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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 l'accident
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de fusion du cœur sur l'EPR. \| by Dragonfeu \| Sep, 2024 \| Medium
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### Dragonfeu
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::: {#root}
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::: {.a .b .c}
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:::
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Write
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::: {.ci .bh .fz .ga .gb .gc}
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Stratégie de mitigation de l'accident de fusion du cœur sur l'EPR. {#4be3 .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"}
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[\--]{.kz}
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Share
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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. Alors
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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 la
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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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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
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::: {.my .mz .na}
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:::
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:::
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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){.af
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.nr} et [*Three Miles
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Island*](https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0){.af
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.nr} (fusion partielle), occasionnant des rejets dans l'environnement.
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::: {.my .mz .ns}
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:::
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EPR de Flamanville. Crédit:
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[Framatome](https://www.framatome.com/fr/clients/nucleaire/flamanville-3/){.af
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.nr}
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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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::: {.my .mz .nt}
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:::
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Crédit:
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[EDF](https://www.cli-gravelines.fr/la-centrale-de-gravelines/presentation-de-la-centrale/){.af
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.nr}
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:::
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:::
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|
:::
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::: {.ab .cb .nu .nv .nw .nx role="separator"}
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[]{.ny .by .bm .nz .oa .ob}[]{.ny .by .bm .nz .oa .ob}[]{.ny .by .bm .nz
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.oa}
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:::
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::: {.gn .go .gp .gq .gr}
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::: {.ab .cb}
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::: {.ci .bh .fz .ga .gb .gc}
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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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=============================================
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I.1/ Dégradation du cœur {#525c .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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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 du
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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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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
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::: {.my .mz .pk}
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:::
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:::
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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 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
|
|
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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::: {.my .mz .po}
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|
:::
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|
Crédit: IRSN
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|
Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l'enceinte, c'est
|
|
le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans l'enceinte). Cela
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|
consiste simplement à asperger de l'eau froide à l'intérieur de
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|
l'enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert aussi à faire
|
|
retomber les radionucléides volatils dans l'enceinte.
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
|
::: {.my .mz .pp}
|
|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
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
|
|
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
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|
principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui
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comme leur nom l'indique, n'ont pas besoin d'électricité pour
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fonctionner.
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::: {.my .mz .pq}
|
|
:::
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|
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|
Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
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|
::: {.my .mz .pr}
|
|
:::
|
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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 peine
|
|
d'une explosion de vapeur. Pour ça, c'est simple il faut séparer les
|
|
deux.
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::: {.my .mz .ps}
|
|
:::
|
|
|
|
Séparation de l'eau et du core catcher.
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|
|
|
**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
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|
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.
|
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|
|
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
|
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va rompre. L'étude des corium comporte son lot d'incertitudes et les
|
|
expériences représentatives sont complexes à réaliser.
|
|
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|
::: {.my .mz .pt}
|
|
:::
|
|
|
|
Stratification du corium en fond de cuve possible.
|
|
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|
D'autres pays estiment qu'ils peuvent maintenir le corium dans la cuve.
|
|
On ne distingue finalement que deux approches :
|
|
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|
- [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
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APR1400.]{#0ff4}
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- [Rétention du corium hors cuve. **Retenue sur EPR/EPR2**, et les
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VVER-1200 récents.]{#9763}
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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}
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===============================
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On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
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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
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vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés
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physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce
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béton sur environ 50 cm d'épaisseur avant de couler dans le canal de
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décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d'étalement ». Les
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mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,
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le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de
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faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives
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de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière
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à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre
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d'étalement. On appelle ça l'interation corium béton (ICB).
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
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::: {.my .mz .qa}
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:::
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:::
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Crédit: IRSN
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::: {.qb .qc .l .fj}
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::: {.qd .qe .l}
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:::
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:::
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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
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relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure
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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
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est celui d'un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de
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décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au
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contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large
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pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la
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chambre d'étalement.
