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|
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/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
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*,
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video,
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|
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|
/* Inherit fonts for form controls */
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|
|
input,
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|||
|
|
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|
|||
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|
textarea,
|
|||
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|
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|
|||
|
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|||
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}
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|||
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|
/* Avoid text overflows */
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p,
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h1,
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h2,
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|||
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h3,
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h4,
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|||
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h5,
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|
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|||
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|
|
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/* Improve line wrapping */
|
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p {
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text-wrap: pretty;
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|
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|
|||
|
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|
|
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|
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|
|
font-size: 3.5rem;
|
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|
|
}
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h2 {
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|||
|
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|||
|
|
}
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h3 {
|
|||
|
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font-size: 1.5rem;
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|||
|
|
}
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|||
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|||
|
|
h1,
|
|||
|
|
h2,
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|||
|
|
h3,
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|||
|
|
h4,
|
|||
|
|
h5,
|
|||
|
|
h6 {
|
|||
|
|
text-wrap: balance;
|
|||
|
|
line-height: 1.3em;
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|||
|
|
}
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|
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|
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#root,
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|||
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|
#__next {
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|||
|
|
isolation: isolate;
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|||
|
|
}
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|||
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|||
|
|
input,
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|||
|
|
button,
|
|||
|
|
textarea,
|
|||
|
|
select {
|
|||
|
|
font: inherit;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
|
|||
|
|
ul {
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|||
|
|
padding-left: 4ch;
|
|||
|
|
padding-right: 4ch;
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|
}
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|
li {
|
|||
|
|
margin-bottom: 1em;
|
|||
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|
}
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|||
|
|
@media (max-width: 20rem) {
|
|||
|
|
body {
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|||
|
|
padding: 1rem;
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|||
|
|
}
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|
}
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</style></head>
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<body>
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|
|
<a href='/'>Retour à l'Accueil</a><hr/><!DOCTYPE html>
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|
<html xmlns="http://www.w3.org/1999/xhtml" lang="" xml:lang="">
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|
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<meta name="generator" content="pandoc" />
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<meta name="viewport" content="width=device-width, initial-scale=1.0, user-scalable=yes" />
|
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<title>dragonfeu_blog</title>
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<style>
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|||
|
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|||
|
|
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|||
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|||
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|
}
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|||
|
|
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|
|||
|
|
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|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
|
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|
|||
|
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hyphens: auto;
