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<h1 class="title">dragonfeu_blog</h1>
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<p>Prenons un peu de recul sur ce qu’il se passe à Zaporijia. Il est
important de préciser certains éléments.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:660/0*9Iq86VpPQj9dzymu.jpg" /></p>
<p>La centrale nucléaire de Zaporijia en Ukraine, et ses six
VVER-1000/320</p>
<p>La centrale nucléaire de Zaporijia (ZNPP) est dotée de six 6
réacteurs, des VVER-1000 modèle V-320, l’équivalent soviétique de nos
Réacteurs à Eau sous Pression (REP en français). Ce sont des réacteurs
de 3000MW thermiques et de 960MW électriques nets. C’est la filière qui
a été déployée après les réacteurs RBMK (comme le réacteur responsable
de l’accident de Tchernobyl). Pour bien comprendre tout cela, on va
commencer par quelques bases de sûreté nucléaire, ensuite il faudra
regarder quels sont les besoins actuels de la centrale et quelles
évolutions sont possibles avec tous ces éléments de contexte. Je précise
que je vais souvent me restreindre à la situation actuelle à la ZNPP, et
que souvent, par manque d’informations sur les VVER, il faudra faire des
analogies avec nos REP français.</p>
<h1 id="bases-de-sûreté-nucléaire">Bases de sûreté nucléaire</h1>
<h2 id="la-sûreté-nucléaire">La sûreté nucléaire</h2>
<p>Que signifie sûreté nucléaire ? Il existe une définition, utilisée
par toute l’industrie nucléaire française.</p>
<blockquote>
<p>La sûreté nucléaire recouvre l’ensemble des dispositions techniques
et les mesures d’organisation prises en vue de prévenir les accidents ou
d’en limiter les effets. Elles concernent la conception, la
construction, le fonctionnement, l’arrêt et le démantèlement des
installations nucléaires de base, ainsi que le transport des substances
radioactives. la sûreté nucléaire est une composante de la sécurité
nucléaire qui comprend, en outre, la radioprotection, la prévention et
la lutte contre les actions de malveillance, ainsi que les actions de
sécurité civile en cas d’accident. Il s’agit donc à la fois :</p>
<p>\-D’assurer des conditions de fonctionnement normal de l’installation
sans exposition excessive des travailleurs aux rayonnements ionisants,
et sans rejets excessifs de radioactivité dans l’environnement ;</p>
<p>\-De prévenir les incidents et accidents ;</p>
<p>\-En cas d’incidents ou d’accidents, de limiter les effets sur les
travailleurs, les populations et l’environnement.</p>
</blockquote>
<h2 id="les-trois-fonctions-de-sûreté">Les trois fonctions de
sûreté</h2>
<p>Il faut en permanence surveiller les paramètres physiques du
réacteur. On les appelle les « fonctions de sûreté ». Il y en a trois
:</p>
<ul>
<li>Contrôler la réaction nucléaire, éviter l’emballement de la réaction
nucléaire et l’arrêter au plus vite quand cela est nécessaire,</li>
<li>Contrôle de la température du combustible nucléaire (évacuation de
la puissance résiduelle), pour éviter une fusion du combustible,</li>
<li>Confiner les matières radioactives, grâce aux trois barrières de
confinement</li>
</ul>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*FUAWsQ1MS0sVmsi4">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*FUAWsQ1MS0sVmsi4</a></p>
<p><a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176366555693056">Issu
du thread sur les réacteurs à sels fondus</a></p>
<h2 id="la-défense-en-profondeur">La défense en profondeur</h2>
<p>Le principe de la défense en profondeur est une méthode qui consiste
à établir des barrières pour éviter le passage à l’étape suivante. Si
l’étape 1 échoue, on passe à la 2, et ainsi de suite. C’est une norme
internationale, les VVER-1000 comme les REPs occidentaux appliquent ce
principe.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*Dlsj72YFDe2fcInjPmft7w.png" /></p>
<p>Regardons chaque point succinctement.</p>
<ol>
<li><em>Prévention.</em></li>
</ol>
<p>La conception des réacteurs est pensée de façon à limiter la
probabilité d’accident grave (typiquement une fusion du cœur), les
opérateurs sont formés longtemps, évalués très fréquemment. La
conception définie les matériels nécessaires au maintien des fonctions
de sûreté. Sur l’EPR, on a par exemple 3 branches d’injection de
sécurité indépendantes et redondantes pouvant chacune assurer leur
fonction de sûreté à 100% (il y en a aussi une quatrième qu’on suppose
en maintenance). Les matériels sont également testés. Certains matériels
ne seront probablement jamais utilisés en fonctionnement normal sur tout
la vie de la centrale, mais malgré cela il est important de tester
chaque composant pour vérifier que dans une situation accidentelle
éventuelle, le système associé serait apte à remplir sa fonction de
sûreté. Concrètement on teste des pompes d’injection de sécurité, on
fait des épreuves hydrauliques pour tester la résistance du circuit
primaire à une pression 1.3 fois supérieure à la pression en
fonctionnement normal, on entraine les opérateurs sur des situations
incidentelles, etc</p>
<p><em>2\. Détection et maitrise des accidents.</em></p>
<p>La détection passe par de multiples capteurs (pression, température,
niveau d’eau, niveau de radioactivité…). Cela implique également
beaucoup d’automatismes (très présents sur les EPR&amp;EPR2) pour
limiter les erreurs humaines et assurer une réponse plus rapide. A titre
d’exemple, le système d’arrêt automatique réacteur (AAR) est présent sur
tous les réacteurs, même les plus anciens.</p>
<p><em>3\. Maitrise des situations accidentelles.</em></p>
<p>Maitriser une situation incidentelle qui pourrait mener à une
situation accidentelle. Cela passe concrètement par une formation
spécifique en accidentel pour les agents EDF. Les accidents sont classés
en plusieurs familles, typiquement la perte de réfrigérant primaire
(APRP), une rupture tube dans un générateur de vapeur (RTGV), perte
électrique totale (PTEA), perte totale d’eau alimentaire (PTAE), rupture
d’une tuyauterie d’eau ou de vapeur (RTE/RTV). Plus d’informations sur
les APRP et les RTGV sur cet <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/quest-ce-quun-accident-nucleaire-sur-reacteur-eau-sous-pression">article</a>
de l’IRSN de 2013.</p>
<p><em>4\. Gestion des accidents graves.</em></p>
<p>Pour en arriver là, il faut qu’on ait raté toutes les étapes
précédentes, donc on passe en situation de gestion de l’accident pour en
limiter les conséquences, pour éviter toute contamination à l’extérieur.
Concrètement, cela passe par des systèmes passifs de captation du
dihydrogène (un gaz inflammable qui est responsable des explosions des
réacteurs 1,2,4 de Fukushima). Sur EPR, c’est un récupérateur de corium
(une sorte de magma de combustible, d’acier de cuve et autres produits
divers qu’on ne veut pas voir sur le gazon). Au niveau humain, cela
passe par un plan national de gestion des accidents graves, et au niveau
local par l’intervention de la FARN (on y reviendra).</p>
<p><em>5\. Protection des populations.</em></p>
<p>La dernière étape, en cas de rejets prévus ou ayant déjà eu lieu, il
faut évacuer les personnes les plus proches du site nucléaire accidenté,
pour limiter les conséquences sanitaires. L’exemple le plus connu est la
distribution de pastille d’iodes. l’iode contenu dans ces pastilles se
fixe sur la thyroïde pour la saturer et éviter que l’iode radioactif
(qui vient directement du coeur) ne vienne s’y fixer. Il existe aussi
des plans d’évacuation dans un rayon décidé par la préfecture sur la
base des informations techniques données par EDF avec l’appui technique
de l’IRSN.</p>
<blockquote>
<p><strong>Sur Zaporijia, on se situe à la limite entre les points 2 et
3, la situation pouvant évoluer assez rapidement. Pour l’instant, tout
est au point 2, mais cela nécessite le maintien d’une alimentation
électrique externe stable.</strong></p>
</blockquote>
<h2 id="les-3-barrières-de-confinement">Les 3 barrières de
confinement</h2>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*CJlt3vjn1Phi7eHu.png" /></p>
<p>Si on parle de confinement, c’est celui des matières radioactives.
