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Le projet Jasmin

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Dernière mise à jour en avril 2016

JASMIN (Joint Advanced Severe accidents Modelling and Integration for Na-cooled fast neutron reactors) est un projet du 7e Programme-cadre de recherche et développement (PCRD) de la Commission européenne. Il vise à étendre aux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na) l’utilisation d’ASTEC, système de logiciels dédié à la simulation numérique d’accidents de fusion du cœur de réacteurs nucléaires refroidis à l’eau. JASMIN est un projet de quatre ans et demi, qui a commencé en décembre 2011 et qui s’inscrit dans l’objectif général de renforcer la robustesse des réacteurs RNR-Na de 4e génération aux accidents graves, objectif majeur de l’Agenda stratégique de recherche (Strategic Research Agenda and Deployment Strategy) de la SNE-TP (Sustainable Nuclear EnergyTechnology Platform).

 

 

Contexte et objectifs

 

L’objectif du projet européen JASMIN est d’adapter ASTEC aux réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na), l’une des filières de réacteurs de génération IV, dans la perspective plus générale de se doter d’outils de simulation numérique avancés pour ce type de réacteurs. En effet, les logiciels de simulation d’accidents dans les réacteurs RNR datent, pour la plupart, des années 80 et manquent de flexibilité pour modéliser des conceptions innovantes de réacteurs et/ou de nouveaux types de combustible.


Le projet JASMIN s’est focalisé sur la simulation numérique de la phase initiale d’un accident de fusion du cœur d’un RNR-Na. Néanmoins, de nouveaux modèles ont aussi été développés pour simuler le comportement physico-chimique d’aérosols de sodium dans l’enceinte de confinement1 et ont été intégrés dans le logiciel. L’applicatif ainsi développé - baptisé ASTEC-Na – utilise, après adaptation, de nombreux modules ASTEC déjà existants, tels que par exemple le module de thermo-hydraulique. De nouveaux modules ont par ailleurs dû être développés, notamment pour simuler le comportement thermomécanique du combustible et des gaz de fission qui y sont contenus, et pour simuler de manière simplifiée, en l’absence de déplacements trop importants  du combustible, l’évolution de la puissance neutronique générée durant un accident.


 

Déroulement du projet

 

Le projet rassemble neuf partenaires et est coordonné par l’IRSN. Il comporte essentiellement quatre types d’activités relatives à :

  • la gestion scientifique et informatique du logiciel (i.e. implémentation des modèles dans ASTEC et vérification de leur bonne implémentation), réalisée principalement par l’IRSN ;
  • l’élaboration des spécifications générales relatives à de nouveaux développements, réalisée par l’ensemble des partenaires ;
  • l’élaboration des nouveaux modèles, le partage des connaissances sur les modèles physiques existants, la comparaison des résultats de calculs avec les résultats expérimentaux existants, la comparaison avec des logiciels existants, toutes tâches réalisées par l’ensemble des partenaires ;
  • la diffusion des connaissances et la formation de chercheurs et d’étudiants.


Une première phase de 18 mois a été dédiée à la spécification des développements à réaliser et à la définition d’une matrice de tests de comparaisons de résultats de calculs ASTEC-Na soit avec des résultats expérimentaux, soit les résultats d’autres logiciels de calcul. Cette matrice concernait le comportement du combustible et la thermohydraulique en cuve : elle comportait une dizaine d’essais en mono-crayon ou en grappe réalisés sur du combustible vierge, à faible, moyen ou fort taux de combustion, avec des pastilles pleines ou annulaires pour plusieurs types de transitoires accidentels (lents ou rapides, perte de débit ou accidents de réactivité…).  



Résultats et perspectives


Plusieurs versions intégrant des développements successifs ont été élaborées et livrées aux partenaires. En particulier de nouveaux modèles du comportement physico-chimique des aérosols de sodium ont été élaborés sur la base d’essais réalisés par l’IRSN en collaboration avec l’université de Lille. Les résultats de calculs ASTEC-Na ont été comparés avec des résultats expérimentaux, principalement issus des programmes CABRI et SCARABEE pour le comportement en transitoire accidentel du combustible, et des programmes ABCOVE et FAUNA pour les feux de sodium et le comportement des aérosols de sodium, tous ces programmes ayant été réalisés dans les années 70 et 80 par l’IPSN.


L’applicatif ASTEC-Na a également été confronté à d’autres outils de calcul tels que SIMMER, SAS-SFR et CONTAIN. Son champ d’application pourra être étendu ultérieurement pour les RNR-Na à d’autres phases de l’accident grave (phase de transition, phase à long terme) et éventuellement aux réacteurs rapides refroidis par d’autres métaux fondus.


Les différents exercices de comparaison des résultats des calculs ASTEC-Na avec les résultats expérimentaux et les résultats d’autres logiciels sont en phase d’analyse finale. Ils permettront de dégager des conclusions quant au niveau de développement et à la qualité de validation atteints par ASTEC-Na et permettront d’orienter les développements ultérieurs.



1. Cela concerne notamment les accidents conduisant à une éjection du sodium primaire hors de la cuve et à sa combustion (« feux de sodium ») dans l’enceinte de confinement.