"Les réacteurs nucléaires de 4ème génération à caloporteur sodium sont une filière d'avenir, de par leur faible consommation en Uranium naturel et par la possibilité de transmutation. Le CEA souhaite donc continuer d'améliorer les outils de simulation dédiés en s'appuyant sur les nombreuses expériences réalisées en France par le passé, ainsi qu'en lançant de nouveaux programmes expérimentaux et de recherche internationaux visant à améliorer la sûreté de ces réacteurs.
Un des scénarios accidentels à prendre en compte dans le dimensionnement de ce type de réacteur est la perte de l'alimentation électrique, et donc des pompes primaires, ce qui génère une baisse progressive du débit de sodium refroidissant le cœur (Unprotected Loss Of Flow) associée à une élévation de la température du combustible.
Comme pour les réacteurs à eau pressurisée, le combustible se présente sous la forme de pastilles cylindriques de dioxyde d'uranium et de plutonium (MOx), maintenues dans une fine gaine métallique fermée aux extrémités par des bouchons soudés, appelée aiguille. En fonctionnement normal, le jeu entre les pastilles et la gaine est soit ouvert (jeu initial de montage), soit refermé, soit rempli par des composés de produits de fission formant un Joint Oxyde Gaine. Durant un transitoire ULOF, la puissance thermique du combustible diminue alors que la gaine s'échauffe, l'équilibre mécanique pastille-gaine est donc modifié par les dilatations thermiques différentes. La question est de savoir si les pastilles vont rester « ancrées » sur la gaine, se désolidariser instantanément, ou glisser progressivement. Cette question est cruciale pour évaluer correctement la température du combustible et sa position axiale, ces deux paramètres impactant directement la réactivité neutronique et donc la puissance du cœur.
Une série d'expériences réalisées par le passé dans le réacteur expérimental CABRI va permettre de valider la réponse de nos outils de calculs pour ce type de transitoire.
Objectifs:
GERMINAL est l'outil de calcul développé au CEA pour décrire finement le comportement thermomécanique et physico-chimique du combustible de type MOx des Réacteurs à neutrons rapides [https://hal-cea.archives-ouvertes.fr/cea-02339742]. Cet outil permet de simuler l'évolution du combustible lors de transitoires ULOF à partir de profils de température de gaine et de puissance linéique donnés. Actuellement, GERMINAL dispose d'un modèle simple d'ancrage du combustible dans la gaine, basé uniquement sur la fermeture du jeu, qui donne de bons résultats en fonctionnement nominal. On souhaite tester ce modèle par comparaison à des expériences d'ULOF existantes.