Elles sont présentes dans le cœur, là où on met le combustible qui va
chauffer le fluide primaire. L’objectif est d’éviter tout rejet
incontrôlé dans l’environnement extérieur. Ce confinement est assuré par
trois barrières successives.</p>
<p>La première barrière se situe sur les assemblages de combustible (là
où est l’uranium enrichi), une gaine en zirconium qui permet d’éviter de
d’isoler les produits de fission de l’eau du circuit primaire.</p>
<p>La seconde barrière est le “circuit primaire fermé”, fermé car c’est
une boucle, les générateurs de vapeur constituent une interface
d’échange thermique (pas d’échange de matière) qui empêche les éléments
radioactifs de sortir. Si on a une rupture de gaine, les éléments
radioactifs sont maintenus dans le fluide primaire, ce n’est pas une
situation normale, mais au moins on ne rejette rien.</p>
<p>La troisième est l’enceinte du Bâtiment Réacteur (BR), qui assure le
confinement si les deux barrières précédentes ont échoué. Imaginez qu’on
ait des ruptures de gaine de combustible et une fuite dans le circuit
primaire, alors tout doit rester confiné à l’intérieur de la structure.
Cette barrière a été brisée lors des deux accidents nucléaires majeurs,
à savoir Tchernobyl puis Fukushima-Daichii (classés niveau 7 de
l’échelle INES).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*MvkT4pn60pQ-L4EIXabEaA.jpeg" /></p>
<p>Echelle INES, <a
href="https://lenergeek.com/2017/11/09/echelle-ines-surete-nucleaire/">Sûreté
nucléaire : qu’est-ce que l’échelle INES ? (lenergeek.com)</a></p>
<h2 id="larrêt-automatique-réacteur">L’arrêt automatique réacteur</h2>
<p>Un point également sur la rapidité d’arrêt de la réaction nucléaire,
cela a lieu en quelques secondes ou minutes. On utilise les barres de
contrôle, constituées de matériaux neutrophages, cela permet d’arrêter
la réaction au niveau neutronique (à noter que la baisse de température
augmente la réactivité il faut donc injecter du bore dans le fluide
primaire pour éviter une reprise de la réaction).</p>
<p>Les réacteurs VVER-1000/320 comme tous les REP exploités par EDF
disposent d’un dispositif d’Arrêt Automatique Réacteur (AAR) qui
consiste en une chute automatique des barres de contrôle . Un arrêt à
chaud est la phase qui suit un AAR, «chaud» car le fluide primaire et le
combustible (ainsi que l’inertie thermique des structures et la
puissance des pompes primaires) ont besoin de temps pour refroidir. A
Zaporijia, tous les réacteurs ont donc passé l’étape de l’AAR.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:394/1*JsgPbKuNdTeEFKl7DCUPAw.jpeg" /></p>
<p>Les barres de contrôle permettent de stopper la réaction nucléaire.
Source: <a href="https://info.nucleaire.free.fr/mots.htm">Les mots
(free.fr)</a></p>
<h2 id="les-différents-états-dun-réacteur-nucléaire">Les différents
états d’un réacteur nucléaire</h2>
<ul>
<li>Fonctionnement en puissance ou marche de puissance intermédiaire, le
réacteur produit beaucoup de chaleur, et de l’électricité, circuit
primaire à plus de 300°C et 150 bars (petite barre grise en haut du
graphe ci-dessous),</li>
<li>Arrêt à chaud, la réaction nucléaire est à l’arrêt mais le circuit
primaire est encore chaud, le pressuriseur est diphasique (vapeur et
liquide),</li>
<li>Arrêt à froid, la réaction nucléaire est à l’arrêt. La température
du circuit primaire a été abaissée à quelques dizaines de degrés et il
est à pression atmosphérique, le pressuriseur est monophasique liquide.
Passer en arrêt froid nécessite une puissance résiduelle du combustible
suffisamment faible (les échangeurs de chaleur sont moins efficaces à
mesure que la température primaire baisse).</li>
<li>Cœur déchargé: le réacteur ne produit plus de chaleur, il n’y a plus
de combustible dans la cuve.</li>
</ul>
<p>Pourquoi c’est important ici ? Car la situation d’arrêt détermine les
besoins de refroidissement du circuit primaire, et donc le temps pour
atteindre une situation stabilisée. Petite précision, ici la puissance
résiduelle est au premier ordre liée à la chaleur résiduelle produite
par les produtis de fission des assemblages, et pas à la température de
l’eau du primaire.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:635/1*HTnHOwrGDmE80R7Fc0RLEA.png" /></p>
<p>Sachez qu’il existe une classification officielle, que je n’utilise
pas ici à des fins de simplification. Il existe 6 états nommés de A à F
(<a
href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-irsn/Elements sûreté REP chapitre 8.pdf">IRSN,
p.259–260</a>).</p>
<h2 id="la-piscine-dentreposage-de-combustible-usé">La piscine
d’entreposage de combustible usé</h2>
<p>C’est une piscine, avec une source de chaleur interne qui vient des
assemblages combustibles, on regarde à quel point elle est remplie.
C’est important car les assemblages usés sont encore chauds
(décroissance radioactive des produits de fission) et doivent aussi être
refroidis. Il y a donc un besoin électrique pour faire circuler l’eau de
refroidissement.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*5r2cf_LwOOSBpkX9Gf37gg.jpeg" /></p>
<p>Piscine de la centrale nucléaire de Gravelines</p>
<h1
id="situations-accidentelles-causées-par-des-agressions-externes">Situations
accidentelles causées par des agressions externes</h1>
<p>Que ce soit en cas de conflit armé, ou de phénomène naturels comme
des inondations ou des séismes, il est important de regarder les points
suivants.</p>
<ol>
<li>Etat d’arrêt de chaque réacteur (chaud ou froid), pour évaluer quel
est le besoin énergétique pour le refroidissement du cœur. Le temps est
le meilleur allié face à la puissance résiduelle. Actuellement, sur le
site de ZNPP, 5 réacteurs sur 6 sont en arrêt à froid, et depuis
plusieurs semaines, voire plusieurs mois. Il reste donc environ 4MWth de
puissance résiduelle par cœur en arrêt à froid. Pour le détail des
calculs, allez lire cette <a
href="https://www.scirp.org/journal/paperinformation.aspx?paperid=123255">étude</a>.
Un réacteur est encore en arrêt à chaud pour la production de chaleur
des villes autour. C’est le réacteur n°6, qui est surveillé de très près
par l’AIEA car c’est celui qui nécessite le plus d’électricité pour son
refroidissement.</li>
</ol>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:459/1*HKcYhBOiCDYCy0BPjKVQhw.jpeg" /></p>
<p><em>Evolution de la puissance résiduelle d’un cœur de 3 000 MWth de
puissance nominale après un arrêt en fin de cycle. (</em> <a
href="https://www.sfen.org/rgn/zaporijia-quelle-est-la-situation-des-six-reacteurs-en-arrets-a-froid/"><em>SFEN</em></a>
<em>)</em></p>
<ol>
<li>Alimentation électrique externe (lignes 330 &amp; 750kV, 20 groupes
électrogènes de secours de 6,6 kV chacun), pour alimenter les circuits
de refroidissement. L’IRSN a d’ailleurs soulevé un point important sur
les VVER-1000, la source de refroidissement ultime ne dispose pas d’une
autonomie suffisante en accidentel, d’où l’intérêt de garder
l’alimentation externe. Il est important de noter que depuis peu de
temps, deux groupes électrogènes bunkerisés et donc protégés contre les
actes de malveillance, sont installés à la ZNPP. Depuis l’accident de
Fukushima, les centrales se sont adaptées en cas de situation de perte
totale d’alimentation électrique, et disposent de moyens mobiles
d’appoint en eau et en électricité. Concrètement, un camion avec une
pompe thermique (à eau) est capable d’alimenter les générateurs de
vapeur en eau froide, à partir d’une source froide à distance
raisonnable du réacteur, pendant 3 jours. Cela peut s’avérer utile pour
le réacteur en arrêt à chaud. Il existe aussi ​un groupe électrogène
mobile, monté lui aussi sur un camion (3 jours d’autonomie).</li>
</ol>
<p>Sur les REP français, comme sur les VVER, l’alimentation électrique
externe est essentielle à la sûreté et le système présente de nombreuses
voies indépendantes et redondantes. Comme les 6 réacteurs de Zaporijia
sont en situation d’arrêt, il n’est pas nécessaire d’étudier le <a
href="https://www.linkedin.com/pulse/lilotage-dune-tranche-nucléaire-cest-quoi-florian-saulais/?originalSubdomain=fr">transitoire
d’îlotage</a> (capacité d’un réacteur à s’isoler du réseau électrique
tout en passant en fonctionnement autonome à puissance réduite).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*l63k1rdtNPegVUZA.jpg" /></p>
<p><em>Principe de l’alimentation électrique d’une centrale française de
type REP (</em> <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/alimentations-electriques-sur-centrale-nucleaire-francaise"><em>IRSN</em></a>
<em>)</em></p>
<ol>
<li><p>Remplissage du cœur, pour savoir s’il reste une chaleur
résiduelle à évacuer. Ce point est très lié au point 1, puisqu’il s’agit
de savoir quels sont les besoins en refroidissement pour le circuit
primaire. Il serait pertinent de vider les cœurs de leurs assemblages,
ainsi que les piscines, pour éviter tout risque radiologique. C’est
évidemment très compliqué dans un contexte de guerre. Surtout que cela
représente un volume de combustible très important, et une logistique
complexe. Et certains assemblages sont trop chauds pour être évacués.
