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* Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. |
  :PROPERTIES:
  :CUSTOM_ID: stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.
  :END:

by Dragonfeu | Sep, 2024 | MediumStratégie de mitigation de l'accident
de fusion du cœur sur l'EPR. | by Dragonfeu | Sep, 2024 | Medium

* Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. 
15 min read
Sep 8, 2024
 
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J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR de
Flamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre
2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la première
fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibre
neutronique.

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! *On va parler de /corium/, de
récupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et de
codes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vous
expliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite la
modélisation qui y est associée.

*Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi à
gérer une substance bien pire que la lave ?* 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)...

La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects,
mais le corium est... encore pire.

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
est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la
même sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR).

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
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011][/Fukushima/]]
et
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0][/Three
Miles Island/]] (fusion partielle), occasionnant des rejets dans
l'environnement.

EPR de Flamanville. Crédit:
[[https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/][Framatome]]

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.

Crédit:
[[https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/][EDF]]

* I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR


* I.1/ Dégradation du cœur

Le soleil se lève sur le site de Flamanville. /Le vent souffle sur les
plaines de la Bretag/.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de
Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle
journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça
un APRP (/Accident de Perte du Réfrigérant Primaire/). Rien ne marche,
ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.
Il y a de moins en moins d'eau autour des crayons combustible, cf. (2)
du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s'oxyder.
C'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydation
zirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et du
dihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveau
d'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,
contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autres
joyeusetés, est appelée un */corium/*.

Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé
fusion en cours [3]. Crédit: IRSN

Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et il
est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans le
corium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, la
cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). La
brèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogène
pendant l'accident.

Maintenant on va se donner *trois contraintes supplémentaires, pour
préserver l'enceinte de confinement,* et garder toutes les saletés à
l'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !

1. [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]{#6f56}

Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pas
que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
spray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter une
percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut
dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte
minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est
redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de
cette ligne de dépressurisation.

Crédit: IRSN

Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'est
le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Cela
consiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur de
l'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faire
retomber les radionucléides volatils dans l'enceinte.

Crédit: EDF

*2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dans
l'enceinte.*

Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant de
l'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin de
sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est le
principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui
comme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pour
fonctionner.

Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.

Diagramme de Saphiro

*3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte.*

L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peine
d'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer les
deux.

Séparation de l'eau et du core catcher.

*Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est temps
de péter la cuve.* Je ne vais pas détailler les phénomènes favorables
qui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postule
que sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des flux
thermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « on
postule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue.

Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Ce
qu'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxyde
et celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la haute
température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de
2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les
échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude
reçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à la
face interne de la cuve, sur une faible surface relative "/focusing
effect"/. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de la
rupture de la cuve.

Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont cela
arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuve
va rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et les
expériences représentatives sont complexes à réaliser.

Stratification du corium en fond de cuve possible.

D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.
On ne distingue finalement que deux approches :

- [Rétention du corium en cuve (/In Vessel Retention/, IVR) associé à
  des moyens de réfrigération externe de la cuve (type /External Reactor
  Vessel Cooling/, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}
- [Rétention du corium hors cuve. *Retenue sur EPR/EPR2*, et les
  VVER-1200 récents.]{#9763}

* I.2/ L'interaction corium béton

On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
réacteur. On arrive bientôt au /core catcher/, patience !

Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton a
vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés
physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce
béton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal de
décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Les
mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,
le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de
faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives
de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière
à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre
d'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB).

Crédit: IRSN

ICB.

Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut
maintenir la structure de l'enceinte en état, et on installe donc sous
cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui
résistent à des très hautes températures avec une faible déformation
relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure
de 10 à 14 cm d'épaisseur.

Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, le
corium arrive sur un bouchon de métal, c'est un composant dont le rôle
est celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de
décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au
contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large
pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la
chambre d'étalement.

Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.

*La composition chimique du béton est très importante* car l'ablation va
générer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dans
l'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, par
exemple. Ainsi sur EPR, la
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.][procédure
U5]] a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,
cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant à
l'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
sable.

Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limités
par conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimes
malgré tout sur EPR.

* I.3/ Interaction corium zircone
  :PROPERTIES:
  :CUSTOM_ID: bb08
  :CLASS: oc od gu bf oe of pa oh oi oj pb ol om on pc op oq or pd ot ou ov pe ox oy oz bk
  :END:

Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faire
interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
zircone est ce qu'on appelle un
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire][*matériau
réfractaire*]] *à la chaleur*. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et se
déforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures à
environ 1700°C, tout dépend du matériau).

Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium
jusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, la
zircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pas
dégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même si
ce n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, une
conduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôle
d'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.

* I.4/ Corium dans la chambre d'étalement 

Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
fois pour toute.

- une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
  par la dilution dans le béton sacrificiel),
- [un système pour refroidir le corium par-dessous et
  par-dessus.]{#5ce1}

Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ
170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation va
couper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant une
arrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/In
containment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralement
passif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eau
commence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambre
d'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux de
refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur de
la chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificiel
qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ci
il sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice.

Chambre d'étalement. Crédit: IRSN.

Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe
(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par la
compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements de
viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométrie
de cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, et
ainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et le
préparant au renoyage en surface par-dessus.

L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer le
corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)
sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par le
système EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capable
d'alimenter ce circuit depuis qu'elle est prévenue de l'accident grave).

Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une
vaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteint
suffisant, le corium est définitivement stabilisé.

Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN.

Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/
de l'EPR de Flamanville.

Présentation de la construction du /core catcher/ par EDF.

Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit:
[[https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245][EDF-EPR sur X]].

* *II/ Modélisation d'un accident grave*

On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'un
réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et
réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de
calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *ça
se valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose.

Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas
toujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est
*indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pas
d'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'un
accident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbrique
entre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, qui
modélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ de
contourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérience
réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calcul
intégral !

*Présentation d'ASTEC*

ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé par
l'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est un
code dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'un
accident grave. Cela comprend:

- La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
  référence en thermohydraulique [[https://cathare.cea.fr/][CATHARE]],
  développé par le /Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies
  Alternatives/ (CEA) ;
- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}
- L'interaction corium béton : module MEDICIS ;
- [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
  produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI
  ;]{#280c}
- [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}
- La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;
- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}
- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}

Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN.

Vous trouverez plus d'infos sur :
[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec]]. Voici
également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais
*un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP.*

*Présentation vidéo d'ASTEC*

Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :

- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lors
d'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps de
calcul/précision ;

- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,
afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteur
en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités des
systèmes ;

- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple le
refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interaction
corium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte de
confinement ;

- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
modules ;

- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructions
et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puisse
pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grand
nombre de scénarios.

*Fonctionnement d'ASTEC*

Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de données
d'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditions
physico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sont
fournies par l'ingénieur d'étude en accident grave.

A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètres
physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
de tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer ou
désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
impliqués augmente le temps de calcul !

Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN.

/In fine, c/e qui intéresse l'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont les
post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de
visualisation du cœur d'un REP-900MWe d'EDF. Ce que vous voyez est un
post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu'il se
passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le
niveau d'eau baisser progressivement jusqu'à être remplacé par le corium
en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a cassé
au niveau de la couche de métal léger, à cause du /focusing effect/
expliqué en partie I !

Crédit: IRSN.

*Validation d'ASTEC*

Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation du
réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec... et
bien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant à
des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,
CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence
[[https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf][CATHARE]].
Je ne vais pas m'attarder dessus.

Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, de
la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et de
comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la
simulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'est
de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi
il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
panel d'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
Cette validation s'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
en particulier sur les essais Phébus, cf.
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0]].

Exemple de comparaison.

Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules
[[https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf][CESAR
& ICARE]] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et
[[https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module][SOPHAEROS]]
(comportement des produits de fission).

Liste des essais Phébus.

Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutes
les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:
[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation]]

** *Autre code utilisé en accident grave*

ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement de
l'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à
l'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étant
d'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, de
son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont
respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de
solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion du
substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de
la convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés,
le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous.

Crédit: IRSN.

Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&D que l'étalement à
sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur car
l'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,
l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des
incertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étaler
sous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium à
sec en séparant physiquement eau et corium.

* Conclusion

Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairement
éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissions
dans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification du
corium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'il
existe aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc de
génération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REP
français, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER][VVER]],
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000][AP1000]], ou
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400][APR1400]]. Je n'ai pas non
plus parlé des filières à eau lourde
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU][CANDU]]),
bouillantes
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante][BWR]],
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR][ABWR]]), rapides
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix][SPX]]) ou encore des
filières thermiques (HTR &
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature][VHTR]])
et à sels fondus
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus][MSFR]]).
Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futurs
réacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidents
graves en compte*.

Je vous donne mes sources sur [[https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np][ce lien]]
(attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvable
sur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.

* *Annexe* 
* Tags: 
- Nuclear
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- Epr
- Astec
- Fukushima