Prenons un peu de recul sur ce qu’il se passe à Zaporijia. Il est +important de préciser certains éléments.
+La centrale nucléaire de Zaporijia en Ukraine, et ses six +VVER-1000/320
+La centrale nucléaire de Zaporijia (ZNPP) est dotée de six 6 +réacteurs, des VVER-1000 modèle V-320, l’équivalent soviétique de nos +Réacteurs à Eau sous Pression (REP en français). Ce sont des réacteurs +de 3000MW thermiques et de 960MW électriques nets. C’est la filière qui +a été déployée après les réacteurs RBMK (comme le réacteur responsable +de l’accident de Tchernobyl). Pour bien comprendre tout cela, on va +commencer par quelques bases de sûreté nucléaire, ensuite il faudra +regarder quels sont les besoins actuels de la centrale et quelles +évolutions sont possibles avec tous ces éléments de contexte. Je précise +que je vais souvent me restreindre à la situation actuelle à la ZNPP, et +que souvent, par manque d’informations sur les VVER, il faudra faire des +analogies avec nos REP français.
+Que signifie sûreté nucléaire ? Il existe une définition, utilisée +par toute l’industrie nucléaire française.
+++La sûreté nucléaire recouvre l’ensemble des dispositions techniques +et les mesures d’organisation prises en vue de prévenir les accidents ou +d’en limiter les effets. Elles concernent la conception, la +construction, le fonctionnement, l’arrêt et le démantèlement des +installations nucléaires de base, ainsi que le transport des substances +radioactives. la sûreté nucléaire est une composante de la sécurité +nucléaire qui comprend, en outre, la radioprotection, la prévention et +la lutte contre les actions de malveillance, ainsi que les actions de +sécurité civile en cas d’accident. Il s’agit donc à la fois :
+\-D’assurer des conditions de fonctionnement normal de l’installation +sans exposition excessive des travailleurs aux rayonnements ionisants, +et sans rejets excessifs de radioactivité dans l’environnement ;
+\-De prévenir les incidents et accidents ;
+\-En cas d’incidents ou d’accidents, de limiter les effets sur les +travailleurs, les populations et l’environnement.
+
Il faut en permanence surveiller les paramètres physiques du +réacteur. On les appelle les « fonctions de sûreté ». Il y en a trois +:
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*FUAWsQ1MS0sVmsi4
+Issu +du thread sur les réacteurs à sels fondus
+Le principe de la défense en profondeur est une méthode qui consiste +à établir des barrières pour éviter le passage à l’étape suivante. Si +l’étape 1 échoue, on passe à la 2, et ainsi de suite. C’est une norme +internationale, les VVER-1000 comme les REPs occidentaux appliquent ce +principe.
+Regardons chaque point succinctement.
+La conception des réacteurs est pensée de façon à limiter la +probabilité d’accident grave (typiquement une fusion du cœur), les +opérateurs sont formés longtemps, évalués très fréquemment. La +conception définie les matériels nécessaires au maintien des fonctions +de sûreté. Sur l’EPR, on a par exemple 3 branches d’injection de +sécurité indépendantes et redondantes pouvant chacune assurer leur +fonction de sûreté à 100% (il y en a aussi une quatrième qu’on suppose +en maintenance). Les matériels sont également testés. Certains matériels +ne seront probablement jamais utilisés en fonctionnement normal sur tout +la vie de la centrale, mais malgré cela il est important de tester +chaque composant pour vérifier que dans une situation accidentelle +éventuelle, le système associé serait apte à remplir sa fonction de +sûreté. Concrètement on teste des pompes d’injection de sécurité, on +fait des épreuves hydrauliques pour tester la résistance du circuit +primaire à une pression 1.3 fois supérieure à la pression en +fonctionnement normal, on entraine les opérateurs sur des situations +incidentelles, etc
+2\. Détection et maitrise des accidents.
+La détection passe par de multiples capteurs (pression, température, +niveau d’eau, niveau de radioactivité…). Cela implique également +beaucoup d’automatismes (très présents sur les EPR&EPR2) pour +limiter les erreurs humaines et assurer une réponse plus rapide. A titre +d’exemple, le système d’arrêt automatique réacteur (AAR) est présent sur +tous les réacteurs, même les plus anciens.
+3\. Maitrise des situations accidentelles.
+Maitriser une situation incidentelle qui pourrait mener à une +situation accidentelle. Cela passe concrètement par une formation +spécifique en accidentel pour les agents EDF. Les accidents sont classés +en plusieurs familles, typiquement la perte de réfrigérant primaire +(APRP), une rupture tube dans un générateur de vapeur (RTGV), perte +électrique totale (PTEA), perte totale d’eau alimentaire (PTAE), rupture +d’une tuyauterie d’eau ou de vapeur (RTE/RTV). Plus d’informations sur +les APRP et les RTGV sur cet article +de l’IRSN de 2013.
+4\. Gestion des accidents graves.
+Pour en arriver là, il faut qu’on ait raté toutes les étapes +précédentes, donc on passe en situation de gestion de l’accident pour en +limiter les conséquences, pour éviter toute contamination à l’extérieur. +Concrètement, cela passe par des systèmes passifs de captation du +dihydrogène (un gaz inflammable qui est responsable des explosions des +réacteurs 1,2,4 de Fukushima). Sur EPR, c’est un récupérateur de corium +(une sorte de magma de combustible, d’acier de cuve et autres produits +divers qu’on ne veut pas voir sur le gazon). Au niveau humain, cela +passe par un plan national de gestion des accidents graves, et au niveau +local par l’intervention de la FARN (on y reviendra).
+5\. Protection des populations.
+La dernière étape, en cas de rejets prévus ou ayant déjà eu lieu, il +faut évacuer les personnes les plus proches du site nucléaire accidenté, +pour limiter les conséquences sanitaires. L’exemple le plus connu est la +distribution de pastille d’iodes. l’iode contenu dans ces pastilles se +fixe sur la thyroïde pour la saturer et éviter que l’iode radioactif +(qui vient directement du coeur) ne vienne s’y fixer. Il existe aussi +des plans d’évacuation dans un rayon décidé par la préfecture sur la +base des informations techniques données par EDF avec l’appui technique +de l’IRSN.
+++Sur Zaporijia, on se situe à la limite entre les points 2 et +3, la situation pouvant évoluer assez rapidement. Pour l’instant, tout +est au point 2, mais cela nécessite le maintien d’une alimentation +électrique externe stable.
+
Si on parle de confinement, c’est celui des matières radioactives. +Elles sont présentes dans le cœur, là où on met le combustible qui va +chauffer le fluide primaire. L’objectif est d’éviter tout rejet +incontrôlé dans l’environnement extérieur. Ce confinement est assuré par +trois barrières successives.
