Le logiciel DRACCAR

La recherche

27/03/2014

Dernière mise à jour Aout 2021

Au sein de la plateforme logicielle FUEL+, le logiciel DRACCAR (Déformation et renoyage d'un assemblage de crayons combustibles pendant un accident de refroidissement), développé par l’IRSN depuis 2006, est utilisé pour l’analyse de sûreté des réacteurs à eau sous pression (REP) et en soutien aux programmes de recherche dans le domaine du comportement des crayons combustibles suite à un accident de perte de refroidissement (APRP) correspondant, par exemple, à une brèche dans le circuit primaire d’un réacteur à eau sous pression ou à la vidange d’une piscine d’entreposage du combustible. Au cours de tels accidents, l’eau n’assure plus à plus ou moins long terme un refroidissement suffisant des assemblages ce qui conduit à l’échauffement des crayons combustibles et à leur éventuelle dégradation. La pression s’exerçant à l’intérieur de chaque crayon, associée à la montée en température, peut entrainer le gonflement et même la rupture de la gaine entourant le combustible. D’autre part, ce gonflement peut occasionner un bouchage significatif d’une partie du cœur et ainsi compromettre le refroidissement par l’eau injectée par les systèmes de secours. DRACCAR permet de simuler les phénomènes caractéristiques de tels accidents et d’évaluer les conséquences vis-à-vis de la sûreté.

Objectifs

Le logiciel DRACCAR est un outil de simulation 3D multi-crayons qui modélise le comportement thermochimique et mécanique des crayons de combustible refroidis par l’eau, notamment afin d’évaluer la température maximale de gaine atteinte lors d’un APRP, d’évaluer le taux de bouchage lié aux crayons déformés et son impact sur le refroidissement du cœur. Ce logiciel multi-physique couple les phénomènes thermiques (comme le rayonnement), mécaniques (comme le fluage et l’éclatement des gaines), thermochimiques (comme l’oxydation des gaines) et thermohydrauliques intervenant lors d’un accident de perte de réfrigérant primaire.

Il permet en particulier :

de réaliser une interprétation cohérente de l’ensemble de la base de données expérimentales dédiée à l’APRP, que ce soit en géométrie « mono-crayon » ou « grappe de crayons », avec du combustible réel ou bien un simulant, pour les expériences à effets séparés, semi-intégrales et intégrales ;
de transposer à l’échelle du réacteur les phénomènes mis en jeu grâce à des modèles validés sur ces résultats d’essais et d’identifier les manques de connaissances via des études exploratoires ;
de réaliser des études en support à l’analyse de sûreté pour vérifier et consolider les méthodes et approches utilisées pour l’analyse de sûreté liée à l’APRP.

Essai Phébus LOCA © IRSN 1/8 d'assembage 17x17 REP © IRSN

Le logiciel DRACCAR est également utilisé pour simuler la phase de dénoyage (perte d’eau) lors des accidents de perte de refroidissement pouvant affecter les piscines d’entreposage des assemblages de combustible usés. En revanche, la fusion des matériaux qui peut être consécutive à la perte du refroidissement par l’eau est hors de son champ d’application.

Architecture et modèles physiques

Le logiciel s’appuie sur une description 3D des crayons de combustible dans un maillage thermohydraulique 3D non-conforme. Le logiciel DRACCAR est organisé autour d’une interface de couplage entre un code « structure » ICARE3D et un code thermohydraulique à l’échelle système. Le code « structure » ICARE3D permet de représenter les structures du cœur, crayons combustibles, crayons absorbants, grilles de maintien ou de mélange ainsi que des spécificités des dispositifs expérimentaux comme par exemple les boitiers.

La thermohydraulique à l’échelle du système (cœur, boucles du circuit primaire, circuit secondaire et systèmes de sauvegarde comme par exemple les injections de sécurité) peut être modélisée par un code thermohydraulique système couplée à la représentation des crayons combustibles par ICARE3D.

