Fuel discharge towards the core catcher in sodium-cooled fast reactor under severe accident conditions with mitigation devices - TEL - Thèses en ligne Accéder directement au contenu
Thèse Année : 2022

Fuel discharge towards the core catcher in sodium-cooled fast reactor under severe accident conditions with mitigation devices

Cheminement du combustible vers le récupérateur en situation de mitigation d’accident grave dans un réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium

Eszter Csengeri
  • Fonction : Auteur

Résumé

In recent years, a new 4th generation of nuclear reactors is under development. The most promising candidate to fulfil the requirement in terms of sustainability, safety, economic competitiveness, reduced nuclear waste production and proliferation resistance is the Sodium-cooled Fast Reactor concept. In this context, the ASTRID project is launched at CEA since 2009. The ASTRID project involves large R&D investment aiming to demonstrate on an industrial scale the relevance and performance of innovative technological breakthroughs. One of these breakthroughs is an innovative severe accident mitigation strategy developed for the ASTRID reactor CFV-V3 core design. The mitigation is achieved by implementing special design mitigation transfer tubes into the core and an in-vessel core catcher. The transfer tubes are envisaged to evacuate the mixture of reactive molten materials from the core region and thus decrease the probability and amplitude of further energetic power excursions.For the pre-conceptual phase of French Generation IV SFR program, it is necessary to have a robust demonstration of the performance of the mitigation devices in order to reduce uncertainties influencing the safety assessment. The theoretical demonstration is currently based on best-estimate calculations with code SIMMER. Previous reactor calculations for the ASTRID design on severe accident scenarios with mitigation strategy have demonstrated that the discharge of degraded core inventory via transfer tubes may be efficient. On the other hand, SIMMER simulations highlighted uncertainties linked to the degraded core motion, in particular solid debris components inside the transfer tubes. The consideration of solid particles is of high importance in CFV concept where the low energetic natural behavior of the core prevents massive fuel melting and enhances the production of fuel debris from pellet fragmentation.In this context, the thesis focuses on the relocation mechanism of the degraded core inventory via transfer tubes in the frame of the SIMMER code. The objective is to improve SIMMER modelling of particle-size solid debris dynamics, in order to predict the scenario of molten/degraded core discharge with a higher confidence and to contribute therefore to the safety evaluation of future generation SFRs.The thesis work constitutes the development and validation of a comprehensive modelling set for the dynamics of dense particulate flows in the SIMMER-V code. Firstly, the general context in which the thesis work has been defined is exposed. Secondly, we focus on the localized physical phenomena taking place during the discharge process via the transfer tube and its current state-of-the-art numerical modelling by SIMMER code. In contrast to the state-of-the-art approach, the main outcomes of the bibliographic review around solid particle dynamics are presented. Concluding on this, the developed models (inspired by granular flow theory correlations) and their numerical implementation into the SIMMER code environment are introduced. The impact of such models is demonstrated through comparison with the original SIMMER particle approach through simplified test cases for which analytical or empirical solutions exist. After, the performances of the new models are studied for an integral effect test together with a sensitivity study highlighting the influence of uncertain modelling parameters. Then we return to the initial motivation of the thesis work about the simulation of the whole reactor in case of a reference accidental scenario. Following the entire transient evolution, the mitigation performance applying the newly developed particle dynamics models is assessed. Lastly, the conclusions are summarized, and perspectives for future research on the continuation of this work are outlined in the seventh chapter.
Depuis quelques années, une nouvelle 4e génération de réacteurs nucléaires est en cours de développement. Le candidat le plus prometteur pour répondre aux exigences en termes de durabilité, de sécurité, de compétitivité économique, de réduction de la production de déchets nucléaires et de résistance à la prolifération est le concept de réacteur rapide refroidi au sodium. Le projet ASTRID est lancé au CEA depuis 2009. Le projet ASTRID implique des investissements importants en R&D visant à démontrer à l'échelle industrielle la pertinence et la performance des ruptures technologiques innovantes. L'une de ces avancées est une stratégie innovante d'atténuation des accidents graves développée pour la conception du cœur du réacteur CFV-V3 d'ASTRID. L'atténuation est réalisée en mettant en œuvre des tubes de transfert d'atténuation de conception spéciale dans la carotte et un collecteur de carottes dans le navire. Les tubes de transfert sont prévus pour évacuer le mélange de matériaux fondus réactifs de la région du cœur et ainsi diminuer la probabilité et l'amplitude d'autres excursions de puissance énergétique.Pour la phase pré-conceptuelle du programme français SFR Génération IV, il est nécessaire de disposer d'une démonstration robuste des performances des dispositifs d'atténuation afin de réduire les incertitudes influençant l'évaluation de la sûreté. La démonstration théorique est actuellement basée sur des calculs avec le code SIMMER. Des calculs de réacteurs antérieurs pour la conception ASTRID sur des scénarios d'accidents graves avec stratégie d'atténuation ont démontré que le rejet du stock de cœur dégradé via des tubes de transfert peut être efficace. D'autre part, les simulations SIMMER ont mis en évidence des incertitudes liées au mouvement du cœur dégradé, en particulier des composants de débris solides à l'intérieur des tubes de transfert.La thèse porte sur le mécanisme de relocalisation du stock de cœurs dégradés via des tubes de transfert dans le cadre du code SIMMER. L'objectif est d'améliorer la modélisation SIMMER de la dynamique des débris solides granulométriques, afin de prédire le scénario de décharge du cœur fondu/dégradé avec une plus grande confiance et de contribuer ainsi à l'évaluation de la sûreté des futures générations de SFR.Le travail de thèse constitue le développement et la validation d'un ensemble complet de modélisation de la dynamique des écoulements denses de particules dans le code SIMMER-V. Dans un premier temps, le contexte général dans lequel le travail de thèse a été défini est exposé. Dans un second temps, nous nous concentrons sur les phénomènes physiques localisés se déroulant lors du processus de décharge via le tube de transfert et sa modélisation numérique de pointe actuelle par le code SIMMER. Contrairement à l'approche de l'état de l'art, les principaux résultats de la revue bibliographique autour de la dynamique des particules solides sont présentés. En conclusion, les modèles développés (inspirés des corrélations de la théorie des écoulements granulaires) et leur implémentation numérique dans l'environnement de code SIMMER sont introduits. L'impact de tels modèles est démontré par comparaison avec l'approche particulaire originale SIMMER à travers des cas de tests simplifiés pour lesquels des solutions analytiques ou empiriques existent. Ensuite, les performances des nouveaux modèles sont étudiées pour un test d'effet intégral. Puis nous revenons à la motivation initiale du travail de thèse sur la simulation de l'ensemble du réacteur dans le cas d'un scénario accidentel de référence. Après toute l'évolution transitoire, les performances d'atténuation en appliquant les nouveaux modèles de dynamique des particules sont évaluées. Enfin, les conclusions sont résumées et des perspectives de recherches futures sur la poursuite de ces travaux sont esquissées dans le septième chapitre.
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Origine Version validée par le jury (STAR)

Dates et versions

tel-03685272 , version 1 (02-06-2022)

Identifiants

  • HAL Id : tel-03685272 , version 1

Citer

Eszter Csengeri. Fuel discharge towards the core catcher in sodium-cooled fast reactor under severe accident conditions with mitigation devices. Génie civil nucléaire. Université Grenoble Alpes [2020-..], 2022. English. ⟨NNT : 2022GRALI022⟩. ⟨tel-03685272⟩

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