The European research on severe accidents in generation-II and III nuclear power plants.

Forty-three organisations from 22 countries network their capacities of research in SARNET (Severe Accident Research NETwork of excellence) to resolve the most important remaining uncertainties and safety issues on severe accidents in existing and future water-cooled nuclear power plants (NPP). After a first project in the 6th Framework Programme (FP6) of the European Commission, the SARNET2 project, coordinated by IRSN, started in April 2009 for 4 years in the FP7 frame. After 2,5 years, some main outcomes of joint research (modelling and experiments) by the network members on the highest priority issues are presented: in-vessel degraded core coolability, molten-corium-concrete-interaction, containment phenomena (water spray, hydrogen combustion…), source term issues (mainly iodine behaviour). The ASTEC integral computer code, jointly developed by IRSN and GRS to predict the NPP SA behaviour, capitalizes in terms of models the knowledge produced in the network: a few validation results are presented. For dissemination of knowledge, an educational 1-week course was organized for young researchers or students in January 2011, and a two-day course is planned mid-2012 for senior staff. Mobility of young researchers or students between the European partners is being promoted. The ERMSAR conference is becoming the major worldwide conference on SA research

On the EU-Japan roadmap for experimental research on corium behavior

A joint research roadmap between Europe and Japan has been developed in severe accident field of light water reactors, focusing particularly on reactor core melt (corium) behavior. The development of this roadmap is one of the main targets of the ongoing EU project SAFEST. This paper presents information about ongoing severe accident studies in the area of corium behavior, rationales and comparison of research priorities identified in different projects and documents, expert ranking of safety issues, and finally the research areas and topics and their priorities suggested for the EU-Japan roadmap and future bilateral collaborations. These results provide useful guidelines for (i) assessment of long-term goals and proposals for experimental support needed for proper understanding, interpretation and learning lessons of the Fukushima accident; (ii) analysis of severe accident phenomena; (iii) development of accident prevention and mitigation strategies, and corresponding technical measures; (iv) study of corium samples in European and Japanese laboratories; and (v) preparation of Fukushima site decommissioning

Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme PLINIUS à l'étude des accidents graves de réacteurs nucléaires

The PLINIUS experimental platform at CEA Cadarache is dedicated to the experimental study of nuclear reactor severe accidents thanks to experiments between 2000 and 3500 K with prototypic corium. Corium is the mixture that would be formed by an hypothetical core melting and its mixing with structural materials. Prototypical corium has the same chemical composition as the corium corresponding to a given accident scenario but has a different isotopic composition (use of depleted uranium, ...). Research programs and test series have been performed to study corium thermophysical properties, fission product behaviour, corium spreading, solidification and interaction with concrete as well as its coolability. It was the frame of research training of many students and was realized within national, European and international collaborations.La plate-forme expérimentale PLINIUS du CEA Cadarache est dédiée à l'étude expérimentale des accidents graves de réacteurs nucléaires en réalisant des essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium est le mélange issu d'une hypothétique fusion du cœur et de son mélange avec les matériaux de structure. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente(utilisation d'uranium appauvri,...). Des programmes de recherches et des campagnes d'essais ont eu pour thème les propriétés physiques du corium, le comportement des produits de fission, l'étalement du corium, sa solidification et son interaction avec le béton, ainsi que sa refroidissabilité. Ils ont servi de cadre a la formation par la recherche de nombreux étudiants. Ces travaux ont été réalisés dans le cadre de collaborations nationales, européennes et internationales

L'étalement du Corium : Hydrodynamique, Rhéologie et Solidification d'un Bain d'Oxydes à Haute Température

