tykayn/orgmode-to-gemini-blog
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@ -1,3 +1,48 @@
# orgmode-to-gemini-blog
Génération de capsules gemini et blog html à partir d'articles en fichiers Orgmode.
Génération de capsules gemini et blog html à partir d'articles en fichiers Orgmode.
exemple avec le blog de DragonFeu.
Les articles sont écrits dans le dossier source/, leur nom permet de déduire l'ordre de publication grâce à une date YYY-MM-DD en début de nom de fichier
## Conversion de blog en capsule gemini
:PROPERTIES:
:CREATED: [2024-11-02 12:08:22]
:END:
L'idée est d'avoir un ensemble de billets de blogs en texte simple versionnés avec git et servis par une capsule gemini ainsi que par un site web.
On aura besoin de convertir des billets existants, et de rédiger les nouveaux dans un format qui nous convient, par exemple markdown ou orgmode afin de rendre le tout le plus pérenne possible.
On aura aussi besoin de référencer les images dans un dossier de notre dépot, et de gérer les relations entres articles pour que les liens aient du sens sur la capsule gemini autant que dans la version web.
On souhaite aussi fournir un flux RSS, et un template de billet de blog avec une entête et un pied de page commun qui donne des moyens de contact, de soutenir l'auteur, et de revenir à l'accueil.
On prendra aussi en charge différentes pages:
- à propos
- contact
- nos projets
- une liste des articles triés par date.
Il nous faudra aussi un script de mise à jour du blog qui se charge de mettre à jour le flux rss, le dépot git.
On peut aller chercher de l'automatisation dans la gestion de plusieurs capsules différentes en tagguant les articles par nom de blog, ce qui nécessite un fichier de config pour les correspondances.
# export d'articles existants
## Depuis wordpress
Connec à la base de données mysql, et extraction de chaque article pour récupérer la partie HTML et la convertir en markdown et en fichiers org.
## Depuis des fichiers orgmode.
J'écris en orgmode une base de connaissances qui contient aussi un export de mes anciens billets de blog dans un dossier par blog. Pour cibler quels billets utiliser pour quel blog j'ai donc deux possibilités: leur chemin de fichier, ou des tags particuliers présents dans les fichiers org.
[[id:5a197a1b-ddfe-4c79-8934-d9a28ab6df65][Textes de blog en préparation]]
https://forge.chapril.org/tykayn/org-report-stats
# Flux créatif
Rédaction,
conversion,
completion des nouveaux articles,
régénération des indexs et flux rss,
mise à jour du dépot git,
publication des pages.
# Sources d'inspiration:
Offpunk
LazyBlog
Dotclear, Wordpress, Hugo, Pélican
Pandoc, PandocGmi
https://github.com/njamescouk/pandocGmi/tree/master

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atom_feed_make.py Normal file → Executable file
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0
atom_generate.py Normal file → Executable file
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0
build_index_gemini.py Normal file → Executable file
View File

24
enrich_html.py Executable file
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@ -0,0 +1,24 @@
import os
# Chemin vers le dossier contenant les fichiers HTML
html_dir = "source/converted"
style_file="style_general.css"
css_content=""
with open(os.path.join(style_file), "r") as f:
css_content = f.read()
# Parcourir tous les fichiers HTML dans le dossier
for root, _, files in os.walk(html_dir):
for file in files:
if file.endswith(".html"):
# Ouvrir le fichier HTML en mode lecture
with open(os.path.join(root, file), "r") as f:
html_content = f.read()
# Ajouter la déclaration de charset UTF-8 et le doctype HTML
html_content = f"<!DOCTYPE html>\n<html lang=\"fr\">\n<head>\n<meta charset=\"UTF-8\">\n<style type='text/css'>{css_content}</style></head>\n<body>\n{html_content}\n</body>\n</html>"
# Écrire le contenu modifié dans le fichier HTML
with open(os.path.join(root, file), "w") as f:
f.write(html_content)

546
source/2024-02-strategie-mitigation-accident-nucleaire.md.org
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@ -1,500 +1,108 @@
* Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. |
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.
:END:
* Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | Dragonfeu
by Dragonfeu | Sep, 2024 | MediumStratégie de mitigation de l'accident
de fusion du cœur sur l'EPR. | by Dragonfeu | Sep, 2024 | Medium
* Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR.
15 min read
Sep 8, 2024
--
J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR de
Flamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre
2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la première
fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibre
neutronique.
Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujours
afin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alors
aujourd'hui, l'accident grave! *On va parler de /corium/, de
récupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et de
codes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vous
expliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite la
modélisation qui y est associée.
*Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi à
gérer une substance bien pire que la lave ?* Le corium, un magma à faire
pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, ne
laissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre.
Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cette
Terre (avec les agents neurotoxiques)...
La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects,
mais le corium est... encore pire.
Les réacteurs de génération III, comme l'EPR (ou l'EPR2), prennent en
compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc
vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves
est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la
même sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR).
L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du
cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe
un combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et il
commence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011][/Fukushima/]]
et
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0][/Three
Miles Island/]] (fusion partielle), occasionnant des rejets dans
l'environnement.
EPR de Flamanville. Crédit:
[[https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/][Framatome]]
Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.
Dans la suite de l'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et
l'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets à
l'extérieur.
Crédit:
[[https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/][EDF]]
15 min
Sep 8, 2024
--
J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR deFlamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la premièrefois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibreneutronique.
Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujoursafin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alorsaujourd'hui, l'accident grave! *On va parler de /corium/, derécupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et decodes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vousexpliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite lamodélisation qui y est associée.
*Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi àgérer une substance bien pire que la lave ?* Le corium, un magma à fairepâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, nelaissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre.Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cetteTerre (avec les agents neurotoxiques)...
La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects,mais le corium est... encore pire.
Les réacteurs de génération III, comme l'EPR (ou l'EPR2), prennent encompte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais doncvous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents gravesest conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement lamême sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR).
L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion ducœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directeun combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et ilcommence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011][/Fukushima/]]et[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0][/ThreeMiles Island/]] (fusion partielle), occasionnant des rejets dansl'environnement.
EPR de Flamanville. Crédit:[[https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/][Framatome]]
Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.Dans la suite de l'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, etl'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets àl'extérieur.
Crédit:[[https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/][EDF]]
* I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR
* I.1/ Dégradation du cœur
Le soleil se lève sur le site de Flamanville. /Le vent souffle sur les
plaines de la Bretag/.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de
Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle
journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça
un APRP (/Accident de Perte du Réfrigérant Primaire/). Rien ne marche,
ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.
Il y a de moins en moins d'eau autour des crayons combustible, cf. (2)
du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s'oxyder.
C'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydation
zirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et du
dihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveau
d'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,
contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autres
joyeusetés, est appelée un */corium/*.
Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé
fusion en cours [3]. Crédit: IRSN
Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et il
est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans le
corium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, la
cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). La
brèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogène
pendant l'accident.
Maintenant on va se donner *trois contraintes supplémentaires, pour
préserver l'enceinte de confinement,* et garder toutes les saletés à
l'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !
1. [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]{#6f56}
Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pas
que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
spray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter une
percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut
dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte
minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est
redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de
cette ligne de dépressurisation.
Le soleil se lève sur le site de Flamanville. /Le vent souffle sur lesplaines de la Bretag/.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR deFlamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien bellejournée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle çaun APRP (/Accident de Perte du Réfrigérant Primaire/). Rien ne marche,ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.Il y a de moins en moins d'eau autour des crayons combustible, cf. (2)du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s'oxyder.C'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydationzirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et dudihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveaud'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autresjoyeusetés, est appelée un */corium/*.
Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyéfusion en cours [3]. Crédit: IRSN
Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et ilest dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans lecorium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, lacuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). Labrèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogènependant l'accident.
Maintenant on va se donner *trois contraintes supplémentaires, pourpréserver l'enceinte de confinement,* et garder toutes les saletés àl'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !
1. [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]
Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pasque la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façonspray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter unepercée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il fautdépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotteminute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG estredondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance decette ligne de dépressurisation.
Crédit: IRSN
Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'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.
Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'estle système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Celaconsiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur del'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faireretomber les radionucléides volatils dans l'enceinte.
Crédit: EDF
*2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) 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.
*2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dansl'enceinte.
*Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant del'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin desortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est leprincipe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, quicomme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pourfonctionner.
Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
Diagramme de Saphiro
*3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte.*
L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peine
d'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer les
deux.
*3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte.
*L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peined'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer lesdeux.
Séparation de l'eau et du core catcher.
*Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est 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.
*Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est tempsde péter la cuve.* Je ne vais pas détailler les phénomènes favorablesqui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postuleque sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des fluxthermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « onpostule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue.
Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Cequ'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxydeet celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la hautetempérature du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant leséchanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaudereçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à laface interne de la cuve, sur une faible surface relative "/focusingeffect"/. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de larupture de la cuve.
Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont celaarrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuveva rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et lesexpériences représentatives sont complexes à réaliser.
Stratification du corium en fond de cuve possible.
D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.
On ne distingue finalement que deux approches :
- [Rétention du corium en cuve (/In Vessel Retention/, IVR) associé à
des moyens de réfrigération externe de la cuve (type /External Reactor
Vessel Cooling/, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}
- [Rétention du corium hors cuve. *Retenue sur EPR/EPR2*, et les
VVER-1200 récents.]{#9763}
D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.On ne distingue finalement que deux approches :
- [Rétention du corium en cuve (/In Vessel Retention/, IVR) associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type /External Reactor Vessel Cooling/, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}- [Rétention du corium hors cuve. *Retenue sur EPR/EPR2*, et les VVER-1200 récents.]{#9763}
* I.2/ L'interaction corium béton
On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
réacteur. On arrive bientôt au /core catcher/, patience !
Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton a
vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés
physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce
béton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal de
décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Les
mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,
le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de
faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives
de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière
à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre
d'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB).
On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtimentréacteur. On arrive bientôt au /core catcher/, patience !
Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton avocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétésphysico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode cebéton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal dedécharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Lesmouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin defaciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successivesde corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manièreà obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambred'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB).
Crédit: IRSN
ICB.
Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il 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.
Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il fautmaintenir la structure de l'enceinte en état, et on installe donc souscette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (quirésistent à des très hautes températures avec une faible déformationrelative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesurede 10 à 14 cm d'épaisseur.
Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, lecorium arrive sur un bouchon de métal, c'est un composant dont le rôleest celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal dedécharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement aucontact du corium en assurant une section de passage suffisamment largepour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers lachambre d'étalement.
Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.
*La composition chimique du béton est très importante* car l'ablation va
générer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dans
l'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, par
exemple. Ainsi sur EPR, la
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.][procédure
U5]] a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,
cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant à
l'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
sable.
Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limités
par conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimes
malgré tout sur EPR.
* I.3/ Interaction corium zircone
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: bb08
:CLASS: oc od gu bf oe of pa oh oi oj pb ol om on pc op oq or pd ot ou ov pe ox oy oz bk
:END:
Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faire
interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
zircone est ce qu'on appelle un
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire][*matériau
réfractaire*]] *à la chaleur*. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et se
déforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures à
environ 1700°C, tout dépend du matériau).
Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium
jusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, la
zircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pas
dégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même si
ce n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, une
conduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôle
d'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
*La composition chimique du béton est très importante* car l'ablation vagénérer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dansl'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, parexemple. Ainsi sur EPR, la[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.][procédureU5]] a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant àl'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtresable.
Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limitéspar conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimesmalgré tout sur EPR.
* I.3/ Interaction corium zircone
Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faireinteragir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. Lazircone est ce qu'on appelle un[[https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire][*matériauréfractaire*]] *à la chaleur*. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et sedéforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures àenviron 1700°C, tout dépend du matériau).
Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le coriumjusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, lazircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pasdégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même sice n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, uneconduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôled'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
* I.4/ Corium dans la chambre d'étalement
Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
fois pour toute.
- une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
par la dilution dans le béton sacrificiel),
- [un système pour refroidir le corium par-dessous et
par-dessus.]{#5ce1}
Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ
170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation va
couper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant une
arrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/In
containment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralement
passif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eau
commence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambre
d'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux de
refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur de
la chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificiel
qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ci
il sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice.
Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonnefois pour toute.
- une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe par la dilution dans le béton sacrificiel),- [un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.]{#5ce1}
Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation vacouper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant unearrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/Incontainment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralementpassif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eaucommence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambred'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux derefroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur dela chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificielqui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ciil sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice.
Chambre d'étalement. Crédit: IRSN.
Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe
(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par 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.
Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par lacompétition entre les forces hydrodynamiques et les changements deviscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométriede cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, etainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et lepréparant au renoyage en surface par-dessus.
L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer lecorium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par lesystème EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capabled'alimenter ce circuit depuis qu'elle est prévenue de l'accident grave).
Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a unevaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteintsuffisant, le corium est définitivement stabilisé.
Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN.
Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/
de l'EPR de Flamanville.
Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/de l'EPR de Flamanville.
Présentation de la construction du /core catcher/ par EDF.
Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit:
[[https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245][EDF-EPR sur X]].
* *II/ Modélisation d'un accident grave*
On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'un
réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et
réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de
calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *ça
se valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose.
Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas
toujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est
*indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pas
d'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'un
accident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbrique
entre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, qui
modélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ de
contourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérience
réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calcul
intégral !
*Présentation d'ASTEC*
ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé par
l'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est un
code dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'un
accident grave. Cela comprend:
- La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
référence en thermohydraulique [[https://cathare.cea.fr/][CATHARE]],
développé par le /Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies
Alternatives/ (CEA) ;
- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}
- L'interaction corium béton : module MEDICIS ;
- [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI
;]{#280c}
- [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}
- La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;
- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}
- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}
Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit:[[https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245][EDF-EPR sur X]].
* *II/ Modélisation d'un accident grave
*On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'unréacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques etréglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code decalcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *çase valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose.
Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pastoujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est*indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pasd'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'unaccident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbriqueentre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, quimodélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ decontourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérienceréaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calculintégral !
*Présentation d'ASTEC
*ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé parl'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est uncode dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'unaccident grave. Cela comprend:
- La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique [[https://cathare.cea.fr/][CATHARE]], développé par le /Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives/ (CEA) ;- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}- L'interaction corium béton : module MEDICIS ;- [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI ;]{#280c}- [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}- La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}
Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN.
Vous trouverez plus d'infos sur :
[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec]]. Voici
également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais
*un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP.*
*Présentation vidéo d'ASTEC*
Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lors
d'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps de
calcul/précision ;
- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,
afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteur
en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités des
systèmes ;
- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple le
refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interaction
corium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte de
confinement ;
- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
modules ;
- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructions
et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puisse
pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grand
nombre de scénarios.
*Fonctionnement d'ASTEC*
Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de données
d'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditions
physico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sont
fournies par l'ingénieur d'étude en accident grave.
A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètres
physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
de tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer ou
désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
impliqués augmente le temps de calcul !
Vous trouverez plus d'infos sur :[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec]]. Voiciégalement une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais*un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP.
**Présentation vidéo d'ASTEC
*Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lorsd'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps decalcul/précision ;
- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteuren accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités dessystèmes ;
- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple lerefroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interactioncorium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte deconfinement ;
- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment lescomparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider lesmodules ;
- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructionset 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puissepouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grandnombre de scénarios.
*Fonctionnement d'ASTEC
*Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de donnéesd'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditionsphysico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sontfournies par l'ingénieur d'étude en accident grave.
A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètresphysiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulationde tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer oudésactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modulesimpliqués augmente le temps de calcul !
Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN.
/In fine, c/e qui intéresse l'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont 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 !
/In fine, c/e qui intéresse l'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont lespost-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple devisualisation du cœur d'un REP-900MWe d'EDF. Ce que vous voyez est unpost-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu'il sepasse dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez leniveau d'eau baisser progressivement jusqu'à être remplacé par le coriumen fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a casséau niveau de la couche de métal léger, à cause du /focusing effect/expliqué en partie I !
Crédit: IRSN.
*Validation d'ASTEC*
Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation du
réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec... et
bien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant à
des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,
CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence
[[https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf][CATHARE]].
Je ne vais pas m'attarder dessus.
Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, de
la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et de
comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la
simulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'est
de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi
il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
panel d'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
Cette validation s'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
en particulier sur les essais Phébus, cf.
[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0]].
*Validation d'ASTEC
*Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation duréel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec... etbien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant àdes codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence[[https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf][CATHARE]].Je ne vais pas m'attarder dessus.
Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, dela modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et decomparer les résultats issus des observations et des capteurs avec lasimulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'estde les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoiil y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par unpanel d'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.Cette validation s'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,en particulier sur les essais Phébus, cf.[[https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0]].
Exemple de comparaison.
Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules
[[https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf][CESAR
& ICARE]] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et
[[https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module][SOPHAEROS]]
(comportement des produits de fission).
Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules[[https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf][CESAR& ICARE]] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et[[https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module][SOPHAEROS]](comportement des produits de fission).
Liste des essais Phébus.
Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutes
les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:
[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation]]
** *Autre code utilisé en accident grave*
ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement de
l'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à
l'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étant
d'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, de
son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont
respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de
solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion du
substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de
la convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés,
le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous.
Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutesles lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:[[https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation]]
** *Autre code utilisé en accident grave
*ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement del'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés àl'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étantd'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, deson refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sontrespectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique desolidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion dusubstrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée dela convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés,le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous.
Crédit: IRSN.
Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&D que l'étalement 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.
Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&D que l'étalement àsec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur carl'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Desincertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étalersous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium àsec en séparant physiquement eau et corium.
* Conclusion
Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairement
éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissions
dans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification du
corium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'il
existe aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc de
génération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REP
français, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER][VVER]],
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000][AP1000]], ou
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400][APR1400]]. Je n'ai pas non
plus parlé des filières à eau lourde
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU][CANDU]]),
bouillantes
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante][BWR]],
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR][ABWR]]), rapides
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix][SPX]]) ou encore des
filières thermiques (HTR &
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature][VHTR]])
et à sels fondus
([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus][MSFR]]).
Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futurs
réacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidents
graves en compte*.
Je vous donne mes sources sur [[https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np][ce lien]]
(attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvable
sur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.
* *Annexe*
* Tags:
Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairementéclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissionsdans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification ducorium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'ilexiste aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc degénération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REPfrançais, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER][VVER]],[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000][AP1000]], ou[[https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400][APR1400]]. Je n'ai pas nonplus parlé des filières à eau lourde([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU][CANDU]]),bouillantes([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante][BWR]],[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR][ABWR]]), rapides([[https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix][SPX]]) ou encore desfilières thermiques (HTR &[[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature][VHTR]])et à sels fondus([[https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus][MSFR]]).Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futursréacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidentsgraves en compte*.
Je vous donne mes sources sur [[https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np][ce lien]](attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvablesur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.
* *Annexe*
* Tags:
- Nuclear
- Accident
- Epr
- Astec
- Fukushima
- Fukushima