+La première barrière se situe sur les assemblages de combustible (là +où est l’uranium enrichi), une gaine en zirconium qui permet d’éviter de +d’isoler les produits de fission de l’eau du circuit primaire.
+La seconde barrière est le “circuit primaire fermé”, fermé car c’est +une boucle, les générateurs de vapeur constituent une interface +d’échange thermique (pas d’échange de matière) qui empêche les éléments +radioactifs de sortir. Si on a une rupture de gaine, les éléments +radioactifs sont maintenus dans le fluide primaire, ce n’est pas une +situation normale, mais au moins on ne rejette rien.
+La troisième est l’enceinte du Bâtiment Réacteur (BR), qui assure le +confinement si les deux barrières précédentes ont échoué. Imaginez qu’on +ait des ruptures de gaine de combustible et une fuite dans le circuit +primaire, alors tout doit rester confiné à l’intérieur de la structure. +Cette barrière a été brisée lors des deux accidents nucléaires majeurs, +à savoir Tchernobyl puis Fukushima-Daichii (classés niveau 7 de +l’échelle INES).
+Echelle INES, Sûreté +nucléaire : qu’est-ce que l’échelle INES ? (lenergeek.com)
+Un point également sur la rapidité d’arrêt de la réaction nucléaire, +cela a lieu en quelques secondes ou minutes. On utilise les barres de +contrôle, constituées de matériaux neutrophages, cela permet d’arrêter +la réaction au niveau neutronique (à noter que la baisse de température +augmente la réactivité il faut donc injecter du bore dans le fluide +primaire pour éviter une reprise de la réaction).
+Les réacteurs VVER-1000/320 comme tous les REP exploités par EDF +disposent d’un dispositif d’Arrêt Automatique Réacteur (AAR) qui +consiste en une chute automatique des barres de contrôle . Un arrêt à +chaud est la phase qui suit un AAR, «chaud» car le fluide primaire et le +combustible (ainsi que l’inertie thermique des structures et la +puissance des pompes primaires) ont besoin de temps pour refroidir. A +Zaporijia, tous les réacteurs ont donc passé l’étape de l’AAR.
+Les barres de contrôle permettent de stopper la réaction nucléaire. +Source: Les mots +(free.fr)
+Pourquoi c’est important ici ? Car la situation d’arrêt détermine les +besoins de refroidissement du circuit primaire, et donc le temps pour +atteindre une situation stabilisée. Petite précision, ici la puissance +résiduelle est au premier ordre liée à la chaleur résiduelle produite +par les produtis de fission des assemblages, et pas à la température de +l’eau du primaire.
+Sachez qu’il existe une classification officielle, que je n’utilise +pas ici à des fins de simplification. Il existe 6 états nommés de A à F +(IRSN, +p.259–260).
+C’est une piscine, avec une source de chaleur interne qui vient des +assemblages combustibles, on regarde à quel point elle est remplie. +C’est important car les assemblages usés sont encore chauds +(décroissance radioactive des produits de fission) et doivent aussi être +refroidis. Il y a donc un besoin électrique pour faire circuler l’eau de +refroidissement.
+Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines
+Que ce soit en cas de conflit armé, ou de phénomène naturels comme +des inondations ou des séismes, il est important de regarder les points +suivants.
+Evolution de la puissance résiduelle d’un cœur de 3 000 MWth de +puissance nominale après un arrêt en fin de cycle. ( SFEN +)
+Sur les REP français, comme sur les VVER, l’alimentation électrique +externe est essentielle à la sûreté et le système présente de nombreuses +voies indépendantes et redondantes. Comme les 6 réacteurs de Zaporijia +sont en situation d’arrêt, il n’est pas nécessaire d’étudier le transitoire +d’îlotage (capacité d’un réacteur à s’isoler du réseau électrique +tout en passant en fonctionnement autonome à puissance réduite).
+Principe de l’alimentation électrique d’une centrale française de +type REP ( IRSN +)
+Remplissage du cœur, pour savoir s’il reste une chaleur +résiduelle à évacuer. Ce point est très lié au point 1, puisqu’il s’agit +de savoir quels sont les besoins en refroidissement pour le circuit +primaire. Il serait pertinent de vider les cœurs de leurs assemblages, +ainsi que les piscines, pour éviter tout risque radiologique. C’est +évidemment très compliqué dans un contexte de guerre. Surtout que cela +représente un volume de combustible très important, et une logistique +complexe. Et certains assemblages sont trop chauds pour être évacués. +D’ailleurs, si vous connaissez bien l’accident de Fukushima-Daiichi, +vous pouvez rétorquer que le réacteur 4 avait pourtant un cœur vide, et +a explosé malgré tout. Mais c’est parce que l’hydrogène du réacteur 3 +s’est infiltré dans le 4 via une conduite commune.
Remplissage des piscines du combustible usé, pour évaluer quel +est le besoin énergétique pour le refroidissement de la piscine. (Article +à ce propos). C’est un point souvent négligé, voire oublié. Or les +matières radioactives du bâtiment combustible ont elles aussi besoin +d’être refroidies après un cycle dans le cœur, les produits de fission +dégagent encore une chaleur résiduelle qu’il faut évacuer, sous peine +d’évaporer l’eau des piscines, ce qui mènerait à une fusion des +assemblages combustibles. A Fukushima-Daiichi, il y avait 1300 +assemblages dans la piscine (environ 3 cœurs) du réacteur n°4. Or +l’enceinte de confinement, qui contient le bâtiment combustible, était +endommagée. Et une fusion de ces assemblages aurait incontestablement +mené à un dégagement très important de radionucléides dans +l’environnement. Un article +qui détaille la situation à Fukushima. Ces évènements ont mené à la +création de la Force d’Action Rapide Nucléaire (FARN), pour assurer des +appoints en eau, air et en électricité (elle a d’autres rôles détaillés +ici +). Quelle est la situation des piscines de la ZNPP? Il semblerait qu’il +y ait près de 3400 assemblages combustibles entreposés sur site (article +de Reuters). C’est beaucoup, et une perte d’eau de refroidissement +des piscines pourrait mener à des rejets importants.
