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Stratégie de mitigation de l\'accident de fusion du cœur sur l\'EPR. \|
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by Dragonfeu \| Sep, 2024 \| MediumStratégie de mitigation de
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l\'accident de fusion du cœur sur l\'EPR. \| by Dragonfeu \| Sep, 2024
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### Dragonfeu
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Stratégie de mitigation de l\'accident de fusion du cœur sur l\'EPR.
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Sep 8, 2024
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J\'imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l\'EPR de
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Flamanville vient de \"diverger\" (*nota: article écrit en septembre
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2024*). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et pour la première
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fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un équilibre
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neutronique.
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Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, toujours
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afin de limiter les rejets dans l\'environnement en cas d\'accident.
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Alors aujourd\'hui, l\'accident grave! **On va parler de *corium*, de
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récupérateur à corium (*core catcher*), de stratégie de mitigation et de
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codes de calcul.** Ce que je souhaite faire avec cet article c\'est vous
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expliquer en premier lieu la physique d\'une fusion du cœur et ensuite
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la modélisation qui y est associée.
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**Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire ont-ils réussi
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à gérer une substance bien pire que la lave ?** Le corium, un magma à
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faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à très haute
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température, ne laissant aucune chance à la plupart des matériaux qu\'il
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rencontre. Possiblement la pire substance artificielle jamais fabriquée
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sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)...
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La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d\'aspects,
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mais le corium est... encore pire.
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Les réacteurs de génération III, comme l\'EPR (ou l\'EPR2), prennent en
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compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc
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vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves
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est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la
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même sur EPR2, qui est une optimisation de l\'EPR).
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L\'accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du
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cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe
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un combustible qui n\'est plus sous eau, donc plus refroidit, et il
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commence à chauffer, jusqu\'à fondre. C\'est ce qui s\'est passé à
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[*Fukushima*](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011)
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et [*Three Miles
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Island*](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0)
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(fusion partielle), occasionnant des rejets dans l\'environnement.
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EPR de Flamanville. Crédit:
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[Framatome](https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/)
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Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement.
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Dans la suite de l\'article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et
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l\'objectif sera de préserver la troisième, afin d\'éviter des rejets à
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l\'extérieur.
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Crédit:
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[EDF](https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/)
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I/ Phénoménologie d\'un accident grave sur EPR {#c968 .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}
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I.1/ Dégradation du cœur {\#525c .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi
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.oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz .bk}
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Le soleil se lève sur le site de Flamanville. *Le vent souffle sur les
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plaines de la Bretag*.. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de
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Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle
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journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça
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un APRP (*Accident de Perte du Réfrigérant Primaire*). Rien ne marche,
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ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide inexorablement.
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Il y a de moins en moins d\'eau autour des crayons combustible, cf. (2)
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du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible commencent à s\'oxyder.
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C\'est très exothermique, donc le combustible chauffe fort (oxydation
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zirconium + hafnium principalement), on produit de la vapeur d\'eau et
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du dihydrogène. Le combustible et sa gaine fondent, alors que le niveau
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d\'eau continue à baisser. Cette mixture infernale, au-delà des 2400°C,
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contenant le combustible, la gaine, l\'acier des structures et autres
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joyeusetés, est appelée un ***corium***.
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Conditions initiales \[1\], cœur dénoyé partiellement \[2\], cœur dénoyé
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fusion en cours \[3\]. Crédit: IRSN
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Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et il
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est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans le
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corium qui vont venir attaquer l\'acier de la cuve (pour les curieux, la
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cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). La
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brèche a mis de l\'eau dans l\'enceinte et on a produit du dihydrogène
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pendant l\'accident.
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Maintenant on va se donner **trois contraintes supplémentaires, pour
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préserver l\'enceinte de confinement,** et garder toutes les saletés à
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l\'intérieur, parce qu\'on ne veut pas de rejets atmosphériques !
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1. \[\*On veut contrôler l\'échauffement dans l\'enceinte.\*\]{\#6f56}
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Pour ne pas chauffer l\'enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut
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pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
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spray (sans rire), et vient attaquer l\'enceinte. Et pour éviter une
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percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut
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dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte
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minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est
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redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de
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cette ligne de dépressurisation.
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Crédit: IRSN
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Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l\'enceinte,
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c\'est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans
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l\'enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l\'eau froide à
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l\'intérieur de l\'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela
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sert aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans
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l\'enceinte.