9
source/2024-03-recapitulatif-de-mon-contenu-twitter.md.org
View File

@ -6,8 +6,7 @@ Jun 9, 2023
--
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix][RNR-Na Superphénix,
France.]]
[[https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix][RNR-Na Superphénix,France.]]
Thread des réacteurs à sels fondus 1/3 :
[[https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080]]
@ -39,12 +38,6 @@ Article sur Zaporijia:
La grenouille des ratios, à utiliser comme vous voulez:
[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2F717561dc26c8&operation=register&redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%25C3%25A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer_actions--717561dc26c8---------------------clap_footer-----------][]]
--
[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2F717561dc26c8&operation=register&redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%25C3%25A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer_actions--717561dc26c8---------------------clap_footer-----------][]]
--
[[/@dragonfeu?source=post_page---post_author_info--717561dc26c8--------------------------------][]]

80
source/2024-08-l-aventure-superphenix.md.org
View File

@ -453,12 +453,8 @@ 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.
** *Evacuation de la puissance* {#8877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd
.bk}
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: evacuation-de-la-puissance-8877-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw-.mk-.pu-.pv-.pw-.mo-.px-.py-.pz-.ms-.qa-.qb-.qc-.qd-.bk
:END:
** *Evacuation de la puissance*
Le sodium a une plus grande marge à l'ébullition que l'eau par rapport
au fonctionnement normal. L'
@ -469,11 +465,7 @@ 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.
** *Maitrise du confinement* {#1f26 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns
.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
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:CUSTOM_ID: maitrise-du-confinement-1f26-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw-.mk-.pu-.pv-.pw-.mo-.px-.py-.pz-.ms-.qa-.qb-.qc-.qd-.bk
:END:
** *Maitrise du confinement*
/Première barrière (gaine combustible)/ : la conductivité thermique
élevée du sodium (x70 par rapport à l'eau) assure un coefficient
@ -517,20 +509,10 @@ supercritique]].
Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.
** La sûreté de manutention du combustible neuf et usé
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:END:
** La sûreté de manutention du combustible neuf et usé
/A finir/
** *La gestion des accidents graves* {#512d .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr
.dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc
.qd .bk}
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:END:
** *La gestion des accidents graves*
Concernant les accidents graves, les normes à l'époque de Phénix
n'imposaient pas de système de mitigation. SPX avait quand à lui un
@ -539,11 +521,7 @@ 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.
* 6. Cycle combustible
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: b17b
:CLASS: nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk
:END:
* 6. Cycle combustible
#+BEGIN_QUOTE
Cette partie est la plus important pour comprendre l'intérêt des
@ -553,11 +531,7 @@ caractéristiques de sûreté du cœur.
miné et ne demande qu'à être valorisé.
#+END_QUOTE
** Complémentarité REP-RNR {#28b0 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns
.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: complémentarité-rep-rnr-28b0-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw-.mk-.pu-.pv-.pw-.mo-.px-.py-.pz-.ms-.qa-.qb-.qc-.qd-.bk
:END:
** Complémentarité REP-RNR
Il est important de comprendre que les RNR se positionnent comme l'étape
suivant celle du déploiement de REP. Le plutonium généré par les
@ -582,20 +556,11 @@ 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.
** Retraitement du combustible {#2504 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd
.bk}
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: retraitement-du-combustible-2504-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw-.mk-.pu-.pv-.pw-.mo-.px-.py-.pz-.ms-.qa-.qb-.qc-.qd-.bk
:END:
** Retraitement du combustible
/A finir/
** Transmutation des actinides mineurs
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: a6dd
:CLASS: pp nn gu bf no pq pr dy ns ps pt ea nw mk pu pv pw mo px py pz ms qa qb qc qd bk
:END:
** Transmutation des actinides mineurs
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
@ -632,17 +597,9 @@ 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".
* 6. Les matériaux
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: b2cd
:CLASS: nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk
:END:
* 6. Les matériaux
** 6.1 Les matériaux du combustible
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: c9e3
:CLASS: pp nn gu bf no pq pr dy ns ps pt ea nw mk pu pv pw mo px py pz ms qa qb qc qd bk
:END:
** 6.1 Les matériaux du combustible
Les matériaux structurels sont en acier inoxydable austénitique. Le
combustible est une poudre MOx compactée en pastille. Acier AIM1 sur
@ -650,13 +607,7 @@ SPX, AIM2 sur ASTRID.
Le tube hexagonal est en acier EM10
** 6.2 Les matériaux structurels {#002c .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd
.bk}
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: les-matériaux-structurels-002c-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw-.mk-.pu-.pv-.pw-.mo-.px-.py-.pz-.ms-.qa-.qb-.qc-.qd-.bk
:END:
** 6.2 Les matériaux structurels
- Le barillet, à l'origine en acier 15 D3, a été changé suite à une
fissure rapide.
- Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du type
@ -665,12 +616,7 @@ Le tube hexagonal est en acier EM10
(L) et azote contrôlé (N)).]
- La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.
* 7. Exploitation et bilan de SPX {#6ccf .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr
.ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj
.bk}
:PROPERTIES:
:CUSTOM_ID: exploitation-et-bilan-de-spx-6ccf-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu-.nv-.nw-.nx-.ny-.nz-.oa-.ob-.oc-.od-.oe-.of-.og-.oh-.oi-.oj-.bk
:END:
* 7. Exploitation et bilan de SPX
/C'est la partie où je m'énerve. Vous allez l'être aussi en lisant
jusqu'au bout./

30
source/converted/2024-01-recapitulatif-centrale-nucleaire-zaporijia.md.org.gmi
View File

@ -59,10 +59,7 @@ Il faut en permanence surveiller les paramètres physiques du réacteur. On les
<Issu du thread sur les réacteurs à sels fondus> [1]
## La défense en profondeur {#3079 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns
.on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
## La défense en profondeur
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.
@ -122,10 +119,7 @@ La troisième est l'enceinte du Bâtiment Réacteur (BR), qui assure le confinem
Echelle INES, <Sûreté nucléaire : qu'est-ce que l'échelle INES ? (lenergeek.com)> [3]
## L'arrêt automatique réacteur {#4328 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy
.ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
## L'arrêt automatique réacteur
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).
@ -160,10 +154,7 @@ C'est une piscine, avec une source de chaleur interne qui vient des assemblages
Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines
# Situations accidentelles causées par des agressions externes {#8d04
.nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# Situations accidentelles causées par des agressions externes
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.
@ -222,19 +213,13 @@ Il est également important de préciser que les <Russes ont stocké du matérie
Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n'est pas renforcé en béton armé.
## Les "stress tests" sur les VVER {#8016 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om
.dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
## Les "stress tests" sur les VVER
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> [19]). 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.
# Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia {#06d1 .nm .nn .gu .bf
.no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia
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> [20] du 15/05/2023 l'IRSN explique :
@ -253,10 +238,7 @@ La centrale possède 4 lignes d'alimentation externe de 750kV, d'après les info
La centrale a également besoin d'une source froide pour évacuer la puissance résiduelle, la <récente attaque> [22] 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> [23]), voire mois selon l'AIEA (<Déclaration du directeur général de l'AIEA> [24]).
## Quelle temporalité ? {#3235 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on
.oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
## Quelle temporalité ?
* [Les lignes haute tension peuvent être réparées en une dizaine d'heures (retour d'expérience depuis le début de la guerre).]

193
source/converted/2024-01-recapitulatif-centrale-nucleaire-zaporijia.md.org.html
View File

@ -1,4 +1,162 @@
<!DOCTYPE html>
<html lang="fr">
<head>
<meta charset="UTF-8">
<style type='text/css'>* {
box-sizing: border-box;
margin: 0;
padding: 0;
}
body {
font-family: Arial, sans-serif;
text-align: center;
margin: 0 auto;
font-size: 1rem;
max-width: 600px;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
margin: 0;
}
body {
/* 3. Add accessible line-height */
line-height: 1.5;
/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
display: block;
max-width: 100%;
}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
text-wrap: pretty;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
text-wrap: balance;
}
/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
isolation: isolate;
}
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
</style></head>
<body>
<!DOCTYPE html>
<html lang="fr">
<head>
<meta charset="UTF-8">
<style type='text/css'>* {
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padding: 0;
}
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font-family: Arial, sans-serif;
text-align: center;
margin: 0 auto;
font-size: 1rem;
max-width: 600px;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
margin: 0;
}
body {
/* 3. Add accessible line-height */
line-height: 1.5;
/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
display: block;
max-width: 100%;
}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
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}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
text-wrap: balance;
}
/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
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input, button, textarea, select {
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<body>
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<html lang="fr">
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<!DOCTYPE html>
<html xmlns="http://www.w3.org/1999/xhtml" lang="" xml:lang="">
<head>
<meta charset="utf-8" />
@ -39,8 +197,7 @@
<li>[Confiner les matières radioactives, grâce aux trois barrières de confinement]</li>
</ul>
<p><a href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176366555693056">Issu du thread sur les réacteurs à sels fondus</a></p>
<h2 id="la-défense-en-profondeur-3079-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy-.ns">La défense en profondeur {#3079 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns</h2>
<p>.on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}</p>
<h2 id="la-défense-en-profondeur">La défense en profondeur</h2>
<p>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.</p>
<p>Regardons chaque point succinctement.</p>
<ol>
@ -58,18 +215,17 @@
<blockquote>
<p>*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.*</p>
</blockquote>
<h2 class="ok nn gu bf no ol om dy ns on oo ea nw mk op oq or mo os ot ou ms ov ow ox oy bk" id="d02c">Les 3 barrières de confinement</h2>
<h2 id="les-3-barrières-de-confinement">Les 3 barrières de confinement</h2>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>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).</p>
<p>Echelle INES, <a href="https://lenergeek.com/2017/11/09/echelle-ines-surete-nucleaire/">Sûreté nucléaire : qu'est-ce que l'échelle INES ? (lenergeek.com)</a></p>
<h2 id="larrêt-automatique-réacteur-4328-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy">L'arrêt automatique réacteur {#4328 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy</h2>
<p>.ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}</p>
<h2 id="larrêt-automatique-réacteur">L'arrêt automatique réacteur</h2>
<p>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).</p>
<p>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.</p>
<p>Les barres de contrôle permettent de stopper la réaction nucléaire. Source: <a href="http://info.nucleaire.free.fr/mots.htm">Les mots (free.fr)</a></p>
<h2 class="ok nn gu bf no ol om dy ns on oo ea nw mk op oq or mo os ot ou ms ov ow ox oy bk" id="d3a1">Les différents états d'un réacteur nucléaire</h2>
<h2 id="les-différents-états-dun-réacteur-nucléaire">Les différents états d'un réacteur nucléaire</h2>
<ul>
<li>[Fonctionnement en puissance ou marche de puissance intermédiaire, le réacteur produit beaucoup de chaleur, et de l'électricité, circuit primaire à plus de 300°C et 150 bars (petite barre grise en haut du graphe ci-dessous),]</li>
<li>[Arrêt à chaud, la réaction nucléaire est à l'arrêt mais le circuit primaire est encore chaud, le pressuriseur est diphasique (vapeur et liquide),]</li>
@ -78,11 +234,10 @@
</ul>
<p>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.</p>
<p>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 (<a href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-irsn/Elements%20s%C3%BBret%C3%A9%20REP%20chapitre%208.pdf">IRSN, p.259–260</a>).</p>
<h2 class="ok nn gu bf no ol om dy ns on oo ea nw mk op oq or mo os ot ou ms ov ow ox oy bk" id="b38a">La piscine d'entreposage de combustible usé</h2>
<h2 id="la-piscine-dentreposage-de-combustible-usé">La piscine d'entreposage de combustible usé</h2>
<p>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.</p>
<p>Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines</p>
<h1 id="situations-accidentelles-causées-par-des-agressions-externes-8d04">Situations accidentelles causées par des agressions externes {#8d04</h1>
<p>.nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 id="situations-accidentelles-causées-par-des-agressions-externes">Situations accidentelles causées par des agressions externes</h1>
<p>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.</p>
<ol>
<li>Etat d'arrêt de chaque réacteur (chaud ou froid), pour évaluer quel</li>
@ -115,11 +270,9 @@
<p>Enceinte du bâtiment réacteur n°4 après une frappe, novembre 2022 (<a href="https://en.wikipedia.org/wiki/Zaporizhzhia_Nuclear_Power_Plant#/media/File:ZNPP_unit_4_reactor_building_shell_damage.jpg">Wikipedia</a>)</p>
<p>Il est également important de préciser que les <a href="https://snriu.gov.ua/en/news/russian-occupants-located-military-equipment-and-explosives-in-the-turbine-room-of-znpp-unit-4">Russes ont stocké du matériel militaire dans le bâtiment de la turbine</a> (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.</p>
<p>Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n'est pas renforcé en béton armé.</p>
<h2 id="les-stress-tests-sur-les-vver-8016-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om">Les "stress tests" sur les VVER {#8016 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om</h2>
<p>.dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}</p>
<h2 id="les-stress-tests-sur-les-vver">Les "stress tests" sur les VVER</h2>
<p>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 (<a href="https://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/stress_test_nacp_ukraine_2021.pdf">ВСТУП</a>). 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.</p>
<h1 id="les-besoins-actuels-des-réacteurs-de-zaporijia-06d1-.nm-.nn-.gu-.bf">Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia {#06d1 .nm .nn .gu .bf</h1>
<p>.no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 id="les-besoins-actuels-des-réacteurs-de-zaporijia">Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia</h1>
<p>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 <a href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-situation-centrale-zaporizhzhya-15-mai-2023">point de situation</a> du 15/05/2023 l'IRSN explique :</p>
<blockquote>
<p>« 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. »</p>
@ -127,8 +280,7 @@
<p>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.</p>
<p><a href="https://twitter.com/War_Mapper">Situation au 31/05/2023</a></p>
<p>La centrale a également besoin d'une source froide pour évacuer la puissance résiduelle, la <a href="https://twitter.com/Podolyak_M/status/1665954154567593984">récente attaque</a> 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 (<a href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-consequences-lendommagement-barrage-kakhovka-sur-centrale-nucleaire-zaporizhzhya">point de situation du 7 juin 2023</a>), voire mois selon l'AIEA (<a href="https://twitter.com/rafaelmgrossi/status/1666009625869549574">Déclaration du directeur général de l'AIEA</a>).</p>
<h2 id="quelle-temporalité-3235-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy-.ns-.on">Quelle temporalité ? {#3235 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on</h2>
<p>.oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}</p>
<h2 id="quelle-temporalité">Quelle temporalité ?</h2>
<ul>
<li>[Les lignes haute tension peuvent être réparées en une dizaine d'heures (retour d'expérience depuis le début de la guerre).]</li>
<li>[Les réacteurs en arrêt à froid comme en arrêt à chaud étant à l'arrêt d'un point de vue neutronique, la chaleur résiduelle et la température du primaire sont les deux paramètres à surveiller. Le réacteur n°5, en AAC a besoin de plus de refroidissement, sous peine de voir la température de son primaire monter, donc sa pression, jusqu'à un seuil hors des limites usuelles d'exploitation du cœur.]</li>
@ -141,7 +293,7 @@
</ul>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<h2 id="quels-rejets-1c3a-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy-.ns-.on-.oo-.ea-.nw-.mk-.op-.oq-.or-.mo-.os-.ot-.ou-.ms-.ov-.ow-.ox-.oy-.bk">Quels rejets ?</h2>
<h2 id="quels-rejets">Quels rejets ?</h2>
<p>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 :</p>
<blockquote>
<p>« 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. »</p>
@ -151,7 +303,7 @@
<p>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).</p>
<p>Panache radioactif de Tchernobyl.</p>
<p>Il existe une <a href="https://www.pravda.com.ua/eng/news/2022/08/18/7363806/">modélisation</a> 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.</p>
<h1 id="conclusion-2666-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu-.nv-.nw-.nx-.ny-.nz-.oa-.ob-.oc-.od-.oe-.of-.og-.oh-.oi-.oj-.bk">Conclusion</h1>
<h1 id="conclusion">Conclusion</h1>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
@ -173,3 +325,10 @@
<p>Dragonfeu <img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:144:144/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" /></p>
</body>
</html>
</body>
</html>
</body>
</html>
</body>
</html>

