Le logiciel SCANAIR

Au sein de la plateforme logicielle FUEL+, le logiciel SCANAIR (Système de Codes pour l'ANalyse d'Accidents d'Insertion de Réactivité), développé par l'IRSN depuis le début des années 90, a pour objectif de simuler le comportement thermomécanique d’un crayon combustible durant un accident d'insertion de réactivité (ou RIA, Reactivity Initiated Accident) dans un réacteur à eau sous pression (REP).

Dans un réacteur à eau pressurisée, l’accident d’insertion de réactivité de référence est l’accident d’éjection de grappe. Il résulte de la défaillance de l’enveloppe sous pression d’un mécanisme pilotant une grappe de commande, c’est-à-dire un ensemble de crayons dont le matériau constitutif absorbe les neutrons et assure ainsi la régulation de la réaction nucléaire. La grappe de commande est alors éjectée sous l’effet de la différence de pression, de l’ordre de 150 bar, existant entre le cœur du réacteur et l’enceinte de confinement. Les réactions nucléaires s’emballent alors localement et très rapidement (quelques dizaines de millisecondes), ce qui se traduit par une rapide et violente génération d'énergie au sein du combustible. Cet emballement reste cependant limité grâce à un effet contraire, l’effet Doppler : l’augmentation de température du combustible entraine une plus grande absorption des neutrons, limitant ainsi les fissions nucléaires.

 

L’augmentation rapide et importante d’énergie entraine des transformations dans le combustible. D’une part, il gonfle, en raison de deux phénomènes : la dilatation du matériau combustible lui-même ; et celle des gaz produits en fonctionnement normal par les fissions nucléaires (essentiellement Krypton et Xénon) et emprisonnés dans le combustible. Ce gonflement induit une pression mécanique sur la gaine. D’autre part, une partie des gaz de fission est relâchée par le combustible et se répartit dans les interstices existant entre les pastilles de combustible et la gaine, et font ainsi pression sur cette dernière. Ces phénomènes sont d'autant plus sensibles  que l'énergie injectée dans le crayon est grande et que le taux de combustion est élevé.

Une question importante lors de l’étude du RIA est d’estimer les conditions entrainant la perte d’intégrité de la gaine, première barrière de confinement du combustible et des produits de fission et pouvant ainsi conduire à la libération de produits radioactifs dans le circuit primaire et à un aggravement de l’accident par interaction entre les fragments de combustible chaud et le fluide réfrigérant.

 

Gaine rompue lors d'un essai de RIA réalisé dans le réacteur expérimental CABRI © IRSN

 

Dans les années qui ont suivi la catastrophe de Tchernobyl (1986), des programmes de recherche ont été conduits au Japon et en France, comprenant en particulier la réalisation d’essais dans le réacteur expérimental CABRI à Cadarache. Ces programmes ont eu notamment pour objectif l’amélioration de la compréhension des phénomènes physiques pouvant conduire à une défaillance de l’étanchéité des gaines des crayons et à l’éjection de combustible dans le circuit primaire.

Depuis le début des années 90, simultanément à ces programmes de recherche, le logiciel SCANAIR est développé par l’IRSN afin de simuler le comportement d’un crayon combustible soumis à un RIA depuis le début de l’insertion de puissance jusqu’à la rupture éventuelle de la gaine, en prenant notamment en compte les phénomènes spécifiques au combustible irradié. Les principaux objectifs du logiciel sont :

 

 

Les propriétés mécaniques des matériaux de gainage en alliage de zirconium utilisées par SCANAIR sont principalement issues du programme expérimental PROMETRA [1]. Les corrélations d’échanges thermiques gaine/fluide en condition de transitoire rapide ont été validées à l’aide d'essais à effets séparés en conditions représentatives d'un REP dans la boucle PATRICIA du CEA et durant le programme NSRR dans des conditions d’eau stagnante. Le logiciel SCANAIR a été validé pour la phase d’interaction mécanique entre la pastille et la gaine (PCMI) sur les douze essais expérimentaux du programme CABRI-REP-Na [2] ainsi que les deux premiers essais du programme CIP réalisés dans la boucle d’essai en sodium du réacteur CABRI. Cette validation a été complétée avec les essais réalisés dans le réacteur japonais NSRR.
D’autres essais sont prévus dans le cadre du programme international CIP (CABRI International Program) réalisé sous les auspices de l’OCDE. Ces essais seront réalisés dans la nouvelle boucle d’essai en eau permettant d’atteindre la crise d’ébullition du fluide réfrigérant. Les résultats de ces essais réalisés dans des conditions plus représentatives du fonctionnement en réacteur permettront d’améliorer et de valider la modélisation de la phase post-crise d’ébullition (post-DNB) susceptible d’induire une perte d’intégrité de la gaine par ballonnement excessif.
Les résultats du programme expérimental FGD (Fission Gas Dynamics) qui sera réalisé dans le réacteur japonais NSRR apporteront des informations visant à améliorer la modélisation du comportement des gaz de fission au cours du transitoire de puissance.