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Crédit: EDF
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**2. On ne veut pas d\'explosion hydrogène (type Fukushima) dans
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l\'enceinte.**
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Dans l\'enceinte il y a de l\'air, de la vapeur d\'eau, et maintenant de
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l\'H2. Pour éviter l\'explosion hydrogène, il faut consommer l\'H2, afin
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de sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous).
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C\'est le principe des recombineurs autocatalytiques passifs à
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hydrogène, qui comme leur nom l\'indique, n\'ont pas besoin
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d\'électricité pour fonctionner.
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Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
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Diagramme de Saphiro
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**3. On ne veut pas d\'explosion de vapeur dans l\'enceinte.**
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L\'eau liquide dans l\'enceinte ne doit pas toucher le corium, sous
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peine d\'une explosion de vapeur. Pour ça, c\'est simple il faut séparer
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les deux.
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Séparation de l\'eau et du core catcher.
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**Maintenant qu\'on a nos systèmes pour protéger l\'enceinte, il est
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temps de péter la cuve.** Je ne vais pas détailler les phénomènes
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favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de la cuve. On
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postule que sous l\'effet des contraintes mécaniques (déformation) et
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||
des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit par se briser. Je
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dis « on postule » car ce n\'est pas systématiquement l\'approche
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retenue.
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Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. Ce
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qu\'on observe est une stratification du corium entre la couche d\'oxyde
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et celle de métal léger. L\'intuition amène à penser que la haute
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température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de
|
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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
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||
la rupture de la cuve.
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Je précise que c\'est l\'approche pénalisante retenue, la façon dont
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cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la
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cuve va rompre. L\'étude des corium comporte son lot d\'incertitudes et
|
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les expériences représentatives sont complexes à réaliser.
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||
Stratification du corium en fond de cuve possible.
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D\'autres pays estiment qu\'ils peuvent maintenir le corium dans la
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cuve. On ne distingue finalement que deux approches :
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- \[Rétention du corium en cuve (*In Vessel Retention*, IVR) associé à
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||
des moyens de réfrigération externe de la cuve (type *External
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Reactor Vessel Cooling*, ERVC). Retenue sur AP1000 et
|
||
APR1400.\]{\#0ff4}
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||
- \[Rétention du corium hors cuve. **Retenue sur EPR/EPR2**, et les
|
||
VVER-1200 récents.\]{\#9763}
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I.2/ L\'interaction corium béton {\#1138 .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh
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========================================================================
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.oi .oj .pb .ol .om .on .pc .op .oq .or .pd .ot .ou .ov .pe .ox .oy .oz
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.bk}
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On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
|
||
réacteur. On arrive bientôt au *core catcher*, patience !
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||
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).
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Crédit: IRSN
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ICB.
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Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut
|
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maintenir la structure de l\'enceinte en état, et on installe donc sous
|
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cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui
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||
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.
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||
Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, le
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||
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.
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||
Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.
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|
||
**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](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la%20proc%C3%A9dure%20U5%2C%20qui%20a,proc%C3%A9dant%20%C3%A0%20des%20rejets%20filtr%C3%A9s.)
|
||
a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l\'ICB. Sur le parc, cette
|
||
procédure permet de dépressuriser l\'enceinte en expulsant à
|
||
l\'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
|
||
sable.
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||
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.
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||
|
||
I.3/ Interaction corium zircone {#bb08 .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}
|
||
===============================
|
||
|
||
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**](https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire)
|
||
**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.
|
||
|
||
I.4/ Corium dans la chambre d\'étalement {\#1a82 .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}
|
||
|
||
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.
|
||
|
||
Chambre d\'étalement. Crédit: IRSN.
|
||
|
||
Le corium va s\'étaler dans cette chambre. C\'est de la physique
|
||
complexe (que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté
|
||
par la compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements
|
||
de viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La
|
||
géométrie de cette chambre d\'étalement est conçue pour optimiser
|
||
l\'étalement, et ainsi limiter l\'épaisseur du corium, le rendant
|
||
sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.
|
||
|
||
L\'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l\'IRWST, vient noyer le
|
||
corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)
|
||
sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par le
|
||
système EVU (la Force d\'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capable
|
||
d\'alimenter ce circuit depuis qu\'elle est prévenue de l\'accident
|
||
grave).
|
||
|
||
Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une
|
||
vaporisation très limitée, et une fois le niveau d\'eau atteint
|
||
suffisant, le corium est définitivement stabilisé.
|
||
|
||
Schéma d\'un angle de la chambre d\'étalement du corium. Crédit: IRSN.