|
|||
|
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overflow-wrap: break-word;
|
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|
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font-kerning: normal;
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|||
|
|
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|||
|
|
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|
|||
|
|
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|||
|
|
font-size: 0.9em;
|
|||
|
|
padding: 12px;
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|||
|
|
}
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|||
|
|
h1 {
|
|||
|
|
font-size: 1.8em;
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|||
|
|
}
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|||
|
|
}
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|||
|
|
@media print {
|
|||
|
|
html {
|
|||
|
|
background-color: white;
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|||
|
|
}
|
|||
|
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|
|||
|
|
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|||
|
|
color: black;
|
|||
|
|
font-size: 12pt;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
p, h2, h3 {
|
|||
|
|
orphans: 3;
|
|||
|
|
widows: 3;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
h2, h3, h4 {
|
|||
|
|
page-break-after: avoid;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
p {
|
|||
|
|
margin: 1em 0;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
a {
|
|||
|
|
color: #1a1a1a;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
a:visited {
|
|||
|
|
color: #1a1a1a;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
img {
|
|||
|
|
max-width: 100%;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
|
|||
|
|
margin-top: 1.4em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
h5, h6 {
|
|||
|
|
font-size: 1em;
|
|||
|
|
font-style: italic;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
h6 {
|
|||
|
|
font-weight: normal;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
ol, ul {
|
|||
|
|
padding-left: 1.7em;
|
|||
|
|
margin-top: 1em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
li > ol, li > ul {
|
|||
|
|
margin-top: 0;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
blockquote {
|
|||
|
|
margin: 1em 0 1em 1.7em;
|
|||
|
|
padding-left: 1em;
|
|||
|
|
border-left: 2px solid #e6e6e6;
|
|||
|
|
color: #606060;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
code {
|
|||
|
|
font-family: Menlo, Monaco, Consolas, 'Lucida Console', monospace;
|
|||
|
|
font-size: 85%;
|
|||
|
|
margin: 0;
|
|||
|
|
hyphens: manual;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
pre {
|
|||
|
|
margin: 1em 0;
|
|||
|
|
overflow: auto;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
pre code {
|
|||
|
|
padding: 0;
|
|||
|
|
overflow: visible;
|
|||
|
|
overflow-wrap: normal;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
.sourceCode {
|
|||
|
|
background-color: transparent;
|
|||
|
|
overflow: visible;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
hr {
|
|||
|
|
background-color: #1a1a1a;
|
|||
|
|
border: none;
|
|||
|
|
height: 1px;
|
|||
|
|
margin: 1em 0;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
table {
|
|||
|
|
margin: 1em 0;
|
|||
|
|
border-collapse: collapse;
|
|||
|
|
width: 100%;
|
|||
|
|
overflow-x: auto;
|
|||
|
|
display: block;
|
|||
|
|
font-variant-numeric: lining-nums tabular-nums;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
table caption {
|
|||
|
|
margin-bottom: 0.75em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
tbody {
|
|||
|
|
margin-top: 0.5em;
|
|||
|
|
border-top: 1px solid #1a1a1a;
|
|||
|
|
border-bottom: 1px solid #1a1a1a;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
th {
|
|||
|
|
border-top: 1px solid #1a1a1a;
|
|||
|
|
padding: 0.25em 0.5em 0.25em 0.5em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
td {
|
|||
|
|
padding: 0.125em 0.5em 0.25em 0.5em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
header {
|
|||
|
|
margin-bottom: 4em;
|
|||
|
|
text-align: center;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC li {
|
|||
|
|
list-style: none;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC ul {
|
|||
|
|
padding-left: 1.3em;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC > ul {
|
|||
|
|
padding-left: 0;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
#TOC a:not(:hover) {
|
|||
|
|
text-decoration: none;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
code{white-space: pre-wrap;}
|
|||
|
|
span.smallcaps{font-variant: small-caps;}
|
|||
|
|
div.columns{display: flex; gap: min(4vw, 1.5em);}
|
|||
|
|
div.column{flex: auto; overflow-x: auto;}
|
|||
|
|
div.hanging-indent{margin-left: 1.5em; text-indent: -1.5em;}
|
|||
|
|
/* The extra [class] is a hack that increases specificity enough to
|
|||
|
|
override a similar rule in reveal.js */
|
|||
|
|
ul.task-list[class]{list-style: none;}
|
|||
|
|
ul.task-list li input[type="checkbox"] {
|
|||
|
|
font-size: inherit;
|
|||
|
|
width: 0.8em;
|
|||
|
|
margin: 0 0.8em 0.2em -1.6em;
|
|||
|
|
vertical-align: middle;
|
|||
|
|
}
|
|||
|
|
.display.math{display: block; text-align: center; margin: 0.5rem auto;}
|
|||
|
|
</style>
|
|||
|
|
</head>
|
|||
|
|
<body>
|
|||
|
|
<header id="title-block-header">
|
|||
|
|
<h1 class="title">dragonfeu_blog</h1>
|
|||
|
|
</header>
|
|||
|
|
<h1
|
|||
|
|
id="stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.">Stratégie
|
|||
|
|
de mitigation de l’accident de fusion du cœur sur l’EPR.</h1>
|
|||
|
|
<p>J’imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l’EPR
|
|||
|
|
de Flamanville vient de “diverger” ( <em>nota: article écrit en
|
|||
|
|
septembre 2024</em> ). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et
|
|||
|
|
pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un
|
|||
|
|
