Jun 9, 2023
-Thread des réacteurs à sels fondus 1/3 : https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080
-Thread des réacteurs à sels fondus 2/3 : https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114
-Thread des réacteurs à sels fondus 3/3 : https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170
-Thread sur le réacteur Stellaria: https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160
-Thread récapitulatif sur la Commission d’enquête visant à établir les -raisons de la perte de souveraineté et d’indépendance énergétique de la -France: https://twitter.com/Draagonfire2/status/1642231133738872835
-Thread Brennilis: https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977
-Thread Osiris : https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819
-Thread GIEC et nucléaire: https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166
-Article sur Zaporijia: https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd
-La grenouille des ratios, à utiliser comme vous voulez:
-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.
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-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)
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-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.
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-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/lang_fr/2024-09-08-strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2.html b/html-websites/dragonfeu_blog/lang_fr/2024-09-08-strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2.html deleted file mode 100644 index 49c8ff9d..00000000 --- a/html-websites/dragonfeu_blog/lang_fr/2024-09-08-strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2.html +++ /dev/null @@ -1,922 +0,0 @@ - - - - -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
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-[[https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Fukushima
-]]
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