|
||
|
||
Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du *core catcher*
|
||
de l\'EPR de Flamanville.
|
||
|
||
Présentation de la construction du *core catcher* par EDF.
|
||
|
||
Chambre d\'étalement terminée sur l\'EPR FA3. Crédit: [EDF-EPR sur
|
||
X](https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245).
|
||
|
||
**II/ Modélisation d\'un accident grave** {#bc37 .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}
|
||
=========================================
|
||
|
||
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
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l\'*Institut de Radioprotection de de Sûreté Nucléaire,* l\'IRSN. C\'est
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un code dit « intégral» c\'est-à-dire qu\'il simule toutes les étapes
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d\'un accident grave. Cela comprend:
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- La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
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référence en thermohydraulique [CATHARE](https://cathare.cea.fr/),
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développé par le *Comissarait à l\'Energie Atomique et aux Energies
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Alternatives* (CEA) ;
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- \[La dégradation du cœur : module ICARE ;\]{\#6c41}
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- L\'interaction corium béton : module MEDICIS ;
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- \[La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
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produits de fission dans l\'enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP,
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COVI ;\]{\#280c}
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- \[Les systèmes de sureté : module SYSINT ;\]{\#7ec6}
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- La thermohydraulique de l\'enceinte : module CPA ;
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- \[Le comportement des produits de fission : module ELSA ;\]{\#7b1d}
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- \[L\'évaluation des doses : module DOSE.\]{\#98e2}
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Les différents modules d\'ASTEC. Crédit: IRSN.
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Vous trouverez plus d\'infos sur :
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<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec>. Voici également
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une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est désormais **un code
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de référence en Europe sur les accidents graves des REP.**
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**Présentation vidéo d\'ASTEC**
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Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
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- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
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lors
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d\'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps de
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calcul/précision ;
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- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du
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réacteur,
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afin de se placer dans des conditions similaires à celles d\'un réacteur
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en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités des
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systèmes ;
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- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple le
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refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours d\'interaction
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corium-béton, par rayonnement et par convection dans l\'enceinte de
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confinement ;
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- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
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comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
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modules ;
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- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000
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instructions
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et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C\'est très important qu\'il puisse
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pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de tester un grand
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nombre de scénarios.
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**Fonctionnement d\'ASTEC**
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Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de données
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d\'entrée, c\'est-à-dire les géométries, les matériaux et les conditions
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physico-chimiques initiales de l\'ensemble du réacteur. Ces données sont
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fournies par l\'ingénieur d\'étude en accident grave.
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A chaque pas de temps, ASTEC calcule l\'évolution des paramètres
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physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
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de tous les modules, avec un ordre d\'exécution. On peut activer ou
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désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
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impliqués augmente le temps de calcul !
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Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: IRSN.
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/In fine, c/e qui intéresse l\'ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont
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les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de
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visualisation du cœur d\'un REP-900MWe d\'EDF. Ce que vous voyez est un
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post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu\'il se
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passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le
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niveau d\'eau baisser progressivement jusqu\'à être remplacé par le
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corium en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve
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a cassé au niveau de la couche de métal léger, à cause du *focusing
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effect* expliqué en partie I !
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Crédit: IRSN.
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**Validation d\'ASTEC**
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Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation du
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réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec... et
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bien le réel. Notez qu\'on peut aussi valider un code en le comparant à
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des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique
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d\'ASTEC, CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de
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référence
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[CATHARE](https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf).
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Je ne vais pas m\'attarder dessus.
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Le principe d\'une validation empirique c\'est de faire une expérience,
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de la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et
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de comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la
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simulation numérique. On constate souvent des écarts, l\'objectif c\'est
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de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi
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il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
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panel d\'expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
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Cette validation s\'appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
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en particulier sur les essais Phébus, cf.
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<https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0>.
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Exemple de comparaison.
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Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules
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[CESAR &
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ICARE](https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf)
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(thermohydraulique et dynamique de dégradation) et
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[SOPHAEROS](https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module)
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(comportement des produits de fission).
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Liste des essais Phébus.
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Il y a eu plein d\'autres validations et l\'objectif n\'est pas de
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toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur
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ce lien:
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<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation>
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**Autre code utilisé en accident grave** {#cfc3 .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}
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ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d\'étalement de
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l\'EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à
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l\'international, avec des expériences passionnantes. L\'objectif étant
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d\'avoir une compréhension fine du phénomène d\'étalement du corium, de
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son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont
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respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de
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solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l\'érosion
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du substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée
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de la convection dans l\'écoulement. Un grand nombre d\'essais ont été
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menés, le plus impressionnant étant l\'essai VULCANO, comme montré
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ci-dessous.