équilibre neutronique.</p>
|
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|
|
<p>Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire,
|
|||
|
|
toujours afin de limiter les rejets dans l’environnement en cas
|
|||
|
|
d’accident. Alors aujourd’hui, l’accident grave! <strong>On va parler de
|
|||
|
|
<em>corium</em> , de récupérateur à corium ( <em>core catcher</em> ), de
|
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|
|
stratégie de mitigation et de codes de calcul.</strong> Ce que je
|
|||
|
|
souhaite faire avec cet article c’est vous expliquer en premier lieu la
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|
|
physique d’une fusion du cœur et ensuite la modélisation qui y est
|
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|
|
associée.</p>
|
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|
|
<p><strong>Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire
|
|||
|
|
ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ?</strong> Le
|
|||
|
|
corium, un magma à faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à
|
|||
|
|
très haute température, ne laissant aucune chance à la plupart des
|
|||
|
|
matériaux qu’il rencontre. Possiblement la pire substance artificielle
|
|||
|
|
jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…</p>
|
|||
|
|
<p><img
|
|||
|
|
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*J0BNk7bnCfDUgRr3K6y_bw.png" /></p>
|
|||
|
|
<p>La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d’aspects,
|
|||
|
|
mais le corium est… encore pire.</p>
|
|||
|
|
<p>Les réacteurs de génération III, comme l’EPR (ou l’EPR2), prennent en
|
|||
|
|
compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc
|
|||
|
|
vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves
|
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|
|
est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la
|
|||
|
|
même sur EPR2, qui est une optimisation de l’EPR).</p>
|
|||
|
|
<p>L’accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du
|
|||
|
|
cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe
|
|||
|
|
un combustible qui n’est plus sous eau, donc plus refroidit, et il
|
|||
|
|
commence à chauffer, jusqu’à fondre. C’est ce qui s’est passé à <a
|
|||
|
|
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011"><em>Fukushima</em></a>
|
|||
|
|
et <a
|
|||
|
|
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0"><em>Three
|
|||
|
|
Miles Island</em></a> (fusion partielle), occasionnant des rejets dans
|
|||
|
|
l’environnement.</p>
|
|||
|
|
<p><img
|
|||
|
|
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:490/0*R7R5WF5O-tznduZZ.jpg" /></p>
|
|||
|
|
<p>EPR de Flamanville. Crédit: <a
|
|||
|
|
href="https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/">Framatome</a></p>
|
|||
|
|
<p>Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.
|
|||
|
|
Dans la suite de l’article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et
|
|||
|
|
l’objectif sera de préserver la troisième, afin d’éviter des rejets à
|
|||
|
|
l’extérieur.</p>
|
|||
|
|
<p><a
|
|||
|
|
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX</a></p>
|
|||
|
|
<p>Crédit: <a
|
|||
|
|
href="https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/">EDF</a></p>
|
|||
|
|
<h1 id="i-phénoménologie-dun-accident-grave-sur-epr">I/ Phénoménologie
|
|||
|
|
d’un accident grave sur EPR</h1>
|
|||
|
|
<h1 id="i.1-dégradation-du-cœur">I.1/ Dégradation du cœur</h1>
|
|||
|
|
<p>Le soleil se lève sur le site de Flamanville. <em>Le vent souffle sur
|
|||
|
|
les plaines de la Bretag</em> .. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de
|
|||
|
|
Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle
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journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça
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un APRP ( <em>Accident de Perte du Réfrigérant Primaire</em>). Rien ne
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marche, ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide
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inexorablement. Il y a de moins en moins d’eau autour des crayons
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combustible, cf. (2) du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible
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commencent à s’oxyder. C’est très exothermique, donc le combustible
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chauffe fort (oxydation zirconium + hafnium principalement), on produit
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de la vapeur d’eau et du dihydrogène. Le combustible et sa gaine
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fondent, alors que le niveau d’eau continue à baisser. Cette mixture
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infernale, au-delà des 2400°C, contenant le combustible, la gaine,
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l’acier des structures et autres joyeusetés, est appelée un
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<strong><em>corium</em></strong> .</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*xcZjQK8hEfk0OGoyvuVLjA.png" /></p>
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<p>Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé
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fusion en cours [3]. Crédit: IRSN</p>
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<p>Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et
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il est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans
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le corium qui vont venir attaquer l’acier de la cuve (pour les curieux,
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la cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M).