D’ailleurs, si vous connaissez bien l’accident de Fukushima-Daiichi,
vous pouvez rétorquer que le réacteur 4 avait pourtant un cœur vide, et
a explosé malgré tout. Mais c’est parce que l’hydrogène du réacteur 3
s’est infiltré dans le 4 via une conduite commune.</p></li>
<li><p>Remplissage des piscines du combustible usé, pour évaluer quel
est le besoin énergétique pour le refroidissement de la piscine. (<a
href="https://theconversation.com/cold-shutdown-reduces-risk-of-disaster-at-zaporizhzhia-nuclear-plant-but-combat-around-spent-fuel-still-poses-a-threat-190516">Article
à ce propos</a>). C’est un point souvent négligé, voire oublié. Or les
matières radioactives du bâtiment combustible ont elles aussi besoin
d’être refroidies après un cycle dans le cœur, les produits de fission
dégagent encore une chaleur résiduelle qu’il faut évacuer, sous peine
d’évaporer l’eau des piscines, ce qui mènerait à une fusion des
assemblages combustibles. A Fukushima-Daiichi, il y avait 1300
assemblages dans la piscine (environ 3 cœurs) du réacteur n°4. Or
l’enceinte de confinement, qui contient le bâtiment combustible, était
endommagée. Et une fusion de ces assemblages aurait incontestablement
mené à un dégagement très important de radionucléides dans
l’environnement. Un <a
href="https://laradioactivite.com/energie_nucleaire/fukushima_piscines">article</a>
qui détaille la situation à Fukushima. Ces évènements ont mené à la
création de la Force d’Action Rapide Nucléaire (FARN), pour assurer des
appoints en eau, air et en électricité (elle a d’autres rôles détaillés
<a
href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/connaissances/nucleaire_et_societe/expertise-pluraliste/irsn-anccli/4_presentation_FARN_P-Renoux_19juin2013.pdf">ici</a>
). Quelle est la situation des piscines de la ZNPP? Il semblerait qu’il
y ait près de 3400 assemblages combustibles entreposés sur site (<a
href="https://www.reuters.com/world/europe/vast-nuclear-plant-eye-war-ukraine-2022-08-08/">article
de Reuters</a>). C’est beaucoup, et une perte d’eau de refroidissement
des piscines pourrait mener à des rejets importants.</p></li>
</ol>
<blockquote>
<p>« Selon une communication de l’Ukraine à l’AIEA en 2017, il y avait 3
354 assemblages de combustible usé dans l’installation de combustible
usé sec et environ 1 984 assemblages de combustible usé dans les
piscines. »</p>
</blockquote>
<p>J’ajoute qu’il y a également des stockages «à sec» sur le site, on ne
le fait pas en France, mais ailleurs dans le monde cela est pratiqué.
L’avantage de ces conteneurs est l’absence de besoin en refroidissement
par eau (pas besoin de pompe ni d’eau). En revanche, une explosion qui
viendrait endommager pourrait conduire à des rejets de radionucléides.
Je ne connais pas la résistance de ces conteneurs, je ne prononcerai pas
sur leur comportement à proximité d’explosion. En revanche la nature des
déchets nucléaires stockés à l’intérieur permet d’estimer qu’une
explosion causerait une dispersion sur un rayon limité, une centaine de
mètre environ d’après Olivier Dubois adjoint du directeur de l’expertise
de sûreté de l’IRSN, dans cette <a
href="https://www.youtube.com/watch?v=DOCx3dBHX5w&amp;t=19s&amp;ab_channel=L&#39;Express">vidéo</a>
de l’Express. Toujours depuis Fukushima, le site de ZNPP dispose d’une
pompe thermique mobile autonome (<a
href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-dispositions-prevues-cas-perte-totale-alimentations-electriques-externes">autonomie
de 3 jours</a>), montée sur un camion, assurant un appoint en eau dans
la piscine combustible pour compenser les pertes d’eau par vaporisation.
Ci-dessous, l’intervention qui a «inspiré» les ingénieurs en sûreté
nucléaire pour cette solution d’appoint pour la piscine. C’était à
Fukushima, sur l’unité n°4, pour les piscines combustibles.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:500/1*NDjZ0EONbc6QbikN0Su4MA.jpeg" /></p>
<p>Remettre de l’eau dans les piscines grâce aux lances des pompiers,
assez original comme système de refroidissement, mais dans ce genre de
situation, on fait avec ce qu’on peut.</p>
<ol>
<li>Intégrité du circuit primaire et du bâtiment réacteur, pour prévoir
d’éventuels rejets extérieurs. On peut imaginer un endommagement du
bâtiment réacteur par des missiles (ils va en falloir des costauds),
est-ce problématique ? Oui, en situation accidentelle, car cet impact
pourrait fragiliser la structure. Maintenant si on imagine (scénario
très improbable) que le missile arrive à traverser l’enceinte du BR,
alors il faut voir quel est l’état des pièces à l’intérieur. On parle
d’un missile capable de transpercer 2.4m de béton armé, disposer d’une
telle <a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Bunker_buster">arme</a> est
peu courant. Il faut vraiment le faire exprès. On peut aussi dire que
étant donné la taille des BR, il est peu probable d’endommager toutes
les structures de sauvegarde, et l’avantage du VVER-1000 est qu’il
présente une triple redondance des systèmes de sauvegarde (comme l’EPR),
on peut donc imaginer un scénario où on aurait 2 systèmes de sauvegarde
indisponibles, le dernier prendrait alors le relai.</li>
</ol>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*eRktyRKxSxC2U71zmUkGqA.jpeg" /></p>
<p>Enceinte du bâtiment réacteur n°4 après une frappe, novembre 2022 (<a
href="https://en.wikipedia.org/wiki/Zaporizhzhia_Nuclear_Power_Plant#/media/File:ZNPP_unit_4_reactor_building_shell_damage.jpg">Wikipedia</a>)</p>
<p>Il est également important de préciser que les <a
href="https://snriu.gov.ua/en/news/russian-occupants-located-military-equipment-and-explosives-in-the-turbine-room-of-znpp-unit-4">Russes
ont stocké du matériel militaire dans le bâtiment de la turbine</a>
(circuit secondaire, sans risque radiologique). Ce sont des explosifs de
combat, pas des anti-bunkers, une explosion dans cette zone causerait
des dégâts irréversibles au secondaire, mais le risque radiologique
serait très faible. Et l’endommagement du bâtiment réacteur serait très
limité également.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*XlRV4AjiiIH_9PK1.jpg" /></p>
<p>Le bâtiment secondaire est séparé du BR, et n’est pas renforcé en
béton armé.</p>
<h2 id="les-stress-tests-sur-les-vver">Les “stress tests” sur les
VVER</h2>
<p>Il est également important de préciser que la sûreté s’améliore avec
le temps, et la centrale nucléaire de Zaporijia ne fait pas exception.
Pour les plus curieux, vous trouverez la liste des “stress test”
auxquels elle a été soumise (<a
href="https://www.ensreg.eu/sites/default/files/attachments/stress_test_nacp_ukraine_2021.pdf">ВСТУП</a>).
C’est le retour d’expérience des trois précédents accidents nucléaires
(Three Miles Island, Tchernobyl et Fukushima-Daichii) qui est utilisé
principalement pour déterminer ces résistances.</p>
<h1 id="les-besoins-actuels-des-réacteurs-de-zaporijia">Les besoins
actuels des réacteurs de Zaporijia</h1>
<p>Le besoin principal qui focalise l’attention de tous les techniciens
et ingénieurs sur place est l’alimentation électrique externe. C’est le
point d’intérêt de l’AIEA le plus critique. Dans son <a
href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-situation-centrale-zaporizhzhya-15-mai-2023">point
de situation</a> du 15/05/2023 l’IRSN explique :</p>
<blockquote>
<p>« Une seule ligne d’alimentation électrique de 750 kV est
actuellement opérante pour assurer le fonctionnement des systèmes de
refroidissement des assemblages combustibles. En cas de défaillance de
cette alimentation électrique, 20 groupes électrogènes de secours sont
disponibles pour prendre le relai et assurer l’alimentation électrique
de la centrale. »</p>
</blockquote>
<p>La centrale possède 4 lignes d’alimentation externe de 750kV, d’après
les informations disponibles à l’heure actuelle, une seule fonctionne
parfaitement. Concernant les groupes électrogènes de secours, la ZNPP a
besoin de personnel pour la maintenance, de pièces détachées, et
évidemment, de combustible pour les alimenter. Précisons également que
l’approvisionnement en combustible serait plus aisé par l’ouest, la zone
étant sous contrôle ukrainien, mais le site demeure encore sous contrôle
russe.</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*3Y6Lp42vHwGOoOcs">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*3Y6Lp42vHwGOoOcs</a></p>
<p><a href="https://twitter.com/War_Mapper">Situation au
31/05/2023</a></p>
<p>La centrale a également besoin d’une source froide pour évacuer la
puissance résiduelle, la <a
href="https://twitter.com/Podolyak_M/status/1665954154567593984">récente
attaque</a> du barrage de Kakhovka montre que la source froide
habituelle est menacée, le niveau d’eau baisse d’environ 5cm par heure.
