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2024-11-03 13:16:33 +01:00
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< h1 class = "title" > dragonfeu_blog< / h1 >
< / header >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< h1
id="stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.">Stratégie
de mitigation de l’ ’ < / h1 >
< p > J’ ’
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’
d’ ’ ’ < 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’
physique d’
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’
jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*J0BNk7bnCfDUgRr3K6y_bw.png" />< / p >
< p > La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d’
mais le corium est… encore pire.< / p >
< p > Les réacteurs de génération III, comme l’ ’
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’ < / p >
< p > L’
cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe
un combustible qui n’
commence à chauffer, jusqu’ ’ ’ < 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’ < / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:490/0*R7R5WF5O-tznduZZ.jpg" />< / 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’
l’ ’
l’ < / p >
< p > < a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX< / a > < / p >
< p > 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’ < / h1 >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< h1 id = "i.1-dégradation-du-cœur" > I.1/ Dégradation du cœur< / h1 >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< 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’
combustible, cf. (2) du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible
commencent à s’ ’
chauffe fort (oxydation zirconium + hafnium principalement), on produit
de la vapeur d’
fondent, alors que le niveau d’
infernale, au-delà des 2400°C, contenant le combustible, la gaine,
l’
< strong > < em > corium< / em > < / strong > .< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*xcZjQK8hEfk0OGoyvuVLjA.png" />< / 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’
la cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M).
La brèche a mis de l’ ’
pendant l’ < / p >
< p > Maintenant on va se donner < strong > trois contraintes supplémentaires,
pour préserver l’ < / strong > et garder toutes les
saletés à l’ ’
!< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< ol >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< li > < strong > On veut contrôler l’
l’ < / strong > < / li >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< / ol >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Pour ne pas chauffer l’
pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
spray (sans rire), et vient attaquer l’
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 > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:468/1*BkefLhWFwOfYhjaQr_ZFng.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Crédit: IRSN< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l’
c’
l’ ’
l’ ’
aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l’ < / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*52odtp_1Boboejuf.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Crédit: EDF< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < strong > 2\. On ne veut pas d’
dans l’ < / strong > < / p >
< p > Dans l’ ’ ’
l’ ’ ’
sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C’
principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui
comme leur nom l’ ’ ’
fonctionner.< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:453/1*bCstNg4HvBtiWtcP18vLTg.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:373/1*ho1R4dJ41jGxMxCHd2sJQg.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Diagramme de Saphiro< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < strong > 3\. On ne veut pas d’
l’ < / strong > < / p >
< p > L’ ’
peine d’ ’
les deux.< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:476/1*yqJzEOmRI3KTX-ZPYGakvw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Séparation de l’ < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < strong > Maintenant qu’ ’
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’
(déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit
par se briser. Je dis « on postule » car ce n’
l’ < / p >
< p > Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve.
Ce qu’
d’ ’
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’ ’ ’
face interne de la cuve, sur une faible surface relative “ < em > focusing
effect”< / em > . Elle est, d’
de la rupture de la cuve.< / p >
< p > Je précise que c’ ’
cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la
cuve va rompre. L’ ’
les expériences représentatives sont complexes à réaliser.< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:636/1*FDxHkbBZIKEy8tsZwPS5Bg.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Stratification du corium en fond de cuve possible.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > D’ ’
cuve. On ne distingue finalement que deux approches :< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< 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.< / li >
< li > Rétention du corium hors cuve. < strong > Retenue sur EPR/EPR2< / strong >
, et les VVER-1200 récents.< / li >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< / ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< h1 id = "i.2-linteraction-corium-béton" > I.2/ L’
béton< / h1 >
< 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’
décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d’
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’ ’ < / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*a9BqPHsyV-bAo0C79Szwkw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Crédit: IRSN< / p >
< p > ICB.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut
maintenir la structure de l’
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’ < / p >
< p > Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical,
le corium arrive sur un bouchon de métal, c’
rôle est celui d’
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’ < / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*T0TfHrMQoXXXwzbCrjhosw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < strong > La composition chimique du béton est très importante< / strong >
car l’
monter la pression dans l’ ’
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 procédure U5%2C qui a,procédant à des rejets filtrés.">procédure
U5< / a > a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l’
cette procédure permet de dépressuriser l’
l’
sable.< / p >
< p > Note: En principe, les chargements mécaniques de l’
limités par conception. Mais il est possible qu’
minimes malgré 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’
interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
zircone est ce qu’ < a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Matériau_réfractaire">< strong > matériau
réfractaire< / strong > < / a > < strong > à la chaleur< / strong > . C’
qu’
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’ < 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’
(toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé
en briques de zircone remplit ce rôle d’
C’ ’ < / p >
< h1 id = "i.4-corium-dans-la-chambre-détalement" > I.4/ Corium dans la
chambre d’ < / h1 >
< p > Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
fois pour toute.< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< li > une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
par la dilution dans le béton sacrificiel),< / li >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< li > un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.< / li >
< / ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Le corium arrive dans la chambre d’
d’
d’ ’ ’
ouvrant une arrivée d’ ’
( < 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’
canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires.