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La brèche a mis de l’eau dans l’enceinte et on a produit du dihydrogène
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pendant l’accident.</p>
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<p>Maintenant on va se donner <strong>trois contraintes supplémentaires,
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pour préserver l’enceinte de confinement,</strong> et garder toutes les
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saletés à l’intérieur, parce qu’on ne veut pas de rejets atmosphériques
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!</p>
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<ol>
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<li><strong>On veut contrôler l’échauffement dans
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l’enceinte.</strong></li>
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</ol>
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<p>Pour ne pas chauffer l’enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut
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pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
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spray (sans rire), et vient attaquer l’enceinte. Et pour éviter une
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percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut
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dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte
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minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est
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redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de
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cette ligne de dépressurisation.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:468/1*BkefLhWFwOfYhjaQr_ZFng.png" /></p>
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<p>Crédit: IRSN</p>
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<p>Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l’enceinte,
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c’est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans
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l’enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l’eau froide à
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l’intérieur de l’enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert
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aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l’enceinte.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*52odtp_1Boboejuf.png" /></p>
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<p>Crédit: EDF</p>
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<p><strong>2\. On ne veut pas d’explosion hydrogène (type Fukushima)
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dans l’enceinte.</strong></p>
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<p>Dans l’enceinte il y a de l’air, de la vapeur d’eau, et maintenant de
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l’H2. Pour éviter l’explosion hydrogène, il faut consommer l’H2, afin de
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sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C’est le
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principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui
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comme leur nom l’indique, n’ont pas besoin d’électricité pour
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fonctionner.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:453/1*bCstNg4HvBtiWtcP18vLTg.png" /></p>
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<p>Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:373/1*ho1R4dJ41jGxMxCHd2sJQg.png" /></p>
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<p>Diagramme de Saphiro</p>
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<p><strong>3\. On ne veut pas d’explosion de vapeur dans
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l’enceinte.</strong></p>
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<p>L’eau liquide dans l’enceinte ne doit pas toucher le corium, sous
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peine d’une explosion de vapeur. Pour ça, c’est simple il faut séparer
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les deux.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:476/1*yqJzEOmRI3KTX-ZPYGakvw.png" /></p>
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<p>Séparation de l’eau et du core catcher.</p>
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<p><strong>Maintenant qu’on a nos systèmes pour protéger l’enceinte, il
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est temps de péter la cuve.</strong> Je ne vais pas détailler les
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phénomènes favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de
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la cuve. On postule que sous l’effet des contraintes mécaniques
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(déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit
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par se briser. Je dis « on postule » car ce n’est pas systématiquement
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l’approche retenue.</p>
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<p>Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve.
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Ce qu’on observe est une stratification du corium entre la couche
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d’oxyde et celle de métal léger. L’intuition amène à penser que la haute
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température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de
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2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les
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échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude
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reçoit de l’énergie de la couche d’oxyde, et transmet l’énergie à la
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face interne de la cuve, sur une faible surface relative “ <em>focusing
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effect”</em> . Elle est, d’après les expériences, la couche responsable
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de la rupture de la cuve.</p>
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<p>Je précise que c’est l’approche pénalisante retenue, la façon dont
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cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la
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cuve va rompre. L’étude des corium comporte son lot d’incertitudes et
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les expériences représentatives sont complexes à réaliser.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:636/1*FDxHkbBZIKEy8tsZwPS5Bg.png" /></p>
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<p>Stratification du corium en fond de cuve possible.</p>
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<p>D’autres pays estiment qu’ils peuvent maintenir le corium dans la
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cuve. On ne distingue finalement que deux approches :</p>
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<ul>
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<li>Rétention du corium en cuve ( <em>In Vessel Retention</em>, IVR)
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associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type
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<em>External Reactor Vessel Cooling</em> , ERVC). Retenue sur AP1000 et
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APR1400.</li>
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<li>Rétention du corium hors cuve. <strong>Retenue sur EPR/EPR2</strong>
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, et les VVER-1200 récents.</li>
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</ul>
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<h1 id="i.2-linteraction-corium-béton">I.2/ L’interaction corium
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béton</h1>
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<p>On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
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réacteur. On arrive bientôt au <em>core catcher</em> , patience !</p>
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<p>Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton
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a vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés
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physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce
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béton sur environ 50 cm d’épaisseur avant de couler dans le canal de
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décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d’étalement ». Les
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mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,
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le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de
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faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives
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de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière
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à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre
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d’étalement. On appelle ça l’interation corium béton (ICB).</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*a9BqPHsyV-bAo0C79Szwkw.png" /></p>
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<p>Crédit: IRSN</p>
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<p>ICB.</p>
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<p>Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut
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maintenir la structure de l’enceinte en état, et on installe donc sous