50
source/converted/2024-01-recapitulatif-centrale-nucleaire-zaporijia.md.org.md
View File

@ -72,10 +72,8 @@ On les appelle les « fonctions de sûreté ». Il y en a trois :
[Issu du thread sur les réacteurs à sels
fondus](https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176366555693056)
La défense en profondeur {\#3079 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns
--------------------------------------------------------------------
.on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
La défense en profondeur
------------------------
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
@ -157,7 +155,7 @@ de l\'IRSN.
> au point 2, mais cela nécessite le maintien d\'une alimentation
> électrique externe stable.\*
Les 3 barrières de confinement {#d02c .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
Les 3 barrières de confinement
------------------------------
Si on parle de confinement, c\'est celui des matières radioactives.
@ -188,11 +186,8 @@ niveau 7 de l\'échelle INES).
Echelle INES, [Sûreté nucléaire : qu\'est-ce que l\'échelle INES ?
(lenergeek.com)](https://lenergeek.com/2017/11/09/echelle-ines-surete-nucleaire/)
L\'arrêt automatique réacteur {\#4328 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy
---------------------------------------------------------------------
.ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy
.bk}
L\'arrêt automatique réacteur
-----------------------------
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
@ -212,7 +207,7 @@ 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)](http://info.nucleaire.free.fr/mots.htm)
Les différents états d\'un réacteur nucléaire {#d3a1 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
Les différents états d\'un réacteur nucléaire
---------------------------------------------
- \[Fonctionnement en puissance ou marche de puissance intermédiaire,
@ -244,7 +239,7 @@ pas ici à des fins de simplification. Il existe 6 états nommés de A à F
([IRSN,
p.259--260](https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-irsn/Elements%20s%C3%BBret%C3%A9%20REP%20chapitre%208.pdf)).
La piscine d\'entreposage de combustible usé {#b38a .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
La piscine d\'entreposage de combustible usé
--------------------------------------------
C\'est une piscine, avec une source de chaleur interne qui vient des
@ -256,11 +251,8 @@ de refroidissement.
Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines
Situations accidentelles causées par des agressions externes {\#8d04
====================================================================
.nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob
.oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
Situations accidentelles causées par des agressions externes
============================================================
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
@ -420,11 +412,8 @@ limité également.
Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n\'est pas renforcé en béton
armé.
Les \"stress tests\" sur les VVER {\#8016 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om
---------------------------------------------------------------------
.dy .ns .on .oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox
.oy .bk}
Les \"stress tests\" sur les VVER
---------------------------------
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
@ -435,11 +424,8 @@ 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.
Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia {\#06d1 .nm .nn .gu .bf
======================================================================
.no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of
.og .oh .oi .oj .bk}
Les besoins actuels des réacteurs de Zaporijia
==============================================
Le besoin principal qui focalise l\'attention de tous les techniciens et
ingénieurs sur place est l\'alimentation électrique externe. C\'est le
@ -481,10 +467,8 @@ selon l\'IRSN ([point de situation du 7 juin
voire mois selon l\'AIEA ([Déclaration du directeur général de
l\'AIEA](https://twitter.com/rafaelmgrossi/status/1666009625869549574)).
Quelle temporalité ? {\#3235 .ok .nn .gu .bf .no .ol .om .dy .ns .on
--------------------------------------------------------------------
.oo .ea .nw .mk .op .oq .or .mo .os .ot .ou .ms .ov .ow .ox .oy .bk}
Quelle temporalité ?
--------------------
- \[Les lignes haute tension peuvent être réparées en une dizaine
d\'heures (retour d\'expérience depuis le début de la guerre).\]
@ -546,7 +530,7 @@ réfléchir à un plan d\'action urgent. Et donc toute forme d\'opposition
D\'autant que les alimentations électriques ont toujours été réparées,
au prix de nombreuses vies, dans des délais records.
Quels rejets ? {#quels-rejets-1c3a-.ok-.nn-.gu-.bf-.no-.ol-.om-.dy-.ns-.on-.oo-.ea-.nw-.mk-.op-.oq-.or-.mo-.os-.ot-.ou-.ms-.ov-.ow-.ox-.oy-.bk}
Quels rejets ?
--------------
Les réacteurs étant tous à l\'arrêt, la décroissance radioactive a fait
@ -586,7 +570,7 @@ situation devait empirer, une modélisation des rejets sera établie par
les experts en peu de temps, sur la base des informations
météorologiques disponibles.
Conclusion {#conclusion-2666-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu-.nv-.nw-.nx-.ny-.nz-.oa-.ob-.oc-.od-.oe-.of-.og-.oh-.oi-.oj-.bk}
Conclusion
==========
Ce ne sont pas les tirs de missiles sur le bâtiment réacteur qu\'il faut