++« Selon une communication de l’Ukraine à l’AIEA en 2017, il y avait 3 +354 assemblages de combustible usé dans l’installation de combustible +usé sec et environ 1 984 assemblages de combustible usé dans les +piscines. »
+
J’ajoute qu’il y a également des stockages «à sec» sur le site, on ne +le fait pas en France, mais ailleurs dans le monde cela est pratiqué. +L’avantage de ces conteneurs est l’absence de besoin en refroidissement +par eau (pas besoin de pompe ni d’eau). En revanche, une explosion qui +viendrait endommager pourrait conduire à des rejets de radionucléides. +Je ne connais pas la résistance de ces conteneurs, je ne prononcerai pas +sur leur comportement à proximité d’explosion. En revanche la nature des +déchets nucléaires stockés à l’intérieur permet d’estimer qu’une +explosion causerait une dispersion sur un rayon limité, une centaine de +mètre environ d’après Olivier Dubois adjoint du directeur de l’expertise +de sûreté de l’IRSN, dans cette vidéo +de l’Express. Toujours depuis Fukushima, le site de ZNPP dispose d’une +pompe thermique mobile autonome (autonomie +de 3 jours), montée sur un camion, assurant un appoint en eau dans +la piscine combustible pour compenser les pertes d’eau par vaporisation. +Ci-dessous, l’intervention qui a «inspiré» les ingénieurs en sûreté +nucléaire pour cette solution d’appoint pour la piscine. C’était à +Fukushima, sur l’unité n°4, pour les piscines combustibles.
+Remettre de l’eau dans les piscines grâce aux lances des pompiers, +assez original comme système de refroidissement, mais dans ce genre de +situation, on fait avec ce qu’on peut.
+Enceinte du bâtiment réacteur n°4 après une frappe, novembre 2022 (Wikipedia)
+Il est également important de préciser que les Russes +ont stocké du matériel militaire dans le bâtiment de la turbine +(circuit secondaire, sans risque radiologique). Ce sont des explosifs de +combat, pas des anti-bunkers, une explosion dans cette zone causerait +des dégâts irréversibles au secondaire, mais le risque radiologique +serait très faible. Et l’endommagement du bâtiment réacteur serait très +limité également.
+Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n’est pas renforcé en +béton armé.
+Il est également important de préciser que la sûreté s’améliore avec +le temps, et la centrale nucléaire de Zaporijia ne fait pas exception. +Pour les plus curieux, vous trouverez la liste des “stress test” +auxquels elle a été soumise (ВСТУП). +C’est le retour d’expérience des trois précédents accidents nucléaires +(Three Miles Island, Tchernobyl et Fukushima-Daichii) qui est utilisé +principalement pour déterminer ces résistances.
+Le besoin principal qui focalise l’attention de tous les techniciens +et ingénieurs sur place est l’alimentation électrique externe. C’est le +point d’intérêt de l’AIEA le plus critique. Dans son point +de situation du 15/05/2023 l’IRSN explique :
+++« Une seule ligne d’alimentation électrique de 750 kV est +actuellement opérante pour assurer le fonctionnement des systèmes de +refroidissement des assemblages combustibles. En cas de défaillance de +cette alimentation électrique, 20 groupes électrogènes de secours sont +disponibles pour prendre le relai et assurer l’alimentation électrique +de la centrale. »
+
La centrale possède 4 lignes d’alimentation externe de 750kV, d’après +les informations disponibles à l’heure actuelle, une seule fonctionne +parfaitement. Concernant les groupes électrogènes de secours, la ZNPP a +besoin de personnel pour la maintenance, de pièces détachées, et +évidemment, de combustible pour les alimenter. Précisons également que +l’approvisionnement en combustible serait plus aisé par l’ouest, la zone +étant sous contrôle ukrainien, mais le site demeure encore sous contrôle +russe.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*3Y6Lp42vHwGOoOcs
+ +La centrale a également besoin d’une source froide pour évacuer la +puissance résiduelle, la récente +attaque du barrage de Kakhovka montre que la source froide +habituelle est menacée, le niveau d’eau baisse d’environ 5cm par heure. +Le site de Zaporijia est conçu en temps normal pour utiliser le +réservoir “cooling pond” comme réservoir tampon pour s’affranchir des +variations de débit du fleuve Dniepr. Les réacteurs étant à l’arrêt on +utilise un système d’évacuation de la chaleur par air, où l’eau est +projetée via des “sprinklers”. Il faut compenser cette perte d’eau par +évaporation par un appoint en eau, et cet appoint en eau peut suffire +quelques semaines selon l’IRSN (point +de situation du 7 juin 2023), voire mois selon l’AIEA (Déclaration +du directeur général de l’AIEA).
+Un besoin essentiel est également celui d’avoir du personnel qualifié +sur place, et le contexte de guerre n’aide pas. Une centrale sûre sans +humains n’existe pas, et le stress constant auquel sont soumises les +équipes ne favorise pas un environnement sain pour travailler dans une +centrale nucléaire.
+Ce délai de 25 jours (grand maximum) est crucial, car si les +autorités mondiales savent, grâce aux informations de l’AIEA, que la +centrale de Zaporijjia a absolument besoin d’électricité, cela laisse du +temps pour réfléchir à un plan d’action urgent. Et donc toute forme +d’opposition à une aide technique internationale serait considérée comme +criminelle. D’autant que les alimentations électriques ont toujours été +réparées, au prix de nombreuses vies, dans des délais records.
+Les réacteurs étant tous à l’arrêt, la décroissance radioactive a +fait son effet sur le combustible. La décroissance radioactive est un +phénomène naturel qui caractérise la baisse du nombre de noyaux +instables dans un échantillon de matière. L’IRSN explique :
+++« Compte tenu des délais importants depuis l’arrêt du dernier +réacteur, les rejets en iode notamment, bien qu’importants, seraient +bien plus faibles que pour un réacteur en fonctionnement, du fait de la +décroissance radioactive. La fusion du combustible entreposé dans la +piscine, située dans l’enceinte de confinement du réacteur, +interviendrait ensuite, entraînant des rejets supplémentaires. »
+
Pour comprendre de phénomène de décroissance, une courbe sur +l’accident de Fukushima. On voit qu’il suffit d’une quarantaine de jours +à l’Iode-131 pour diviser son activité par 10, ce qui est la situation +des cinq réacteurs de ZNPP en arrêt à froid. Donc si un accident devait +se produire sur un des réacteurs en arrêt à froid, les comprimés d’iode +distribués en cas d’accident ne serviraient strictement à rien.
+L’Iode-131 — +laradioactivite.com
+Il est impossible (à l’heure actuelle) de faire une modélisation +fidèle à la réalité, des rejets de radionucléides, cela dépend de la +sévérité de l’accident, de la durée des rejets et de la météo (selon les +vents dominants et les pluies).
+Panache radioactif de Tchernobyl.
+Il existe une modélisation +déjà assez ancienne, elle est intéressante pour expliquer la dispersion +du nuage, mais c’est simplement pour donner une idée. Maintenant, si la +situation devait empirer, une modélisation des rejets sera établie par +les experts en peu de temps, sur la base des informations +météorologiques disponibles.
