation and before large molten pools formation). The accident phenomenology during these phases is described and illustrated by numerous experimental evidences.It is underlined that the features of the new heterogeneous core concept (called CFV of the French ASTRID prototype) leads to different kinds of ULOF transients than those occurring in the previous past homogeneous cores (SuperPhenix, Phenix...). Indeed, its negative void effect drops the nuclear power when sodium heats-up and possibly boils. This enables three types of ULOF transients characterized by various core final states; the first two types leading to final coolable core states in natural circulation flow (the first one in single phase, the second one in stabilized two-phase flow) whereas the core undergoes a flow excursion followed by sub-assemblies degradation in the last type. In this study, a particular attention is paid to stabilize boiling occurrence which leads to minimize severe accident consequences.The phenomena occurring during the various ULOF transients are modelled in accordance to the level of details required to catch all the possible bifurcations of the transient. The tool coupled different (2D, 1D and 0D) models of thermics, thermo-hydraulics, core degradation (material melting and motions) and neutronics. The assumptions associated to these models are highlighted, discussed and validated. The physical tool capability of simulating the various realistic ULOF transients (without boiling, with stabilized boiling or flow excursion after boiling) is demonstrated by comparisons to experimental results (GR19, SCARABEE experiments) and to mechanistic simulations (CATHARE2 and SIMMER III).Parametric studies are then carried out on two variables: the fuel burn-up and the model of neutronic feedbacks. They underline the important influence of these parameters on the transient and the final core state. Finally, a preliminary sensitivity analysis (2000 simulations) is performed on 26 uncertain parameters (linked to initial core configuration, accident features, model uncertainties and radial nodalization). The variability of the final core state is underlined and quantified; only around 25% of cases lead to core degradation. The main influent parameters on transient phenomena are also identified, enabling to prioritize core design and safety studies.In the future, this tool will be used for safety-informed design and stability analyses of fast reactor systems, allowing to emphasize the main dominant phenomena and trends of significance for safety assessment.