ASTEC full coupled module core melting accident and source term computation
Projet termes sources de référence REP 1300 MWe - Accident de perte de réfrigérant primaire avec défaillance des systèmes de sauvegarde à la sollicitation -
Résumé
Ce document présente les résultats de calculs ASTEC (v2) tous modules, permettant de décrire la phénoménologie et d’évaluer le Terme Source radiologique d’un accident de fusion de coeur sur un REP de type P’4 (1300 MWe), ainsi que les hypothèses de modélisation associées. Le scénario étudié est un accident de perte de réfrigérant primaire non secouru (absence totale d’injection de sécurité et d’aspersion enceinte), initié par grosse brèche (12 pouces) en branche chaude du circuit primaire. Cette séquence est choisie pour représenter une situation de dégradation rapide du coeur nucléaire et un court délai de rupture de la cuve (moins de deux heures après l’initiateur), avec une rétention supposée nulle des radioéléments dans le circuit primaire. Un premier calcul prototypique est réalisé, avec une modélisation de la double enceinte de confinement, sans bâtiments auxiliaires, afin de mettre au point le système de calcul. Un second calcul est réalisé sur une modélisation détaillée comportant 22 volumes, dont 19 pour la double enceinte et 3 pour les bâtiments auxiliaires (BAN, BAS, BK). Pour ce calcul, sept jours de temps physique sont simulés. En termes de rejets, les résultats de ce calcul détaillé sont comparables à ceux obtenus lors de la réévaluation du Terme Source S3 menée à l’IRSN en 2000, hormis pour l’iode, dont le rejet est sensiblement plus important et la spéciation chimique plus finement décrite. En termes de phénoménologie, cette séquence avec absence totale d’injection de sécurité (IS) et d’aspersion enceinte (EAS) amène une ouverture du filtre U5 à environ 3 jours sur critère P=5.2 bar. Plusieurs perspectives d’amélioration de ce type de calcul sont présentées en conclusion, en lien avec les points importants issus de l’analyse des résultats.
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