+Ce ne sont pas les tirs de missiles sur le bâtiment réacteur qu’il +faut craindre, mais la perte totale d’alimentation électrique externe. +Les explosifs sont bien plus susceptibles de venir endommager les +conteneurs de déchets radioactifs secs et les piscines combustibles. La +situation est stable tant que cette ligne de 750kV est connectée aux 6 +réacteurs, et les diesels de secours sont prêts à prendre le relai, à +condition d’avoir un approvisionnement suffisant en carburant, et ce +n’est pas une solution durable sur le temps long.
+La situation est unique, mais n’a rien d’un accident nucléaire, cela +dépend de beaucoup de facteurs encore incertains. Depuis 15 mois la +centrale est au cœur d’un conflit intense et les équipes sur place ont +toujours maitrisé les situations incidentelles en des temps records.
+De plus, la présence permanente d’équipes de l’AIEA sur place permet +d’avoir des informations fiables en temps réel, et ces informations sont +communiquées à l’ensemble des experts techniques de la sûreté nucléaire +du monde entier. Ces informations sont précieuses.
+Quelques derniers rappels avant de terminer :
+Je tiens à conclure cet article en rendant hommage aux travailleurs +et travailleuses du site de Zaporijia, qui ont pour beaucoup déjà +sacrifié leur vie pour rétablir cette liaison électrique, ils se battent +au quotidien pour protéger l’Europe.
+Publié en Juin 2023.
+ + + + + \ No newline at end of file diff --git a/html-websites/tykayn_blog/lang_fr/20110916153857_tkblog_171_roux-pride.html b/html-websites/dragonfeu_blog/2023/recapitulatif-contenu-threads/index.html similarity index 67% rename from html-websites/tykayn_blog/lang_fr/20110916153857_tkblog_171_roux-pride.html rename to html-websites/dragonfeu_blog/2023/recapitulatif-contenu-threads/index.html index db955aff..77cf3b15 100644 --- a/html-websites/tykayn_blog/lang_fr/20110916153857_tkblog_171_roux-pride.html +++ b/html-websites/dragonfeu_blog/2023/recapitulatif-contenu-threads/index.html @@ -2,139 +2,7 @@ -Superphénix… s’il est un réacteur célèbre en France, c’est bien lui. +J’en parle souvent, avec des regrets, mais aussi avec la fierté de vivre +dans le pays qui a développé un réacteur unique au monde jamais égalé. +En son temps, il était le roi de tous les réacteurs, du haut de ses 1240 +MW électriques, offrant un réél potentiel +d’indépendance énergétique à la France.
+Et si on en parlait, en prenant le temps, en développant les concepts +?
+Pour celles & ceux n’ayant pas un attrait prononcé pour la +technique, les premiers paragraphes de cet article établiront une +présentation rapide de SPX. La suite ira plus en profondeur, en +s’appuyant sur les livres de Joël Guidez, la monographie du CEA sur les +RNR à caloporteurs sodium, et des documents de l’IRSN (sources à la fin +de l’article).
+Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.
+Superphénix (désigné par le sigle SPX1 ou SPX) est un réacteur +nucléaire à neutrons rapides (RNR) dont le caloporteur est le sodium +(symbole Na) sous forme liquide.
+Neutron : c’est la particule élémentaire sans charge +électrique qui est responsable des fissions des éléments fissiles +(uranium 235 & plutonium 239 principalement).
+Neutron rapide : c’est un neutron de forte énergie +cinétique (Ec = 0.5\*masse\*vitesse²). On utilise ce terme en opposition +aux neutrons thermiques (plus lents) utilisés dans un réacteur à eau +sous pression, ceux que la France exploite actuellement. Un neutron +rapide n’a donc pas été ralenti dans un modérateur. Un neutron rapide a +une vitesse d’au moins 13800 km/s, et un neutron thermique d’au moins +2.2 km/s.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*pGroXtn9G6c9UW_0
+Les neutrons rapides sont issus directement de la fission. Ici c’est +un réacteur avec un modérateur, qui va venir ralentir les neutrons +rapides par une série de chocs. Les neutrons lents ont une probabilité +de fission avec les noyaux d’U235 plus importante, et c’est ainsi que la +réaction en chaîne est maintenue.
+Caloporteur : vient du latin calor pour +chaleur. C’est donc le nom donné au fluide qui circule pour extraire la +chaleur. Dans un réacteur nucléaire il peut y en avoir plusieurs. Le +plus connu est l’eau, qui sert à la fois de fluide d’échange au circuit +primaire, secondaire et tertiaire.
+Dans un réacteur à eau légère, on dit qu’on utilise des neutrons +thermiques, ou lents. Ils ont perdu leur énergie cinétique par une +succession de chocs, et cela permet d’augmenter sa “probabilité de +fission” sur l’uranium 235. Et donc, pourquoi les neutrons “rapides” ? +Pour aller fissionner plus facilement des atomes qui ne le sont pas avec +des neutrons thermiques ! La courbe ci-dessous donne la “probabilité +d’interaction” selon l’énergie du neutron. En rapide (1MeV donc), on +voit une nette différence entre la capture et la fission. Autrement dit, +dans le domaine rapide, probabilité de fissionner est plus de 10 fois +supérieure à celle de l’absorption.
+Mais on peut aussi fertiliser les atomes d’uranium 238 ! En le +transformant en Pu239 justement, qui lui est fissile… On en reparle +juste en-dessous dans la partie “Surgénérateur ou incinérateur ?”…
+Quelles sont les différences entre un REP (réacteur actuel), +et un RNR-Na?
+Le changement principal intervient sur le circuit primaire, comme +détaillé ci-dessous. Un échangeur intermédiaire, lui aussi en sodium, +est intercalé pour extraire la chaleur du cœur et la transmettre aux +générateurs de vapeur.
+Différences REP/RNR
+Schéma d’un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX
+Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: “ La +technologie RNR-Na”.
+Selon l’organisation du cœur et ce qu’on met dans les assemblage +combustible, plusieurs possibilités s’offrent aux RNR-Na. Deux familles +nous intéressent. Les isotopes du plutonium et les actinides +mineurs.
+Les stocks de plutonium sont condamnés à augmenter à court terme, ils +augmentent même dans les pays qui le recyclent (MOx), car les réacteurs +actuels n’en font pas disparaître assez. Ce qu’on voit dans l’image +ci-dessous est la masse accumulée selon le temps en fonction du cycle. +Le cycle ouvert est l’option actuellement poursuivie en France. Le +scénario MIX (valorisant les MOx) et RNR permettent d’abaisser +considérablement ces stocks.
