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IRSN, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire

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Enhancing Nuclear Safety


Research

Theses in progress

Modeling and analysis of the coolability of corium interacting with concrete underwater


Host laboratory: ​Corium Physics Study Laboratory (LEPC)

Beginning of the thesis: October 2016

Student name: Alejandro VILLAREAL LARRAURI


Subject description (in French)
La perte prolongée du refroidissement d'un réacteur nucléaire peut conduire à la fusion du combustible et des matériaux de structure l'environnant en un magma appelé corium, comme mis en évidence récemment à Fukushima. Ce corium surchauffé porte une puissance résiduelle du fait de la présence d'éléments radioactifs et il peut conduire à une mise en défaut du confinement du réacteur en cas d'interaction avec le béton du radier de l'enceinte.

L'injection d'eau sur le dessus du corium pour le refroidir et le stabiliser hors-cuve est un moyen envisagé de mitigation de la progression d'un accident grave dans le cadre des analyses relatives à l'extension de la durée de vie des réacteurs français (DDF), et représente donc un enjeu fort de sûreté.

À l'issue d'un nombre assez important d'expériences réalisées, les mécanismes fondamentaux du refroidissement ont été identifiés. Cependant, du fait de leur complexité, leur compréhension phénoménologique est incomplète et les modèles développés sont incertains. Au-delà de la complexité des phénomènes eux-mêmes, les expériences manquent de représentativité par rapport au cas réacteur.

L'IRSN est engagé dans un programme expérimental réa1isé à ANL (Argonne National Laboratory), conduit par EDF, dénommé CCI, avec notamment les trois essais réalisés récemment CCI-7, CCI-8 et CCI-9 ; les résultats de l'essai CCI-9 sont en cours d'analyse. Fin 2017, un essai CCI-10 complémentaire sera réalisé.

L'objectif de la thèse est de proposer une modélisation mécaniste de type CFD de la phénoménologie pour interpréter les expériences puis extrapoler la phénoménologie identifiée et modélisée aux conditions attendues des situations accidentelles dans le cas de réacteur.

La modélisation sera développée en s'appuyant sur l'approche générique de l'interaction corium-eau (ICE) mise en oeuvre dans le logiciel de thermohydraulique multiphasique MC3D. Les processus d'ablation du béton seront présupposés (en conditions limites).

Les résultats de la thèse seront pris en considération par les équipes de l'IRSN pour développer une modélisation simplifiée pour le logiciel ASTEC de simulation de la progression et des conséquences des accidents en réacteurs.


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