Global thermodynamic approach of the molten core-concrete interaction (MCCI) and selected applications in the nuclear field

¹ Thermodata-INPG-CNRS (Unité mixte de service n° 818 : THERMA), BP 66, 38402 Saint-Martin-d'Hères cedex, France.
² IPS N-DPEA (Institut de protection et de sûreté nucléaire), BP 6, 92265 Fontenay-aux-Roses cedex, France.

Abstract

As part of a study on nuclear reactor safety, we modelled the thermodynamical properties of a complex mixture called "corium" obtained in the unlikely event of a severe accident in a nuclear power plant, if the reactor core melts through the vessel and slumps into the concrete reactor cavity. When the core and the concrete interact, the phenomenon is called "Molten Core-Concrete Interaction" (MCCI). The equilibrium state of the corium is calculated by the GEMINI2 program linked to the database TDBCR, which includes the thermochemical properties of the main constituents of the different materials present in a pressurized water reactor. The methodology of assembling a self-consistent database and some selected applications are presented. Such an approach is essential to increase the knowledge base of the material "corium" to feed other codes assigned to nuclear reactor safety.

Résumé

Dans le cadre d'une étude sur la sûreté des réacteurs nucléaires, nous avons modélisé les propriétés thennodynamiques d'un mélange complexe appelé "corium" obtenu lors d'un accident grave, pouvant entraîner la fusion du combustible (coeur) du réacteur, la percée de la cuve contenant ce dernier et la chute des matériaux sur le sol en béton du puits de cuve. Les phénomènes mis en jeu sont regroupés sous l'appellation "Interaction Corium-Béton". L'état d'équilibre thermochimique du corium est calculé par le programme GEMINI2 relié à la base TDBCR, qui rassemble les propriétés thermochimiques des principaux constituants des différents matériaux présents dans un réacteur à eau pressurisée. Le mode de construction d'une telle base de données cohérentes et quelques applications sélectionnées sont présentés. Une telle approche est indispensable pour augmenter la connaissance du matériau "corium" afin d'alimenter les autres codes destinés à la sûreté des réacteurs nucléaires.