+Stocks de matière à valoriser
+En enlevant l’enveloppe d’uranium 238 autour du cœur, Superphénix +pouvait devenir sous-générateur : il pouvait consommer plus de plutonium +239 qu’il n’en créait. Cela permettait donc d’incinérer les déchets +accumulés les plus problématiques, et sans devoir miner un gramme +d’uranium naturel. Superphénix pouvait également transmuter les +actinides pour en faire des déchets à vie courte. Le RNR-Na est +le seul concept mature capable de faire cela. Cette +configuration a été celle de SPX durant toute son existence.
+Pour les actinides, il est possible de remplacer certaines alvéoles +par des assemblages spéciaux pour les faire fissionner, et réduire +drastiquement leur durée de vie (de plusieurs centaines de milliers +d’années à quelques centaines).
+La capture neutronique sur l’uranium 238 à l’intérieur du cœur ainsi +que dans les enveloppes en périphéries de cœur pouvait produire plus de +plutonium qu’il n’en consommait. Ainsi, il pouvait régénérer son propre +stock de combustible à partir de matière fertile. Le cœur de SPX, bien +que capable de passer en mode surgénération, n’a jamais été fait, mais +cela était bel et bien prévu par l’exploitant.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-e6HZYGoOMeBXn22
+Fertilisation de l’U238 (source)
+++Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici +le plan :
+
1 Pourquoi faire Superphénix ?
2 L’histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu’à SPX2
3 Pourquoi le sodium ?
4 Principes de conception généraux
5 Sûreté
6 Les matériaux
7 Exploitation et bilan de SPX
8 La suite de SPX
9 Conclusion
1 Pourquoi faire Superphénix ?
Je reprendrai certains des mots de Georges Vendryes (1920–2014), +grand serviteur du nucléaire français, dans “Superphénix pourquoi ?”, +ouvrage dont je recommande la lecture, il est accessible à toutes et +tous.
+++“Le premier pays qui mettra au point un réacteur nucléaire +surgénérateur en tirera un avantage commercial décisif.” Enrico Fermi, +1945.
+
Le grand-père de Superphénix, Rapsodie
+La France d’après 1945 se relève doucement et créée en 1945 le +Commissariat à l’Energie Atomique, pour que la France soit souveraine +sur les technologies nucléaires militaires et civiles. La recherche sur +les neutrons rapides en France part avec 10 ans de retard sur les +Etats-Unis (Clementine, EBR-1), l’URSS (BR2, 5 puis BR10) et la +Grande-Bretagne (DFR). En 1958, le CEA l’avant-projet sommaire de +Rapsodie, première “pile expérimentale à neutron rapides refroidie au +sodium” (on appellerait ça un réacteur nucléaire aujourd’hui). +L’objectif est d’acquérir des données expérimentales pour lancer plus +tard un prototype dont on pourrait convertir l’énergie du cœur. +L’aventure des neutrons rapides commence alors à Cadarache, dans le Sud +de la France. Sa construction commença en 1962 et s’acheva en 1966, pour +une première divergence et l’atteinte de sa pleine puissance (20MWth) en +1967. Il fut exploité pendant 15 ans, et a ouvert la voie à Phénix.
+Son père, Phénix.
+EDF et le CEA signent en 1969 un protocole d’exploitation commun. Le +réacteur fera 250MWe, permettant de garder les dimensions industrielles +des groupes turbo-alternateurs disponibles à l’époque. Début des travaux +en 1968 et divergence en 1973, pleine puissance en 1974. Malgré quelques +incidents propres à tout prototype, le réacteur fonctionne 15 ans de +façon remarquable, et est le premier à utiliser le plutonium qu’il a +lui-même produit. Il atteint un taux de régénération de +1.16 (16% de matière fissile en plus à la fin du cycle par +rapport au début). Le concept de surgénérateur est validé +!
+La naissance de Superphénix.
+Fin des années 70, après deux crises pétrolières, et après avoir +valider un concept de RNR de grande puissance, la coopération européenne +pour l’échelon industriel se met en place. Anglais, belges, hollandais, +allemands, italiens et français travaillent ensemble à la construction +de SPX. Le prototype de 1200MWe commencé en 1976 qui atteint sa pleine +puissance en 1986. A l’époque EDF construisait les 900MWe et concevait +les futurs 1300MWe. L’objectif était de se placer au même niveau que les +réacteurs de puissance.
+La volonté de fermer le cycle du combustible +français
+Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables. +Comme expliqué plus haut, les deux configurations de cœur de type +incinérateur ou surgénérateur donnent à SPX un +avantage considérable sur tous les autres réacteurs à neutrons +thermiques (qui constituent au moins 95% des réacteurs actuels).
+Plutonium . Actuellement en France, il est utilisé dans les +REP sous forme de MOx (“mix d’oxydes U-Pu”), mais il ne peut être +utilisé qu’une fois, sa qualité isotopique se dégradant (c’est à dire +que la proportion des isotopes pairs, non fissiles, augmente). Le +multi-recyclage efficace ne peut avoir lieu que grâce dans des RNR. Nous +disposons aussi des stocks de MOX usés (120 t/an), qui ne sont pas +valorisés actuellement malgré leur immense potentiel énergétique.
+Autres ressources valorisables. L’uranium de retraitement +appauvri (800 t/an) et l’uranium de retraitement réutilisé (140 t/an), +sont également actuellement très peu valorisés, alors qu’ils +pourraient servir de combustible dans un parc de réacteurs +rapides . Enfin, mais cela est encore à confirmer, il est +possible sur le papier de convertir les actinides mineurs par +transmutation ce qui diminuerait encore la quantité et la toxicité de +ces déchets ultimes. Les déchets les plus complexes à gérer sont +actuellement produits par le parc français à hauteur d’environ 40 t/an, +ce qui est ridicule au vue de l’énergie produite mais reste néanmoins un +enjeu de gestion (stratégie d’entreposage et de refroidissement). Cela +sera détaillé plus loin.
+C’est important de comprendre la génèse de l’idée derrière le RNR. Ce +concept est en réalité apparu dans les esprits des physiciens à peu près +au même moment que celui des réacteurs à modérateurs.
+Enrico Fermi, futur prix Nobel de physique, qui travaillait alors sur +la pile de Chicago, a été le premier à étudier les neutrons rapides. Il +a remarqué que les neutrons lents causaient plus fréquemment des +fissions que les neutrons rapides, découvrant alors le principe de +section efficace. Le projet Manhattan achevé, la recherche sur les +applications de la fission nucléaire allait bientôt devenir un enjeu +majeur pour cette deuxième moitié du XXe siècle.
+++“L’énergie nucléaire est une sacrée façon de faire bouillir de +l’eau“, Albert Einstein (1879–1955).
