Modlisation de la dchirure d'une cuve REP lors d'un accident grave

Modlisation de la dchirure d'une cuve REP lors d'un accident grave

Parmi les scnarios d'accident grave de racteurs eau pressurise, ceux qui conduisent la localisation sur le fond de la cuve d'un important volume de corium liquide (corium : mlange de combustible et structure mtalliques internes en fusion aux environs de 3000C) sont particulirement tudier du point de vue mcanique. Le fond de la cuve peut subir des chargements levs en temprature et en pression et il y a donc risque de percement par instabilit mcanique, en dehors du risque de percement par fusion locale, conduisant l'panchement du corium vers l'enceinte de confinement.
Fusion d'un coeur de racteur REP et dpot de corium en fond de cuve


Des tudes prcdentes, menes suite l'accident de Three Miles Island (TMI) qui s'est produit aux Etats Unis en 1979, ont montr les limites des donnes matriaux disponibles et des modlisations utilises pour interprter le comportement de la cuve lors de l'accident. Si les tudes prcdemment menes dans le cadre du programme RUPTHER men par le CEA en collaboration avec EDF et FRAMATOME de 1995 1999 ont permis d'amliorer considrablement la modlisation du comportement haute temprature de l'acier de cuve, en particulier le mode de rupture et le temps de ruine, la prdiction de la taille finale de la brche voire de sa propagation au cours du temps a t peu tudie.

C'est la demande de l'IRSN que nous nous sommes trouvs impliqus dans le programme international NRC et OCDE LHF/OLHF (Lower Head Failure) d'essais de rupture de maquettes reprsentatives d'un fond de cuve l'chelle 1/5 raliss Sandia National Labs. Le but principal de ce programme est d'enrichir, d'une part, les connaissances sur le phnomne physique relatif la rupture du fond de cuve, d'autre part, les bases de donnes exprimentales ncessaires au dveloppement et la validation de la modlisation numrique.
Nous portons une attention particulire l'volution de la brche au cours du temps qui est un paramtre essentiel pour la prdiction des consquences de la rupture et du droulement ultrieur de l'accident et donc finalement de l'intgrit de l'enceinte du racteur qui reprsente sa troisime et dernire barrire de confinement. La modlisation numrique se doit d'tre capable de prdire la fois le comportement mcanique global de la cuve, mais aussi la position de la brche et sa propagation au cours du temps ainsi que sa taille finale. L'enjeu scientifique est li aux chargements thermo-mcaniques complexes qu'il faut prendre en compte et la prsence de phnomnes coupls : couplage du comportement l'endommagement du matriau, couplage de la pression dans la cuve l'volution de la taille de la brche.

Les simulations sont ralises avec le code aux lments finis CAST3M du CEA dont l'architecture en boite outils est un avantage dcisif dans ce type de modlisation. Les premiers rsultats obtenus en terme de simulation numrique sont extrmement encourageants : les essais sont en effet bien prdits. Nos prdictions sont ce jour sans quivalent.
Comparaison : Calcul Cast3M et essai LHF
IRSN : Institut de Radioprotection et de Sret Nuclaire (France)
NRC : Nuclear Regulatory Comission (USA)
OCDE : Organisation de Coopration et de Dveloppement Economique

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