565
source/converted/2024-02-strategie-mitigation-accident-nucleaire.md.org.gmi
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@ -3,566 +3,119 @@
# Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. |
# Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | Dragonfeu
by Dragonfeu | Sep, 2024 | MediumStratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | by Dragonfeu | Sep, 2024 | Medium
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# Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR.
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J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR de Flamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre 2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibre neutronique.
Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujours afin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alors aujourd'hui, l'accident grave! *On va parler de /corium/, de récupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et de codes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vous expliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite la modélisation qui y est associée.
*Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ?* Le corium, un magma à faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, ne laissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre. Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…
La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects, mais le corium est… encore pire.
Les réacteurs de génération III, comme l'EPR (ou l'EPR2), prennent en compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la même sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR).
L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe un combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et il commence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à </Fukushima/> [5] et </Three Miles Island/> [6] (fusion partielle), occasionnant des rejets dans l'environnement.
EPR de Flamanville. Crédit: <Framatome> [7]
Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement. Dans la suite de l'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et l'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets à l'extérieur.
Crédit: <EDF> [8]
J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR deFlamanville vient de "diverger" (/nota: article écrit en septembre2024/). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la premièrefois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibreneutronique. Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujoursafin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alorsaujourd'hui, l'accident grave! *On va parler de /corium/, derécupérateur à corium (/core catcher/), de stratégie de mitigation et decodes de calcul.* Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vousexpliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite lamodélisation qui y est associée. *Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi àgérer une substance bien pire que la lave ?* Le corium, un magma à fairepâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, nelaissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre.Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cetteTerre (avec les agents neurotoxiques)… La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects,mais le corium est… encore pire. Les réacteurs de génération III, comme l'EPR (ou l'EPR2), prennent encompte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais doncvous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents gravesest conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement lamême sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR). L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion ducœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directeun combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et ilcommence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à</Fukushima/> [1]et</ThreeMiles Island/> [2] (fusion partielle), occasionnant des rejets dansl'environnement. EPR de Flamanville. Crédit:<Framatome> [3] Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.Dans la suite de l'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, etl'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets àl'extérieur. Crédit:<EDF> [4]
# I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR
# I.1/ Dégradation du cœur {#525c .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi
# I.1/ Dégradation du cœur
.oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}
Le soleil se lève sur le site de Flamanville. /Le vent souffle sur lesplaines de la Bretag/.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR deFlamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien bellejournée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle çaun APRP (/Accident de Perte du Réfrigérant Primaire/). Rien ne marche,ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.Il y a de moins en moins d'eau autour des crayons combustible, cf. (2)du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s'oxyder.C'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydationzirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et dudihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveaud'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autresjoyeusetés, est appelée un */corium/*. Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyéfusion en cours [3]. Crédit: IRSN Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et ilest dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans lecorium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, lacuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). Labrèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogènependant l'accident. Maintenant on va se donner *trois contraintes supplémentaires, pourpréserver l'enceinte de confinement,* et garder toutes les saletés àl'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !
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/*.
* [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]
Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pasque la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façonspray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter unepercée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il fautdépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotteminute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG estredondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance decette ligne de dépressurisation. Crédit: IRSN Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'estle système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Celaconsiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur del'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faireretomber les radionucléides volatils dans l'enceinte. Crédit: EDF *2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dansl'enceinte. *Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant del'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin desortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est leprincipe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, quicomme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pourfonctionner. Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène. Diagramme de Saphiro *3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte. *L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peined'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer lesdeux. Séparation de l'eau et du core catcher. *Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est tempsde péter la cuve.* Je ne vais pas détailler les phénomènes favorablesqui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postuleque sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des fluxthermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « onpostule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue. Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Cequ'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxydeet celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la hautetempérature du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant leséchanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaudereçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à laface interne de la cuve, sur une faible surface relative "/focusingeffect"/. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de larupture de la cuve. Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont celaarrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuveva rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et lesexpériences représentatives sont complexes à réaliser. Stratification du corium en fond de cuve possible. D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.On ne distingue finalement que deux approches :
Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé fusion en cours [3]. Crédit: IRSN
* [Rétention du corium en cuve (/In Vessel Retention/, IVR) associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type /External Reactor Vessel Cooling/, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}- [Rétention du corium hors cuve. *Retenue sur EPR/EPR2*, et les VVER-1200 récents.]{#9763}
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.
# I.2/ L'interaction corium béton
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 !
* [*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]{#6f56}
Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon spray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter une percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de cette ligne de dépressurisation.
Crédit: IRSN
Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur de l'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l'enceinte.
Crédit: EDF
*2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dans l'enceinte.*
Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant de l'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin de sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est le principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui comme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pour fonctionner.
Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
Diagramme de Saphiro
*3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte.*
L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peine d'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer les deux.
Séparation de l'eau et du core catcher.
*Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est temps de péter la cuve.* Je ne vais pas détailler les phénomènes favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postule que sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « on postule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue.
Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Ce qu'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxyde et celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la haute température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de 2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude reçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à la face interne de la cuve, sur une faible surface relative "/focusing effect"/. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de la rupture de la cuve.
Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuve va rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et les expériences représentatives sont complexes à réaliser.
Stratification du corium en fond de cuve possible.
D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve. On ne distingue finalement que deux approches :
* [Rétention du corium en cuve (/In Vessel Retention/, IVR) associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type /External Reactor Vessel Cooling/, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}
* [Rétention du corium hors cuve. *Retenue sur EPR/EPR2*, et les VVER-1200 récents.]{#9763}
# I.2/ L'interaction corium béton {#1138 .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh
.oi .oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}
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> [9] 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.
On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtimentréacteur. On arrive bientôt au /core catcher/, patience ! Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton avocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétésphysico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode cebéton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal dedécharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Lesmouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin defaciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successivesde corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manièreà obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambred'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB). Crédit: IRSN ICB. Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il fautmaintenir la structure de l'enceinte en état, et on installe donc souscette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (quirésistent à des très hautes températures avec une faible déformationrelative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesurede 10 à 14 cm d'épaisseur. Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, lecorium arrive sur un bouchon de métal, c'est un composant dont le rôleest celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal dedécharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement aucontact du corium en assurant une section de passage suffisamment largepour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers lachambre d'étalement. Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN. *La composition chimique du béton est très importante* car l'ablation vagénérer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dansl'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, parexemple. Ainsi sur EPR, la<procédureU5> [5] a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant àl'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtresable. Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limitéspar conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimesmalgré tout sur EPR.
# I.3/ Interaction corium zircone
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*> [10] *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).
Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faireinteragir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. Lazircone est ce qu'on appelle un<*matériauréfractaire*> [6] *à la chaleur*. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et sedéforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures àenviron 1700°C, tout dépend du matériau). Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le coriumjusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, lazircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pasdégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même sice n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, uneconduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôled'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium jusque dans la chambre d'étalement *le plus vite possible*. A noter, la zircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pas dégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même si ce n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôle d'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
# I.4/ Corium dans la chambre d'étalement
# I.4/ Corium dans la chambre d'étalement {#1a82 .oc .od .gu .bf .oe .of
Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonnefois pour toute.
.pa .oh .oi .oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}
* une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe par la dilution dans le béton sacrificiel),- [un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.]{#5ce1}
Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation vacouper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant unearrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/Incontainment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralementpassif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eaucommence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambred'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux derefroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur dela chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificielqui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ciil sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice. Chambre d'étalement. Crédit: IRSN. Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par lacompétition entre les forces hydrodynamiques et les changements deviscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométriede cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, etainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et lepréparant au renoyage en surface par-dessus. L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer lecorium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par lesystème EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capabled'alimenter ce circuit depuis qu'elle est prévenue de l'accident grave). Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a unevaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteintsuffisant, le corium est définitivement stabilisé. Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN. Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/de l'EPR de Flamanville. Présentation de la construction du /core catcher/ par EDF. Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit:<EDF-EPR sur X> [7].
Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne fois pour toute.
# *II/ Modélisation d'un accident grave
* une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe par la dilution dans le béton sacrificiel),
* [un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.]{#5ce1}
Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ 170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation va couper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant une arrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (/In containment Refueling Water System Tank/). Ce système est intégralement passif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eau commence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambre d'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur de la chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificiel qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ci il sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice.
*On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'unréacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques etréglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code decalcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *çase valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose. Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pastoujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est*indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pasd'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'unaccident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbriqueentre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, quimodélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ decontourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérienceréaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calculintégral ! *Présentation d'ASTEC *ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé parl'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est uncode dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'unaccident grave. Cela comprend:
Chambre d'étalement. Crédit: IRSN.
* La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique <CATHARE> [8], développé par le /Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives/ (CEA) ;- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}- L'interaction corium béton : module MEDICIS ;- [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI ;]{#280c}- [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}- La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}
Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN. Vous trouverez plus d'infos sur :<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec> [9]. Voiciégalement une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais*un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP. **Présentation vidéo d'ASTEC *Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
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.
* Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lorsd'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps decalcul/précision ;
* simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteuren accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités dessystèmes ;
* traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple lerefroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interactioncorium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte deconfinement ;
* être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment lescomparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider lesmodules ;
* Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructionset 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puissepouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grandnombre de scénarios.
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).
*Fonctionnement d'ASTEC *Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de donnéesd'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditionsphysico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sontfournies par l'ingénieur d'étude en accident grave. A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètresphysiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulationde tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer oudésactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modulesimpliqués augmente le temps de calcul ! Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN. /In fine, c/e qui intéresse l'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont lespost-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple devisualisation du cœur d'un REP-900MWe d'EDF. Ce que vous voyez est unpost-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu'il sepasse dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez leniveau d'eau baisser progressivement jusqu'à être remplacé par le coriumen fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a casséau niveau de la couche de métal léger, à cause du /focusing effect/expliqué en partie I ! Crédit: IRSN. *Validation d'ASTEC *Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation duréel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… etbien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant àdes codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence<CATHARE> [10].Je ne vais pas m'attarder dessus. Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, dela modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et decomparer les résultats issus des observations et des capteurs avec lasimulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'estde les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoiil y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par unpanel d'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.Cette validation s'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,en particulier sur les essais Phébus, cf.<https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0> [11]. Exemple de comparaison. Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules<CESAR& ICARE> [12] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et<SOPHAEROS> [13](comportement des produits de fission). Liste des essais Phébus. Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutesles lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation> [14]
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.
## *Autre code utilisé en accident grave
Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN.
*ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement del'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés àl'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étantd'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, deson refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sontrespectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique desolidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion dusubstrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée dela convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés,le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous. Crédit: IRSN. Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&D que l'étalement àsec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur carl'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Desincertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étalersous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium àsec en séparant physiquement eau et corium.
Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/ de l'EPR de Flamanville.
# Conclusion
Présentation de la construction du /core catcher/ par EDF.
Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit: <EDF-EPR sur X> [11].
# *II/ Modélisation d'un accident grave*
On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'un réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc *ça se valide*, sinon ça ne vaut pas grand-chose.
Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas toujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est *indispensable* ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pas d'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'un accident grave *séparément*. Voyez ça comme des images qu'on imbrique entre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet /in fine/ de contourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calcul intégral !
*Présentation d'ASTEC*
ASTEC, pour /Accident Source Term Evaluation Code/, est développé par l'/Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,/ l'IRSN. C'est un code dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'un accident grave. Cela comprend:
* La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique <CATHARE> [12], développé par le /Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives/ (CEA) ;
* [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}
* L'interaction corium béton : module MEDICIS ;
* [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI ;]{#280c}
* [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}
* La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;
* [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}
* [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}
Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN.
Vous trouverez plus d'infos sur : <https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec> [13]. 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> [14]. 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> [15].
Exemple de comparaison.
Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules <CESAR & ICARE> [16] (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et <SOPHAEROS> [17] (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> [18]
## *Autre code utilisé en accident grave*
ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement de l'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à l'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étant d'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, de son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion du substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de la convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés, le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous.
Crédit: IRSN.
Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&D que l'étalement à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur car l'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi, l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des incertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étaler sous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium à sec en séparant physiquement eau et corium.
# Conclusion {#5b4d .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi .oj .pb .ol .om
.on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}
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> [19], <AP1000> [20], ou <APR1400> [21]. Je n'ai pas non plus parlé des filières à eau lourde (<CANDU> [22]), bouillantes (<BWR> [23], <ABWR> [24]), rapides (<SPX> [25]) ou encore des filières thermiques (HTR & <VHTR> [26]) et à sels fondus (<MSFR> [27]). 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> [28] (attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvable sur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.
Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairementéclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissionsdans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification ducorium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'ilexiste aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc degénération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REPfrançais, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur<VVER> [15],<AP1000> [16], ou<APR1400> [17]. Je n'ai pas nonplus parlé des filières à eau lourde(<CANDU> [18]),bouillantes(<BWR> [19],<ABWR> [20]), rapides(<SPX> [21]) ou encore desfilières thermiques (HTR &<VHTR> [22])et à sels fondus(<MSFR> [23]).Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futursréacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidentsgraves en compte*. Je vous donne mes sources sur <ce lien> [24](attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvablesur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.
# *Annexe*
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# Tags:
Nuclear
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Accident
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Epr
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Fukushima
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–
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<h1 id="stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.">Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. |</h1>
<p>by Dragonfeu | Sep, 2024 | MediumStratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | by Dragonfeu | Sep, 2024 | Medium</p>
<h3 id="dragonfeu">Dragonfeu</h3>
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<p>·</p>
<p>Sep 8, 2024</p>
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<p>J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR de Flamanville vient de "diverger" (<em>nota: article écrit en septembre 2024</em>). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibre neutronique.</p>
<p>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! <strong>On va parler de <em>corium</em>, de récupérateur à corium (<em>core catcher</em>), de stratégie de mitigation et de codes de calcul.</strong> 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.</p>
<p><strong>Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ?</strong> 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)…</p>
<p>La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects, mais le corium est… encore pire.</p>
<p>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).</p>
<p>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 <a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011"><em>Fukushima</em></a> et <a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0"><em>Three Miles Island</em></a> (fusion partielle), occasionnant des rejets dans l'environnement.</p>
<p>EPR de Flamanville. Crédit: <a href="https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/">Framatome</a></p>
<p>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.</p>
<p>Crédit: <a href="https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/">EDF</a></p>
<h1 class="oc od gu bf oe of og oh oi oj ok ol om on oo op oq or os ot ou ov ow ox oy oz bk" id="c968">I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR</h1>
<h1 id="i.1-dégradation-du-cœur-525c-.oc-.od-.gu-.bf-.oe-.of-.pa-.oh-.oi">I.1/ Dégradation du cœur {#525c .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi</h1>
<p>.oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}</p>
<p>Le soleil se lève sur le site de Flamanville. <em>Le vent souffle sur les plaines de la Bretag</em>.. 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 (<em>Accident de Perte du Réfrigérant Primaire</em>). 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 <strong><em>corium</em></strong>.</p>
<p>Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé fusion en cours [3]. Crédit: IRSN</p>
<p>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.</p>
<p>Maintenant on va se donner <strong>trois contraintes supplémentaires, pour préserver l'enceinte de confinement,</strong> et garder toutes les saletés à l'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !</p>
<h1 id="stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.-dragonfeu">Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. | Dragonfeu</h1>
<p>15 min Sep 8, 2024 –</p>
<p>J'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l'EPR deFlamanville vient de "diverger" (<em>nota: article écrit en septembre2024</em>). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la premièrefois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibreneutronique. Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujoursafin de limiter les rejets dans l'environnement en cas d'accident. Alorsaujourd'hui, l'accident grave! <strong>On va parler de <em>corium</em>, derécupérateur à corium (<em>core catcher</em>), de stratégie de mitigation et decodes de calcul.</strong> Ce que je souhaite faire avec cet article c'est vousexpliquer en premier lieu la physique d'une fusion du cœur et ensuite lamodélisation qui y est associée. <strong>Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi àgérer une substance bien pire que la lave ?</strong> Le corium, un magma à fairepâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute température, nelaissant aucune chance à la plupart des matériaux qu'il rencontre.Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée sur cetteTerre (avec les agents neurotoxiques)… La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d'aspects,mais le corium est… encore pire. Les réacteurs de génération III, comme l'EPR (ou l'EPR2), prennent encompte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais doncvous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents gravesest conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement lamême sur EPR2, qui est une optimisation de l'EPR). L'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion ducœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directeun combustible qui n'est plus sous eau, donc plus refroidit, et ilcommence à chauffer, jusqu'à fondre. C'est ce qui s'est passé à<a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011"><em>Fukushima</em></a>et<a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0"><em>ThreeMiles Island</em></a> (fusion partielle), occasionnant des rejets dansl'environnement. EPR de Flamanville. Crédit:<a href="https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/">Framatome</a> Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.Dans la suite de l'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, etl'objectif sera de préserver la troisième, afin d'éviter des rejets àl'extérieur. Crédit:<a href="https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/">EDF</a></p>