L’ ’ ’
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 > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:518/1*2KwlGcw32GEjG8HRp2f2Yw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Chambre d’ < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Le corium va s’ ’
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’
l’ ’
sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.< / p >
< p > L’ ’
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’
-FARN- est capable d’ ’
l’ < / 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’
suffisant, le corium est définitivement stabilisé.< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*V3ByLTUdt8YT_oUs2Wse0Q.png" />< / p >
< p > Schéma d’ ’
IRSN.< / p >
< p > Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du < em > core
catcher< / em > de l’ < / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Présentation de la construction du < em > core catcher< / em > par EDF.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7< / a > < / p >
< p > Chambre d’ ’ < a
href="https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245">EDF-EPR sur
X< / a > .< / p >
< h1 id = "ii-modélisation-dun-accident-grave" > < strong > II/ Modélisation
d’ < / strong > < / h1 >
< p > On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu’
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’
< strong > indispensable< / strong > ! Mais tu viens de dire qu’
pas d’ ’
accident grave < strong > séparément< / strong > . Voyez ça comme des images
qu’ ’
film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet < em > in
fine< / em > de contourner l’ ’ ’
expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de
calcul intégral !< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > < strong > Présentation d’ < / strong > < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > ASTEC, pour < em > Accident Source Term Evaluation Code< / em > , est
développé par l’ < em > Institut de Radioprotection de de Sûreté
Nucléaire,< / em > l’ ’ ’ ’
simule toutes les étapes d’ < / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< 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’ < / em >
(CEA) ;< / li >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< li > La dégradation du cœur : module ICARE ;< / li >
< li > L’ < / li >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< li > La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
produits de fission dans l’
;< / li >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< li > Les systèmes de sureté : module SYSINT ;< / li >
< li > La thermohydraulique de l’ < / li >
< li > Le comportement des produits de fission : module ELSA ;< / li >
< li > L’ < / li >
< / ul >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*RLIofjCDlaOG4KpqdHri1A.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Les différents modules d’ < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Vous trouverez plus d’ < a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec">< span > https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec< / span > < / 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 >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > < strong > Présentation vidéo d’ < / strong > < / p >
< p > Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > \- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
lors d’
de calcul/précision ;< / p >
< p > \- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du
réacteur, afin de se placer dans des conditions similaires à celles d’
réacteur en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités
des systèmes ;< / p >
< p > \- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple
le refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours
d’
l’ < / p >
< p > \- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les
comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les
modules ;< / p >
< p > \- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000
instructions et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C’
qu’
tester un grand nombre de scénarios.< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > < strong > Fonctionnement d’ < / strong > < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de
données d’ ’
conditions physico-chimiques initiales de l’
données sont fournies par l’ ’ < / p >
< p > A chaque pas de temps, ASTEC calcule l’
physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
de tous les modules, avec un ordre d’
désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
impliqués augmente le temps de calcul !< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:529/1*eTmPXUnYlkBha3CUkd9zcA.png" />< / p >
< p > Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit:
IRSN.< / p >
< p > /In fine, c/e qui intéresse l’
les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de
visualisation du cœur d’ ’
post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu’
passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le
niveau d’ ’
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 > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*zF9mCPNrdduBhtW5o3B_lg.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Crédit: IRSN.< / p >
< p > < strong > Validation d’ < / strong > < / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< 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’
des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d’
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 V 06 11 17.pdf">CATHARE< / a > .
