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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 --

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*](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011)et[*ThreeMiles
Island*](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0)
(fusion partielle), occasionnant des rejets dansl\'environnement. EPR de
Flamanville.
Crédit:[Framatome](https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-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](https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/)

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 !

1.  \[\*On veut contrôler l\'échauffement dans l\'enceinte.\*\]

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 :

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

I.2/ L\'interaction corium béton
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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](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.)
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.

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**](https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire)
**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.

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.

-   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\'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](https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245).

\*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:

-   La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
    référence en thermohydraulique [CATHARE](https://cathare.cea.fr/),
    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>.
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 :

-   Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
    lorsd\'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis
    temps decalcul/précision ;
-   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 ;
-   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 ;
-   être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment
    lescomparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider
    lesmodules ;
-   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.

\*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](https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf).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>.
Exemple de comparaison. Les essais Phébus constituent une grande base de
validation des modules[CESAR&
ICARE](https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf)
(thermohydraulique et dynamique de dégradation)
et[SOPHAEROS](https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module)(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>

\*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.

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](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER),[AP1000](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000),
ou[APR1400](https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400). Je n\'ai pas
nonplus parlé des filières à eau
lourde([CANDU](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU)),bouillantes([BWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante),[ABWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR)),
rapides([SPX](https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix)) ou encore
desfilières thermiques (HTR
&[VHTR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature))et
à sels
fondus([MSFR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus)).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](https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np)(attention il n\'est valable que 7
jours). Tout est public et trouvablesur le site de l\'ASN et/ou de
l\'IRSN.

**Annexe**
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