La sécurité est un défi important pour la nouvelle génération de réacteurs à neutrons rapides de la 4e génération (Gen-IV). La recherche et le développement en cours (R&D) soutenus par l'UE, actualiseront ou développeront les codes informatiques existants pour modéliser avec précision les conceptions de réacteurs innovantes et les scénarios d'accidents.
Le projet financé par l'UE
JASMIN
(Joint advanced severe accidents modelling and integration for
Na-cooled fast neutron reactors) a été lancé pour fournir un outil de
modélisation intégral pour l'une des six technologies Gen-IV, les
réacteurs rapides refroidis au sodium: ASTEC-Na repose sur l'ASTEC
(accident source term evaluation code) européen pour les accidents
graves dans les réacteurs à eau légère.
En effet, les codes informatiques disponibles actuellement ont été développés dans les années 1980 pour des conceptions de réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RRS) de la génération précédente. Le nouveau code ASTEC-Na pour les RRS Gen-IV est un outil intégré avec une architecture souple et moderne qui facilite l'intégration de nouveaux modèles physiques nécessaires pour des conceptions avancées et des caractéristiques spécifiques. Son développement est basé sur des modules existants du logiciel LWR ASTEC et sur des modèles dérivés de l'outil de simulation SCANAIR. En outre, certains modèles physiques améliorés sont développés qui sont responsables de phénomènes RRS spécifiques et des résultats des récentes recherches.
À la fin du projet JASMIN, ASTEC-Na, qui se concentre sur la phase primaire du scénario accidentel, doit pouvoir évaluer les conséquences de l'échec de l'aiguille de combustible sur la relocalisation des matériaux et les charges systèmes primaires. En outre, le terme source chimique et radiologique potentiel qui est dû au matériel radioactif produit par la relocalisation des produits de fission et à la formation de particules d'hydroxyde/d'oxyde de sodium pouvant être accidentellement relâché dans l'environnement sera également estimé par ASTEC-Na de manière préliminaire.
Les recherches ont progressé dans les quatre domaines pertinents pour la sécurité liés à la thermo-hydraulique au sodium, à la thermomécanique de l'aiguille de carburant, au terme source et aux effets des neutrons.
Les spécifications pour le développement d'ASTEC-Na ont été définies et une matrice de test de validation pour l'étude de la thermo-hydraulique, la thermomécanique de l'aiguille de carburant, les produits de fission en confinement et la neutronique a été développée. Les deux premiers se composent de 11 tests conçus pour les réacteurs expérimentaux Cabri et Scarabee situés à Cadarache, en France. L'équipe JASMIN a commencé la validation de la première version d'ASTEC-Na.
JASMIN capitalise en outre sur les connaissances acquises dans le logiciel ASTEC-Na et dans la base de données expérimentale et permet dès lors de préserver les connaissances produites depuis plus de 40 ans de recherche et de développement.
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