Le site de Zaporijia est conçu en temps normal pour utiliser le
réservoir “cooling pond” comme réservoir tampon pour s’affranchir des
variations de débit du fleuve Dniepr. Les réacteurs étant à l’arrêt on
utilise un système d’évacuation de la chaleur par air, où l’eau est
projetée via des “sprinklers”. Il faut compenser cette perte d’eau par
évaporation par un appoint en eau, et cet appoint en eau peut suffire
quelques semaines selon l’IRSN (<a
href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-consequences-lendommagement-barrage-kakhovka-sur-centrale-nucleaire-zaporizhzhya">point
de situation du 7 juin 2023</a>), voire mois selon l’AIEA (<a
href="https://twitter.com/rafaelmgrossi/status/1666009625869549574">Déclaration
du directeur général de l’AIEA</a>).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*nXE-nC_qjOUxvBrAg6byfw.png" /></p>
<h2 id="quelle-temporalité">Quelle temporalité ?</h2>
<ul>
<li>Les lignes haute tension peuvent être réparées en une dizaine
d’heures (retour d’expérience depuis le début de la guerre).</li>
<li>Les réacteurs en arrêt à froid comme en arrêt à chaud étant à
l’arrêt d’un point de vue neutronique, la chaleur résiduelle et la
température du primaire sont les deux paramètres à surveiller. Le
réacteur n°5, en AAC a besoin de plus de refroidissement, sous peine de
voir la température de son primaire monter, donc sa pression, jusqu’à un
seuil hors des limites usuelles d’exploitation du cœur.</li>
<li>Les générateurs diesel de secours permettent de tenir environ 15
jours avec les besoins actuels du site, limite en terme de combustible.
Les générateurs ne sont pas conçus pour fonctionner plusieurs semaines
non plus, il y aura des maintenance à réaliser. (S<a
href="https://world-nuclear-news.org/Articles/Emergency-generators-in-use-as-Zaporizhzhia-loses">ource</a>)</li>
<li>La fusion du cœur pourrait ensuite intervenir sous 10 jours à
compter de l’arrêt de tous les générateurs diesel de secours (<a
href="https://www.irsn.fr/actualites/ukraine-situation-centrale-zaporizhzhya-15-mai-2023">Source</a>)</li>
<li>Cela laisse donc 25 jours maximum pour anticiper la situation.
Sachant que la situation commencera à se dégrader dès le 15e jour (faute
d’approvisionnement suffisant en carburant), où les groupes électrogènes
de secours seront à sec. C’est donc en réalité moins. Mais ce délai est
bienvenu malgré tout, il permet une éventuelle intervention d’urgence.
Le temps est le pire ennemi quand on a un réacteur en arrêt chaud. Pour
prendre un cas similaire, ce qui s’est passé à Fukushima peut se résumer
assez simplement, l’arrêt automatique réacteur qui a immédiatement suivi
la détection du séisme s’est déroulé comme il le fallait, le problème a
été d’évacuer la puissance résiduelle. Les opérateurs n’ont pas réussi
cette mission.</li>
<li>Passé ce délai, une fusion du cœur des réacteurs est possible, sur 6
réacteurs en simultané. Ces fusions mèneraient incontestablement à des
rejets massifs. La présence de recombineur à hydrogène passifs (qui
n’ont pas besoin d’électricité) est plutôt rassurante pour éviter un
endommagement de la troisième barrière (ce qui n’était pas le cas à
Fukushima).</li>
<li>Quelques temps après la fusion des cœurs de réacteurs va aussi se
poser la question des piscines de combustible usé. Elles ont aussi
besoin d’être refroidies.</li>
<li>Le VVER-1000 ne dispose pas d’un récupérateur à corium contrairement
au VVER-1200 (critère de sûreté de la 3e génération, comme sur l’EPR),
ce qui rend le risque de contamination externe plus important. Au delà
d’évacuer le corium dans un endroit pour le refroidir, l’intérêt du
<em>core catcher</em> est d’éviter l’ explosion de vapeur (forte chaleur
et eau liquide…), donc cela participe à une préservation de la structure
du BR.</li>
</ul>
<p>Un besoin essentiel est également celui d’avoir du personnel qualifié
sur place, et le contexte de guerre n’aide pas. Une centrale sûre sans
humains n’existe pas, et le stress constant auquel sont soumises les
équipes ne favorise pas un environnement sain pour travailler dans une
centrale nucléaire.</p>
<p>Ce délai de 25 jours (grand maximum) est crucial, car si les
autorités mondiales savent, grâce aux informations de l’AIEA, que la
centrale de Zaporijjia a absolument besoin d’électricité, cela laisse du
temps pour réfléchir à un plan d’action urgent. Et donc toute forme
d’opposition à une aide technique internationale serait considérée comme
criminelle. D’autant que les alimentations électriques ont toujours été
réparées, au prix de nombreuses vies, dans des délais records.</p>
<h2 id="quels-rejets">Quels rejets ?</h2>
<p>Les réacteurs étant tous à l’arrêt, la décroissance radioactive a
fait son effet sur le combustible. La décroissance radioactive est un
phénomène naturel qui caractérise la baisse du nombre de noyaux
instables dans un échantillon de matière. L’IRSN explique :</p>
<blockquote>
<p>« Compte tenu des délais importants depuis l’arrêt du dernier
réacteur, les rejets en iode notamment, bien qu’importants, seraient
bien plus faibles que pour un réacteur en fonctionnement, du fait de la
décroissance radioactive. La fusion du combustible entreposé dans la
piscine, située dans l’enceinte de confinement du réacteur,
interviendrait ensuite, entraînant des rejets supplémentaires. »</p>
</blockquote>
<p>Pour comprendre de phénomène de décroissance, une courbe sur
l’accident de Fukushima. On voit qu’il suffit d’une quarantaine de jours
à l’Iode-131 pour diviser son activité par 10, ce qui est la situation
des cinq réacteurs de ZNPP en arrêt à froid. Donc si un accident devait
se produire sur un des réacteurs en arrêt à froid, les comprimés d’iode
distribués en cas d’accident ne serviraient strictement à rien.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:500/1*rWPD0bnchgenFflQWBStVw.jpeg" /></p>
<p><a
href="https://laradioactivite.com/le-phenomene/liode131">L’Iode-131 —
laradioactivite.com</a></p>
<p>Il est impossible (à l’heure actuelle) de faire une modélisation
fidèle à la réalité, des rejets de radionucléides, cela dépend de la
sévérité de l’accident, de la durée des rejets et de la météo (selon les
vents dominants et les pluies).</p>
<p>Panache radioactif de Tchernobyl.</p>
<p>Il existe une <a
href="https://www.pravda.com.ua/eng/news/2022/08/18/7363806/">modélisation</a>
déjà assez ancienne, elle est intéressante pour expliquer la dispersion
du nuage, mais c’est simplement pour donner une idée. Maintenant, si la
situation devait empirer, une modélisation des rejets sera établie par
les experts en peu de temps, sur la base des informations
météorologiques disponibles.</p>
<h1 id="conclusion">Conclusion</h1>
<p>Ce ne sont pas les tirs de missiles sur le bâtiment réacteur qu’il
faut craindre, mais la perte totale d’alimentation électrique externe.