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cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui
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résistent à des très hautes températures avec une faible déformation
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relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure
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de 10 à 14 cm d’épaisseur.</p>
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<p>Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical,
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le corium arrive sur un bouchon de métal, c’est un composant dont le
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rôle est celui d’un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de
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décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au
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contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large
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pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la
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chambre d’étalement.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*T0TfHrMQoXXXwzbCrjhosw.png" /></p>
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<p>Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.</p>
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<p><strong>La composition chimique du béton est très importante</strong>
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car l’ablation va générer des gaz incondensables qui peuvent faire
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monter la pression dans l’enceinte. C’est le cas du CO2 issu de la
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calcination du calcaire, par exemple. Ainsi sur EPR, la <a
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href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la procédure U5%2C qui a,procédant à des rejets filtrés.">procédure
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U5</a> a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l’ICB. Sur le parc,
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cette procédure permet de dépressuriser l’enceinte en expulsant à
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l’atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
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sable.</p>
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<p>Note: En principe, les chargements mécaniques de l’enceinte sont
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limités par conception. Mais il est possible qu’il y ait des rejets très
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minimes malgré tout sur EPR.</p>
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<h1 id="i.3-interaction-corium-zircone">I.3/ Interaction corium
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zircone</h1>
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<p>Cette partie sera assez simple, puisque l’objectif est de faire
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interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
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zircone est ce qu’on appelle un <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Matériau_réfractaire"><strong>matériau
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réfractaire</strong></a> <strong>à la chaleur</strong> . C’est-à-dire
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qu’il ne fond pas, et se déforme relativement peu, même à des hautes
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températures (inférieures à environ 1700°C, tout dépend du
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matériau).</p>
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<p>Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium
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jusque dans la chambre d’étalement <strong>le plus vite
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possible</strong> . A noter, la zircone a une forte inertie thermique,
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ce qui nous arrange pour ne pas dégrader outre mesure le bâtiment
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réacteur par contact prolongé, même si ce n’est pas censé arriver
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(toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé
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en briques de zircone remplit ce rôle d’évacuation rapide du corium.
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C’est un tuyau d’évacuation pour corium.</p>
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<h1 id="i.4-corium-dans-la-chambre-détalement">I.4/ Corium dans la
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chambre d’étalement</h1>
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<p>Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
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fois pour toute.</p>
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<ul>
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<li>une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
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par la dilution dans le béton sacrificiel),</li>
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<li>un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.</li>
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</ul>
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<p>Le corium arrive dans la chambre d’étalement qui a une surface
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d’environ 170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite
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d’évacuation va couper un fil, ce qui déclenche l’ouverture d’une trappe
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ouvrant une arrivée d’eau gravitaire d’eau provenant du réservoir IRWST
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( <em>In containment Refueling Water System Tank</em> ). Ce système est
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intégralement passif, ni électricité, ni intervention humaine
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nécessaire. Cette eau commence par remplir les canaux horizontaux situés
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sous la chambre d’étalement. Les éléments du plancher contiennent des
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canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires.
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L’intérieur de la chambre d’étalement est recouvert d’une couche de
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béton sacrificiel qui a la même fonction que le béton du puits de cuve,
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mais cette fois-ci il sert aussi à protéger temporairement la couche
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protectrice.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:518/1*2KwlGcw32GEjG8HRp2f2Yw.png" /></p>
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<p>Chambre d’étalement. Crédit: IRSN.</p>
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<p>Le corium va s’étaler dans cette chambre. C’est de la physique
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complexe (que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté
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par la compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements
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de viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La
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géométrie de cette chambre d’étalement est conçue pour optimiser
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l’étalement, et ainsi limiter l’épaisseur du corium, le rendant
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sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.</p>
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<p>L’eau, froide donc, arrivant gravitairement de l’IRWST, vient noyer
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le corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de
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vapeur) sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est
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recondensée par le système EVU (la Force d’Action Rapide Nucléaire
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-FARN- est capable d’alimenter ce circuit depuis qu’elle est prévenue de
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l’accident grave).</p>
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<p>Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une
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vaporisation très limitée, et une fois le niveau d’eau atteint
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suffisant, le corium est définitivement stabilisé.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*V3ByLTUdt8YT_oUs2Wse0Q.png" /></p>
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<p>Schéma d’un angle de la chambre d’étalement du corium. Crédit:
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IRSN.</p>
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<p>Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du <em>core
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catcher</em> de l’EPR de Flamanville.</p>
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<p>Présentation de la construction du <em>core catcher</em> par EDF.</p>
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<p><a
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href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7</a></p>
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<p>Chambre d’étalement terminée sur l’EPR FA3. Crédit: <a
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href="https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245">EDF-EPR sur
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X</a>.</p>
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<h1 id="ii-modélisation-dun-accident-grave"><strong>II/ Modélisation
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d’un accident grave</strong></h1>
