Oxidation and solidification of corium during steam exploision (nuclear reactor core melting accident) : theory and physical modelling - Archive ouverte HAL Accéder directement au contenu
Rapport (Rapport De Recherche) Année : 2008

Oxidation and solidification of corium during steam exploision (nuclear reactor core melting accident) : theory and physical modelling

Résumé

On présente ici une étude mécaniste à l’échelle moléculaire de la cinétique d’oxydation et de formation de dihydrogène résultant du contact entre la vapeur d’eau et un combustible nucléaire fondu, dans les conditions relatives à un accident grave avec fusion de cœur et rupture de la cuve. Cette étude montre en premier lieu que dans de nombreuses situations pouvant être rencontrées en accidents graves, la cinétique d’oxydation ou de formation de dihydrogène est limitée par un phénomène d’interface à savoir la chimisorption dissociative de la vapeur d’eau, si bien qu’en définitive, pour de nombreux cas, seule la température du combustible pilote l’ensemble de la réaction entre la vapeur et le combustible. Les mécanismes et les cinétiques de réaction en environnement H2/H2O et H2O/O2 sont également déterminées. On montre en particulier, pour les cas d’oxydation dans l’enceinte, que l’oxydation potentielle par le dioxygène de l’air est totalement inhibée et que seule la vapeur d’eau oxyde le combustible, dès lors que sa pression partielle dans l’enceinte dépasse 0.1atm (donc probablement pour toute séquence d’accident grave avec fusion de cœur). L’exploitation du modèle cinétique obtenu permet alors d’estimer les variations énergétiques provoquées par l’oxydation du combustible et d’en déduire les conséquences lors de phénomènes d’interaction combustible réfrigérant avec ou sans explosion de vapeur, ou des phénomènes d’échauffement direct de l’enceinte par un combustible dispersé. Utilisant la théorie développée ici au cas du zirconium, on met également en évidence la possibilité d’un emballement de réaction d’oxydation, dont on détermine la température seuil sur un cas d’étude.
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Identifiants

  • HAL Id : hal-04263950 , version 1

Citer

Gregory Nicaise. Oxidation and solidification of corium during steam exploision (nuclear reactor core melting accident) : theory and physical modelling. IRSN/DSR/SAGR/2007-142, IRSN - Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. 2008. ⟨hal-04263950⟩

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