Des progrès récents dans la recherche sur la sûreté passive des réacteurs avancés au Laboratoire national d'Argonne aux États-Unis, s'appuyant sur l'installation NSTF pour révéler les caractéristiques d'écoulement du système de refroidissement de la cavité du réacteur

L'équipe de recherche du Laboratoire national d'Argonne (Argonne National Laboratory), relevant du Département de l'Énergie des États-Unis (DOE), a réalisé de récents progrès dans l'étude du mécanisme d'évacuation passive de la chaleur résiduelle à l'arrêt pour les réacteurs nucléaires avancés de nouvelle génération. En cas d'arrêt non planifié du réacteur ou d'accident d'urgence soudain, le combustible nucléaire continue de libérer de la chaleur de décroissance ; garantir une évacuation continue et fiable de cette chaleur en situation de coupure totale d'alimentation et sans intervention humaine constitue un enjeu central de la conception de sûreté intrinsèque des réacteurs avancés de quatrième génération. L'équipe de recherche du Laboratoire d'Argonne s'est récemment concentrée sur les caractéristiques de réponse thermohydraulique transitoire des systèmes passifs clés d'évacuation de la chaleur du réacteur, sous une courbe réelle de décroissance dynamique de la chaleur résiduelle.

L'objet de cette étude est le « système de refroidissement de la cavité du réacteur » (Reactor Cavity Cooling System, RCCS), largement adopté par de nombreux projets de développement de réacteurs avancés. L'installation d'essai de convection naturelle pour l'évacuation de la chaleur à l'arrêt (Natural Convection Shutdown Heat Removal Test Facility, NSTF), construite par le Laboratoire d'Argonne, est actuellement la plus grande plateforme d'essai au monde pour l'étude des mécanismes à l'échelle réelle et dans des conditions sévères de cette configuration. Le système RCCS suit les principes de conception de sûreté passive, abandonnant les pompes mécaniques et les systèmes de contrôle actifs susceptibles de défaillir en cas de coupure d'alimentation, et repose entièrement sur la circulation naturelle du fluide dans la boucle, entraînée par la gravité et les différences de densité. L'eau de refroidissement circule dans un réseau de tubes métalliques disposé autour de la cuve sous pression du réacteur ; après avoir absorbé la chaleur de décroissance émise par la paroi de la cuve du réacteur, elle s'échauffe et monte, puis, après refroidissement par condensation en hauteur ou par un puits thermique, redescend sous l'effet de la gravité, transportant continuellement la chaleur vers un grand réservoir d'eau d'urgence en hauteur.

Face aux difficultés d'ébullition et d'écoulement diphasique susceptibles de survenir lors du processus d'évacuation passive de la chaleur à long terme, les chercheurs ont utilisé l'installation NSTF à boucle multi-niveaux d'une hauteur de 59 pieds (environ 18 mètres) pour simuler des scénarios de dégagement de chaleur graduel correspondant à différentes plages de puissance de décroissance d'un réacteur à l'échelle réelle, et ont testé l'influence de différentes altitudes d'entrée du réservoir principal sur le flux de circulation. Les expériences ont clairement mis en évidence le mécanisme physique clé de « flashing » (vaporisation flash) : lorsque l'eau chauffée située à la partie inférieure de la boucle s'écoule vers le haut dans la section ascendante, à mesure que la pression hydrostatique diminue, le fluide atteint le point critique de saturation et se vaporise instantanément de manière localisée et intense ; ce phénomène de flashing provoque de fortes pulsations de débit et des surges (ondes de surtension) dans l'écoulement diphasique vapeur-eau au sein de la boucle, entraînant une baisse locale de l'efficacité de refroidissement transitoire et imposant des charges hydrauliques supplémentaires aux composants de la boucle sous pression.

Les données expérimentales révèlent que, dans des conditions de chaleur résiduelle à faible niveau de puissance, les phénomènes d'ébullition et de flashing se propageant du réservoir vers la cheminée d'évacuation de la chaleur dans la boucle d'essai NSTF ralentissent significativement ; plus important encore, la hauteur relative d'installation de l'entrée du réservoir principal présente une frontière seuil claire pour la stabilité de l'écoulement, les essais montrant que la conception à « entrée à mi-niveau » (Mid-level inlet) permet de supprimer efficacement les grandes oscillations de débit dans diverses conditions extrêmes et d'offrir un état de circulation naturelle passive plus stable. Qiuping Lu, ingénieur nucléaire au Laboratoire d'Argonne, a déclaré que ces données mécanistiques quantitatives fournissent des bases de mesure d'une grande valeur de référence pour les entreprises de développement de réacteurs avancés commerciaux, afin d'optimiser la conception technique et de prévenir les instabilités thermohydrauliques diphasiques. Cette recherche est financée par le programme Advanced Reactor Technologies du Bureau de l'énergie nucléaire du Département de l'Énergie des États-Unis (DOE-NE).