Advances from R2CA project on reactor simulations for burst rod number evaluation during LOCA - IRSN - Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire Accéder directement au contenu
Article Dans Une Revue Annals of Nuclear Energy Année : 2024

Advances from R2CA project on reactor simulations for burst rod number evaluation during LOCA

Apport du projet R2CA concernant la simulation d'accident réacteur APRP visant l'évaluation du nombre de crayons rompus.

Résumé

In the frame of the “Reduction of Radiological Consequences of design basis and extension accidents” European Union’s Horizon 2020 project, a specific effort was focused on the update and the development of methodologies to assess the radiological consequences of loss-of-coolant accidents. Evaluation of the radiological consequences associated to this accident is strongly linked to the prediction of the rod burst ratio and new approaches were investigated through research and development associated to accident simulation software. Complementarily to approaches chaining system thermalhydraulic simulation to fuel performance code, approaches with integral codes ASTEC, DRACCAR and ATHLET-CD were developed respectively by ENEA, IRSN and HZDR. These applications were demonstrated on LOCA simulation for PWR and highlighted the capabilities of the tools. The ASTEC PWR model was extended by ENEA, which proposes a 2D core model with an increased number of representative fuel rods. HZDR and IRSN proposes approaches based on 3D core model which are able to capture distinctive fuel assembly responses and predict the rod burst ratio according to the distribution of rod behaviors within the core. This work highlighted several possible core models to predict the rod burst ratio and which can be used in integral tools abled to couple thermal hydraulics and thermomechanics. Advanced core models simulating the thermomechanical response of several representative rods per fuel assemblies and using 3D thermal hydraulics model are recommended due to the heterogeneities on power distribution, which impacts flow distribution. The need to model RPV in 3D was underlined by ATHLET-CD large break loss-of-coolant demonstrative case, which exhibits non-symmetric core heat-up. In addition, demonstrative cases proposed by ENEA and IRSN compared predictions obtained with the specific burst criteria developed in the frame of R2CA project and more classical one devoted to the core coolability assessment. The strong sensitivity of the rod burst ratio prediction to the burst criteria was highlighted. The need to handle uncertainties within a global methodology for rod burst ratio evaluation was underlined. Finally, throughout the development of loss-of-coolant accident applications with ASTEC, DRACCAR and ATHLET-CD, some prospects of development were identified for the codes and should bring advances for LOCA simulation and RBR predictions.
Dans le cadre du projet “Reduction of Radiological Consequences of design basis and extension accidents” réalisé dans le cadre Horizon 2020 de l'Union Européenne, un effort particulier s'est concentré sur l'évolution et le développement de méthodologies dédiées à l'évaluation des conséquences radiologiques des accidents de perte de réfrigérant primaire (APRP). L'évaluation des conséquences radiologique de ce type d'accident est fortement lié au nombre de crayons rompus au cours de l'accident et des nouvelles approches ont été explorées à travers des acitivtés de recherche et développement des logiciels de simulation du comportement accidentel des réacteurs. En complément aux approches chainant un code "crayon combustible" à un code thermohydraulique système, des approches utilisant des outils de simulation intégraux ASTEC, DRACCAR et ATHLET-CD ont été spécifiquement développées respectivement par l'ENEA, l'IRSN et HZDR. Ces approches ont été illustrées sur des cas démonstratifs de simulation APRP à l'échelle réacteur. Le modèle REP d'ASTEC a été étendu par l'ENEA en utilisant un modèle 2D pour le coeur en décrivant un nombre plus important de crayons combustibles. HZDR et l'IRSN ont quant à eux proposés des modèles coeur 3D permettant de décrire la réponse distincte des assemblages combustibles et d'évaluer le nombre de crayons rompus en décrivant des hétérogénéités de réponse des différents crayons composant le coeur. Ce travail a mis en évidence différente possibilité pour décrire le coeur avec des codes intégraux qui couplent les phénomènes thermohydrauliques avec le comportement thermomécanique des crayons. Les modèles les plus avancés décrivant le comportement du coeur en utilisant plusieurs crayons représentatifs par assemblage en prenant en compte les effets thermohydrauliques en 3D sont recommandés notamment pour décrire les hétérogénéités de puissance et les effets de déviation de l'écoulement. Le besoin de décrire la cuve en 3D a été souligné par la simulation démonstrative d'un APRP Grosse brèche avec ATHLET-CD qui a mis en évidence un échauffement du coeur non axisymétrique. En complément, sur les cas démonstratifs proposés par l'ENEA et l'IRSN, les critères d'éclatement développés dans le cadre du projet R2CA ont été comparés avec les critères classiquement utilisés pour la démonstration de refroidissabilité du coeur en APRP. Une sensibilité importante de la fraction de crayon rompu a été identifiée. Cette sensibilité motive le besoin d'inclure dans la méthodologie l'évaluation et la propagation des incertitudes associées aux données d'entrée et aux modèles physiques. Finallement, au travers du développement d'application APRP REP avec ASTEC, DRACCAR et ATHLET-CD, les limites des outils de simulation et des perspectives d'amélioration ont été identifiées. Celles-ci pourraient apporter des avancées significatives pour la simulation des APRP et l'évaluation de la fraction de crayon rompu (RBR).
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Commentaire Fichier PDF généré via URL éditeur ; Origine: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110772

Dates et versions

irsn-04648159 , version 1 (15-07-2024)

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Citer

Sébastien Belon, Stefano Ederli, Matthias Jobst. Advances from R2CA project on reactor simulations for burst rod number evaluation during LOCA. Annals of Nuclear Energy, 2024, 208, pp.110772. ⟨10.1016/j.anucene.2024.110772⟩. ⟨irsn-04648159⟩
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