Les explosifs sont bien plus susceptibles de venir endommager les
conteneurs de déchets radioactifs secs et les piscines combustibles. La
situation est stable tant que cette ligne de 750kV est connectée aux 6
réacteurs, et les diesels de secours sont prêts à prendre le relai, à
condition d’avoir un approvisionnement suffisant en carburant, et ce
n’est pas une solution durable sur le temps long.</p>
<p>La situation est unique, mais n’a rien d’un accident nucléaire, cela
dépend de beaucoup de facteurs encore incertains. Depuis 15 mois la
centrale est au cœur d’un conflit intense et les équipes sur place ont
toujours maitrisé les situations incidentelles en des temps records.</p>
<p>De plus, la présence permanente d’équipes de l’AIEA sur place permet
d’avoir des informations fiables en temps réel, et ces informations sont
communiquées à l’ensemble des experts techniques de la sûreté nucléaire
du monde entier. Ces informations sont précieuses.</p>
<p>Quelques derniers rappels avant de terminer :</p>
<ul>
<li>Utiliser une centrale nucléaire pour stocker des armes est
irresponsable, s’en servir de bouclier l’est tout autant.</li>
<li>Une centrale nucléaire n’est pas ni une cible, ni une arme. Se
référer à <a
href="https://www.ohchr.org/fr/instruments-mechanisms/instruments/protocol-additional-geneva-conventions-12-august-1949-and">l’article
56 du protocole additionnel aux Conventions de Genève du 12 août 1949
relatif à la protection des victimes des conflits armés internationaux
(Protocole I)</a> : «Les ouvrages d’art ou installations contenant des
forces dangereuses, à savoir les barrages, les digues et les centrales
nucléaires de production d’énergie électrique, ne seront pas l’objet
d’attaques, même s’ils constituent des objectifs militaires».</li>
<li>Dans un conflit armé, l’ennemi vise d’abord le réseau, bien plus
simple à détruire car plus fragile. Prendre le contrôle du site de
Zaporijia est stratégique pour déstabiliser l’Ukraine. C’est en tant
qu’installation électrique de grande puissance que cette centrale fait
l’objet de tant d’attention, pas en tant qu’objet nucléaire. Un article
à ce propos. <a
href="https://geopoliticalfutures.com/ukraines-vulnerable-power-grid/">Ukraine’s
Vulnerable Power Grid — Geopolitical Futures</a>.</li>
<li>C’était assez exhaustif, à dessein, je ne peux pas faire à la fois
trop technique et accessible, il faut nécessairement trouver un juste
milieu.</li>
</ul>
<p>Je tiens à conclure cet article en rendant hommage aux travailleurs
et travailleuses du site de Zaporijia, qui ont pour beaucoup déjà
sacrifié leur vie pour rétablir cette liaison électrique, ils se battent
au quotidien pour protéger l’Europe.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*fxm46ADoTLqfpafYBLDC-A.jpeg" /></p>
<p>Publié en Juin 2023.</p>
</body>
</html>

207
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<h1 id="récapitulatif-de-mon-contenu-twitter">Récapitulatif de mon
contenu twitter</h1>
<p>Jun 9, 2023</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*YZR7U4s767ZMQfrxi0EhYA.jpeg" /></p>
<p><a href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Superphénix">RNR-Na
Superphénix, France.</a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 1/3 : <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1619795919045550080</span></a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 2/3 : <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1622176144647770114</span></a></p>
<p>Thread des réacteurs à sels fondus 3/3 : <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1627367034504839170</span></a></p>
<p>Thread sur le réacteur Stellaria: <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1676216176157020160</span></a></p>
<p>Thread récapitulatif sur la Commission d’enquête visant à établir les
raisons de la perte de souveraineté et d’indépendance énergétique de la
France: <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1642231133738872835"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1642231133738872835</span></a></p>
<p>Thread Brennilis: <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1599406535796350977</span></a></p>
<p>Thread Osiris : <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1600173316790050819</span></a></p>
<p>Thread GIEC et nucléaire: <a
href="https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166"><span>https://twitter.com/Draagonfire2/status/1511484306639708166</span></a></p>
<p>Article sur Zaporijia: <a
href="https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucléaire-de-zaporijia-94cfc28a84fd"><span>https://medium.com/@caraibe35/point-de-situation-sur-la-centrale-nucl%C3%A9aire-de-zaporijia-94cfc28a84fd</span></a></p>
<p>La grenouille des ratios, à utiliser comme vous voulez:</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:755/1*RIkCt_i9wqD3ou6-IvEq0g.png" /></p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:751/1*YIqQ2mfZgptSfhTRL4_gsA.png" /></p>
<ul>
<li>Dragonfeu</li>
</ul>
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279
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<p>Superphénix… s’il est un réacteur célèbre en France, c’est bien lui.
J’en parle souvent, avec des regrets, mais aussi avec la fierté de vivre
dans le pays qui a développé un réacteur unique au monde jamais égalé.
En son temps, il était le roi de tous les réacteurs, du haut de ses 1240
MW électriques, offrant un <strong>réél</strong> potentiel
d’indépendance énergétique à la France.</p>
<p>Et si on en parlait, en prenant le temps, en développant les concepts
?</p>
<p>Pour celles &amp; ceux n’ayant pas un attrait prononcé pour la
technique, les premiers paragraphes de cet article établiront une
présentation rapide de SPX. La suite ira plus en profondeur, en
s’appuyant sur les livres de Joël Guidez, la monographie du CEA sur les
RNR à caloporteurs sodium, et des documents de l’IRSN (sources à la fin
de l’article).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:512/0*VGFDdGUEuo8CM7x3.jpg" /></p>
<p>Superphénix - centrale nucléaire de Creys-Malville.</p>
<h1 id="vous-avez-dit-superphénix">Vous avez dit Superphénix ?</h1>
<p>Superphénix (désigné par le sigle SPX1 ou SPX) est un réacteur
nucléaire à neutrons rapides (RNR) dont le caloporteur est le sodium
(symbole Na) sous forme liquide.</p>
<p><strong>Neutron</strong> : c’est la particule élémentaire sans charge
électrique qui est responsable des fissions des éléments fissiles
(uranium 235 &amp; plutonium 239 principalement).</p>
<p><strong>Neutron rapide</strong> : c’est un neutron de forte énergie
cinétique (Ec = 0.5\*masse\*vitesse²). On utilise ce terme en opposition
aux neutrons thermiques (plus lents) utilisés dans un réacteur à eau
sous pression, ceux que la France exploite actuellement. Un neutron
rapide n’a donc pas été ralenti dans un modérateur. Un neutron rapide a
une vitesse d’au moins 13800 km/s, et un neutron thermique d’au moins
2.2 km/s.</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*pGroXtn9G6c9UW_0">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*pGroXtn9G6c9UW_0</a></p>
<p>Les neutrons rapides sont issus directement de la fission. Ici c’est
un réacteur avec un modérateur, qui va venir ralentir les neutrons
rapides par une série de chocs. Les neutrons lents ont une probabilité
de fission avec les noyaux d’U235 plus importante, et c’est ainsi que la
réaction en chaîne est maintenue.</p>
<p><strong>Caloporteur :</strong> vient du latin <em>calor</em> pour
chaleur. C’est donc le nom donné au fluide qui circule pour extraire la
chaleur. Dans un réacteur nucléaire il peut y en avoir plusieurs. Le
plus connu est l’eau, qui sert à la fois de fluide d’échange au circuit
primaire, secondaire et tertiaire.</p>
<p>Dans un réacteur à eau légère, on dit qu’on utilise des neutrons
thermiques, ou lents. Ils ont perdu leur énergie cinétique par une
succession de chocs, et cela permet d’augmenter sa “probabilité de
fission” sur l’uranium 235. Et donc, pourquoi les neutrons “rapides” ?
Pour aller fissionner plus facilement des atomes qui ne le sont pas avec
des neutrons thermiques ! La courbe ci-dessous donne la “probabilité
d’interaction” selon l’énergie du neutron. En rapide (1MeV donc), on
voit une nette différence entre la capture et la fission. Autrement dit,
dans le domaine rapide, probabilité de fissionner est plus de 10 fois
supérieure à celle de l’absorption.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:583/0*9MVY0vkUWY-00hr4.png" /></p>
<p>Mais on peut aussi fertiliser les atomes d’uranium 238 ! En le
transformant en Pu239 justement, qui lui est fissile… On en reparle
juste en-dessous dans la partie “Surgénérateur ou incinérateur ?”…</p>
<p><strong>Quelles sont les différences entre un REP (réacteur actuel),
et un RNR-Na?</strong></p>
<p>Le changement principal intervient sur le circuit primaire, comme
détaillé ci-dessous. Un échangeur intermédiaire, lui aussi en sodium,
est intercalé pour extraire la chaleur du cœur et la transmettre aux
générateurs de vapeur.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/1*MWi025hmCFaVeun2D32SwQ.png" /></p>
<p>Différences REP/RNR</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:800/0*16UToNQ4NWTkP1SJ.jpg" /></p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*x1s3N2FlzTGpmx0A.jpg" /></p>
<p>Schéma d’un REP sans aéroréfrigérant // Schéma de SPX</p>
<p>Les différences seront explicitées plus bas dans la partie 3: “ La
technologie RNR-Na”.</p>
<h1 id="surgénérateur-incinérateur-isogénérateur">Surgénérateur,
incinérateur, isogénérateur ?</h1>
<p>Selon l’organisation du cœur et ce qu’on met dans les assemblage
combustible, plusieurs possibilités s’offrent aux RNR-Na. Deux familles
nous intéressent. Les isotopes du plutonium et les actinides
mineurs.</p>
<p>Les stocks de plutonium sont condamnés à augmenter à court terme, ils
augmentent même dans les pays qui le recyclent (MOx), car les réacteurs
actuels n’en font pas disparaître assez. Ce qu’on voit dans l’image
ci-dessous est la masse accumulée selon le temps en fonction du cycle.