+
1935 Frédéric Joliot-Curie prononce ces mots en conclusion de sa +conférence qu’il donne après la réception de son prix Nobel de chimie: +“Nous sommes en droit de penser que les chercheurs, construisant ou +brisant les atomes à volonté, sauront réaliser des transmutations à +caractère explosif, véritables réactions chimiques à chaînes. Si de +telles transformations arrivent à se propager dans la matière, on peut +concevoir l’énorme libération d’énergie utilisable qui aura lieu”.
+1942 La pile de Chicago est en place et le 2 décembre 1942 à 15h25, +la première réaction en chaîne artificielle auto-entretenue débute.
+Dessin de la pile CP-1 à Chicago
+1945Enrico Fermi propose le concept de réacteur surgénérateur. Un +réacteur produisant plus de matière fissile qu’il n’en consomme.
+1946Le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides, Clementine, +diverge. Il a un caloporteur au mercure. Son objectif était d’étudirr +les propriétés nucléaires de plusieurs matériaux à la suite du succès du +projet Manhattan. Ce réacteur a servi à de nombreuses expériences, comme +prouver la possibilité de faire un surgénérateur civil, ou encore +mesurer les sections efficaces de plusieurs isotopes.
+1951Le premier réacteur nucléaire électrogène, EBR-I pour Experimental +Breeder Reactor I, produit assez de puissance pour allumer 4 +ampoules. Son caloporteur est un eutectique sodium-potassium (Na-K).
+1956Création du consortium européen EUROCHEMIC, première agence +européenne de coopération technique nucléaire.
+1958Début du fonctionnement de l’unité de retraitement du plutonium +UP1 à Marcoule.
+1962Construction de Rapsodie, premier RNR-Na en France, critique en +1967. 20MWth. Fonctionnera jusqu’en 1983.
+1968Construction de phénix par le CEA et EDF. 560MWth. Il +fonctionnera jusqu’en 2010.
+1976Construction de Superphénix dit SPX, 1200MWe. L’échelon +industriel des RNR-Na, plus gros RNR jamais construit à ce jour. Pleine +puissance en 1986, après seulement 10 ans.
+1992Le redémarrage de Superphénix est soumis à la réalisation +préalable d’une étude (Rapport Curien) sur la contribution que pourrait +apporter Superphénix à l’incinération des déchets radioactifs. Cette +étude confirme l’intérêt de SPX pour ce sujet, et le redémarrage est +autorisé le 17 décembre 1992.
+Les RNR ont autant de design que de caloporteurs. Certains +choisissent des métaux liquides purs (Na, Pb, Hg), d’autres des +eutectiques (Pb-Bi, Na-K), ou encore le gaz (He). Certains choisissent +aussi l’option des sels (chlorure ou fluorure). Le choix du sodium +présente un certain nombre d’avantages et la famille de RNR ayant le +plus de retour d’expérience dans le monde est de loin celle du +sodium.
+Un certain nombre de critères doivent s’appliquer au caloporteur d’un +RNR. Le premier, assez logiquement, est sa transparence aux neutrons, +afin de modérer peu. On cherche donc un matériau faiblement absorbant et +à faible pouvoir de ralentissement, ce qui exclut de fait la plupart des +matériaux légers.
+Ensuite, on veut un caloporteur efficace, il doit donc avoir une +forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Son +écoulement en cœur doit être excellent et ne pas demander un effort trop +important aux pompes primaires, il doit donc être peu visqueux.
+Ensuite, il doit être capable d’encaisser les transitoires en restant +monophasique liquide, il faut éviter qu’il se solidifie et qu’il +s’évapore.
+Le caloporteur doit être aussi pur que possible pour éviter les +produits d’activation dans le circuit, ce qui compliquerait la +maintenance. On veut également éviter qu’il soit corrosif pour les +structures internes.
+Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle, +et le plus pur possible.
+Bilan pour le sodium : ses températures de fusion (97,8°C) et +d’ébullition (883°C) permettent, à 500°C, une utilisation à la pression +atmosphérique. Il a une très bonne conductibilité thermique (100 fois +celle de l’eau). Il absorbe très peu les neutrons et a une faible +capacité à les ralentir (mais cette composante n’est pas nulle pour +autant, nous le verrons dans la partie sûreté). Le sodium ne s’active +pas non plus est est peu corrosif. Il est excellent d’un point de vue +neutronique et thermohydraulique mais mauvais sur la physico-chimie du +fait de la réaction Na-H2O très exothermique et de son inflammation au +contact de l’air. Le sodium n’est pas cher et est adapté à l’usage +industriel.
+On utilise communément une unité d’énergie appelée électron-volt pour +l’énergie cinétique des neutrons.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:602/0*S0LU7Ni1zxO-uopT
+Les différentes catégories de neutrons.
+Superphénix est un réacteur à neutrons rapides (RNR), ce qui signifie +que sa population de neutron sera (très majoritairement) dans le +“spectre” rapide, de 10⁵eV à 2\*10⁷eV, comme le montre la courbe orange +ci-dessous.
+Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non +échelonable.
+à finir
+Le combustible a une géométrie hexagonale (carrée en REP), et est +disposé dans des “aiguilles ” (“crayons” en REP). La géométrie en +aiguille est choisie pour sa compacité, un combustible RNR-Na doit avoir +au moins 15% de plutonium.
+AC pour SPX
+Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre +le circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?
+Deux concepts d’organisation de ce circuit intermédiaire sont +proposés. La différence repose sur la localisation de l’échangeur +intermédiaire, dans la cuve ( concept intégré ) ou en dehors ( +concept à boucles , comme sur REP). Le caloporteur utilisé dans +cet échangeur est également du sodium, après avoir écarté l’option de +l’eutectique Pb-Bi. Des concepts récents (Hexana) proposent d’utiliser un sel +fondu.
+Concepts d’organisation des circuits intermédiaires d’un RNR-Na
+Les générateurs de vapeur (GV) sont hélicoïdaux sur SPX, +contrairement à ceux des REP, et encore différents des GV en épingle de +Phénix. L’avantage de cette géométrie est qu’elle présente une grande +longueur (80m). Les GV de SPX sont conçus en un seul morceau, comme sur +REP, moins chers mais plus durs à changer. Les tubes sont en Alliage +800. Les caractéristiques sont détaillées ci-dessous. Le GV avait beau +être le premier du genre, aucun incident majeur n’a été déclaré pendant +ses 748 jours d’opérations.
+C’est assez particulier sur SPX, il y a deux cuve. Une cuve dans une +autre. La cuve la plus intérieure contient l’ensemble du circuit +primaire, et la cuve de sécurité qui l’entoure permet de contrôler les +fuites sodium et de valoriser la convection naturelle de ce dernier, et +donc en évacuant la chaleur résiduelle, ce qui permet d’éviter +l’évaporation du sodium. Sur Phénix, la faible puissance relative à la +surface de cuve permettait de refroidir uniquement par rayonnement de la +face externe de la cuve.