<h1 id="i-phénoménologie-dun-accident-grave-sur-epr">I/ Phénoménologie d'un accident grave sur EPR</h1>
<h1 id="i.1-dégradation-du-cœur">I.1/ Dégradation du cœur</h1>
<p>Le soleil se lève sur le site de Flamanville. <em>Le vent souffle sur lesplaines de la Bretag</em>.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR deFlamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien bellejournée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle çaun APRP (<em>Accident de Perte du Réfrigérant Primaire</em>). Rien ne marche,ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.Il y a de moins en moins d'eau autour des crayons combustible, cf. (2)du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s'oxyder.C'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydationzirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d'eau et dudihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveaud'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,contenant le combustible, la gaine, l'acier des structures et autresjoyeusetés, est appelée un <strong><em>corium</em></strong>. Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyéfusion en cours [3]. Crédit: IRSN Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et ilest dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans lecorium qui vont venir attaquer l'acier de la cuve (pour les curieux, lacuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). Labrèche a mis de l'eau dans l'enceinte et on a produit du dihydrogènependant l'accident. Maintenant on va se donner <strong>trois contraintes supplémentaires, pourpréserver l'enceinte de confinement,</strong> et garder toutes les saletés àl'intérieur, parce qu'on ne veut pas de rejets atmosphériques !</p>
<ol>
<li>[*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]{#6f56}</li>
<li>[*On veut contrôler l'échauffement dans l'enceinte.*]</li>
</ol>
<p>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.</p>
<p>Crédit: IRSN</p>
<p>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.</p>
<p>Crédit: EDF</p>
<p><strong>2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dans l'enceinte.</strong></p>
<p>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.</p>
<p>Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.</p>
<p>Diagramme de Saphiro</p>
<p><strong>3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte.</strong></p>
<p>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.</p>
<p>Séparation de l'eau et du core catcher.</p>
<p><strong>Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est temps de péter la cuve.</strong> 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.</p>
<p>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 "<em>focusing effect"</em>. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de la rupture de la cuve.</p>
<p>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.</p>
<p>Stratification du corium en fond de cuve possible.</p>
<p>D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve. On ne distingue finalement que deux approches :</p>
<p>Pour ne pas chauffer l'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut pasque la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façonspray (sans rire), et vient attaquer l'enceinte. Et pour éviter unepercée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il fautdépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotteminute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG estredondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance decette ligne de dépressurisation. Crédit: IRSN Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'estle système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Celaconsiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur del'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faireretomber les radionucléides volatils dans l'enceinte. Crédit: EDF *2. On ne veut pas d'explosion hydrogène (type Fukushima) dansl'enceinte. *Dans l'enceinte il y a de l'air, de la vapeur d'eau, et maintenant del'H2. Pour éviter l'explosion hydrogène, il faut consommer l'H2, afin desortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C'est leprincipe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, quicomme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pourfonctionner. Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène. Diagramme de Saphiro *3. On ne veut pas d'explosion de vapeur dans l'enceinte. *L'eau liquide dans l'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous peined'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer lesdeux. Séparation de l'eau et du core catcher. <strong>Maintenant qu'on a nos systèmes pour protéger l'enceinte, il est tempsde péter la cuve.</strong> Je ne vais pas détailler les phénomènes favorablesqui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On postuleque sous l'effet des contraintes mécaniques (déformation) et des fluxthermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je dis « onpostule » car ce n'est pas systématiquement l'approche retenue. Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Cequ'on observe est une stratification du corium entre la couche d'oxydeet celle de métal léger. L'intuition amène à penser que la hautetempérature du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant leséchanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaudereçoit de l'énergie de la couche d'oxyde, et transmet l'énergie à laface interne de la cuve, sur une faible surface relative "<em>focusingeffect"</em>. Elle est, d'après les expériences, la couche responsable de larupture de la cuve. Je précise que c'est l'approche pénalisante retenue, la façon dont celaarrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la cuveva rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et lesexpériences représentatives sont complexes à réaliser. Stratification du corium en fond de cuve possible. D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.On ne distingue finalement que deux approches :</p>
<ul>
<li>[Rétention du corium en cuve (<em>In Vessel Retention</em>, IVR) associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type <em>External Reactor Vessel Cooling</em>, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}</li>
<li>[Rétention du corium hors cuve. <strong>Retenue sur EPR/EPR2</strong>, et les VVER-1200 récents.]{#9763}</li>
<li>[Rétention du corium en cuve (<em>In Vessel Retention</em>, IVR) associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type <em>External Reactor Vessel Cooling</em>, ERVC). Retenue sur AP1000 et APR1400.]{#0ff4}- [Rétention du corium hors cuve. <strong>Retenue sur EPR/EPR2</strong>, et les VVER-1200 récents.]{#9763}</li>
</ul>
<h1 id="i.2-linteraction-corium-béton-1138-.oc-.od-.gu-.bf-.oe-.of-.pa-.oh">I.2/ L'interaction corium béton {#1138 .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh</h1>
<p>.oi .oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}</p>
<p>On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment réacteur. On arrive bientôt au <em>core catcher</em>, patience !</p>
<p>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).</p>
<p>Crédit: IRSN</p>
<p>ICB.</p>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.</p>
<p><strong>La composition chimique du béton est très importante</strong> 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 <a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.">procédure U5</a> 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.</p>
<p>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.</p>
<h1 class="oc od gu bf oe of pa oh oi oj pb ol om on pc op oq or pd ot ou ov pe ox oy oz bk" id="bb08">I.3/ Interaction corium zircone</h1>
<p>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 <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire"><strong>matériau réfractaire</strong></a> <strong>à la chaleur</strong>. 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).</p>
<p>Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium jusque dans la chambre d'étalement <strong>le plus vite possible</strong>. 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.</p>
<h1 id="i.4-corium-dans-la-chambre-détalement-1a82-.oc-.od-.gu-.bf-.oe-.of">I.4/ Corium dans la chambre d'étalement {#1a82 .oc .od .gu .bf .oe .of</h1>
<p>.pa .oh .oi .oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}</p>
<p>Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne fois pour toute.</p>
<h1 id="i.2-linteraction-corium-béton">I.2/ L'interaction corium béton</h1>
<p>On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtimentréacteur. On arrive bientôt au <em>core catcher</em>, patience ! Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton avocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétésphysico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode cebéton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal dedécharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Lesmouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin defaciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successivesde corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manièreà obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambred'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB). Crédit: IRSN ICB. Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il fautmaintenir la structure de l'enceinte en état, et on installe donc souscette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (quirésistent à des très hautes températures avec une faible déformationrelative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesurede 10 à 14 cm d'épaisseur. Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, lecorium arrive sur un bouchon de métal, c'est un composant dont le rôleest celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal dedécharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement aucontact du corium en assurant une section de passage suffisamment largepour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers lachambre d'étalement. Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN. <strong>La composition chimique du béton est très importante</strong> car l'ablation vagénérer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression dansl'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire, parexemple. Ainsi sur EPR, la<a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.">procédureU5</a> a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant àl'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtresable. Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limitéspar conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimesmalgré tout sur EPR.</p>
<h1 id="i.3-interaction-corium-zircone">I.3/ Interaction corium zircone</h1>
<p>Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faireinteragir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. Lazircone est ce qu'on appelle un<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire"><strong>matériauréfractaire</strong></a> <strong>à la chaleur</strong>. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et sedéforme relativement peu, même à des hautes températures (inférieures àenviron 1700°C, tout dépend du matériau). Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le coriumjusque dans la chambre d'étalement <strong>le plus vite possible</strong>. A noter, lazircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne pasdégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé, même sice n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi, uneconduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôled'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.</p>
<h1 id="i.4-corium-dans-la-chambre-détalement">I.4/ Corium dans la chambre d'étalement</h1>
<p>Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonnefois pour toute.</p>
<ul>
<li>une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe par la dilution dans le béton sacrificiel),</li>
<li>[un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.]{#5ce1}</li>
<li>une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe par la dilution dans le béton sacrificiel),- [un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.]{#5ce1}</li>
</ul>
<p>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 (<em>In containment Refueling Water System Tank</em>). 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.</p>
<p>Chambre d'étalement. Crédit: IRSN.</p>
<p>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.</p>
<p>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).</p>
<p>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.</p>
<p>Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN.</p>
<p>Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du <em>core catcher</em> de l'EPR de Flamanville.</p>
<p>Présentation de la construction du <em>core catcher</em> par EDF.</p>
<p>Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit: <a href="https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245">EDF-EPR sur X</a>.</p>
<h1 class="oc od gu bf oe of og oh oi oj ok ol om on oo op oq or os ot ou ov ow ox oy oz bk" id="bc37"><strong>II/ Modélisation d'un accident grave</strong></h1>
<p>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 <strong>ça se valide</strong>, sinon ça ne vaut pas grand-chose.</p>
<p>Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas toujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est <strong>indispensable</strong> ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pas d'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'un accident grave <strong>séparément</strong>. 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 <em>in fine</em> de contourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calcul intégral !</p>
<p><strong>Présentation d'ASTEC</strong></p>
<p>ASTEC, pour <em>Accident Source Term Evaluation Code</em>, est développé par l'<em>Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,</em> l'IRSN. C'est un code dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'un accident grave. Cela comprend:</p>
<p>Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation vacouper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant unearrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (<em>Incontainment Refueling Water System Tank</em>). Ce système est intégralementpassif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eaucommence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambred'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux derefroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur dela chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificielqui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ciil sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice. Chambre d'étalement. Crédit: IRSN. Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par lacompétition entre les forces hydrodynamiques et les changements deviscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométriede cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, etainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et lepréparant au renoyage en surface par-dessus. L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer lecorium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par lesystème EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capabled'alimenter ce circuit depuis qu'elle est prévenue de l'accident grave). Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a unevaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteintsuffisant, le corium est définitivement stabilisé. Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN. Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du /core catcher/de l'EPR de Flamanville. Présentation de la construction du <em>core catcher</em> par EDF. Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit:<a href="https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245">EDF-EPR sur X</a>.</p>
<h1 id="ii-modélisation-dun-accident-grave">*II/ Modélisation d'un accident grave</h1>
<p><strong>On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu'unréacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques etréglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code decalcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc <strong>çase valide</strong>, sinon ça ne vaut pas grand-chose. Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pastoujours derrière un ordinateur, l'approche empirique est*indispensable</strong> ! Mais tu viens de dire qu'on ne faisait pasd'expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d'unaccident grave <strong>séparément</strong>. Voyez ça comme des images qu'on imbriqueentre elles. A la fin, l'ensemble des images forment un film, quimodélise un accident grave intégralement, ce qui permet <em>in fine</em> decontourner l'obstacle que représente l'impossibilité d'une expérienceréaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de calculintégral ! *Présentation d'ASTEC *ASTEC, pour <em>Accident Source Term Evaluation Code</em>, est développé parl'<em>Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,</em> l'IRSN. C'est uncode dit « intégral» c'est-à-dire qu'il simule toutes les étapes d'unaccident grave. Cela comprend:</p>
<ul>
<li>La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique <a href="https://cathare.cea.fr/">CATHARE</a>, développé par le <em>Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives</em> (CEA) ;</li>
<li>[La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}</li>
<li>L'interaction corium béton : module MEDICIS ;</li>
<li>[La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI ;]{#280c}</li>
<li>[Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}</li>
<li>La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;</li>
<li>[Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}</li>
<li>[L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}</li>
<li>La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de référence en thermohydraulique <a href="https://cathare.cea.fr/">CATHARE</a>, développé par le <em>Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives</em> (CEA) ;- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}- L'interaction corium béton : module MEDICIS ;- [La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des produits de fission dans l'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI ;]{#280c}- [Les systèmes de sureté : module SYSINT ;]{#7ec6}- La thermohydraulique de l'enceinte : module CPA ;- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}</li>
</ul>
<p>Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN.</p>
<p>Vous trouverez plus d'infos sur : <a href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</a>. Voici également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais <strong>un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP.</strong></p>
<p><strong>Présentation vidéo d'ASTEC</strong></p>
<p>Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :</p>
<p>Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN. Vous trouverez plus d'infos sur :<a href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</a>. Voiciégalement une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais*un code de référence en Europe sur les accidents graves des REP. **Présentation vidéo d'ASTEC *Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :</p>
<ul>
<li>Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lors</li>
<li>Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant lorsd'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps decalcul/précision ;</li>
<li>simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteuren accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités dessystèmes ;</li>
<li>traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple lerefroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interactioncorium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte deconfinement ;</li>
<li>être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment lescomparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider lesmodules ;</li>
<li>Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructionset 1 000 à 1 500 sous-programmes). C'est très important qu'il puissepouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grandnombre de scénarios.</li>
</ul>
<p>d'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps de calcul/précision ;</p>
<p>*Fonctionnement d'ASTEC *Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de donnéesd'entrée, c'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditionsphysico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sontfournies par l'ingénieur d'étude en accident grave. A chaque pas de temps, ASTEC calcule l'évolution des paramètresphysiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulationde tous les modules, avec un ordre d'exécution. On peut activer oudésactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modulesimpliqués augmente le temps de calcul ! Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN. /In fine, c/e qui intéresse l'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont lespost-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple devisualisation du cœur d'un REP-900MWe d'EDF. Ce que vous voyez est unpost-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu'il sepasse dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez leniveau d'eau baisser progressivement jusqu'à être remplacé par le coriumen fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a casséau niveau de la couche de métal léger, à cause du /focusing effect/expliqué en partie I ! Crédit: IRSN. *Validation d'ASTEC *Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation duréel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… etbien le réel. Notez qu'on peut aussi valider un code en le comparant àdes codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d'ASTEC,CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence<a href="https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf">CATHARE</a>.Je ne vais pas m'attarder dessus. Le principe d'une validation empirique c'est de faire une expérience, dela modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et decomparer les résultats issus des observations et des capteurs avec lasimulation numérique. On constate souvent des écarts, l'objectif c'estde les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoiil y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par unpanel d'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.Cette validation s'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,en particulier sur les essais Phébus, cf.<a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0">https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</a>. Exemple de comparaison. Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules<a href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf">CESAR&amp; ICARE</a> (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et<a href="https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module">SOPHAEROS</a>(comportement des produits de fission). Liste des essais Phébus. Il y a eu plein d'autres validations et l'objectif n'est pas de toutesles lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur ce lien:<a href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</a></p>
<h2 id="autre-code-utilisé-en-accident-grave">*Autre code utilisé en accident grave</h2>
<p>*ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d'étalement del'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés àl'international, avec des expériences passionnantes. L'objectif étantd'avoir une compréhension fine du phénomène d'étalement du corium, deson refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sontrespectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique desolidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l'érosion dusubstrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée dela convection dans l'écoulement. Un grand nombre d'essais ont été menés,le plus impressionnant étant l'essai VULCANO, comme montré ci-dessous. Crédit: IRSN. Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&amp;D que l'étalement àsec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur carl'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,l'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Desincertitudes subsistent sur la capacité d'une nappe de corium à s'étalersous eau, c'est pour cela que l'EPR fait le choix d'étaler le corium àsec en séparant physiquement eau et corium.</p>
<h1 id="conclusion">Conclusion</h1>
<p>Voilà comment on gère un accident grave sur l'EPR. J'ai volontairementéclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits de fissionsdans l'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification ducorium. J'ai aussi fait le choix de focaliser sur l'EPR alors qu'ilexiste aussi d'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc degénération II (Les CP, P4/P'4 et N4). J'ai également restreint aux REPfrançais, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER">VVER</a>,<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000">AP1000</a>, ou<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400">APR1400</a>. Je n'ai pas nonplus parlé des filières à eau lourde(<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU">CANDU</a>),bouillantes(<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante">BWR</a>,<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR">ABWR</a>), rapides(<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix">SPX</a>) ou encore desfilières thermiques (HTR &amp;<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature">VHTR</a>)et à sels fondus(<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus">MSFR</a>).Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. <strong>Tous les futursréacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidentsgraves en compte</strong>. Je vous donne mes sources sur <a href="https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np">ce lien</a>(attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvablesur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.</p>
<h1 id="annexe"><strong>Annexe</strong></h1>
<h1 id="tags">Tags:</h1>
<ul>
<li>simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du réacteur,</li>
<li>Nuclear</li>
<li>Accident</li>
<li>Epr</li>
<li>Astec</li>
<li>Fukushima</li>
</ul>
<p>afin de se placer dans des conditions similaires à celles d'un réacteur en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités des systèmes ;</p>
<ul>
<li>traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple le</li>
</ul>
<p>refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d'interaction corium-béton, par rayonnement et par convection dans l'enceinte de confinement ;</p>
<ul>
<li>être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les</li>
</ul>
<p>comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les modules ;</p>
<ul>
<li>Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 instructions</li>
</ul>
<p>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.</p>
<p><strong>Fonctionnement d'ASTEC</strong></p>
<p>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.</p>
<p>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 !</p>
<p>Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN.</p>
<p>/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 <em>focusing effect</em> expliqué en partie I !</p>
<p>Crédit: IRSN.</p>
<p><strong>Validation d'ASTEC</strong></p>
<p>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 <a href="https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf">CATHARE</a>. Je ne vais pas m'attarder dessus.</p>
<p>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. <a href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0">https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</a>.</p>
<p>Exemple de comparaison.</p>
<p>Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules <a href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf">CESAR &amp; ICARE</a> (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et <a href="https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module">SOPHAEROS</a> (comportement des produits de fission).</p>
<p>Liste des essais Phébus.</p>
<p>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: <a href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</a></p>
<h2 class="qp od gu bf oe qq qr dy oi qs qt ea om mk qu qv qw mo qx qy qz ms ra rb rc rd bk" id="cfc3"><strong>Autre code utilisé en accident grave</strong></h2>
<p>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.</p>
<p>Crédit: IRSN.</p>
<p>Il est ressorti de l'ensemble de ces programmes de R&amp;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.</p>
<h1 id="conclusion-5b4d-.oc-.od-.gu-.bf-.oe-.of-.pa-.oh-.oi-.oj-.pb-.ol-.om">Conclusion {#5b4d .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi .oj .pb .ol .om</h1>
<p>.on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}</p>
<p>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 <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER">VVER</a>, <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000">AP1000</a>, ou <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400">APR1400</a>. Je n'ai pas non plus parlé des filières à eau lourde (<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU">CANDU</a>), bouillantes (<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante">BWR</a>, <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR">ABWR</a>), rapides (<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix">SPX</a>) ou encore des filières thermiques (HTR &amp; <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature">VHTR</a>) et à sels fondus (<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus">MSFR</a>). Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. *Tous les futurs réacteurs devront quoiqu'il en soit prendre en compte les accidents graves en compte*.</p>
<p>Je vous donne mes sources sur <a href="https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np">ce lien</a> (attention il n'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvable sur le site de l'ASN et/ou de l'IRSN.</p>
<h1 class="oc od gu bf oe of pa oh oi oj pb ol om on pc op oq or pd ot ou ov pe ox oy oz bk" id="debb"><strong>Annexe</strong></h1>
<p>[[/tag/nuclear?source=post<sub>page</sub>—–f82c1d15ed58——————————–][]]</p>
<p>Nuclear</p>
<p>[[/tag/accident?source=post<sub>page</sub>—–f82c1d15ed58——————————–][]]</p>
<p>Accident</p>
<p>[[/tag/epr?source=post<sub>page</sub>—–f82c1d15ed58——————————–][]]</p>
<p>Epr</p>
<p>[[/tag/astec?source=post<sub>page</sub>—–f82c1d15ed58——————————–][]]</p>
<p>Astec</p>
<p>[[/tag/fukushima?source=post<sub>page</sub>—–f82c1d15ed58——————————–][]]</p>
<p>Fukushima</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2Ff82c1d15ed58&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fstrat%25C3%25A9gie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-c%25C5%2593ur-sur-l-epr-f82c1d15ed58&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–f82c1d15ed58———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2Ff82c1d15ed58&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fstrat%25C3%25A9gie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-c%25C5%2593ur-sur-l-epr-f82c1d15ed58&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–f82c1d15ed58———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
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<p>Blog</p>
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<p>Privacy</p>
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<p>Terms</p>
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<p>Text to speech</p>
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<p>Teams</p>
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<RNR-Na Superphénix,France.> [1]
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Thread des réacteurs à sels fondus 2/3 : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114> [3]
Thread des réacteurs à sels fondus 2/3 : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114> [7]
Thread des réacteurs à sels fondus 3/3 : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170> [4]
Thread des réacteurs à sels fondus 3/3 : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170> [8]
Thread sur le réacteur Stellaria: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160> [5]
Thread sur le réacteur Stellaria: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160> [9]
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> [6]
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> [10]
Thread Brennilis: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977> [7]
Thread Brennilis: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977> [11]
Thread Osiris : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819> [8]
Thread Osiris : <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819> [12]
Thread GIEC et nucléaire: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166> [9]
Thread GIEC et nucléaire: <https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166> [13]
Article sur Zaporijia: <<https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd> [14]> [15]
Article sur Zaporijia: <<https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd> [10]> [11]
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix [5] RNR-Na Superphénix, France.
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=> https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd [14] https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd
=> file:///@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucléaire-de-zaporijia-94cfc28a84fd [15] <https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd> [14]
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=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170 [4] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170
=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160 [5] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160
=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1642231133738872835 [6] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1642231133738872835
=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977 [7] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977
=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819 [8] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819
=> https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166 [9] https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166
=> https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd [10] https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd
=> file:///@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucléaire-de-zaporijia-94cfc28a84fd [11] <https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd> [10]