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<p>On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu’un
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réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et
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réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de
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calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc
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<strong>ça se valide</strong> , sinon ça ne vaut pas grand-chose.</p>
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<p>Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas
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toujours derrière un ordinateur, l’approche empirique est
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<strong>indispensable</strong> ! Mais tu viens de dire qu’on ne faisait
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pas d’expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d’un
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accident grave <strong>séparément</strong>. Voyez ça comme des images
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qu’on imbrique entre elles. A la fin, l’ensemble des images forment un
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film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet <em>in
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fine</em> de contourner l’obstacle que représente l’impossibilité d’une
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expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de
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calcul intégral !</p>
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<p><strong>Présentation d’ASTEC</strong></p>
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<p>ASTEC, pour <em>Accident Source Term Evaluation Code</em> , est
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développé par l’ <em>Institut de Radioprotection de de Sûreté
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Nucléaire,</em> l’IRSN. C’est un code dit « intégral» c’est-à-dire qu’il
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simule toutes les étapes d’un accident grave. Cela comprend:</p>
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<ul>
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<li>La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
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|
référence en thermohydraulique <a
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href="https://cathare.cea.fr/">CATHARE</a>, développé par le
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|
<em>Comissarait à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives</em>
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|
(CEA) ;</li>
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|
<li>La dégradation du cœur : module ICARE ;</li>
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<li>L’interaction corium béton : module MEDICIS ;</li>
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|
|
<li>La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
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produits de fission dans l’enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI
|
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;</li>
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<li>Les systèmes de sureté : module SYSINT ;</li>
|
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|
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<li>La thermohydraulique de l’enceinte : module CPA ;</li>
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<li>Le comportement des produits de fission : module ELSA ;</li>
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<li>L’évaluation des doses : module DOSE.</li>
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</ul>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*RLIofjCDlaOG4KpqdHri1A.png" /></p>
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<p>Les différents modules d’ASTEC. Crédit: IRSN.</p>
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<p>Vous trouverez plus d’infos sur : <a
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href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec"><span>https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</span></a>.
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Voici également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est
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désormais <strong>un code de référence en Europe sur les accidents
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graves des REP.</strong></p>
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<p><strong>Présentation vidéo d’ASTEC</strong></p>
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<p>Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :</p>
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<p>\- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
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lors d’un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps
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de calcul/précision ;</p>
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<p>\- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du
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réacteur, afin de se placer dans des conditions similaires à celles d’un
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réacteur en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités
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des systèmes ;</p>
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<p>\- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple
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le refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours
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d’interaction corium-béton, par rayonnement et par convection dans
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l’enceinte de confinement ;</p>
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<p>\- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
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comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
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modules ;</p>
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<p>\- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000
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instructions et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C’est très important
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qu’il puisse pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de
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tester un grand nombre de scénarios.</p>
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<p><strong>Fonctionnement d’ASTEC</strong></p>
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<p>Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de
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données d’entrée, c’est-à-dire les géométries, les matériaux et les
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conditions physico-chimiques initiales de l’ensemble du réacteur. Ces
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données sont fournies par l’ingénieur d’étude en accident grave.</p>
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<p>A chaque pas de temps, ASTEC calcule l’évolution des paramètres
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physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
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de tous les modules, avec un ordre d’exécution. On peut activer ou
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désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
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impliqués augmente le temps de calcul !</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:529/1*eTmPXUnYlkBha3CUkd9zcA.png" /></p>
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<p>Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit:
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IRSN.</p>
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<p>/In fine, c/e qui intéresse l’ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont
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les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de
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visualisation du cœur d’un REP-900MWe d’EDF. Ce que vous voyez est un
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post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu’il se
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passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le
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niveau d’eau baisser progressivement jusqu’à être remplacé par le corium
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en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a cassé
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au niveau de la couche de métal léger, à cause du <em>focusing
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effect</em> expliqué en partie I !</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*zF9mCPNrdduBhtW5o3B_lg.png" /></p>
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<p>Crédit: IRSN.</p>
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<p><strong>Validation d’ASTEC</strong></p>
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<p>Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation
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du réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… et
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bien le réel. Notez qu’on peut aussi valider un code en le comparant à
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des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d’ASTEC,
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CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence <a
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href="https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE V 06 11 17.pdf">CATHARE</a>.