+Le choix fait sur SPX est de prendre la cuve principale, la dalle +supérieure prend la masse. Un schéma pour bien comprendre.
+Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme +d’entonnoir. La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source: +EDF)
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*5M_C2LxfKK_OKLYf
+La cuve de SPX, de 21m de diamètre.
+Elles sont toutes mécaniques, et non pas électromagnétiques +(réacteurs du futur). Ces pompes sont au nombre de quatre, d’une hauteur +de 15 m, d’un diamètre maximum 2,5 m pour une masse totale sans moteur +et avec protection biologique de 120 tonnes. Leur débit atteint presque +4.8m3/s.
+Chose à noter, la pompe étant suspendue par en haut, les dilatations +thermiques à l’entrée sont importantes. Ainsi la pompe est supportée à +sa partie supérieure par un anneau flexible permettant la libre +inclinaison de la pompe sous l’action des déplacements +différentiels.
+On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et +reposant sur la dalle de maintien.
+C’est une pièce multifonction. Il sert à fermer le circuit primaire +par le haut, assurant l’étanchéité. Comme sur un REP, le BCC supporte et +positionne les mécanismes de commande des barres et l’instrumentation de +surveillance du cœur. Il a aussi un rôle de protection biologique et +thermique. Par rapport à un REP, le BCC a aussi une fonction +hydraulique, il dévie les jets de sodium à la sortie du cœur.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*9qxdp9_gb7MMz-yO
+Déjà, le réacteur dispose de grappes d’arrêt pour stopper la réaction +en chaîne, elles sont placées en haut (cf. schéma ci-dessous). L’effet +Xénon n’est pas présent, simplifiant le contrôle de la réactivité du +cœur. Le centre du cœur, là où il est le plus chaud, induit des +variations de densité du sodium, contribuant à des insertions +ponctuelles de réactivité. L’objectif est de se prémunir en concevant un +cœur CFV (faible vidange) comme le projet ASTRID. L’effet est d’autant +plus fort que le cœur est grand.
+Le sodium a une plus grande marge à l’ébullition que l’eau par +rapport au fonctionnement normal. L’ inertie +thermique du sodium ( résistance au changement température lors d’un +transitoire). Des systèmes diversifiés sont mis en place pour évacuer la +puissance résiduelle, dont des échangeurs sodium-air. Sur SPX, le DRACS +est le BPR sont passifs à 4 boucles. Le RVACS est actif à deux boucles. +Il n’y a pas de SGOSHDR sur SPX.
+Première barrière (gaine combustible) : la conductivité +thermique élevée du sodium (x70 par rapport à l’eau) assure un +coefficient d’échange important entre les gaines et le sodium. +Concernant les ruptures de gaine, elles sont de deux types, +ouverte ou gazeuse . Les RNR français sont équipés du +système DND (Détection de Neutrons Différés) pour détecter les ruptures +ouvertes de gaine. L’assemblage défectueux est ensuite identifié et +retiré du cœur (on s’interdit de fonctionner en gaines percées). Dans le +cas des ruptures par rejet de gaz de fission, des rejets peuvent alors +avoir lieu par les soupapes de protection du circuit d’argon du ciel de +pile
+La deuxième barrière est assez complexe à définir sur +RNR-Na, on va donc regarder seulement le concept intégré ici (type +SPX).
+En résumé, tout ce qui constitue la cuve et sa partie supérieure, +plus les traversées. Cette barrière n’est pas étanche. +Il existe des fuites d’argon au niveau de la fermeture supérieure par +l’ouverture des soupapes pour réguler la pression du “ciel de pile”. Ces +fuites sont contrôlées et mesurées régulièrement.
+La troisième barrière (bâtiment en béton très résistant) la +très faible pression primaire simplifie grandement les problématiques de +fuite et de tenue de l’enceinte de confinement. En revanche, la réaction +sodium-eau est à surveiller, ne serait-ce qu’avec l’humidité ambiante. +Certains designs proposent de changer l’eau par du CO2 +supercritique.
+Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.
+A finir
+Concernant les accidents graves, les normes à l’époque de Phénix +n’imposaient pas de système de mitigation. SPX avait quand à lui un +récupérateur à débris de corium dans sa cuve. On l’appelait le cendrier, +il était originellement conçu pour résister à la fusion complète de 7 +assemblages, la fusion totale étant jugée trop improbable en raison des +caractéristiques de sûreté du cœur.
+++Cette partie est la plus important pour comprendre l’intérêt des +RNR-Na dans une optique de gestion durables des matières radioactives +françaises. La France est assise sur une mine d’or qui ne demande qu’à +être exploité, à la différence notable que, cette fois, l’or est déjà +miné et ne demande qu’à être valorisé.
+
Il est important de comprendre que les RNR se positionnent comme +l’étape suivant celle du déploiement de REP. Le plutonium généré par les +irradiations en REP permet de démarrer des RNR. Le MOx neuf (voire usé) +est exploitable en coeur rapide. C’est un point clé car cela permet de +se baser sur un cycle existant, ce qui donne au RNR-Na un avantage +considérable sur d’autres technologies de 4e génération tels que les +réacteurs à haute température (HTR) +à combustible TRISO +ou les réacteurs à sels +fondus (sel chlorure ou fluorure)
+Source 1 p.158
+En l’état actuel du cycle français, le parc produit environ 10 tonnes +de Pu par an. Les REP viennent donc se placer comme l’étape préliminaire +(et indispensable) à l’établissement d’une filière rapide qui a besoin +de plutonium pour démarrer ses premiers cœurs. L’objectif à très long +terme (plusieurs décennies) est la surgénération, qui permet ensuite à +la filière de s’autoalimenter. Ainsi il est nécessaire de maintenir la +filière REP pour accompagner les premiers RNR.
+A finir
+Déjà, de quels isotopes parle-t-on ? Dans l’ordre d’importance, +l’Américium (Am 241, Am 243), le Curium (Cm 244, Cm 245) et le Neptunium +(Np 237).
+Combustible usé de REP-UOx
+L’objectif est double, obtenir des colis moins toxiques…et beaucoup +moins chauds ! Je ne vous dirai pas que les déchets ne seront plus un +problème, mais la transmutation des AM ouvre la voie à des modes de +gestion beaucoup plus simples. De plus, cela permettrait d’utiliser +CIGEO encore mieux, du fait de la possibilité d’augmentation de +concentration de matière dans les alvéoles, la chaleur résiduelle étant +moins élevée ! Ci-dessous, les contributions des AM à la radiotoxicité +des colis et à leur chaleur.