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
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::: {.my .mz .qf}
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:::
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:::
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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
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va générer des gaz incondensables qui peuvent faire monter la pression
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dans l'enceinte. C'est le cas du CO2 issu de la calcination du calcaire,
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par exemple. Ainsi sur EPR, la [procédure
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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.){.af
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.nr} a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l'ICB. Sur le parc,
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cette procédure permet de dépressuriser l'enceinte en expulsant à
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l'atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
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sable.
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Note: En principe, les chargements mécaniques de l'enceinte sont limités
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par conception. Mais il est possible qu'il y ait des rejets très minimes
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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}
|
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===============================
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Cette partie sera assez simple, puisque l'objectif est de faire
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interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
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zircone est ce qu'on appelle un [**matériau
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réfractaire**](https://fr.wikipedia.org/wiki/Mat%C3%A9riau_r%C3%A9fractaire){.af
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|
.nr} **à la chaleur**. C'est-à-dire qu'il ne fond pas, et se déforme
|
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relativement peu, même à des hautes températures (inférieures à environ
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1700°C, tout dépend du matériau).
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Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium
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jusque dans la chambre d'étalement **le plus vite possible**. A noter,
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la zircone a une forte inertie thermique, ce qui nous arrange pour ne
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pas dégrader outre mesure le bâtiment réacteur par contact prolongé,
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même si ce n'est pas censé arriver (toujours prendre des marges). Ainsi,
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une conduite entièrement tapissé en briques de zircone remplit ce rôle
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d'évacuation rapide du corium. C'est un tuyau d'évacuation pour corium.
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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}
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=======================================
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Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
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fois pour toute.
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- [une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
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par la dilution dans le béton sacrificiel),]{#e0d5}
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- [un système pour refroidir le corium par-dessous et
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par-dessus.]{#5ce1}
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Le corium arrive dans la chambre d'étalement qui a une surface d'environ
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170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite d'évacuation va
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couper un fil, ce qui déclenche l'ouverture d'une trappe ouvrant une
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arrivée d'eau gravitaire d'eau provenant du réservoir IRWST (*In
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|
containment Refueling Water System Tank*). Ce système est intégralement
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passif, ni électricité, ni intervention humaine nécessaire. Cette eau
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commence par remplir les canaux horizontaux situés sous la chambre
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d'étalement. Les éléments du plancher contiennent des canaux de
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refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. L'intérieur de
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la chambre d'étalement est recouvert d'une couche de béton sacrificiel
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qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, mais cette fois-ci
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il sert aussi à protéger temporairement la couche protectrice.
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::: {.my .mz .qg}
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:::
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|
Chambre d'étalement. Crédit: IRSN.
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Le corium va s'étaler dans cette chambre. C'est de la physique complexe
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(que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté par la
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compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements de
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viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La géométrie
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de cette chambre d'étalement est conçue pour optimiser l'étalement, et
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ainsi limiter l'épaisseur du corium, le rendant sous-critique et le
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préparant au renoyage en surface par-dessus.
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L'eau, froide donc, arrivant gravitairement de l'IRWST, vient noyer le
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corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de vapeur)
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sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est recondensée par le
|
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système EVU (la Force d'Action Rapide Nucléaire -FARN- est capable
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d'alimenter ce circuit depuis qu'elle est prévenue de l'accident grave).
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Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une
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vaporisation très limitée, et une fois le niveau d'eau atteint
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suffisant, le corium est définitivement stabilisé.
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
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::: {.my .mz .qh}
|
|
:::
|
|
:::
|
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|
Schéma d'un angle de la chambre d'étalement du corium. Crédit: IRSN.
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Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du *core catcher*
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de l'EPR de Flamanville.
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::: {.qb .qc .l .fj}
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::: {.qi .qe .l}
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:::
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:::
|
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|
Présentation de la construction du *core catcher* par EDF.
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
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::: {.my .mz .qk}
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|
:::
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|
:::
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Chambre d'étalement terminée sur l'EPR FA3. Crédit: [EDF-EPR sur
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X](https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245){.af .nr}.