Je ne vais pas m’ < / p >
< p > Le principe d’ ’
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’ ’
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’
Cette validation s’
en particulier sur les essais Phébus, cf. < a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0">< span > https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0< / span > < / a > .< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:635/1*7I4QJzUPnNG044i98XIMWw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Exemple de comparaison.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< 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
& 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 > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*Czs5OR9nKXm4WCbxkOlgDw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Liste des essais Phébus.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Il y a eu plein d’ ’ ’
toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur
ce lien: < a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation">< span > https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation< / span > < / a > < / p >
< h2 id = "autre-code-utilisé-en-accident-grave" > < strong > Autre code utilisé
en accident grave< / strong > < / h2 >
< p > ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d’
l’
l’ ’
d’ ’
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’
substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de
la convection dans l’ ’
le plus impressionnant étant l’
ci-dessous.< / p >
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*6YGczfyC8-4kDQXoWoIkQw.png" />< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Crédit: IRSN.< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Il est ressorti de l’ & D que
l’
car l’
l’
incertitudes subsistent sur la capacité d’ ’
sous eau, c’ ’ ’
sec en séparant physiquement eau et corium.< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< h1 id = "conclusion" > Conclusion< / h1 >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > Voilà comment on gère un accident grave sur l’ ’
volontairement éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits
de fissions dans l’
stratification du corium. J’
l’ ’ ’
réacteurs du parc de génération II (Les CP, P4/P’ ’
également restreint aux REP français, sans analyser les autres
stratégies équivalentes sur < a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_VVER">VVER< / a > , < a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_AP1000">AP1000< / a > , ou < a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/APR-1400">APR1400< / a > . Je n’
non plus parlé des filières à eau lourde (< a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_CANDU">CANDU< / a > ),
bouillantes (< a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_à_eau_bouillante">BWR< / a > ,
< a href = "https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_ABWR" > ABWR< / a > ), rapides
(< a href = "https://fr.wikipedia.org/wiki/Superphénix" > SPX< / a > ) ou encore
des filières thermiques (HTR & < a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_nucléaire_à_très_haute_température">VHTR< / a > )
et à sels fondus (< a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Réacteur_nucléaire_à_sels_fondus">MSFR< / a > ).
Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. < strong > Tous les
futurs réacteurs devront quoiqu’
accidents graves en compte< / strong > .< / p >
< p > Je vous donne mes sources sur < a href = "https://we.tl/t-Ubd7Pil4Np" > ce
lien< / a > (attention il n’
trouvable sur le site de l’ ’ < / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< h1 id = "annexe" > < strong > Annexe< / strong > < / h1 >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > < img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:629/1*1Iepu71t1QQjOppTrNy7OQ.png" />< / p >
< p > [[< a
href="https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------< / a > ][< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Nuclear< / p >
< p > ]]< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > [[< a
href="https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------< / a > ][< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Accident< / p >
< p > ]]< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > [[< a
href="https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------< / a > ][< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Epr< / p >
< p > ]]< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > [[< a
href="https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------< / a > ][< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Astec< / p >
< p > ]]< / p >
2024-11-04 11:52:45 +01:00
< p > [[< a
href="https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------< / a > ][< / p >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< p > Fukushima< / p >
< p > ]]< / p >
< / body >
< / html >
2024-11-04 14:14:28 +01:00
< footer > < hr / > < a href = '/' > Retour à l'Accueil< / a > < / footer > < / body >
2024-11-03 13:16:33 +01:00
< / html >
