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FP7

JASMIN — Résultat en bref

Project ID: 295803
Financé au titre de: FP7-EURATOM-FISSION
Pays: France
Domaine: Industrie, Sécurité

De nouveaux modèles pour améliorer la sécurité des réacteurs rapides refroidis au sodium

La sécurité est une des difficultés majeures associées aux nouveaux réacteurs à neutrons rapides de Génération IV (Gen-IV). Des travaux de recherche et de développement soutenus par un financement de l'UE ont débouché sur la mise à jour des codes informatiques utilisés actuellement pour modéliser avec précision des conceptions de réacteur innovantes et des scénarios d'accidents.
De nouveaux modèles pour améliorer la sécurité des réacteurs rapides refroidis au sodium
Le projet JASMIN (Joint advanced severe accidents modelling and integration for Na-cooled fast neutron reactors), financé par l'UE, a été mis en place pour fournir un outil de modélisation intégrale pour un des six réacteurs rapides refroidis au sodium de technologie Gen-IV. La plateforme ASTEC-Na s'appuie sur le code ASTEC (European Accident Source Term Evaluation Code) pour les accidents graves dans les réacteurs à eau légère.

Les codes informatiques actuellement disponibles ont été développés dans les années 1980 pour la génération précédente de réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. Le nouveau code ASTEC-Na pour la Génération-IV de réacteurs rapides refroidis au sodium est un outil intégré à une architecture moderne et souple qui facilite l'intégration des nouveaux modèles physiques nécessaires aux conceptions avancées et fonctionnalités spécifiques. Son développement est basé sur des modules existants du logiciel LWR ASTEC et sur des modèles dérivés de l'outil de simulation SCANAIR. En outre, l'équipe a développé des modèles physiques améliorés qui tiennent compte des phénomènes spécifiques aux réacteurs rapides refroidis au sodium et des résultats des recherches récentes.

Cet outil numérique avancé est capable d'évaluer les conséquences d'une panne de crayon combustible sur le déplacement des matériaux et les charges du système primaire. Par ailleurs, il fournit une estimation du terme radiologique et chimique source potentiel dû à la fois à la matière radioactive produite par le déplacement des produits de fission et à la formation de particules d'oxyde de sodium/hydroxyde susceptibles d'être libérées accidentellement dans l'environnement.

Le code et les modèles informatiques ASTEC-Na portent sur quatre domaines de sécurité liés au sodium: thermohydraulique, thermomécanique des crayons combustible, terme source et neutronique. Les nouveaux modèles décrivent en particulier la corrélation entre le transfert de chaleur et de masse du sodium dans le réacteur, la déformation de la gaine, la libération de gaz de fission, le comportement thermomécanique du carburant, et la synthèse physique et chimique des aérosols de sodium rejetés dans l'environnement.

ASTEC-Na sert maintenant de code de référence européen pour les accidents graves dans les réacteurs à eau légère et son utilisation a été étendue à d'autres réacteurs refroidis par eau, notamment aux réacteurs à eau pressurisée, aux réacteurs de puissance à caloporteur et modérateur eau (VVER), aux réacteurs à eau bouillante et aux réacteurs CANDU (CANada Deuterium Uranium).

En exploitant les connaissances apportées par le logiciel ASTEC-Na et la base de données expérimentale, les résultats du projet JASMIN contribuent à préserver les connaissances produites dans le cadre de plus de 40 années de recherche et de développement.

Informations connexes

Thèmes

Nuclear Fission

Mots-clés

Réacteur rapide refroidi au sodium, réacteurs à neutrons rapides, scénarios d'accident, JASMIN, ASTEC-Na