225
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@ -1,4 +1,162 @@
<!DOCTYPE html>
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<meta charset="UTF-8">
<style type='text/css'>* {
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font-family: Arial, sans-serif;
text-align: center;
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max-width: 600px;
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h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
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}
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/* 3. Add accessible line-height */
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/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
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/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
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/* 7. Avoid text overflows */
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/* 8. Improve line wrapping */
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h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
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/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
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h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
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}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
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}
/* 2. Remove default margin */
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}
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/* 3. Add accessible line-height */
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/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
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/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
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/* 8. Improve line wrapping */
p {
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9. Create a root stacking context
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@ -15,32 +173,11 @@
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<body>
<h1 id="récapitulatif-de-mon-contenu-twitter---dragonfeu---mediumrécapitulatif">Récapitulatif de mon contenu twitter - Dragonfeu - MediumRécapitulatif</h1>
<p>de mon contenu twitter - Dragonfeu - Medium</p>
<h3 id="dragonfeu">Dragonfeu</h3>
<p><span id="root"></span></p>
<p>Open in app</p>
<p>Sign up</p>
<p><a href="file:///m/signin?operation=login&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%C3%A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;source=post_page---top_nav_layout_nav-----------------------global_nav-----------">Sign in</a></p>
<p>[[/m/signin?operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2Fnew-story&amp;source=—top<sub>navlayoutnav</sub>———————–new<sub>posttopnav</sub>———–][]]</p>
<p>Write</p>
<p>[[/search?source=—top<sub>navlayoutnav</sub>———————————-][]]</p>
<p>Sign up</p>
<p><a href="file:///m/signin?operation=login&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%C3%A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;source=post_page---top_nav_layout_nav-----------------------global_nav-----------">Sign in</a></p>
<p><img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:64:64/1*dmbNkD5D-u45r44go_cf0g.png" /></p>
<h1 class="pw-post-title gs gt gu bf gv gw gx gy gz ha hb hc hd he hf hg hh hi hj hk hl hm hn ho hp hq hr hs ht hu bk" data-testid="storyTitle" id="dc0b">Récapitulatif de mon contenu twitter</h1>
<p>[<span class="citation" data-cites="dragonfeu?source">[/@dragonfeu?source=post_page---byline--717561dc26c8--------------------------------]</span>[]]</p>
<figure>
<img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:88:88/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" alt="" /><figcaption>Dragonfeu</figcaption>
</figure>
<p><a href="file:///@dragonfeu?source=post_page---byline--717561dc26c8--------------------------------">Dragonfeu</a></p>
<p>·</p>
<p><a href="file:///m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fsubscribe%2Fuser%2F7398e98dfa8&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%C3%A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=post_page-7398e98dfa8--byline--717561dc26c8---------------------post_header-----------">Follow</a></p>
<h1 id="récapitulatif-de-mon-contenu-twitter---dragonfeu">Récapitulatif de mon contenu twitter - Dragonfeu</h1>
<p>Jun 9, 2023</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2F717561dc26c8&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%25C3%25A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—header<sub>actions</sub>–717561dc26c8———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
<p>Share</p>
<p><a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix">RNR-Na Superphénix, France.</a></p>
<p><a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix">RNR-Na Superphénix,France.</a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 1/3 : <a href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080">https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080</a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 2/3 : <a href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114">https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114</a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 3/3 : <a href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170">https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170</a></p>
@ -51,39 +188,13 @@
<p>Thread GIEC et nucléaire: <a href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166">https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166</a></p>
<p>Article sur Zaporijia: <a href="file:///@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucléaire-de-zaporijia-94cfc28a84fd"><a href="https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd">https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd</a></a></p>
<p>La grenouille des ratios, à utiliser comme vous voulez:</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2F717561dc26c8&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%25C3%25A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–717561dc26c8———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2F717561dc26c8&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fr%25C3%25A9capitulatif-de-mon-contenu-twitter-717561dc26c8&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–717561dc26c8———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
<p>[<span class="citation" data-cites="dragonfeu?source">[/@dragonfeu?source=post_page---post_author_info--717561dc26c8--------------------------------]</span>[]]</p>
<figure>
<img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:144:144/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" alt="" /><figcaption>Dragonfeu</figcaption>
</figure>
<p>Follow</p>
<p>[<span class="citation" data-cites="dragonfeu?source">[/@dragonfeu?source=post_page---post_author_info--717561dc26c8--------------------------------]</span>[]]</p>
<h2 class="pw-author-name bf pz qa qb qc bk" id="written-by-dragonfeu">Written by Dragonfeu</h2>
<p><a href="file:///@dragonfeu/followers?source=post_page---post_author_info--717561dc26c8--------------------------------">3 Followers</a></p>
<p>Cf <span class="citation" data-cites="Draagonfire2">@Draagonfire2</span> sur twitter pour les infos.</p>
<p>Follow</p>
<p>[[<a href="https://help.medium.com/hc/en-us?source=post_page-----717561dc26c8--------------------------------">https://help.medium.com/hc/en-us?source=post_page-----717561dc26c8--------------------------------</a>][]]</p>
<p>Help</p>
<p>[[<a href="https://medium.statuspage.io/?source=post_page-----717561dc26c8--------------------------------">https://medium.statuspage.io/?source=post_page-----717561dc26c8--------------------------------</a>][]]</p>
<p>Status</p>
<p>[[/about?autoplay=1&amp;source=post<sub>page</sub>—–717561dc26c8——————————–][]]</p>
<p>About</p>
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117
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@ -1,45 +1,5 @@
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Récapitulatif de mon contenu twitter - Dragonfeu
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Jun 9, 2023
@ -47,10 +7,8 @@ Jun 9, 2023
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[RNR-Na Superphénix,
France.](https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix)
[RNR-Na
Superphénix,France.](https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix)
Thread des réacteurs à sels fondus 1/3 :
<https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080>
@ -82,70 +40,5 @@ Article sur Zaporijia:
La grenouille des ratios, à utiliser comme vous voulez:
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353
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@ -3,93 +3,10 @@
# L'aventure Superphénix🔥. Superphénix… s'il est un réacteur… | by
# L'aventure Superphénix🔥
DragonfeuL'aventure Superphénix🔥. Superphénix… s'il est un réacteur…
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<p class="caption"></p>
</div>
# L'aventure Superphénix🔥 {#12b4 .pw-post-title .gs .gt .gu .bf .gv .gw
.gx .gy .gz .ha .hb .hc .hd .he .hf .hg .hh .hi .hj .hk .hl .hm .hn .ho .hp .hq .hr .hs .ht .hu .bk testid="storyTitle"}
[
sorry cite not implemented
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<p class="caption">Dragonfeu</p>
</div>
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Aug 19, 2024
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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.
Aug 19, 2024 21 min.  – 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 ?
@ -152,88 +69,44 @@ Les stocks de plutonium sont condamnés à augmenter à court terme, ils augment
Stocks de matière à valoriser
## Incinérateur ? {#4227 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea
.nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Incinérateur ?
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.
## Transmutateur ? {#7235 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt
.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Transmutateur ?
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).
## *Surgénérateur ?* {#984e .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt
.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## *Surgénérateur ?*
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.
Fertilisation de l'U238 (<source> [5])
Fertilisation de l'U238 (<source> [1])
> *Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici le plan :*
* * Pourquoi faire Superphénix ?
* * L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2
* * Pourquoi le sodium ?
* * Principes de conception généraux
* * Sûreté
* * Les matériaux
* * Exploitation et bilan de SPX
* * La suite de SPX
* * Conclusion
# 1. Pourquoi faire Superphénix ?
# 2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2 {#9bb1 .nm .nn
.gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# 3. Pourquoi le sodium ?
# 4. Principes de conception généraux {#5aba .nm .nn .gu .bf .no .np .nq
.nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# 5. Sûreté
# 6. Les matériaux {#9b71 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu
.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# 7. Exploitation et bilan de SPX {#5127 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr
.ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# 8. La suite de SPX {#9654 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu
.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
# 9. Conclusion
# 1. Pourquoi faire Superphénix ? {#483a .nm .nn .gu .bf .no .np .qr .nr
.ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}
/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./
@ -275,10 +148,7 @@ Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables. Comme expliqu
/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.
# 2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2 {#886a .nm .nn
.gu .bf .no .np .qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}
# 2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2
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.
@ -303,10 +173,10 @@ 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> [6], 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.
1946Le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides, <Clementine> [2], 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/> [7], produit assez de puissance pour allumer 4 ampoules. Son caloporteur est un eutectique sodium-potassium (Na-K).
1951Le premier réacteur nucléaire électrogène, EBR-I pour </Experimental Breeder Reactor I/> [3], 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.
@ -353,16 +223,13 @@ Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle, et le p
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.
# *4. Principes de conception généraux* {#5051 .nm .nn .gu .bf .no .np
.qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}
# *4. Principes de conception généraux*
## *Neutronique du cœur*
On utilise communément une unité d'énergie appelée <électron-volt> [8] pour l'énergie cinétique des neutrons.
On utilise communément une unité d'énergie appelée <électron-volt> [4] pour l'énergie cinétique des neutrons.
Les différentes catégories de neutrons.
@ -371,10 +238,7 @@ 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.
## Conception générale du cœur {#34c9 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Conception générale du cœur
/Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non échelonable./
@ -383,7 +247,7 @@ Superphénix est un réacteur à neutrons rapides (RNR), ce qui signifie que sa
/à finir/
## Combustible
## combustible
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.
@ -392,37 +256,28 @@ Le combustible a une géométrie hexagonale (carrée en REP), et est disposé da
AC pour SPX
## L'échangeur intermédiaire {#9284 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns
.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## L'échangeur intermédiaire
Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre le circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?
* [On veut éviter le contact entre l'eau du circuit turbine et le sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…]{#9018}
* [En cas de réaction sodium-eau, on évite d'avoir un sodium activé (radioactif).]{#4d99}
* [On veut éviter le contact entre l'eau du circuit turbine et le sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…]
* [En cas de réaction sodium-eau, on évite d'avoir un sodium activé (radioactif).]
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> [9]) proposent d'utiliser un sel fondu.
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> [5]) proposent d'utiliser un sel fondu.
Concepts d'organisation des circuits intermédiaires d'un RNR-Na
## Systèmes de conversion {#3877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps
.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Systèmes de conversion
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.
## La cuve {#0f75 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea .nw
.mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## La cuve
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.
@ -431,16 +286,13 @@ C'est assez particulier sur SPX, il y a deux cuve. Une cuve dans une autre. La c
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> [10])
Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme d'entonnoir. La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source: <EDF> [6])
La cuve de SPX, de 21m de diamètre.
## Les pompes primaires {#4f73 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps
.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Les pompes primaires
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.
@ -449,13 +301,10 @@ Elles sont toutes mécaniques, et non pas électromagnétiques (réacteurs du fu
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.
<source> [11]
<source> [7]
## Le bouchon couvercle cœur (BCC) {#6d72 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr
.dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
## Le bouchon couvercle cœur (BCC)
On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et reposant sur la dalle de maintien.
@ -464,19 +313,13 @@ On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et reposant sur
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.
# 5. Sûreté {#0a60 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw
# 5. Sûreté
.nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
## *Maitrise de la réactivité*
## *Maitrise de la réactivité* {#9956 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
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> [12] 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.
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> [8] 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.
## *Evacuation de la puissance* {#8877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
@ -485,7 +328,7 @@ Déjà, le réacteur dispose de grappes d'arrêt pour stopper la réaction en ch
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
Le sodium a une plus grande marge à l'ébullition que l'eau par rapport au fonctionnement normal. L' <inertie thermique> [13] 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.
Le sodium a une plus grande marge à l'ébullition que l'eau par rapport au fonctionnement normal. L' <inertie thermique> [9] 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.
## *Maitrise du confinement* {#1f26 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns
@ -500,17 +343,17 @@ Le sodium a une plus grande marge à l'ébullition que l'eau par rapport au fonc
/La deuxième barrière/ est assez complexe à définir sur RNR-Na, on va donc regarder seulement le concept intégré ici (type SPX).
* [cuve principale du réacteur (21m de diamètre),]{#9a88}
* [cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de diamètre),]{#7562}
* [fermeture supérieure du réacteur,]{#2963}
* [cuve principale du réacteur (21m de diamètre),]
* [cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de diamètre),]
* [fermeture supérieure du réacteur,]
* circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de couverture (argon) hors du circuit primaire,
* [tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire du sodium intermédiaire,]{#008b}
* [tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire du sodium intermédiaire,]
* tubes des échangeurs des circuits d'évacuation de la puissance résiduelle immergés dans le circuit primaire.
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> [14].
/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> [10].
Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.
@ -544,7 +387,7 @@ Concernant les accidents graves, les normes à l'époque de Phénix n'imposaient
.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
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> [15]) à combustible <TRISO> [16] ou les réacteurs à <sels fondus> [17] (sel chlorure ou fluorure)
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> [11]) à combustible <TRISO> [12] ou les réacteurs à <sels fondus> [13] (sel chlorure ou fluorure)
Source [fn 1] p.158
@ -580,7 +423,7 @@ Convertir les actinides mineurs en énergie permettrait de diminuer leur radioto
Mais cela ferait aussi des colis moins chauds à gérer. (cf. [fn 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> [21]). C'est un sujet passionnant qui mériterait un article entier, mais n'étant pas chimiste je ne m'y risquerai pas.
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> [17]). 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:
@ -609,7 +452,7 @@ Le tube hexagonal est en acier EM10
* Le barillet, à l'origine en acier 15 D3, a été changé suite à une fissure rapide.
* Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du type Alliage 800.
* [La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone (L) et azote contrôlé (N)).]{#6603}
* [La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone (L) et azote contrôlé (N)).]
* La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.
# 7. Exploitation et bilan de SPX {#6ccf .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr
@ -640,8 +483,8 @@ Sur les 10 années d'opération du réacteur :
Deux évènements non nucléaires n'ont pas aidé le réacteur:
* [En 1990, le toit de la salle des machines s'effondre à cause d'une chute de neige exceptionnelle.]{#8e06}
* [La turbine de 1200MWe n'était pas encore prête, il a fallu en faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement importantes dans les premières années et à des baisses notables du coefficient de disponibilité.]{#7143}
* [En 1990, le toit de la salle des machines s'effondre à cause d'une chute de neige exceptionnelle.]
* [La turbine de 1200MWe n'était pas encore prête, il a fallu en faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement importantes dans les premières années et à des baisses notables du coefficient de disponibilité.]
*Les fuites sodium*
@ -676,7 +519,7 @@ L'arrêt fut si brutal que beaucoup de personnes se sont retrouvées au chômage
Je vous conseille cet excellent article:
[[<https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [22]][]]
[[<https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [18]][]]
## L'arrêt de Superphénix fut un désastre humain
@ -697,7 +540,7 @@ www.contrepoints.org
/à finir/
[[<https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [23]][]]
[[<https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [19]][]]
## La politique énergétique de la France : passion ou raison ? (tome
@ -723,7 +566,7 @@ 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> [24] et <Otrera> [25].
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> [20] et <Otrera> [21].
Les deux concepts reprennent certaines briques technologiques du projet ASTRID. La différence notable est sur l'échangeur intermédiaire:
@ -780,7 +623,7 @@ www.cea.fr
Source [2]
<https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf> [26]
<https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf> [22]
Source [3]
@ -804,13 +647,13 @@ Nuclear
Sodium
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–
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–
@ -822,7 +665,7 @@ sorry cite not implemented
<div class="figure">
<img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:144:144/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" title="fig:"/>
<img src="https://miro..com/v2/resize:fill:144:144/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" title="fig:"/>
<p class="caption">Dragonfeu</p>
</div>
@ -837,7 +680,7 @@ sorry cite not implemented
## Written by Dragonfeu
<3 Followers> [27]
<3 Followers> [23]
Cf
@ -848,13 +691,13 @@ sorry cite not implemented
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@ -866,37 +709,37 @@ Status
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[[<https://speechify.com/?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [30]][]]
Text to speech
@ -911,50 +754,46 @@ Teams
[1] Source principale, monographie CEA RNR-Na.
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [18]][]]
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [14]][]]
[2] Source principale, monographie CEA RNR-Na.
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [19]][]]
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [15]][]]
[3] Source principale, monographie CEA RNR-Na.
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [20]][]]
[[<https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------> [16]][]]
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=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Clementine_(r%C3%A9acteur) [6] Clementine
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Experimental_Breeder_Reactor_I [7] /Experimental Breeder Reactor I/
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/%C3%89lectronvolt [8] électron-volt
=> https://www.hexana.fr/ [9] Hexana
=> https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf [10] EDF
=> https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf [11] source
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_x%C3%A9non [12] effet Xénon
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Inertie_thermique [13] inertie thermique
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Dioxyde_de_carbone_supercritique [14] CO2 supercritique
=> https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures [15] HTR
=> https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/ [16] TRISO
=> https://medium.com/p/69f2170689ca/edit [17] sels fondus
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=> https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [20] https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://www.cea.fr/multimedia/Documents/publications/monographie-nucleaire/CEA_Monographie6_Traitement-recyclage-combustible-nucleaire-use_2008_Fr.pdf [21] ici
=> https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [22] https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [23] https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://www.hexana.fr/ [24] Hexana
=> https://otrera.fr/ [25] Otrera
=> https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf [26] https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf
=> file:///@dragonfeu/followers?source=post_page---post_author_info--f23c9a43cc08-------------------------------- [27] 3 Followers
=> https://help.medium.com/hc/en-us?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [28] https://help.medium.com/hc/en-us?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://medium.statuspage.io/?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [29] https://medium.statuspage.io/?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> file:pressinquiries@medium.com?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [30] file:pressinquiries@medium.com?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://blog.medium.com/?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [31] https://blog.medium.com/?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://policy.medium.com/medium-privacy-policy-f03bf92035c9?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [32] https://policy.medium.com/medium-privacy-policy-f03bf92035c9?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://policy.medium.com/medium-terms-of-service-9db0094a1e0f?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [33] https://policy.medium.com/medium-terms-of-service-9db0094a1e0f?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://speechify.com/medium?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [34] https://speechify.com/medium?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-plutonium#:~:text=In%20this%20reaction%2C%20uranium%2D238,239%20transforms%20into%20plutonium%2D239. [1] source
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Clementine_(r%C3%A9acteur) [2] Clementine
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Experimental_Breeder_Reactor_I [3] /Experimental Breeder Reactor I/
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/%C3%89lectronvolt [4] électron-volt
=> https://www.hexana.fr/ [5] Hexana
=> https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf [6] EDF
=> https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf [7] source
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_x%C3%A9non [8] effet Xénon
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Inertie_thermique [9] inertie thermique
=> https://fr.wikipedia.org/wiki/Dioxyde_de_carbone_supercritique [10] CO2 supercritique
=> https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures [11] HTR
=> https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/ [12] TRISO
=> https://.com/p/69f2170689ca/edit [13] sels fondus
=> https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [14] https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
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=> https://www.cea.fr/multimedia/Documents/publications/monographie-nucleaire/CEA_Monographie6_Traitement-recyclage-combustible-nucleaire-use_2008_Fr.pdf [17] ici
=> https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [18] https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
=> https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08-------------------------------- [19] https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------
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340
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<h1 id="laventure-superphénix.-superphénix-sil-est-un-réacteur-by">L'aventure Superphénix🔥. Superphénix… s'il est un réacteur… | by</h1>
<p>DragonfeuL'aventure Superphénix🔥. Superphénix… s'il est un réacteur…</p>
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<p>.gx .gy .gz .ha .hb .hc .hd .he .hf .hg .hh .hi .hj .hk .hl .hm .hn .ho .hp .hq .hr .hs .ht .hu .bk testid="storyTitle"}</p>
<p>[<span class="citation" data-cites="dragonfeu?source">[/@dragonfeu?source=post_page---byline--f23c9a43cc08--------------------------------]</span>[]]</p>
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<img src="https://miro.medium.com/v2/resize:fill:88:88/1*60DUNHT6Ctkb28GK-A_ymg.jpeg" alt="" /><figcaption>Dragonfeu</figcaption>
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<p>21 min read</p>
<p>·</p>
<p>Aug 19, 2024</p>
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<p>–</p>
<p>Share</p>
<p>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 <strong>réél</strong> potentiel d'indépendance énergétique à la France.</p>
<h1 id="laventure-superphénix">L'aventure Superphénix🔥</h1>
<p>Aug 19, 2024 21 min.  – 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 <strong>réél</strong> potentiel d'indépendance énergétique à la France.</p>
<p>Et si on en parlait, en prenant le temps, en développant les concepts ?</p>
<p>Pour celles &amp; 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).</p>
<p>Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="b7e2">Vous avez dit Superphénix ?</h1>
<h1 id="vous-avez-dit-superphénix">Vous avez dit Superphénix ?</h1>
<p>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.</p>
<p><strong>Neutron</strong> : c'est la particule élémentaire sans charge électrique qui est responsable des fissions des éléments fissiles (uranium 235 &amp; plutonium 239 principalement).</p>
<p><strong>Neutron rapide</strong> : 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.</p>
@ -67,39 +191,50 @@
<p>Différences REP/RNR</p>
<p>Schéma d'un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX</p>
<p>Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: " La technologie RNR-Na".</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="ea70">Surgénérateur, incinérateur, isogénérateur ?</h1>
<h1 id="surgénérateur-incinérateur-isogénérateur">Surgénérateur, incinérateur, isogénérateur ?</h1>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>Stocks de matière à valoriser</p>