Le cycle ouvert est l’option actuellement poursuivie en France. Le
scénario MIX (valorisant les MOx) et RNR permettent d’abaisser
considérablement ces stocks.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:500/0*zTZA5eFDPhLudxao.jpg" /></p>
<p>Stocks de matière à valoriser</p>
<h2 id="incinérateur">Incinérateur ?</h2>
<p>En enlevant l’enveloppe d’uranium 238 autour du cœur, Superphénix
pouvait devenir sous-générateur : il pouvait consommer plus de plutonium
239 qu’il n’en créait. Cela permettait donc d’incinérer les déchets
accumulés les plus problématiques, et sans devoir miner un gramme
d’uranium naturel. Superphénix pouvait également transmuter les
actinides pour en faire des déchets à vie courte. Le RNR-Na est
<strong>le seul concept mature</strong> capable de faire cela. Cette
configuration a été celle de SPX durant toute son existence.</p>
<h2 id="transmutateur">Transmutateur ?</h2>
<p>Pour les actinides, il est possible de remplacer certaines alvéoles
par des assemblages spéciaux pour les faire fissionner, et réduire
drastiquement leur durée de vie (de plusieurs centaines de milliers
d’années à quelques centaines).</p>
<h2 id="surgénérateur"><strong>Surgénérateur ?</strong></h2>
<p>La capture neutronique sur l’uranium 238 à l’intérieur du cœur ainsi
que dans les enveloppes en périphéries de cœur pouvait produire plus de
plutonium qu’il n’en consommait. Ainsi, il pouvait régénérer son propre
stock de combustible à partir de matière fertile. Le cœur de SPX, bien
que capable de passer en mode surgénération, n’a jamais été fait, mais
cela était bel et bien prévu par l’exploitant.</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-e6HZYGoOMeBXn22">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-e6HZYGoOMeBXn22</a></p>
<p>Fertilisation de l’U238 (<a
href="https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-plutonium#:~:text=In this reaction%2C uranium-238,239 transforms into plutonium-239.">source</a>)</p>
<blockquote>
<p><strong>Maintenant, on va un peu plus loin dans la technique. Voici
le plan :</strong></p>
</blockquote>
<ul>
<li><p>1 Pourquoi faire Superphénix ?</p></li>
<li><p>2 L’histoire des RNR, du projet Manhattan jusqu’à SPX2</p></li>
<li><p>3 Pourquoi le sodium ?</p></li>
<li><p>4 Principes de conception généraux</p></li>
<li><p>5 Sûreté</p></li>
<li><p>6 Les matériaux</p></li>
<li><p>7 Exploitation et bilan de SPX</p></li>
<li><p>8 La suite de SPX</p></li>
<li><p>9 Conclusion</p></li>
<li><p>1 Pourquoi faire Superphénix ?</p></li>
</ul>
<p><em>Je reprendrai certains des mots de Georges Vendryes (1920–2014),
grand serviteur du nucléaire français, dans “Superphénix pourquoi ?”,
ouvrage dont je recommande la lecture, il est accessible à toutes et
tous.</em></p>
<blockquote>
<p>“Le premier pays qui mettra au point un réacteur nucléaire
surgénérateur en tirera un avantage commercial décisif.” Enrico Fermi,
1945.</p>
</blockquote>
<p><strong>Le grand-père de Superphénix, Rapsodie</strong></p>
<p>La France d’après 1945 se relève doucement et créée en 1945 le
Commissariat à l’Energie Atomique, pour que la France soit souveraine
sur les technologies nucléaires militaires et civiles. La recherche sur
les neutrons rapides en France part avec 10 ans de retard sur les
Etats-Unis (Clementine, EBR-1), l’URSS (BR2, 5 puis BR10) et la
Grande-Bretagne (DFR). En 1958, le CEA l’avant-projet sommaire de
Rapsodie, première “pile expérimentale à neutron rapides refroidie au
sodium” (on appellerait ça un réacteur nucléaire aujourd’hui).
L’objectif est d’acquérir des données expérimentales pour lancer plus
tard un prototype dont on pourrait convertir l’énergie du cœur.
L’aventure des neutrons rapides commence alors à Cadarache, dans le Sud
de la France. Sa construction commença en 1962 et s’acheva en 1966, pour
une première divergence et l’atteinte de sa pleine puissance (20MWth) en
1967. Il fut exploité pendant 15 ans, et a ouvert la voie à Phénix.</p>
<p><strong>Son père, Phénix.</strong></p>
<p>EDF et le CEA signent en 1969 un protocole d’exploitation commun. Le
réacteur fera 250MWe, permettant de garder les dimensions industrielles
des groupes turbo-alternateurs disponibles à l’époque. Début des travaux
en 1968 et divergence en 1973, pleine puissance en 1974. Malgré quelques
incidents propres à tout prototype, le réacteur fonctionne 15 ans de
façon remarquable, et est le premier à utiliser le plutonium qu’il a
lui-même produit. <strong>Il atteint un taux de régénération de
1.16</strong> (16% de matière fissile en plus à la fin du cycle par
rapport au début). <strong>Le concept de surgénérateur est validé
!</strong></p>
<p><strong>La naissance de Superphénix.</strong></p>
<p>Fin des années 70, après deux crises pétrolières, et après avoir
valider un concept de RNR de grande puissance, la coopération européenne
pour l’échelon industriel se met en place. Anglais, belges, hollandais,
allemands, italiens et français travaillent ensemble à la construction
de SPX. Le prototype de 1200MWe commencé en 1976 qui atteint sa pleine
puissance en 1986. A l’époque EDF construisait les 900MWe et concevait
les futurs 1300MWe. L’objectif était de se placer au même niveau que les
réacteurs de puissance.</p>
<p><strong>La volonté de fermer le cycle du combustible
français</strong></p>
<p>Les qualités des RNR du point de vue du cycle sont remarquables.
Comme expliqué plus haut, les deux configurations de cœur de type
<em>incinérateur</em> ou <em>surgénérateur</em> donnent à SPX un
avantage considérable sur tous les autres réacteurs à neutrons
thermiques (qui constituent au moins 95% des réacteurs actuels).</p>
<p><em>Plutonium</em> . Actuellement en France, il est utilisé dans les
REP sous forme de MOx (“mix d’oxydes U-Pu”), mais il ne peut être
utilisé qu’une fois, sa qualité isotopique se dégradant (c’est à dire
que la proportion des isotopes pairs, non fissiles, augmente). Le
multi-recyclage efficace ne peut avoir lieu que grâce dans des RNR. Nous
disposons aussi des stocks de MOX usés (120 t/an), qui ne sont pas
valorisés actuellement malgré leur immense potentiel énergétique.</p>
<p><em>Autres ressources valorisables.</em> L’uranium de retraitement
appauvri (800 t/an) et l’uranium de retraitement réutilisé (140 t/an),
sont également actuellement <strong>très peu valorisés, alors qu’ils
pourraient servir de combustible dans un parc de réacteurs
rapides</strong> . Enfin, mais cela est encore à confirmer, il est
possible sur le papier de convertir les actinides mineurs par
transmutation ce qui diminuerait encore la quantité et la toxicité de
ces déchets ultimes. Les déchets les plus complexes à gérer sont
actuellement produits par le parc français à hauteur d’environ 40 t/an,
ce qui est ridicule au vue de l’énergie produite mais reste néanmoins un
enjeu de gestion (stratégie d’entreposage et de refroidissement). Cela
sera détaillé plus loin.</p>
<h1 id="lhistoire-des-rnr-du-projet-manhattan-jusquà-spx2">2. L’histoire
des RNR, du projet Manhattan jusqu’à SPX2</h1>
<p>C’est important de comprendre la génèse de l’idée derrière le RNR. Ce
concept est en réalité apparu dans les esprits des physiciens à peu près
au même moment que celui des réacteurs à modérateurs.</p>
<p>Enrico Fermi, futur prix Nobel de physique, qui travaillait alors sur
la pile de Chicago, a été le premier à étudier les neutrons rapides. Il
a remarqué que les neutrons lents causaient plus fréquemment des
fissions que les neutrons rapides, découvrant alors le principe de
section efficace. Le projet Manhattan achevé, la recherche sur les
applications de la fission nucléaire allait bientôt devenir un enjeu
majeur pour cette deuxième moitié du XXe siècle.</p>
<blockquote>
<p>“L’énergie nucléaire est une sacrée façon de faire bouillir de
l’eau“, Albert Einstein (1879–1955).</p>
</blockquote>
<p>1935 Frédéric Joliot-Curie prononce ces mots en conclusion de sa
conférence qu’il donne après la réception de son prix Nobel de chimie:
“Nous sommes en droit de penser que les chercheurs, construisant ou
brisant les atomes à volonté, sauront réaliser des transmutations à
caractère explosif, véritables réactions chimiques à chaînes. Si de
