Le programme Serena

Le programme expérimental Serena - Steam Explosion REsolution for Nuclear Applications – est un projet international coordonné par l’OCDE auquel participe l’IRSN avec son logiciel MC3D, en partenariat avec le CEA.

Serena a été lancé en 2001 pour évaluer comment les codes de calculs existants prévoient les effets d’une explosion de vapeur dans un réacteur nucléaire à eau (résultant du contact entre le combustible fondu ou corium, et l’eau), et pour définir quelles améliorations leur apporter afin de mieux gérer ce risque.

La première phase de ce programme s’est déroulée entre 2001 et 2006. Elle a regroupé des scientifiques issus de 10 pays, spécialistes des explosions de vapeur générées par des interactions entre le combustible nucléaire et le matériau réfrigérant. Les résultats donnés par les différents codes des partenaires du projet, dont notamment le code MC3D de l’IRSN, ont été comparés avec les données issues d’expériences existantes et entre eux sur des calculs de réacteurs à eau, à la fois pour la phase de prémélange et pour la phase d’explosion.

 
Cette comparaison a fait apparaître des différences très importantes entre les modèles utilisés d’un code à l’autre. Compte tenu de ces résultats, les spécialistes ont néanmoins estimé que les effets de l’interaction combustible-réfrigérant (ICR) à l’intérieur de la cuve du réacteur ne risquaient probablement pas d’affecter l’intégrité de l’enceinte de confinement. En revanche, certains résultats montrent que cela ne pourrait pas être exclu si l’ICR se produisait hors de la cuve, ce qui ne permet pas de quantifier les marges de sécurité.

Ce constat a mis en évidence un manque de connaissances sur le phénomène de l’ICR. Les résultats ont clairement montré que les incertitudes demeurent :

Une deuxième phase du programme Serena a donc été lancée en 2008, pour quatre ans, avec pour objectif 

• de fournir des données expérimentales pour expliquer le comportement des bains fondus de corium prototypique pendant l'interaction, 
• de fournir des données expérimentales inédites pour la validation de modèles pour les matériaux prototypiques, y compris la distribution spatiale du combustible et du vide au cours du pré-mélange et au moment de l’explosion, 
• de fournir des données expérimentales concernant l’explosion de vapeur en situations plus représentatives des cas réacteurs pour vérifier les capacités d’extrapolation géométrique des codes.

Ces travaux serviront par ailleurs pour les EPS de niveau 2 développées par l’IRSN.

La seconde phase du projet s’appuie sur deux installations permettant d’effectuer des essais d’explosion de vapeur en mettant en présence du corium prototypique fondu et de l’eau : TROI gérée par KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute - Institut coréen de recherche sur l’énergie atomique, Corée du Sud) et KROTOS transférée au Commissariat à l’énergie atomique (CEA) de Cadarache après plusieurs années de fonctionnement au centre de recherche de la communauté européenne d’Ispra en Italie.

Grâce à leurs performances technologiques et une instrumentation poussée, TROI et KROTOS fourniront des données de meilleure qualité que celles utilisées dans la première phase du projet. Les installations permettront notamment une meilleure observation du comportement du corium fondu (radioscopie à rayons X de haute énergie dans KROTOS et tomographie dans TROI), une maîtrise plus grande des caractéristiques du jet de corium injecté (facilitant ainsi la modélisation), ainsi que les analyses physiques et chimiques des débris après essais.

De par ses dimensions, KROTOS est utilisée pour l’étude analytique des caractéristiques intrinsèques de l’ICR en géométrie unidimensionnelle. Elle permet de caractériser le comportement du mélange (distribution du vide et combustible fondu) lors des phénomènes d’escalade et de propagation de l’interaction, tout en donnant la possibilité vérifier immédiatement les résultats des codes.

Avec une section d’essai plus grande, TROI est plus adaptée pour tester le comportement de l’ICR dans des conditions plus représentatives des conditions d’un réacteur, avec une géométrie multi-dimensionnelle de l’interaction combustible fondu/eau.

Le programme comprend la réalisation de six séries de deux essais complémentaires dans chacune des installations.

L’effet des propriétés du matériau combustible sera étudié en utilisant quatre compositions différentes, représentatives des conditions existant dans un réacteur.

 
Les essais seront effectués avec des conditions hors cuve représentatives, à savoir une pression de 0,2 MPa et un sous-refroidissement de 50 K.

La première série d’essais (1 dans KROTOS et 1 dans TROI) servira, en se basant sur les connaissances actuelles, à vérifier si des explosions violentes sont possibles avec le corium. L’expérience acquise au travers de ces deux essais permettra de définir les conditions des essais ultérieurs qui étudieront séparément les effets des matériaux et de la géométrie.