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Crédit: IRSN.
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Il est ressorti de l\'ensemble de ces programmes de R&D que l\'étalement
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à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur car
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l\'épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,
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l\'approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des
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incertitudes subsistent sur la capacité d\'une nappe de corium à
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s\'étaler sous eau, c\'est pour cela que l\'EPR fait le choix d\'étaler
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le corium à sec en séparant physiquement eau et corium.
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Conclusion {\#5b4d .oc .od .gu .bf .oe .of .pa .oh .oi .oj .pb .ol .om
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======================================================================
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.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
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||
dans l\'enceinte, sur les différentes possibilités de stratification du
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corium. J\'ai aussi fait le choix de focaliser sur l\'EPR alors qu\'il
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existe aussi d\'autres stratégies sur les autres réacteurs du parc de
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génération II (Les CP, P4/P\'4 et N4). J\'ai également restreint aux REP
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français, sans analyser les autres stratégies équivalentes sur
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[VVER](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER),
|
||
[AP1000](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000), ou
|
||
[APR1400](https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400). Je n\'ai pas non plus
|
||
parlé des filières à eau lourde
|
||
([CANDU](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU)),
|
||
bouillantes
|
||
([BWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante),
|
||
[ABWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR)), rapides
|
||
([SPX](https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix)) ou encore des
|
||
filières thermiques (HTR &
|
||
[VHTR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_tr%C3%A8s_haute_temp%C3%A9rature))
|
||
et à sels fondus
|
||
([MSFR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus)).
|
||
Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. \*Tous les futurs
|
||
réacteurs devront quoiqu\'il en soit prendre en compte les accidents
|
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graves en compte\*.
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|
||
Je vous donne mes sources sur [ce lien](https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np)
|
||
(attention il n\'est valable que 7 jours). Tout est public et trouvable
|
||
sur le site de l\'ASN et/ou de l\'IRSN.
|
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|
||
**Annexe** {#debb .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}
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==========
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\[\[/tag/nuclear?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
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Nuclear
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\[\[/tag/accident?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
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Accident
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\[\[/tag/epr?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
|
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Epr
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\[\[/tag/astec?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
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Astec
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\[\[/tag/fukushima?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
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Fukushima
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\[\[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F\_%2Fvote%2Fp%2Ff82c1d15ed58&operation=register&redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fstrat%25C3%25A9gie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-c%25C5%2593ur-sur-l-epr-f82c1d15ed58&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer~actions~--f82c1d15ed58---------------------clap~footer~-----------\]\[\]\]
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\[\[/m/signin?actionUrl=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F\_%2Fvote%2Fp%2Ff82c1d15ed58&operation=register&redirect=https%3A%2F%2Fmedium.com%2F%40dragonfeu%2Fstrat%25C3%25A9gie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-c%25C5%2593ur-sur-l-epr-f82c1d15ed58&user=Dragonfeu&userId=7398e98dfa8&source=---footer~actions~--f82c1d15ed58---------------------clap~footer~-----------\]\[\]\]
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\[[/ @dragonfeu?source
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=post~page~---post~authorinfo~--f82c1d15ed58--------------------------------]\[\]\]
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\[[/ @dragonfeu?source
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=post~page~---post~authorinfo~--f82c1d15ed58--------------------------------]\[\]\]
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Written by Dragonfeu {#written-by-dragonfeu .pw-author-name .bf .td .te .tf .tg .bk}
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Followers](file:///@dragonfeu/followers?source=post_page---post_author_info--f82c1d15ed58--------------------------------)
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Cf @Draagonfire2 sur twitter pour les infos.
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\[\[<https://blog.medium.com/?source=post_page-----f82c1d15ed58-------------------------------->\]\[\]\]
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\[\[<https://policy.medium.com/medium-privacy-policy-f03bf92035c9?source=post_page-----f82c1d15ed58-------------------------------->\]\[\]\]
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Privacy
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\[\[<https://policy.medium.com/medium-terms-of-service-9db0094a1e0f?source=post_page-----f82c1d15ed58-------------------------------->\]\[\]\]
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Terms
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\[\[<https://speechify.com/medium?source=post_page-----f82c1d15ed58-------------------------------->\]\[\]\]
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Text to speech
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\[\[/business?source=post~page~-----f82c1d15ed58--------------------------------\]\[\]\]
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Teams
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