<h2 id="incinérateur-4227-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea">Incinérateur ? {#4227 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea</h2>
<p>.nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="incinérateur">Incinérateur ?</h2>
<p>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 <strong>le seul concept mature</strong> capable de faire cela. Cette configuration a été celle de SPX durant toute son existence.</p>
<h2 id="transmutateur-7235-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt">Transmutateur ? {#7235 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt</h2>
<p>.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="transmutateur">Transmutateur ?</h2>
<p>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).</p>
<h2 id="surgénérateur-984e-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt"><strong>Surgénérateur ?</strong> {#984e .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt</h2>
<p>.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="surgénérateur"><strong>Surgénérateur ?</strong></h2>
<p>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.</p>
<p>Fertilisation de l'U238 (<a href="https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-plutonium#:~:text=In%20this%20reaction%2C%20uranium%2D238,239%20transforms%20into%20plutonium%2D239.">source</a>)</p>
<blockquote>
<p><strong>Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici le plan :</strong></p>
</blockquote>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="be6d">1. Pourquoi faire Superphénix ?</h1>
<h1 id="lhistoire-des-rnr-du-projet-manhattan-jusquà-spx2-9bb1-.nm-.nn">2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2 {#9bb1 .nm .nn</h1>
<p>.gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="a07d">3. Pourquoi le sodium ?</h1>
<h1 id="principes-de-conception-généraux-5aba-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq">4. Principes de conception généraux {#5aba .nm .nn .gu .bf .no .np .nq</h1>
<p>.nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="cafc">5. Sûreté</h1>
<h1 id="les-matériaux-9b71-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu">6. Les matériaux {#9b71 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu</h1>
<p>.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 id="exploitation-et-bilan-de-spx-5127-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr">7. Exploitation et bilan de SPX {#5127 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr</h1>
<p>.ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 id="la-suite-de-spx-9654-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu">8. La suite de SPX {#9654 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu</h1>
<p>.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np nq nr ns nt nu nv nw nx ny nz oa ob oc od oe of og oh oi oj bk" id="b785">9. Conclusion</h1>
<h1 id="pourquoi-faire-superphénix-483a-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.qr-.nr">1. Pourquoi faire Superphénix ? {#483a .nm .nn .gu .bf .no .np .qr .nr</h1>
<p>.ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}</p>
<ul>
<li><ol>
<li>Pourquoi faire Superphénix ?</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Pourquoi le sodium ?</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Principes de conception généraux</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Sûreté</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Les matériaux</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Exploitation et bilan de SPX</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>La suite de SPX</li>
</ol></li>
<li><ol>
<li>Conclusion</li>
</ol></li>
</ul>
<h1 id="pourquoi-faire-superphénix">1. Pourquoi faire Superphénix ?</h1>
<p>/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./</p>
<blockquote>
<p>"Le premier pays qui mettra au point un réacteur nucléaire surgénérateur en tirera un avantage commercial décisif." Enrico Fermi,</p>
@ -120,8 +255,7 @@
<p>Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables. Comme expliqué plus haut, les deux configurations de cœur de type <em>incinérateur</em> ou <em>surgénérateur</em> donnent à SPX un avantage considérable sur tous les autres réacteurs à neutrons thermiques (qui constituent au moins 95% des réacteurs actuels).</p>
<p><em>Plutonium</em>. 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.</p>
<p><em>Autres ressources valorisables.</em> L'uranium de retraitement appauvri (800 t/an) et l'uranium de retraitement réutilisé (140 t/an), sont également actuellement <strong>très peu valorisés, alors qu'ils pourraient servir de combustible dans un parc de réacteurs rapides</strong>. 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.</p>
<h1 id="lhistoire-des-rnr-du-projet-manhattan-jusquà-spx2-886a-.nm-.nn">2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2 {#886a .nm .nn</h1>
<p>.gu .bf .no .np .qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}</p>
<h1 id="lhistoire-des-rnr-du-projet-manhattan-jusquà-spx2">2. L'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu'à SPX2</h1>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<blockquote>
@ -142,7 +276,7 @@
<p>1968Construction de phénix par le CEA et EDF. 560MWth. Il fonctionnera jusqu'en 2010.</p>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<h1 class="nm nn gu bf no np qr nr ns nt qs nv nw nx qt nz oa ob qu od oe of qv oh oi oj bk" id="a201">3. Pourquoi le sodium ?</h1>
<h1 id="pourquoi-le-sodium">3. Pourquoi le sodium ?</h1>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
@ -150,50 +284,41 @@
<p>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.</p>
<p>Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle, et le plus pur possible.</p>
<p>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.</p>
<h1 id="principes-de-conception-généraux-5051-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np"><strong>4. Principes de conception généraux</strong> {#5051 .nm .nn .gu .bf .no .np</h1>
<p>.qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}</p>
<h2 class="pp nn gu bf no pq pr dy ns ps pt ea nw mk pu pv pw mo px py pz ms qa qb qc qd bk" id="ed07"><strong>Neutronique du cœur</strong></h2>
<h1 id="principes-de-conception-généraux"><strong>4. Principes de conception généraux</strong></h1>
<h2 id="neutronique-du-cœur"><strong>Neutronique du cœur</strong></h2>
<p>On utilise communément une unité d'énergie appelée <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/%C3%89lectronvolt">électron-volt</a> pour l'énergie cinétique des neutrons.</p>
<p>Les différentes catégories de neutrons.</p>
<p>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.</p>
<h2 id="conception-générale-du-cœur-34c9-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy">Conception générale du cœur {#34c9 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy</h2>
<p>.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="conception-générale-du-cœur">Conception générale du cœur</h2>
<p><em>Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non échelonable.</em></p>
<p><em>à finir</em></p>
<h2 class="pp nn gu bf no pq pr dy ns ps pt ea nw mk pu pv pw mo px py pz ms qa qb qc qd bk" id="d44f">Combustible</h2>
<h2 id="combustible">combustible</h2>
<p>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.</p>
<p>AC pour SPX</p>
<h2 id="léchangeur-intermédiaire-9284-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns">L'échangeur intermédiaire {#9284 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns</h2>
<p>.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="léchangeur-intermédiaire">L'échangeur intermédiaire</h2>
<p>Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre le circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?</p>
<ol>
<li>[On veut éviter le contact entre l'eau du circuit turbine et le sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…]{#9018}</li>
<li>[En cas de réaction sodium-eau, on évite d'avoir un sodium activé (radioactif).]{#4d99}</li>
<li>[On veut éviter le contact entre l'eau du circuit turbine et le sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…]</li>
<li>[En cas de réaction sodium-eau, on évite d'avoir un sodium activé (radioactif).]</li>
</ol>
<p>Deux concepts d'organisation de ce circuit intermédiaire sont proposés. La différence repose sur la localisation de l'échangeur intermédiaire, dans la cuve (<em>concept intégré</em>) ou en dehors (<em>concept à boucles</em>, 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 (<a href="https://www.hexana.fr/">Hexana</a>) proposent d'utiliser un sel fondu.</p>
<p>Concepts d'organisation des circuits intermédiaires d'un RNR-Na</p>
<h2 id="systèmes-de-conversion-3877-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps">Systèmes de conversion {#3877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps</h2>
<p>.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="systèmes-de-conversion">Systèmes de conversion</h2>
<p>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.</p>
<h2 id="la-cuve-0f75-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps-.pt-.ea-.nw">La cuve {#0f75 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea .nw</h2>
<p>.mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="la-cuve">La cuve</h2>
<p>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.</p>
<p>Le choix fait sur SPX est de prendre la cuve principale, la dalle supérieure prend la masse. Un schéma pour bien comprendre.</p>
<p>Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme d'entonnoir. La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source: <a href="https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf">EDF</a>)</p>
<p>La cuve de SPX, de 21m de diamètre.</p>
<h2 id="les-pompes-primaires-4f73-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns-.ps">Les pompes primaires {#4f73 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps</h2>
<p>.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="les-pompes-primaires">Les pompes primaires</h2>
<p>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.</p>
<p>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.</p>
<p><a href="https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf">source</a></p>
<h2 id="le-bouchon-couvercle-cœur-bcc-6d72-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr">Le bouchon couvercle cœur (BCC) {#6d72 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr</h2>
<p>.dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h2 id="le-bouchon-couvercle-cœur-bcc">Le bouchon couvercle cœur (BCC)</h2>
<p>On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et reposant sur la dalle de maintien.</p>
<p>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.</p>
<h1 id="sûreté-0a60-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr-.ns-.nt-.nu-.nv-.nw">5. Sûreté {#0a60 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw</h1>
<p>.nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}</p>
<h2 id="maitrise-de-la-réactivité-9956-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy"><strong>Maitrise de la réactivité</strong> {#9956 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy</h2>
<p>.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<h1 id="sûreté">5. Sûreté</h1>
<h2 id="maitrise-de-la-réactivité"><strong>Maitrise de la réactivité</strong></h2>
<p>Déjà, le réacteur dispose de grappes d'arrêt pour stopper la réaction en chaîne, elles sont placées en haut (cf. schéma ci-dessous). L'<a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_x%C3%A9non">effet Xénon</a> 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.</p>
<h2 id="evacuation-de-la-puissance-8877-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy"><strong>Evacuation de la puissance</strong> {#8877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy</h2>
<p>.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
@ -203,11 +328,11 @@
<p><em>Première barrière (gaine combustible)</em> : 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, <em>ouverte</em> ou <em>gazeuse</em>. 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</p>
<p><em>La deuxième barrière</em> est assez complexe à définir sur RNR-Na, on va donc regarder seulement le concept intégré ici (type SPX).</p>
<ul>
<li>[cuve principale du réacteur (21m de diamètre),]{#9a88}</li>
<li>[cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de diamètre),]{#7562}</li>
<li>[fermeture supérieure du réacteur,]{#2963}</li>
<li>[cuve principale du réacteur (21m de diamètre),]</li>
<li>[cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de diamètre),]</li>
<li>[fermeture supérieure du réacteur,]</li>
<li>circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de couverture (argon) hors du circuit primaire,</li>
<li>[tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire du sodium intermédiaire,]{#008b}</li>
<li>[tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire du sodium intermédiaire,]</li>
<li>tubes des échangeurs des circuits d'évacuation de la puissance résiduelle immergés dans le circuit primaire.</li>
</ul>
<p>En résumé, tout ce qui constitue la cuve et sa partie supérieure, plus les traversées. Cette barrière <strong>n'est pas étanche.</strong> 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.</p>
@ -224,7 +349,7 @@
</blockquote>
<h2 id="complémentarité-rep-rnr-28b0-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy-.ns">Complémentarité REP-RNR {#28b0 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns</h2>
<p>.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}</p>
<p>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 (<a href="https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures">HTR</a>) à combustible <a href="https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/">TRISO</a> ou les réacteurs à <a href="https://medium.com/p/69f2170689ca/edit">sels fondus</a> (sel chlorure ou fluorure)</p>
<p>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 (<a href="https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures">HTR</a>) à combustible <a href="https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/">TRISO</a> ou les réacteurs à <a href="https://.com/p/69f2170689ca/edit">sels fondus</a> (sel chlorure ou fluorure)</p>
<p>Source <a href="#fn1" class="footnote-ref" id="fnref1" role="doc-noteref"><sup>1</sup></a> p.158</p>
<p>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.</p>
<h2 id="retraitement-du-combustible-2504-.pp-.nn-.gu-.bf-.no-.pq-.pr-.dy">Retraitement du combustible {#2504 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy</h2>
@ -248,7 +373,7 @@
<ul>
<li>Le barillet, à l'origine en acier 15 D3, a été changé suite à une fissure rapide.</li>
<li>Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du type Alliage 800.</li>
<li>[La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone (L) et azote contrôlé (N)).]{#6603}</li>
<li>[La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone (L) et azote contrôlé (N)).]</li>
<li>La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.</li>
</ul>
<h1 id="exploitation-et-bilan-de-spx-6ccf-.nm-.nn-.gu-.bf-.no-.np-.nq-.nr">7. Exploitation et bilan de SPX {#6ccf .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr</h1>
@ -266,8 +391,8 @@
</ul>
<p>Deux évènements non nucléaires n'ont pas aidé le réacteur:</p>
<ul>
<li>[En 1990, le toit de la salle des machines s'effondre à cause d'une chute de neige exceptionnelle.]{#8e06}</li>
<li>[La turbine de 1200MWe n'était pas encore prête, il a fallu en faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement importantes dans les premières années et à des baisses notables du coefficient de disponibilité.]{#7143}</li>
<li>[En 1990, le toit de la salle des machines s'effondre à cause d'une chute de neige exceptionnelle.]</li>
<li>[La turbine de 1200MWe n'était pas encore prête, il a fallu en faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement importantes dans les premières années et à des baisses notables du coefficient de disponibilité.]</li>
</ul>
<p><strong>Les fuites sodium</strong></p>
<p>Superphénix aura connu <strong>3 très petites fuites</strong> de sodium (à comparer à Phénix qui en a eu 32, et oui le retour d'expérience, ça compte).</p>
@ -330,13 +455,13 @@
<p>Nuclear</p>
<p>[[/tag/sodium?source=post<sub>page</sub>—–f23c9a43cc08——————————–][]]</p>
<p>Sodium</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–f23c9a43cc08———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
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<p>–</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–f23c9a43cc08———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>[[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2F.com%2F_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&amp;operation=register&amp;redirect=https%3A%2F%2F.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&amp;user=Dragonfeu&amp;userId=7398e98dfa8&amp;source=—footer<sub>actions</sub>–f23c9a43cc08———————clap<sub>footer</sub>———–][]]</p>
<p>–</p>
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@ -344,23 +469,23 @@
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<p>Teams</p>
@ -377,3 +502,10 @@
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274
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L\'aventure Superphénix🔥 {\#12b4 .pw-post-title .gs .gt .gu .bf .gv .gw
=======================================================================
.gx .gy .gz .ha .hb .hc .hd .he .hf .hg .hh .hi .hj .hk .hl .hm .hn .ho
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Aug 19, 2024
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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.
Aug 19, 2024 21 min.  -- 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 ?
@ -76,7 +18,7 @@ sodium, et des documents de l\'IRSN (sources à la fin de l\'article).
Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.
Vous avez dit Superphénix ? {#b7e2 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
Vous avez dit Superphénix ?
===========================
Superphénix (désigné par le sigle SPX1 ou SPX) est un réacteur nucléaire
@ -136,7 +78,7 @@ Schéma d\'un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX
Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: \" La
technologie RNR-Na\".
Surgénérateur, incinérateur, isogénérateur ? {#ea70 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
Surgénérateur, incinérateur, isogénérateur ?
============================================
Selon l\'organisation du cœur et ce qu\'on met dans les assemblage
@ -153,10 +95,8 @@ considérablement ces stocks.
Stocks de matière à valoriser
Incinérateur ? {\#4227 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea
----------------------------------------------------------------------
.nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
Incinérateur ?
--------------
En enlevant l\'enveloppe d\'uranium 238 autour du cœur, Superphénix
pouvait devenir sous-générateur : il pouvait consommer plus de plutonium
@ -167,20 +107,16 @@ 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.
Transmutateur ? {\#7235 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt
-------------------------------------------------------------------
.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
Transmutateur ?
---------------
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).
**Surgénérateur ?** {\#984e .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt
-----------------------------------------------------------------------
.ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
**Surgénérateur ?**
-------------------
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
@ -195,52 +131,27 @@ Fertilisation de l\'U238
> **Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici le plan
> :**
1. Pourquoi faire Superphénix ? {#be6d .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
- 1. Pourquoi faire Superphénix ?
- 1. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2
- 1. Pourquoi le sodium ?
- 1. Principes de conception généraux
- 1. Sûreté
- 1. Les matériaux
- 1. Exploitation et bilan de SPX
- 1. La suite de SPX
- 1. Conclusion
1. Pourquoi faire Superphénix ?
===============================
2. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2 {\#9bb1 .nm .nn
=========================================================================
.gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od
.oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
3. Pourquoi le sodium ? {#a07d .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
=======================
4. Principes de conception généraux {\#5aba .nm .nn .gu .bf .no .np .nq
=======================================================================
.nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi
.oj .bk}
5. Sûreté {#cafc .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
=========
6. Les matériaux {\#9b71 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu
====================================================================
.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
7. Exploitation et bilan de SPX {\#5127 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr
=======================================================================
.ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj
.bk}
8. La suite de SPX {\#9654 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu
======================================================================
.nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
9. Conclusion {#b785 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw .nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
=============
1. Pourquoi faire Superphénix ? {\#483a .nm .nn .gu .bf .no .np .qr .nr
=======================================================================
.ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj
.bk}
/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
@ -322,11 +233,8 @@ 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.
2. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2 {\#886a .nm .nn
=========================================================================
.gu .bf .no .np .qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od
.oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}
2. L\'histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu\'à SPX2
=========================================================
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
@ -396,7 +304,7 @@ 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.
3. Pourquoi le sodium ? {#a201 .nm .nn .gu .bf .no .np .qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh .oi .oj .bk}
3. Pourquoi le sodium ?
=======================
Les RNR ont autant de design que de caloporteurs. Certains choisissent
@ -440,13 +348,10 @@ 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.
**4. Principes de conception généraux** {\#5051 .nm .nn .gu .bf .no .np
=======================================================================
**4. Principes de conception généraux**
=======================================
.qr .nr .ns .nt .qs .nv .nw .nx .qt .nz .oa .ob .qu .od .oe .of .qv .oh
.oi .oj .bk}
**Neutronique du cœur** {#ed07 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
**Neutronique du cœur**
-----------------------
On utilise communément une unité d\'énergie appelée
@ -460,17 +365,14 @@ 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.
Conception générale du cœur {\#34c9 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
-------------------------------------------------------------------
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd
.bk}
Conception générale du cœur
---------------------------
*Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non échelonable.*
*à finir*
Combustible {#d44f .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
combustible
-----------
Le combustible a une géométrie hexagonale (carrée en REP), et est
@ -480,18 +382,16 @@ au moins 15% de plutonium.
AC pour SPX
L\'échangeur intermédiaire {\#9284 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns
----------------------------------------------------------------------
.ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
L\'échangeur intermédiaire
--------------------------
Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre le
circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?
1. \[On veut éviter le contact entre l\'eau du circuit turbine et le
sodium primaire (réaction très exothermique, boom)...\]{\#9018}
sodium primaire (réaction très exothermique, boom)...\]
2. \[En cas de réaction sodium-eau, on évite d\'avoir un sodium activé
(radioactif).\]{\#4d99}
(radioactif).\]
Deux concepts d\'organisation de ce circuit intermédiaire sont proposés.
La différence repose sur la localisation de l\'échangeur intermédiaire,
@ -503,10 +403,8 @@ d\'utiliser un sel fondu.
Concepts d\'organisation des circuits intermédiaires d\'un RNR-Na
Systèmes de conversion {\#3877 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps
----------------------------------------------------------------------
.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
Systèmes de conversion
----------------------
Les générateurs de vapeur (GV) sont hélicoïdaux sur SPX, contrairement à
ceux des REP, et encore différents des GV en épingle de Phénix.
@ -517,10 +415,8 @@ 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.
La cuve {\#0f75 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps .pt .ea .nw
-------------------------------------------------------------------
.mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
La cuve
-------
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
@ -540,10 +436,8 @@ La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source:
La cuve de SPX, de 21m de diamètre.
Les pompes primaires {\#4f73 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy .ns .ps
--------------------------------------------------------------------
.pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd .bk}
Les pompes primaires
--------------------
Elles sont toutes mécaniques, et non pas électromagnétiques (réacteurs
du futur). Ces pompes sont au nombre de quatre, d\'une hauteur de 15 m,
@ -557,11 +451,8 @@ inclinaison de la pompe sous l\'action des déplacements différentiels.
[source](https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf)
Le bouchon couvercle cœur (BCC) {\#6d72 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr
-------------------------------------------------------------------
.dy .ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc
.qd .bk}
Le bouchon couvercle cœur (BCC)
-------------------------------
On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et
reposant sur la dalle de maintien.
@ -573,16 +464,11 @@ 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.
5. Sûreté {\#0a60 .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr .ns .nt .nu .nv .nw
=====================================================================
5. Sûreté
=========
.nx .ny .nz .oa .ob .oc .od .oe .of .og .oh .oi .oj .bk}
**Maitrise de la réactivité** {\#9956 .pp .nn .gu .bf .no .pq .pr .dy
---------------------------------------------------------------------
.ns .ps .pt .ea .nw .mk .pu .pv .pw .mo .px .py .pz .ms .qa .qb .qc .qd
.bk}
**Maitrise de la réactivité**
-----------------------------
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
@ -628,15 +514,15 @@ 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).
- \[cuve principale du réacteur (21m de diamètre),\]{\#9a88}
- \[cuve principale du réacteur (21m de diamètre),\]
- \[cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le
sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de
diamètre),\]{\#7562}
- \[fermeture supérieure du réacteur,\]{\#2963}
diamètre),\]
- \[fermeture supérieure du réacteur,\]
- circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de
couverture (argon) hors du circuit primaire,
- \[tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium
primaire du sodium intermédiaire,\]{\#008b}
primaire du sodium intermédiaire,\]
- tubes des échangeurs des circuits d\'évacuation de la puissance
résiduelle immergés dans le circuit primaire.
@ -697,8 +583,8 @@ que les réacteurs à haute température
([HTR](https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures))
à combustible
[TRISO](https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/)
ou les réacteurs à [sels fondus](https://medium.com/p/69f2170689ca/edit)
(sel chlorure ou fluorure)
ou les réacteurs à [sels fondus](https://.com/p/69f2170689ca/edit) (sel
chlorure ou fluorure)
Source [^1] p.158
@ -779,7 +665,7 @@ Le tube hexagonal est en acier EM10
- Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du
type Alliage 800.
- \[La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur
carbone (L) et azote contrôlé (N)).\]{\#6603}
carbone (L) et azote contrôlé (N)).\]
- La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.
7. Exploitation et bilan de SPX {\#6ccf .nm .nn .gu .bf .no .np .nq .nr
@ -811,11 +697,11 @@ Sur les 10 années d\'opération du réacteur :
Deux évènements non nucléaires n\'ont pas aidé le réacteur:
- \[En 1990, le toit de la salle des machines s\'effondre à cause
d\'une chute de neige exceptionnelle.\]{\#8e06}
d\'une chute de neige exceptionnelle.\]
- \[La turbine de 1200MWe n\'était pas encore prête, il a fallu en
faire deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de
fonctionnement importantes dans les premières années et à des
baisses notables du coefficient de disponibilité.\]{\#7143}
baisses notables du coefficient de disponibilité.\]
**Les fuites sodium**
@ -969,18 +855,18 @@ Nuclear
Sodium
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--
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\[\[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2F.com%2F\_%2Fvote%2Fp%2Ff23c9a43cc08&operation=register&redirect=https%3A%2F%2F.com%2F%40dragonfeu%2Flaventure-de-superph%25C3%25A9nix-f23c9a43cc08&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer~actions~--f23c9a43cc08---------------------clap~footer~-----------\]\[\]\]
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@ -997,11 +883,11 @@ Cf @Draagonfire2 sur twitter pour les infos.
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@ -1,4 +1,162 @@
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font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
margin: 0;
}
body {
/* 3. Add accessible line-height */
line-height: 1.5;
/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
display: block;
max-width: 100%;
}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
text-wrap: pretty;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
text-wrap: balance;
}
/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
isolation: isolate;
}
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
</style></head>
<body>
<!DOCTYPE html>
<html lang="fr">
<head>
<meta charset="UTF-8">
</head>
<body>
<!DOCTYPE html>
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@ -19,3 +177,10 @@
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</body>
</html>
</body>
</html>
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</html>