Pour simuler la thermohydraulique, DRACCAR propose le couplage à deux codes de thermohydraulique qui peuvent respectivement être utilisés pour représenter les écoulements au sein des canaux combustibles et dans les circuits :

CESAR, le module de thermohydraulique, développé par l'IRSN, du logiciel de simulation accident grave ASTEC . CESAR est un code thermohydraulique système (5 ou 6 équations) utilisant un maillage 3D non conforme des canaux cœurs. CESAR offre également de bonnes performances numériques (optimisation du solveur, parallélisme). CESAR est notamment utilisé pour des applications nécessitant un nombre important de calculs (calculs d’incertitudes) ou des maillages très détaillés.
CATHARE-3¹, le code thermohydraulique développé par le CEA (en partenariat avec EDF, Framatome et l’IRSN) qui constitue une évolution du code CATHARE-2 considéré comme un des outils de référence pour la simulation thermohydraulique des accidents de dimensionnement des réacteurs à eau sous pression (notamment pour l’APRP). L’emploi de CATHARE-3 permet de bénéficier d’un meilleur niveau de validation par rapport au code CESAR. C’est donc l’outil de référence thermohydraulique pour les études réalisées en support à l’expertise.

Les modèles de DRACCAR traitent :

les transferts thermiques par conduction, par convection et par rayonnement au sein des crayons et entre les crayons ;
l’oxydation des gaines et des tubes guides en alliage de zirconium dans une atmosphère vapeur (et dans l’air pour les accidents de dénoyage de piscine);
le comportement thermomécanique des gaines (déformation et rupture) ;
l’éventuel contact entre crayons voisins et son incidence sur les transferts thermiques et chimiques ;
la relocalisation du combustible par effondrement des pastilles combustibles fragmentées dans la zone ballonnée du crayon ;
l’écoulement des gaz de fission dans le crayon combustible ;
la thermohydraulique 3D diphasique à l’échelle sous canal, incluant les transferts thermiques fluide-structures ainsi qu’un modèle de renoyage.

Architecture logicielle de DRACCAR

Le couplage entre le code structure ICARE3D et les codes thermohydrauliques CESAR et CATHARE-3 utilise une interface informatique générique, applicable pour le couplage avec tout autre code de thermohydraulique système.
DRACCAR s’appuie également sur un ensemble de modules périphériques développés à l’IRSN comme le gestionnaire de base de données ODESSA, qui offre des outils informatiques performants de pré et post-traitement. DRACCAR utilise aussi la base de données de propriétés et de lois de comportement matériaux MDB (Material Data Bank). Cette base propose l’ensemble des propriétés nécessaires pour représenter les matériaux du cœur. Si besoin, ces données matériaux peuvent être complétées ou modifiées par les utilisateurs.

En complément, DRACCAR peut être couplé à des outils spécifiques développés par l’IRSN, par exemple pour l’étude de la fragilisation du gainage (SHOWBIZ) ou pour l’analyse des incertitudes (SUNSET ). Les performances numériques et la flexibilité du logiciel DRACCAR permettent les études paramétriques pour juger de l’influence de certaines hypothèses de modélisation ou de l’interaction entre les phénomènes.

Validation et perspectives de développement

Une première version DRACCAR V1, livrée en mars 2008, a été validée sur les expériences dédiées aux phénomènes mis en jeu en situation d’APRP (EDGAR² , PHEBUS LOCA³ , PERICLES⁴ , REBEKA⁵ , HALDEN⁶ …). En 2017, la première version « industrielle » du logiciel, DRACCAR V2.3.1, a été finalisée. Cette version propose notamment le couplage au code thermohydraulique de référence CATHARE-3.

La version actuelle du logiciel, DRACCAR V3.0.1, a été validée sur près de 200 essais dédiés à la phénoménologie des accidents de pertes de réfrigérant primaire. Le processus de validation intègre des comparaisons avec des expériences à effets séparés (c’est-à-dire où chaque phénomène physique est étudié séparément, comme EDGAR), des expériences multi-crayons hors pile (dédiées au renoyage des crayons comme PERICLES, SEFLEX⁷ ou ACHILLES⁸ ou à la thermomécanique comme REBEKA), des expériences en pile sur crayons irradiés (i.e. en réacteur expérimental comme HALDEN) et des expériences intégrales couplant l’ensemble des phénomènes (comme PHEBUS LOCA). Cette version du logiciel est également utilisée en support à l’interprétation des résultats du programme hors pile OCDE SCIP-III9 visant à caractériser les phénomènes de fragmentation, relocalisation et dispersion de combustibles irradiés en situation d’APRP.

