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432 IAEA-SM-310/107 PRISE HI OCMPTE D'UN « T T T M T 1 DE REftCTTVITE DANS I£ D

432 IAEA-SM-310/107 PRISE HI OCMPTE D'UN « T T T M T 1 DE REftCTTVITE DANS I£ DIM0BICmEMHl jr LES HEACIELRS DE RECHERCHE H. ABOU YEHIA, J.L. BERRY et T. SINDA IPSN, Centre d’ Etudes Nucléaires de Fontenay-Aux-Roses FRANCE 433 IAEA-SH-310/107 DESIGN OF RESEARCH REACTORS TO TAKE INTO ACCOUNT A REACTIVITY ACCIDENT H. Abou Yehia, J.L. Berry, T. Sinda Institute for Radiation Protection and Nuclear Safety (IPSN) Fontenay-Auic-Roses Nuclear Research Centre France ABSTRACT A description is given of the procedures followed and the studies performed in France with regard to the design of pool-type research reactors to cope with an explosive accident of the BORAX type. The examples of the high-flux reactor and of ORPHEE, the last reactor constructed, are developed at length. The development of the procedures and studies on the basis of results obtained by others is shown, and the conservative assumptions used when taking into account such an accident are described. IAEA-SM 310/107 FRESE Q I OCMPTE D'UN A3CIEENT EE REPdTVITE DANS IE DIM HdCm aCN T EES REAdSJRS EE RECHERCHE H. ABOU YFHTA, J.L. BERRY et T. S3NDA XPSN, centre d ’ Etudes Nucléaires de Ftentjaiay-Aux-floses FRANCE RESUME Les démarches suivies et les études particulières réalisées en France pour le dimensionnement des réacteurs de recherche de type piscine à un accident à caractère explosif de type BORAX sont décrites. Le cas du réacteur à haut flux et celui d'ORPHEE, dernier réacteur construit, sont plus particulièrement développés. On montre l’ évolution des démarches et des études à partir des résultats acquis par ailleurs et le conservatisme utilisé dans la prise en canpte d'un tel accident. . INTRODOCTKW Les essais réalisés aux Etats-Unis sur les réacteurs BORAX en 1954 [ 1 ] et SPERT en 1962 [ 2 ] , et l'accident survenu en 1961 sur le réacteur SL1 [ 3 ] , ont démontré que des réacteurs refroidis et nodérés à l'eau légère et utilisant un combustible sous forme d'alliage U-Al pouvaient être, en cas d'un apport soudain et important de réactivité, le siège d'une excursion violente de puissance entraînant la destruction partielle ou totale de leurs structures. C'est ainsi que pour des insertions de réactivité aboutissant à des périodes inférieures à environ quatre millisecondes, le coeur du réacteur peut être détruit par des surpressions brèves mais importantes, attribuées à la formation et à l'expansion rapide d'une bulle de vapeur d'eau. Pour les réacteurs de recherche de type piscine, la probabilité d'un accident de réactivité est plus grande que pour d'autres types de réacteurs ( c f . les accidents survenus sur SL1 et RAII [4]...) du fait de l'accès facile au coeur et des valeurs importantes en réactivité de ses composants ou des dispositifs expérimentaux susceptibles d'y être irradiés. En France, les organismes de sûreté se sont préoccupés très tôt de ce type d'accident en recommandant: • l'établissement de règles et de procédures régissant les manutentions dans les coeurs. 435 • la prise en canpte de l'accident à caractère explosif de type BORAX pour le dimensionnement des réacteurs de type piscine utilisant des canbustibles sous forme d'alliage uraniun^aluminiura et disposant d'une réserve de réactivité importante. Dans cette ccrmznication, après un rappel des principales connaissances acquises, notarrment sur les réacteurs cités plus haut, nous présentons les actions menées en France dans ce danaine. 2- RAPPEL SUR I£S RESUURTS ACQUIS Ces résultats concernent : d’ une part, les excursions de puissance à relativement faible insertion de réactivité ayant conduit à des phéncrrènes non destructifs, d'autre part, les excursions de puissance ayant généré des phénomènes à caractère explosif entraînant la destruction du coeur. 