165
source/converted/home.org.html
View File

@ -1,4 +1,162 @@
<!DOCTYPE html>
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}
body {
font-family: Arial, sans-serif;
text-align: center;
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font-size: 1rem;
max-width: 600px;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
}
/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
margin: 0;
}
body {
/* 3. Add accessible line-height */
line-height: 1.5;
/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
display: block;
max-width: 100%;
}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
text-wrap: pretty;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
text-wrap: balance;
}
/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
isolation: isolate;
}
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}
</style></head>
<body>
<!DOCTYPE html>
<html lang="fr">
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<meta charset="UTF-8">
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}
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font-family: "Open Sans", "Noto Sans", Times, serif;
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/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
*, *::before, *::after {
box-sizing: border-box;
}
/* 2. Remove default margin */
* {
margin: 0;
}
body {
/* 3. Add accessible line-height */
line-height: 1.5;
/* 4. Improve text rendering */
-webkit-font-smoothing: antialiased;
}
/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
display: block;
max-width: 100%;
}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
font: inherit;
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/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
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}
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/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
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}
input, button, textarea, select {
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2238
source/ 
View File

File diff suppressed because it is too large Load Diff

70
style_general.css Normal file
View File

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/* 1. Use a more-intuitive box-sizing model */
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/* 2. Remove default margin */
* {
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/* 3. Add accessible line-height */
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/* 4. Improve text rendering */
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/* 5. Improve media defaults */
img, picture, video, canvas, svg {
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}
/* 6. Inherit fonts for form controls */
input, button, textarea, select {
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/* 7. Avoid text overflows */
p, h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
overflow-wrap: break-word;
}
/* 8. Improve line wrapping */
p {
text-wrap: pretty;
}
h1, h2, h3, h4, h5, h6 {
text-wrap: balance;
}
/*
9. Create a root stacking context
*/
#root, #__next {
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}
input, button, textarea, select {
font: inherit;
}