Les programmes expérimentaux PERFROI et DENOPI, menés par l’IRSN et soutenus par l’Agence Nationale pour la Recherche dans le cadre des investissements d’avenir post accident de Fukushima-Daiichi, contribuent spécifiquement à la validation et à l’amélioration des modèles de DRACCAR. Pour la version suivante de DRACCAR, les enjeux associés à la simulation concernent principalement l’amélioration de la prédiction de la rupture des gaines (expériences PERFROI - ELFE), de la modélisation du contact entre crayons (expériences PERFROI - COCAGNE) et de l’évaluation du refroidissement de crayons déformés (expériences PERFROI - COAL).

D’autres développements dans le logiciel DRACCAR visent à traiter des modélisations multi-échelles, permettant un focus sur les crayons combustibles d’un assemblage particulier au sein d’un cœur entier connecté aux boucles et systèmes des circuits primaires et secondaires d’un réacteur nucléaire. Ces applications multi-échelles permettront de réaliser à l’aide d’un seul outil des études de complexité adaptée en support à l’expertise.

Environnement scientifique et collaborations

DRACCAR est développé par l’IRSN en partenariat avec EDF et Framatome.

DRACCAR est un outil de capitalisation de la connaissance acquise sur l’APRP, bénéficiant des programmes expérimentaux menés par l’IRSN et d’autres organismes internationaux. Ses simulations contribuent aussi à identifier les manques de connaissances sur ce type d’accident, et à spécifier les expériences à réaliser pour combler ces manques, comme c’est le cas pour les programmes PERFROI et DENOPI. Le développement de DRACCAR bénéficie d’un environnement scientifique de haut niveau, notamment au travers de collaborations avec des partenaires de la recherche académique : le Laboratoire des matériaux d’Énergétique et de Mécanique Théorique et Appliquée de Nancy et l’Institut de Mécanique des Fluides de Toulouse qui contribuent à l’acquisition de données expérimentales et au développement de modèles à l’échelle locale. Enfin, des activités de benchmark (comparaison entre outils de simulation) et de validation sont réalisées dans le cadre de projets européens et internationaux supportés notamment par l’OCDE.

Références

Emonot, P., Souyri, A., Gandrille, J., Barré, F., 2011. CATHARE-3: A new system code for thermal-hydraulics in the context of the Neptune project. Nuclear Engineering and Design 241, 4476–4481
Forgeron, T., et al., “Experiment and modelling of advanced fuel rod behavior under LOCA conditions : α↔β phase transformation kinetics and EDGAR methodology”, in proceedings of the 12th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry, ASTM STP 1354, (2000), pp. 256-278
Scott de Martinville, E.& Pignard, M., “International Standard Problem ISP 19. Behavior of a Fuel Rod Bundle during a Large Break LOCA Transient with a Two Peaks Temperature History (PHEBUS Experiment). Final Comparison Report” . OECD/NEA CSNI Report n°131, 1987.
Veteau, J. , Digonnet, A., PERICLES programme: boil-up, boil-off and reflooding high pressure experiments in a PWR assembly. European Two Phase Flow Group Meeting, Paris. 1989
Karwat, H., et al., 1985. International standard problem ISP 14 : Behaviour of a fuel bundle simulator during a specified heat-up and flooding period - REBEKA experiment - final comparison report. Tech. Rep. CSNI report 98,OECD/NEA, Committee on the Safety of Nuclear Installations.
Wiesenack, W., et al., Safety significance of the Halden ifa-650 LOCA test results. Tech. Rep. NEA/CSNI/R(2010)5 - JT03292495, OECD/NEA, Committee on the Safety of Nuclear Installations. 2010
Ihle, P., Rust, K., 1987. PWR reflood experiments using full length bundles of rods with Zircaloy claddings and alumina pellets: results of the SEFLEX program. Nuclear Engineering and Design 99, 223–237
Dore, P., Pearson, K., 1991. ACHILLES ballooned experiments. Tech. Rep. AEA-TRS-1060, AEEW-R 2590 (included in OECD/NEA CSNI-1015/01), Nuclear Electric (former CEGB), AEA Technology, Winfrith Technology Centre
SCIP-3 OECD/NEA project, NEA Studsvik Cladding Integrity Project (SCIP-3). 2014. https://www.oecd-nea.org/jointproj/scip-3.html, accessed:2017-12-06, project period : 2014 to 2019