telles transformations arrivent à se propager dans la matière, on peut
concevoir l’énorme libération d’énergie utilisable qui aura lieu”.</p>
<p>1942 La pile de Chicago est en place et le 2 décembre 1942 à 15h25,
la première réaction en chaîne artificielle auto-entretenue débute.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:640/0*iPdFAaDGtnVDmARR.jpg" /></p>
<p>Dessin de la pile CP-1 à Chicago</p>
<p>1945Enrico Fermi propose le concept de réacteur surgénérateur. Un
réacteur produisant plus de matière fissile qu’il n’en consomme.</p>
<p>1946Le premier réacteur nucléaire à neutrons rapides, <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Clementine_(réacteur)">Clementine</a>,
diverge. Il a un caloporteur au mercure. Son objectif était d’étudirr
les propriétés nucléaires de plusieurs matériaux à la suite du succès du
projet Manhattan. Ce réacteur a servi à de nombreuses expériences, comme
prouver la possibilité de faire un surgénérateur civil, ou encore
mesurer les sections efficaces de plusieurs isotopes.</p>
<p>1951Le premier réacteur nucléaire électrogène, EBR-I pour <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Experimental_Breeder_Reactor_I"><em>Experimental
Breeder Reactor I</em></a>, produit assez de puissance pour allumer 4
ampoules. Son caloporteur est un eutectique sodium-potassium (Na-K).</p>
<p>1956Création du consortium européen EUROCHEMIC, première agence
européenne de coopération technique nucléaire.</p>
<p>1958Début du fonctionnement de l’unité de retraitement du plutonium
UP1 à Marcoule.</p>
<p>1962Construction de Rapsodie, premier RNR-Na en France, critique en
1967. 20MWth. Fonctionnera jusqu’en 1983.</p>
<p>1968Construction de phénix par le CEA et EDF. 560MWth. Il
fonctionnera jusqu’en 2010.</p>
<p>1976Construction de Superphénix dit SPX, 1200MWe. L’échelon
industriel des RNR-Na, plus gros RNR jamais construit à ce jour. Pleine
puissance en 1986, après seulement 10 ans.</p>
<p>1992Le redémarrage de Superphénix est soumis à la réalisation
préalable d’une étude (Rapport Curien) sur la contribution que pourrait
apporter Superphénix à l’incinération des déchets radioactifs. Cette
étude confirme l’intérêt de SPX pour ce sujet, et le redémarrage est
autorisé le 17 décembre 1992.</p>
<h1 id="pourquoi-le-sodium">3. Pourquoi le sodium ?</h1>
<p>Les RNR ont autant de design que de caloporteurs. Certains
choisissent des métaux liquides purs (Na, Pb, Hg), d’autres des
eutectiques (Pb-Bi, Na-K), ou encore le gaz (He). Certains choisissent
aussi l’option des sels (chlorure ou fluorure). Le choix du sodium
présente un certain nombre d’avantages et la famille de RNR ayant le
plus de retour d’expérience dans le monde est de loin celle du
sodium.</p>
<p>Un certain nombre de critères doivent s’appliquer au caloporteur d’un
RNR. Le premier, assez logiquement, est sa transparence aux neutrons,
afin de modérer peu. On cherche donc un matériau faiblement absorbant et
à faible pouvoir de ralentissement, ce qui exclut de fait la plupart des
matériaux légers.</p>
<p>Ensuite, on veut un caloporteur efficace, il doit donc avoir une
forte capacité calorifique et une bonne conductivité thermique. Son
écoulement en cœur doit être excellent et ne pas demander un effort trop
important aux pompes primaires, il doit donc être peu visqueux.</p>
<p>Ensuite, il doit être capable d’encaisser les transitoires en restant
monophasique liquide, il faut éviter qu’il se solidifie et qu’il
s’évapore.</p>
<p>Le caloporteur doit être aussi pur que possible pour éviter les
produits d’activation dans le circuit, ce qui compliquerait la
maintenance. On veut également éviter qu’il soit corrosif pour les
structures internes.</p>
<p>Enfin, il doit être disponible à bas coût, en quantité industrielle,
et le plus pur possible.</p>
<p>Bilan pour le sodium : ses températures de fusion (97,8°C) et
d’ébullition (883°C) permettent, à 500°C, une utilisation à la pression
atmosphérique. Il a une très bonne conductibilité thermique (100 fois
celle de l’eau). Il absorbe très peu les neutrons et a une faible
capacité à les ralentir (mais cette composante n’est pas nulle pour
autant, nous le verrons dans la partie sûreté). Le sodium ne s’active
pas non plus est est peu corrosif. Il est excellent d’un point de vue
neutronique et thermohydraulique mais mauvais sur la physico-chimie du
fait de la réaction Na-H2O très exothermique et de son inflammation au
contact de l’air. Le sodium n’est pas cher et est adapté à l’usage
industriel.</p>
<h1 id="principes-de-conception-généraux"><strong>4. Principes de
conception généraux</strong></h1>
<h2 id="neutronique-du-cœur"><strong>Neutronique du cœur</strong></h2>
<p>On utilise communément une unité d’énergie appelée <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Électronvolt">électron-volt</a> pour
l’énergie cinétique des neutrons.</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:602/0*S0LU7Ni1zxO-uopT">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:602/0*S0LU7Ni1zxO-uopT</a></p>
<p>Les différentes catégories de neutrons.</p>
<p>Superphénix est un réacteur à neutrons rapides (RNR), ce qui signifie
que sa population de neutron sera (très majoritairement) dans le
“spectre” rapide, de 10⁵eV à 2\*10⁷eV, comme le montre la courbe orange
ci-dessous.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:681/1*tq-ETHC-CEocwEuGIPxoAg.png" /></p>
<h2 id="conception-générale-du-cœur">Conception générale du cœur</h2>
<p><em>Coefficient de contre réaction. Parler de la CFV non
échelonable.</em></p>
<p><em>à finir</em></p>
<h2 id="combustible">Combustible</h2>
<p>Le combustible a une géométrie hexagonale (carrée en REP), et est
disposé dans des “aiguilles ” (“crayons” en REP). La géométrie en
aiguille est choisie pour sa compacité, un combustible RNR-Na doit avoir
au moins 15% de plutonium.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*zzDBhF05hhIlctxBIhlTdA.png" /></p>
<p>AC pour SPX</p>
<h2 id="léchangeur-intermédiaire">L’échangeur intermédiaire</h2>
<p>Dans un RNR-Na, il y a un échangeur supplémentaire, intercalé entre
le circuit primaire et le circuit turbine. Pourquoi ?</p>
<ol>
<li>On veut éviter le contact entre l’eau du circuit turbine et le
sodium primaire (réaction très exothermique, boom)…</li>
<li>En cas de réaction sodium-eau, on évite d’avoir un sodium activé
(radioactif).</li>
</ol>
<p>Deux concepts d’organisation de ce circuit intermédiaire sont
proposés. La différence repose sur la localisation de l’échangeur
intermédiaire, dans la cuve ( <em>concept intégré</em> ) ou en dehors (
<em>concept à boucles</em> , comme sur REP). Le caloporteur utilisé dans
cet échangeur est également du sodium, après avoir écarté l’option de
l’eutectique Pb-Bi. Des concepts récents (<a
href="https://www.hexana.fr/">Hexana</a>) proposent d’utiliser un sel
fondu.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*KgH_Hie7I7AaJ4YaTND7ww.png" /></p>
<p>Concepts d’organisation des circuits intermédiaires d’un RNR-Na</p>
<h2 id="systèmes-de-conversion">Systèmes de conversion</h2>
<p>Les générateurs de vapeur (GV) sont hélicoïdaux sur SPX,
contrairement à ceux des REP, et encore différents des GV en épingle de
Phénix. L’avantage de cette géométrie est qu’elle présente une grande
longueur (80m). Les GV de SPX sont conçus en un seul morceau, comme sur
REP, moins chers mais plus durs à changer. Les tubes sont en Alliage
800. Les caractéristiques sont détaillées ci-dessous. Le GV avait beau
être le premier du genre, aucun incident majeur n’a été déclaré pendant
ses 748 jours d’opérations.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:433/1*M9oepkszL4A6XofSWn2ypg.png" /></p>
<h2 id="la-cuve">La cuve</h2>
<p>C’est assez particulier sur SPX, il y a deux cuve. Une cuve dans une
autre. La cuve la plus intérieure contient l’ensemble du circuit
primaire, et la cuve de sécurité qui l’entoure permet de contrôler les
fuites sodium et de valoriser la convection naturelle de ce dernier, et
donc en évacuant la chaleur résiduelle, ce qui permet d’éviter
l’évaporation du sodium. Sur Phénix, la faible puissance relative à la
surface de cuve permettait de refroidir uniquement par rayonnement de la
