Modélisation de la déchirure d'une cuve REP lors d'un accident grave

Modélisation de la déchirure d'une cuve REP lors d'un accident grave

Parmi les scénarios d'accident grave de réacteurs à eau pressurisée, ceux qui conduisent à la localisation sur le fond de la cuve d'un important volume de corium liquide (corium : mélange de combustible et structure métalliques internes en fusion aux environs de 3000°C) sont particulièrement à étudier du point de vue mécanique. Le fond de la cuve peut subir des chargements élevés en température et en pression et il y a donc risque de percement par instabilité mécanique, en dehors du risque de percement par fusion locale, conduisant à l'épanchement du corium vers l'enceinte de confinement. Fusion d'un coeur de réacteur REP et dépot de corium en fond de cuve

Des études précédentes, menées suite à l'accident de Three Miles Island (TMI) qui s'est produit aux Etats Unis en 1979, ont montré les limites des données matériaux disponibles et des modélisations utilisées pour interpréter le comportement de la cuve lors de l'accident. Si les études précédemment menées dans le cadre du programme RUPTHER mené par le CEA en collaboration avec EDF et FRAMATOME de 1995 à 1999 ont permis d'améliorer considérablement la modélisation du comportement à haute température de l'acier de cuve, en particulier le mode de rupture et le temps de ruine, la prédiction de la taille finale de la brèche voire de sa propagation au cours du temps a été peu étudiée. C'est à la demande de l'IRSN que nous nous sommes trouvés impliqués dans le programme international NRC et OCDE LHF/OLHF (Lower Head Failure) d'essais de rupture de maquettes représentatives d'un fond de cuve à l'échelle 1/5 réalisés à Sandia National Labs. Le but principal de ce programme est d'enrichir, d'une part, les connaissances sur le phénomène physique relatif à la rupture du fond de cuve, d'autre part, les bases de données expérimentales nécessaires au développement et à la validation de la modélisation numérique.

Nous portons une attention particulière à l'évolution de la brèche au cours du temps qui est un paramètre essentiel pour la prédiction des conséquences de la rupture et du déroulement ultérieur de l'accident et donc finalement de l'intégrité de l'enceinte du réacteur qui représente sa troisième et dernière barrière de confinement. La modélisation numérique se doit d'être capable de prédire à la fois le comportement mécanique global de la cuve, mais aussi la position de la brèche et sa propagation au cours du temps ainsi que sa taille finale. L'enjeu scientifique est lié aux chargements thermo-mécaniques complexes qu'il faut prendre en compte et à la présence de phénomènes couplés : couplage du comportement à l'endommagement du matériau, couplage de la pression dans la cuve à l'évolution de la taille de la brèche. Les simulations sont réalisées avec le code aux éléments finis CAST3M du CEA dont l'architecture en boite à outils est un avantage décisif dans ce type de modélisation. Les premiers résultats obtenus en terme de simulation numérique sont extrêmement encourageants : les essais sont en effet bien prédits. Nos prédictions sont à ce jour sans équivalent.

Comparaison : Calcul Cast3M et essai LHF

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