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Je ne vais pas m’attarder dessus.</p>
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<p>Le principe d’une validation empirique c’est de faire une expérience,
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de la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et
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de comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la
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simulation numérique. On constate souvent des écarts, l’objectif c’est
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de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi
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il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
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panel d’expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
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Cette validation s’appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
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en particulier sur les essais Phébus, cf. <a
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href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0"><span>https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</span></a>.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:635/1*7I4QJzUPnNG044i98XIMWw.png" /></p>
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<p>Exemple de comparaison.</p>
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<p>Les essais Phébus constituent une grande base de validation des
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modules <a
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href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf">CESAR
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& ICARE</a> (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et <a
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href="https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module">SOPHAEROS</a>
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(comportement des produits de fission).</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*Czs5OR9nKXm4WCbxkOlgDw.png" /></p>
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<p>Liste des essais Phébus.</p>
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<p>Il y a eu plein d’autres validations et l’objectif n’est pas de
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toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur
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ce lien: <a
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href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation"><span>https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</span></a></p>
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<h2 id="autre-code-utilisé-en-accident-grave"><strong>Autre code utilisé
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en accident grave</strong></h2>
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<p>ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d’étalement de
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l’EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à
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l’international, avec des expériences passionnantes. L’objectif étant
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d’avoir une compréhension fine du phénomène d’étalement du corium, de
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son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont
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respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de
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solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l’érosion du
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substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de
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la convection dans l’écoulement. Un grand nombre d’essais ont été menés,
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le plus impressionnant étant l’essai VULCANO, comme montré
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ci-dessous.</p>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*6YGczfyC8-4kDQXoWoIkQw.png" /></p>
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<p>Crédit: IRSN.</p>
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<p>Il est ressorti de l’ensemble de ces programmes de R&D que
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l’étalement à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur
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car l’épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,
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l’approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des
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incertitudes subsistent sur la capacité d’une nappe de corium à s’étaler
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sous eau, c’est pour cela que l’EPR fait le choix d’étaler le corium à
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sec en séparant physiquement eau et corium.</p>
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<h1 id="conclusion">Conclusion</h1>
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<p>Voilà comment on gère un accident grave sur l’EPR. J’ai
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volontairement éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits
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de fissions dans l’enceinte, sur les différentes possibilités de
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stratification du corium. J’ai aussi fait le choix de focaliser sur
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l’EPR alors qu’il existe aussi d’autres stratégies sur les autres
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réacteurs du parc de génération II (Les CP, P4/P’4 et N4). J’ai
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également restreint aux REP français, sans analyser les autres
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stratégies équivalentes sur <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_VVER">VVER</a>, <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_AP1000">AP1000</a>, ou <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400">APR1400</a>. Je n’ai pas
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non plus parlé des filières à eau lourde (<a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_CANDU">CANDU</a>),
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bouillantes (<a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_à_eau_bouillante">BWR</a>,
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<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_ABWR">ABWR</a>), rapides
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(<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superphénix">SPX</a>) ou encore
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des filières thermiques (HTR & <a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_nucléaire_à_très_haute_température">VHTR</a>)
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et à sels fondus (<a
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href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_nucléaire_à_sels_fondus">MSFR</a>).
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Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. <strong>Tous les
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futurs réacteurs devront quoiqu’il en soit prendre en compte les
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accidents graves en compte</strong> .</p>
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<p>Je vous donne mes sources sur <a href="https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np">ce
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lien</a> (attention il n’est valable que 7 jours). Tout est public et
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trouvable sur le site de l’ASN et/ou de l’IRSN.</p>
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<h1 id="annexe"><strong>Annexe</strong></h1>
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<p><img
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src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:629/1*1Iepu71t1QQjOppTrNy7OQ.png" /></p>
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<p>[[<a
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|
href="https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
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<p>Nuclear</p>
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<p>]]</p>
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<p>[[<a
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href="https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
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<p>Accident</p>
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<p>]]</p>
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<p>[[<a
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href="https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
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<p>Epr</p>
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<p>]]</p>
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<p>[[<a
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href="https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
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<p>Astec</p>
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<p>]]</p>
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<p>[[<a
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href="https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
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<p>Fukushima</p>
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<p>]]</p>
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</body>
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</html>
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<footer><hr/><a href='/'>Retour à l'Accueil</a></footer></body>
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