+Convertir les actinides mineurs en énergie permettrait de diminuer +leur radiotoxicité. (cf. 2 p.171)
+Mais cela ferait aussi des colis moins chauds à gérer. (cf. 3 p.171)
+Les processus chimiques impliqués dans le retraitement et +l’extraction des actinides mineurs dépassent mes compétences, mais les +personnes intéressées peuvent toujours aller lire la monographie CEA sur +la séparation des actinides des combustibles usés (disponible ici). +C’est un sujet passionnant qui mériterait un article entier, mais +n’étant pas chimiste je ne m’y risquerai pas.
+En supposant une extraction efficace dans le combustible de ces AM, +on peut maintenant regarder les potentiels usages en RNR. Déjà, la +neutronique du RNR est plus favorable à la transmutation des AM:
+A comprendre ainsi: “Le Neptunium 237 a 30 fois plus de chance d’être +capturé que de fissionner en REP-MOx. Cela passe à 5.3 en RNR-MOx”.
+Les matériaux structurels sont en acier inoxydable austénitique. Le +combustible est une poudre MOx compactée en pastille. Acier AIM1 sur +SPX, AIM2 sur ASTRID.
+Le tube hexagonal est en acier EM10
+C’est la partie où je m’énerve. Vous allez l’être aussi en lisant +jusqu’au bout.
+Un prototype arrêté trop tôt
+++“ Le simple bon sens dicte la marche à suivre : puisque +l’investissement est fait, puisque le combustible est disponible, et +puisque les dépenses d’exploitation peuvent être équilibrées par les +fournitures d’électricité, dépensons le plus tard possible les sommes +inéluctables que nécessiteront la mise à l’arrêt définitif et le +démantèlement de la centrale. “ Georges Vendryes
+
Comprendre ses performances industrielles
+Sur les 10 années d’opération du réacteur :
+Deux évènements non nucléaires n’ont pas aidé le réacteur:
+Les fuites sodium
+Superphénix aura connu 3 très petites fuites de +sodium (à comparer à Phénix qui en a eu 32, et oui le retour +d’expérience, ça compte).
+Première fuite: mai 1987, une fuite sodium est constatée sur +le barillet. Cette fuite est causée par la corrosion d’un acier proposé +par le partenaire allemand… Or cet acier n’était ni utilisé, ni validé +sur Phénix. Cet équipement sera remplacé et cela nécessita une +intervention de 18 mois.
+Deuxième fuite : en 1990, de l’air s’infiltre dans la partie +supérieure, dans le ciel d’argon. Cette fuite est causée par un +compresseur de mauvaise fabrication. Cette fuite a servi de raison aux +politiques pour paralyser le réacteur qui ne pourra pas fonctionner +pendant 4 ans.
+Troisième fuite : en 1995, une fuite d’argon sur le tube +d’alimentation d’une cloche d’échangeur, est localisée et réparée sur +place directement.
+Bilan : trois fuites sans aucun rejet à l’environnement, +sans conséquence radiologique grave.
+Rejets dans l’environnement
+à finir
+Conséquences sociales de l’arrêt de SPX
+L’arrêt fut si brutal que beaucoup de personnes se sont retrouvées au +chômage du jour au lendemain.
+Je vous conseille cet excellent article:
+ +www.contrepoints.org
+]]
+Justification de l’arrêt de SPX, et aucun argument ne +tient
+à finir
+ +www.senat.fr
+]]
+Le projet ASTRID, porté par le CEA, visant à développer un RNR-Na de +puissance intermédiaire, a été abandonné (en réalité repoussé après +2050, ce qui revient à tuer la compétence et donc abandonner le +projet).
+Le CEA a récemment essaimé deux structures privées afin de relancer +les concepts de RNR-Na. L’espoir est désormais à placer dans deux +structures, Hexana et Otrera.
+Les deux concepts reprennent certaines briques technologiques du +projet ASTRID. La différence notable est sur l’échangeur +intermédiaire:
+Ces deux start-up proposent la technologie la plus mature de tout le +spectre du nucléaire innovant, en France comme à l’international. On +parle de 400 années réacteurs en fonctionnement. Soit plus que les +RNR-Pb (plomb), RNR-gaz et RSF (sels fondus) réunis. Nous en avons eu +trois en France, à différentes puissances permettant de valider le +concept.
+Souhaitons que cette fois-ci la France comprenne qu’elle a +rendez-vous avec son avenir.
+J’espère vous avoir donné des éléments utiles pour comprendre les +RNR-Na et le génie derrière Superphénix. Vous saurez quoi répondre quand +on vous parlera des soi-disant “dangers” de SPX.
+Cet article est dédié aux 3000 techniciens et ingénieurs, +hommes et femmes, privés de leur formidable machine, avec les +conséquences sociales associées à cette brutale fermeture. Superphénix a +été tué par l’ignorance des politiques. La France avait une avance +considérable qu’elle a aujourd’hui perdu. Soyons collectivement à la +hauteur de l’héritage de nos anciens, à qui je n’ai qu’une chose à dire: +merci.
+Plaque commémorative devant SPX.
+Photo tirée de “Superphenix Technical and Scientific Achievements” +par Joël Guidez.
+Le phénix renait toujours de ses cendres. Merci de m’avoir lu 🧡.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*J-LujTym-6O_8Qdq
+www.cea.fr
+]]
+Source [2]
+https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/\_Public/52/111/52111240.pdf
+Source [3]
+ + + + + + \ No newline at end of file diff --git a/html-websites/dragonfeu_blog/2024/strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2/index.html b/html-websites/dragonfeu_blog/2024/strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2/index.html new file mode 100644 index 00000000..79c10d5e --- /dev/null +++ b/html-websites/dragonfeu_blog/2024/strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2/index.html @@ -0,0 +1,788 @@ + + + + +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 Fukushima +et Three +Miles Island (fusion partielle), occasionnant des rejets dans +l’environnement.
+EPR de Flamanville. Crédit: 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.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX
+Crédit: EDF
+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 +!
+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 :
+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 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.
+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 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.
+Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne +fois pour toute.
+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.
+https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7
+Chambre d’étalement terminée sur l’EPR FA3. Crédit: EDF-EPR sur +X.
+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:
+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 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 CESAR +& ICARE (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et 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
+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.
+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 VVER, AP1000, ou APR1400. Je n’ai pas +non plus parlé des filières à eau lourde (CANDU), +bouillantes (BWR, +ABWR), rapides +(SPX) ou encore +des filières thermiques (HTR & VHTR) +et à 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 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.
+[[https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
+Nuclear
+]]
+[[https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
+Accident
+]]
+[[https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
+Epr
+]]
+[[https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
+Astec
+]]
+[[https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
+Fukushima
+]]
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