2.1. Hssais ncn destructifs Les essais BORAX I et SPERT I ont montré que les excursions de puissance, provoquées par des insertions de réactivité allant jusqu'à une valeur d'environ 2 % ( c e qui aboutit à une période du réacteur de l'ordre de 5 ms) n'entraînent pas d'effet explosif. Cependant, des déformations de plaques combustibles ont été constatées à partir d'un apport de réactivité de l'ordre de 1,4 %. De mène, il a été observé que la sévérité des cfcmmages dans le combustible augmente avec la réactivité insérée, pouvant conduire à rendre le réacteur inutilisable. C'est ainsi qu'au cours de l'essai SPERT I avec une période de 5 ms, 7 plaques canbustibles ont été le siège d'une éruption limitée de caribustible fondu. L'essai effectué avec une période de 4,6 ms a conduit à une fusion partielle du caribustible dans 52 plaques sur un total de 270 plaques et environ 80 % des plaques combustibles du coeur étaient devenus inutilisables peur les essais suivants. A 36 2.2. wow»« r i e s r t r u p t d ^ s Le « • » hio * i i I , ci-après, présence : • les caractéristiques des combustibles des réacteurs BORAX I et SFEKT I , • les recueillies lors des excursions finales de puissance offprt-m&Ag sur ces mfimes réacteurs, • pour < - < - i i Twrw4grin. les données correspondantes du réacteur SL1. TOHTJMT T -nrwBB RBAriVES XJX E3CTRSUB EE5XRICTVES DE PUISSANCE Baux z SFBTZ SL 1 caraerÉinnn— du rnsur u t n dt p liw a 540 270 360 U - A l QpBlnur du noyai 0.S3 nn 0.51 un 1.27 an COtiUBülîllA h» *c aacur* O.SO nm (AI) 0.51 ma (AU 0.89 na ds 1 a du 2.9 am 4.5 aa (AlrSL) 7.87 D H L d'eai n n plaqua* ttsaa total* 4.2 kg 3.8 kg 14 kg d'Ursmin 235 ttsaa total* 99.8 kg 50 kg 189 kg d'aliimirtna Parurum da BUlASalCB Massivité UJbftrta «■î 0.2 2 .2 X « 2.4% Manda 85 aa PérLodB 2.6 m a 3,2 aa 4 aa Bwrgla cocala 135 KT 31 HT (133Î1Q) MJ dtgagte asarat■ dua A Réactim 3.5 HJ (24Î10) MI l ’incéracacn métal- eau natal-eau r y r t CŒflXBÉB Plc da prtw m » ; n o n n 19 000 M# 2300 nr 19 000 VU Durta - 30 m a 35 na — Plc da prewlen da 400 A 670 £&pulslc& 35 bsza cula bara daaczuEctva da un ïïmTwai TtBv*rBoaa 164B*C 193 taxa (tanva de najcia da l'ardra da 0,15 aa) 15 aa a gz t m la sdc da pnumna 1200*C d'eai da 700 bon. 34 na aenta la pic da i w n r n 2060*C dea pIwtw DèoSCa ccnseseés FUHm nia FUSlQB sur la coeur éondua < k i d'environ 3 » d'CDVUCQ Ai m ur 20X du du cceur du coaur et d'envircn 2% â f i 1a "*iit d'ü-AI 437 2.3.Synthèse des nmniiigiops tirées Les expériences BORAX I et SPERT I , les interprétations effectuées après l'accident de SL1 et les études concernant la réaction métal-eau [ 5 ] ont conduit à considérer pour les réacteurs dont le coeur est constitué de plaques U-Al ( U enrichi en U 2 3 s ) , qu'un accident à caractère explosif était possible dans certaines conditions. Ces conditions sont essentiellement une insertion brutale de réactivité, dépassant un seuil caractérisé par une période de réaction nucléaire inférieure à 4 ms . Le caractère explosif a deux origines : 1 ) Une explosion vapeu r, ayant son origine dans le passage très rapide dans l'eau de la quantité d'énergie stockée dans les plaques combustibles. Ce passage très rapide intervient après la fusion de tout ou partie des plaques combustibles et implique : • une grande vitesse de montée en température des plaques, afin que les phénomènes de contre-réaction (température de l' ea u, effet de vide etc...) ne puissent compenser rapidement l'insertion de réactivité. • une température de plaque élevée pour que l’ explosion soit importante, • une grande surface d'échange pour permettre un fort transfert thermique, 2 ) La réaction chimique du métal fondu avec l'eau. Cette réaction suppose : • une température élevée de l'aluminium, • une dispersion de l'Al en fines gouttelettes d'un certain diamètre, ce qui ne peut être envisagé que pendant l'explosion vapeur. L'énergie produite par cette réaction (combustion de l ' A l ) s'ajoute à l'énergie de 1'explosion vapeur. Cette contribution s'est toutefois révélée relativement faible lorsqu'elle a été décelée dans les expériences et/ou accidents cités plus haut ( d a n s le cas de S L 1 , l'énergie attachée à cette réaction a été estimée à 24i 1 0 M J , ce qui correspond à la mise en oeuvre de 1,45 kg d'Al). 4 38 3 „ PRISE EN OCMPTE EE L'ACCEDENT. A CARACTERE EXPLOSIF PAKE I£S REACTEURS PISCINE Carpte tenu de ces résultats, les réacteurs de recherche de "type piscine", susceptibles d'être le siège d'un tel accident ont été di rr en s i o n n é s pour en limiter et/ou en contenir les effets . Les réacteurs de recherche français concernés sont notamment : OSIRIS, TRITON, MELUSINE, SILOETTE, R.H.F. et ORPHEE. Pour ces réacteurs les structures qui ont été étudiées et/ou dont le dirænsionnement a été vérifié sont principalement : d'une pa rt , celles qui permettent d'éviter le déversement rapide de l'eau uploads/Voyage/ iaea-sm-310-107-1.pdf