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# Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | Dragonfeu
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15 min Sep 8, 2024 –
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J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR deFlamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la premièrefois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibreneutronique. Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujoursafin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alorsaujourd'hui, l'accident grave! *On va parler de /corium/, derécupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et decodes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vousexpliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite lamodélisation qui y est associée. *Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi àgérer une substance bien pire que la lave ?* Le corium, un magma à fairepâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, nelaissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre.Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cetteTerre (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 encompte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais doncvous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents gravesest conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement lamême sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR). L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion ducœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directeun combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et ilcommence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à</Fukushima/> [1]et</ThreeMiles Island/> [2] (fusion partielle), occasionnant des rejets dansl'environnement. EPR de Flamanville. Crédit:<Framatome> [3] 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, etl'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets àl'extérieur. Crédit:<EDF> [4]
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# I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR
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# I.1/ Dégradation du cœur
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Le soleil se lève sur le site de Flamanville. /Le vent souffle sur lesplaines de la Bretag/.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR deFlamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien bellejournée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle çaun 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 (oxydationzirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et dudihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveaud'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autresjoyeusetés, est appelée un */corium/*. Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyéfusion en cours [3]. Crédit: IRSN Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et ilest dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans lecorium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, lacuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). Labrèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogènependant l'accident. Maintenant on va se donner *trois contraintes supplémentaires, pourpréserver l'enceinte de confinement,* et garder toutes les saletés àl'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !
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* [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]
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Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pasque la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façonspray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter unepercée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il fautdépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotteminute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG estredondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance decette ligne de dépressurisation. Crédit: IRSN Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'estle système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Celaconsiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur del'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faireretomber les radionucléides volatils dans l'enceinte. Crédit: EDF *2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dansl'enceinte. *Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant del'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin desortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est leprincipe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, quicomme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pourfonctionner. 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 peined'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer lesdeux. Séparation de l'eau et du core catcher. *Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est tempsde péter la cuve.* Je ne vais pas détailler les phénomènes favorablesqui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postuleque sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des fluxthermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « onpostule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue. Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Cequ'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxydeet celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la hautetempérature du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant leséchanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaudereçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à laface interne de la cuve, sur une faible surface relative "/focusingeffect"/. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de larupture de la cuve. Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont celaarrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuveva rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et lesexpériences 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 :
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* [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}
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# I.2/ L'interaction corium béton
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On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtimentréacteur. On arrive bientôt au /core catcher/, patience ! Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton avocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétésphysico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode cebéton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal dedécharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Lesmouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin defaciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successivesde corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manièreà obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambred'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB). Crédit: IRSN ICB. Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il fautmaintenir la structure de l'enceinte en état, et on installe donc souscette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (quirésistent à des très hautes températures avec une faible déformationrelative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesurede 10 à 14 cm d'épaisseur. Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, lecorium arrive sur un bouchon de métal, c'est un composant dont le rôleest celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal dedécharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement aucontact du corium en assurant une section de passage suffisamment largepour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers lachambre d'étalement. Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN. *La composition chimique du béton est très importante* car l'ablation vagénérer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dansl'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, parexemple. Ainsi sur EPR, la<procédureU5> [5] a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant àl'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtresable. Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limitéspar conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimesmalgré tout sur EPR.
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# I.3/ Interaction corium zircone
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Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faireinteragir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. Lazircone est ce qu'on appelle un<*matériauréfractaire*> [6] *à la chaleur*. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et sedéforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures àenviron 1700°C, tout dépend du matériau). Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le coriumjusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, lazircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pasdégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même sice n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, uneconduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôled'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
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# I.4/ Corium dans la chambre d'étalement
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Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonnefois pour toute.
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* 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}
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Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation vacouper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant unearrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/Incontainment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralementpassif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eaucommence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambred'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux derefroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur dela chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificielqui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ciil 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 lacompétition entre les forces hydrodynamiques et les changements deviscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométriede cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, etainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et lepréparant au renoyage en surface par-dessus. L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer lecorium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par lesystème EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capabled'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 unevaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteintsuffisant, 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:<EDF-EPR sur X> [7].
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# *II/ Modélisation d'un accident grave
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*On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'unréacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques etréglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code decalcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *çase valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose. Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pastoujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est*indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pasd'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'unaccident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbriqueentre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, quimodélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ decontourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérienceréaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calculintégral ! *Présentation d'ASTEC *ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé parl'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est uncode dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'unaccident grave. Cela comprend:
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* La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique <CATHARE> [8], 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}
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Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN. Vous trouverez plus d'infos sur :<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec> [9]. Voiciégalement 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 :
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* Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lorsd'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps decalcul/précision ;
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* simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteuren accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités dessystèmes ;
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* traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple lerefroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interactioncorium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte deconfinement ;
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* être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment lescomparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider lesmodules ;
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* Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructionset 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puissepouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grandnombre de scénarios.
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*Fonctionnement d'ASTEC *Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de donnéesd'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditionsphysico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sontfournies par l'ingénieur d'étude en accident grave. A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètresphysiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulationde tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer oudésactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modulesimpliqués 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 lespost-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple devisualisation du cœur d'un REP-900MWe d'EDF. Ce que vous voyez est unpost-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu'il sepasse dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez leniveau d'eau baisser progressivement jusqu'à être remplacé par le coriumen fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a casséau 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 duréel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… etbien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant àdes codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence<CATHARE> [10].Je ne vais pas m'attarder dessus. Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, dela modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et decomparer les résultats issus des observations et des capteurs avec lasimulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'estde les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoiil y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par unpanel 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> [11]. Exemple de comparaison. Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules<CESAR& ICARE> [12] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et<SOPHAEROS> [13](comportement des produits de fission). Liste des essais Phébus. Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutesles lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation> [14]
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## *Autre code utilisé en accident grave
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*ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement del'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés àl'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étantd'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, deson refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sontrespectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique desolidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion dusubstrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée dela 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 àsec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur carl'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Desincertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étalersous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium àsec en séparant physiquement eau et corium.
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# Conclusion
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Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairementéclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissionsdans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification ducorium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'ilexiste aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc degénération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REPfrançais, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur<VVER> [15],<AP1000> [16], ou<APR1400> [17]. Je n'ai pas nonplus parlé des filières à eau lourde(<CANDU> [18]),bouillantes(<BWR> [19],<ABWR> [20]), rapides(<SPX> [21]) ou encore desfilières thermiques (HTR &<VHTR> [22])et à sels fondus(<MSFR> [23]).Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futursréacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidentsgraves en compte*. Je vous donne mes sources sur <ce lien> [24](attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvablesur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.
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# *Annexe*
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# Tags:
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* Nuclear
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* Accident
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* Epr
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* Astec
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* Fukushima
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### links
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=> https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011 [1] /Fukushima/
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=> https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0 [2] /ThreeMiles Island/
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=> https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/ [3] Framatome
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=> https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/ [4] EDF
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=> 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. [5] procédureU5
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire [6] *matériauréfractaire*
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=> https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245 [7] EDF-EPR sur X
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=> https://cathare.cea.fr/ [8] CATHARE
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=> https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec [9] https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec
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=> https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf [10] CATHARE
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=> https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0 [11] https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0
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=> https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf [12] CESAR& ICARE
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=> https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module [13] SOPHAEROS
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=> https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation [14] https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER [15] VVER
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000 [16] AP1000
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400 [17] APR1400
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU [18] CANDU
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante [19] BWR
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR [20] ABWR
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix [21] SPX
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature [22] VHTR
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus [23] MSFR
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=> https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np [24] ce lien
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