In the hypothesis of a nuclear reactor severe accident, the core could melt and form a hightemperature (2000-3000 K) mixture called corium. In the hypothesis of vessel rupture, this corium would spread in the reactor pit and adjacent rooms ? as occurred in Chernobyl ? or in a dedicated core-catcher ? as in the new European Pressurized reactor, EPR. This thesis is dedicated to the experimental study of corium spreading, especially with the prototypic corium material experiments performed in the VULCANO facility at CEA Cadarache. The first step in analyzing these tests consists in interpretatng the material analyses, with the help of thermodynamic modelling of corium solidification. Knowing for each temperature the phase repartition and composition, physical properties can be estimated. Spreading termination is controlled by corium rheological properties in the solidification range, which leads to studying them in detail. The hydrodynamical, rheological and solidification aspects of corium spreading are taken into account in models and computer codes which have been validated against these tests and enable the assessment of the EPR spreading core-catcher concept.Dans le cas hypothétique d'un accident grave de réacteur nucléaire, le coeur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s'étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes ? comme cela s'est produit à Tchernobyl? ou dans un récupérateur dédié à cet effet ? comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l'étude expérimentale de l'étalement du corium, en particulier à l'aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l'oxyde d'uranium appauvri) réalisées sur l'installation VULCANO au CEA Cadarache. La première étape de l'analyse de ces essais consiste en l'interprétation des analyses matériaux à l'aide de modèles thermodynamiques de la solidification du corium. Connaissant pour chaque température, la répartition et les composition des phases présentes dans la coulée, on peut alors en estimer les propriétés physiques. L'arrêt de l'écoulement est contrôlé par les propriétés rhéologiques du corium, en particulier dans l'intervalle de solidification, ce qui nécessite de les étudier en détail. Les aspects hydrodynamiques, rhéologiques et thermodynamiques de l'écoulement de corium en cours de solidification ont pris en compte dans les modèles et codes de calcul qui sont validés à l'aide de ces essais et permettent de conforter le concept de récupérateur par étalement de l'EPR

Le corium de Fukushima Daiichi : formation, état actuel et R&D en vue de sa récupération

International audienceLe 11 mars 2011, un tsunami de grande amplitude a atteint les cotes japonaises moins d’une heure après le séisme de magnitude 9 de Tohoku et a entraîné un accident grave sur la centrale de Fukushima Daiichi. Les cœurs des tranches 1, 2 et 3 ont fondu et formé un matériau dénommé corium. On pense que ce corium se répartit actuellement entre la cuve du réacteur et le puits de cuve (piédestal). Le gouvernement japonais a décidé le démantèlement de ces centrales accidentées, ce qui implique en particulier la découpe et la récupération du corium.Une équipe française a été chargé de la R&D sur la technologie de découpe laser du corium et ses principaux résultats sont présentés

L'étalement du corium (hydrodynamique, rhéologie et solidification d'unbain d'oxydes à haute température)

Dans le cas hypothétique d un accident grave de réacteur nucléaire, le cœur pourrait fondre et former un mélange à haute température (2000-3000 K) appelé corium. Dans le cas du percement de la cuve, ce corium s étalerait dans le puits de cuve, dans les pièces adjacentes comme cela s est produit à Tchernobyl ou dans un récupérateur dédié à cet effet comme pour le nouveau réacteur européen EPR. Cette thèse est consacrée à l étude expérimentale de l étalement du corium, en particulier à l aide des expériences en matériaux prototypiques (contenant de l oxyde d uranium appauvri) réalisées sur l installation VULCANO au CEA Cadarache. La première étape de l analyse de ces essais consiste en l interprétation des analyses matériaux à l aide de modèles thermodynamiques de la solidification du corium. Connaissant pour chaque température, la répartition et les composition des phases présentes dans la coulée, on peut alors en estimer les propriétés physiques. L arrêt de l écoulement est contrôlé par les propriétés rhéologiques du corium, en particulier dans l intervalle de solidification, ce qui nécessite de les étudier en détail. Les aspects hydrodynamiques, rhéologiques et thermodynamiques de l écoulement de corium en cours de solidification ont pris en compte dans les modèles et codes de calcul qui sont validés à l aide de ces essais et permettent de conforter le concept de récupérateur par étalement de l EPR.ORLEANS-BU Sciences (452342104) / SudocSudocFranceF

Simulant molten core–concrete interaction experiments in view of understanding Fukushima Daiichi Nuclear Power Station Cs-bearing particles generation mechanism

International audienceThe Fukushima Daiichi accident resulted in the release of a novel form of radioactive Cs contamination into the environment, called Cs-bearing microparticles (CsMP). CsMPs constitute a substantial portion of the radioactive pollution near the nuclear power station and traveled beyond several hundred kilometers. Extensive characterization of the CsMPs revealed an amorphous silica matrix, along with Cs and other minor or trace elements such as Fe and Zn. This study explores the unclear generation mechanism of CsMPs by conducting experimental molten core concrete interactions (MCCI) as a source of Si and analyzing the resultant aerosols. The findings demonstrate that MCCI is in capacity to produce spherical submicronic and micronic particles, primarily composed of amorphous silica and incorporating elements akin to CsMPs. A humid atmosphere is found to favour an even closer chemical composition. Examination of the internal structure of the synthesized particles unveils pores and numerous crystalline nanoinclusions possibly serving as nucleation sites for CsMP formation through the condensation of Si-rich vapors