Published July 16, 2018 | Version v1
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Etude de l'ablation d'une surface solide par un jet chaud

  • 1. Université de Lorraine, CNRS, LEMTA, F-54000 Nancy, France
  • 2. CEA/DEN/CAD/SESI/LSMR/Bât. 212, 13108 Saint Paul Lez Durance Cedex, France

Description

Cet article traite de l'ablation d'une structure solide impactée par un jet de liquide chaud. Ce type de phénomène peut survenir lors d'un accident nucléaire grave avec fusion du coeur comme dans les accidents survenus à Three Mile Island ou à Fukushima. Selon le déroulement de tels accidents, un jet de corium à haute température (>2000°C) peut impacter directement la cuve du réacteur et compromettre l’intégrité de la seconde barrière de confinement. L’occurrence de ce phénomène est prise en compte dans les scénarios de sûreté nucléaire du projet de réacteur européen à neutrons rapides, ASTRID1. Pour ce réacteur de 4ème génération, la démonstration de sûreté intégrera la fusion hypothétique du coeur en s’appuyant sur des éléments de conception. Ainsi, plusieurs dispositifs de prévention et de mitigation des accidents graves existeront au sein du réacteur. En particulier, des tubes de déchargement relient le coeur fissile à un plateau récupérateur. En cas de fusion, le corium sera rapidement déchargé via ce chemin préférentiel et étalé sur ce plateau où il sera plus facile de le refroidir. La conception (matériau, géométrie et épaisseur) du récupérateur nécessite de prendre en compte la phénoménologie d’impact de jet. Dans notre étude, l'interaction du jet de corium avec le plateau récupérateur sera simulée en utilisant une analogie glace-eau ; l’idée étant de pouvoir visualiser en temps réel la cinétique d’ablation de la structure solide en utilisant de la glace transparente. Il a ainsi été possible de visualiser l’ablation, de mesurer la vitesse du front de fusion et enfin d'estimer le coefficient de transfert thermique pendant la formation de la cavité en utilisant un modèle analytique. Ce sont ces résultats qui seront exposés et analysés.

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Additional details

Funding

ESFR-SMART – European Sodium Fast Reactor Safety Measures Assessment and Research Tools 754501
European Commission