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:::
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|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
::: {.ab .cb .nu .nv .nw .nx role="separator"}
|
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[]{.ny .by .bm .nz .oa .ob}[]{.ny .by .bm .nz .oa .ob}[]{.ny .by .bm .nz
|
|
.oa}
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|
:::
|
|
|
|
::: {.gn .go .gp .gq .gr}
|
|
::: {.ab .cb}
|
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::: {.ci .bh .fz .ga .gb .gc}
|
|
**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 !
|
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|
|
**Présentation d'ASTEC**
|
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|
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:
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|
- [La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
|
|
référence en thermohydraulique
|
|
[CATHARE](https://cathare.cea.fr/){.af .nr}, développé par le
|
|
*Comissarait à l'Energie Atomique et aux Energies Alternatives*
|
|
(CEA) ;]{#c24e}
|
|
- [La dégradation du cœur : module ICARE ;]{#6c41}
|
|
- [L'interaction corium béton : module MEDICIS ;]{#ed76}
|
|
- [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 ;]{#bd24}
|
|
- [Le comportement des produits de fission : module ELSA ;]{#7b1d}
|
|
- [L'évaluation des doses : module DOSE.]{#98e2}
|
|
|
|
::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
|
::: {.my .mz .ql}
|
|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
Les différents modules d'ASTEC. Crédit: IRSN.
|
|
|
|
Vous trouverez plus d'infos sur :
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|
<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.**
|
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::: {.qb .qc .l .fj}
|
|
::: {.qi .qe .l}
|
|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
**Présentation vidéo d'ASTEC**
|
|
|
|
Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
|
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\- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
|
|
lors d'un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps
|
|
de calcul/précision ;
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|
|
\- 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 ;
|
|
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|
\- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
|
|
comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
|
|
modules ;
|
|
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\- 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**
|
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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
|
|
physico-chimiques initiales de l'ensemble du réacteur. Ces données sont
|
|
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
|
|
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 !
|
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::: {.my .mz .qm}
|
|
:::
|
|
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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 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
|
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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
|
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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 !
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::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
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::: {.my .mz .pk}
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:::
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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
|
|
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](https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE%20V%2006%2011%2017.pdf){.af
|
|
.nr}. 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>.
|
|
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::: {.my .mz .qn}
|
|
:::
|
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|
|
Exemple de comparaison.
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|
Les essais Phébus constituent une grande base de validation des modules
|
|
[CESAR &
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ICARE](https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf){.af
|
|
.nr} (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et
|
|
[SOPHAEROS](https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module){.af
|
|
.nr} (comportement des produits de fission).
|
|
|
|
::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
|
::: {.my .mz .qo}
|
|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
Liste des essais Phébus.
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|
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:
|
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<https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation>
|
|
|
|
**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}
|
|
----------------------------------------
|
|
|
|
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.
|
|
|
|
::: {.nh .ni .fj .nj .bh .nk role="button" tabindex="0"}
|
|
::: {.my .mz .pk}
|
|
:::
|
|
:::
|
|
|
|
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](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_VVER){.af .nr},
|
|
[AP1000](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_AP1000){.af .nr},
|
|
ou [APR1400](https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400){.af .nr}. Je n'ai
|
|
pas non plus parlé des filières à eau lourde
|
|
([CANDU](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_CANDU){.af .nr}),
|
|
bouillantes
|
|
([BWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_%C3%A0_eau_bouillante){.af
|
|
.nr}, [ABWR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_ABWR){.af
|
|
.nr}), rapides
|
|
([SPX](https://fr.wikipedia.org/wiki/Superph%C3%A9nix){.af .nr}) 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){.af
|
|
.nr}) et à sels fondus
|
|
([MSFR](https://fr.wikipedia.org/wiki/R%C3%A9acteur_nucl%C3%A9aire_%C3%A0_sels_fondus){.af
|
|
.nr}). 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](https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np){.af
|
|
.nr} (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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Accident
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Epr
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