face externe de la cuve.</p>
<p>Le choix fait sur SPX est de prendre la cuve principale, la dalle
supérieure prend la masse. Un schéma pour bien comprendre.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*wVbPw1txjld-NYr_ZTiu0g.png" /></p>
<p>Sur ce schéma, en gris clair la cuve principale, en forme
d’entonnoir. La cuve de sécurité englobe les pompes primaires. (source:
<a
href="https://www.isere.fr/sites/default/files/presentation-edf-cli-publique-de-creys-malville-08112022-vedef.pdf">EDF</a>)</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*5M_C2LxfKK_OKLYf">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*5M_C2LxfKK_OKLYf</a></p>
<p>La cuve de SPX, de 21m de diamètre.</p>
<h2 id="les-pompes-primaires">Les pompes primaires</h2>
<p>Elles sont toutes mécaniques, et non pas électromagnétiques
(réacteurs du futur). Ces pompes sont au nombre de quatre, d’une hauteur
de 15 m, d’un diamètre maximum 2,5 m pour une masse totale sans moteur
et avec protection biologique de 120 tonnes. Leur débit atteint presque
4.8m3/s.</p>
<p>Chose à noter, la pompe étant suspendue par en haut, les dilatations
thermiques à l’entrée sont importantes. Ainsi la pompe est supportée à
sa partie supérieure par un anneau flexible permettant la libre
inclinaison de la pompe sous l’action des déplacements
différentiels.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:670/1*gtAnO2MEWOVJBA7v-ejPdw.png" /></p>
<p><a
href="https://www.shf-lhb.org/articles/lhb/pdf/1977/05/lhb1977054.pdf">source</a></p>
<h2 id="le-bouchon-couvercle-cœur-bcc">Le bouchon couvercle cœur
(BCC)</h2>
<p>On parle ici de la pièce amovible positionnée en haut du cœur et
reposant sur la dalle de maintien.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*n44ijdbcw7oWbQFIaoUAZw.png" /></p>
<p>C’est une pièce multifonction. Il sert à fermer le circuit primaire
par le haut, assurant l’étanchéité. Comme sur un REP, le BCC supporte et
positionne les mécanismes de commande des barres et l’instrumentation de
surveillance du cœur. Il a aussi un rôle de protection biologique et
thermique. Par rapport à un REP, le BCC a aussi une fonction
hydraulique, il dévie les jets de sodium à la sortie du cœur.</p>
<h1 id="sûreté">5. Sûreté</h1>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*9qxdp9_gb7MMz-yO">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*9qxdp9_gb7MMz-yO</a></p>
<h2 id="maitrise-de-la-réactivité"><strong>Maitrise de la
réactivité</strong></h2>
<p>Déjà, le réacteur dispose de grappes d’arrêt pour stopper la réaction
en chaîne, elles sont placées en haut (cf. schéma ci-dessous). L’<a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Empoisonnement_au_xénon">effet
Xénon</a> n’est pas présent, simplifiant le contrôle de la réactivité du
cœur. Le centre du cœur, là où il est le plus chaud, induit des
variations de densité du sodium, contribuant à des insertions
ponctuelles de réactivité. L’objectif est de se prémunir en concevant un
cœur CFV (faible vidange) comme le projet ASTRID. L’effet est d’autant
plus fort que le cœur est grand.</p>
<h2 id="evacuation-de-la-puissance"><strong>Evacuation de la
puissance</strong></h2>
<p>Le sodium a une plus grande marge à l’ébullition que l’eau par
rapport au fonctionnement normal. L’ <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Inertie_thermique">inertie
thermique</a> du sodium ( résistance au changement température lors d’un
transitoire). Des systèmes diversifiés sont mis en place pour évacuer la
puissance résiduelle, dont des échangeurs sodium-air. Sur SPX, le DRACS
est le BPR sont passifs à 4 boucles. Le RVACS est actif à deux boucles.
Il n’y a pas de SGOSHDR sur SPX.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*J6xpVMVQnIY33Jb1wIBeLQ.png" /></p>
<h2 id="maitrise-du-confinement"><strong>Maitrise du
confinement</strong></h2>
<p><em>Première barrière (gaine combustible)</em> : la conductivité
thermique élevée du sodium (x70 par rapport à l’eau) assure un
coefficient d’échange important entre les gaines et le sodium.
Concernant les ruptures de gaine, elles sont de deux types,
<em>ouverte</em> ou <em>gazeuse</em> . Les RNR français sont équipés du
système DND (Détection de Neutrons Différés) pour détecter les ruptures
ouvertes de gaine. L’assemblage défectueux est ensuite identifié et
retiré du cœur (on s’interdit de fonctionner en gaines percées). Dans le
cas des ruptures par rejet de gaz de fission, des rejets peuvent alors
avoir lieu par les soupapes de protection du circuit d’argon du ciel de
pile</p>
<p><em>La deuxième barrière</em> est assez complexe à définir sur
RNR-Na, on va donc regarder seulement le concept intégré ici (type
SPX).</p>
<ul>
<li>cuve principale du réacteur (21m de diamètre),</li>
<li>cuve de sécurité, cette dernière étant prévue pour collecter le
sodium primaire en cas de la fuite de la cuve principale (22.5m de
diamètre),</li>
<li>fermeture supérieure du réacteur,</li>
<li>circuits auxiliaires véhiculant du sodium primaire ou du gaz de
couverture (argon) hors du circuit primaire,</li>
<li>tubes des échangeurs intermédiaires (EI) séparant le sodium primaire
du sodium intermédiaire,</li>
<li>tubes des échangeurs des circuits d’évacuation de la puissance
résiduelle immergés dans le circuit primaire.</li>
</ul>
<p>En résumé, tout ce qui constitue la cuve et sa partie supérieure,
plus les traversées. Cette barrière <strong>n’est pas étanche.</strong>
Il existe des fuites d’argon au niveau de la fermeture supérieure par
l’ouverture des soupapes pour réguler la pression du “ciel de pile”. Ces
fuites sont contrôlées et mesurées régulièrement.</p>
<p><em>La troisième barrière (bâtiment en béton très résistant</em>) la
très faible pression primaire simplifie grandement les problématiques de
fuite et de tenue de l’enceinte de confinement. En revanche, la réaction
sodium-eau est à surveiller, ne serait-ce qu’avec l’humidité ambiante.
Certains designs proposent de changer l’eau par du <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Dioxyde_de_carbone_supercritique">CO2
supercritique</a>.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*unhnYoEL7Gc-iUsW.jpg" /></p>
<p>Troisième barrière qui est la plus grande jamais construite.</p>
<h2 id="la-sûreté-de-manutention-du-combustible-neuf-et-usé">La sûreté
de manutention du combustible neuf et usé</h2>
<p><em>A finir</em></p>
<h2 id="la-gestion-des-accidents-graves"><strong>La gestion des
accidents graves</strong></h2>
<p>Concernant les accidents graves, les normes à l’époque de Phénix
n’imposaient pas de système de mitigation. SPX avait quand à lui un
récupérateur à débris de corium dans sa cuve. On l’appelait le cendrier,
il était originellement conçu pour résister à la fusion complète de 7
assemblages, la fusion totale étant jugée trop improbable en raison des
caractéristiques de sûreté du cœur.</p>
<h1 id="cycle-combustible">6. Cycle combustible</h1>
<blockquote>
<p>Cette partie est la plus important pour comprendre l’intérêt des
RNR-Na dans une optique de gestion durables des matières radioactives
françaises. La France est assise sur une mine d’or qui ne demande qu’à
être exploité, à la différence notable que, cette fois, l’or est déjà
miné et ne demande qu’à être valorisé.</p>
</blockquote>
<h2 id="complémentarité-rep-rnr">Complémentarité REP-RNR</h2>
<p>Il est important de comprendre que les RNR se positionnent comme
l’étape suivant celle du déploiement de REP. Le plutonium généré par les
irradiations en REP permet de démarrer des RNR. Le MOx neuf (voire usé)
est exploitable en coeur rapide. C’est un point clé car cela permet de
se baser sur un cycle existant, ce qui donne au RNR-Na un avantage
considérable sur d’autres technologies de 4e génération tels que les
réacteurs à haute température (<a
href="https://laradioactivite.com/articles/energie_nucleaire/reacteursahautestemperatures">HTR</a>)
à combustible <a
href="https://www.discoverthegreentech.com/nucleaire/combustibles/triso/">TRISO</a>
ou les réacteurs à <a href="https://medium.com/p/69f2170689ca/edit">sels
fondus</a> (sel chlorure ou fluorure)</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*leO_xZlNWAHRpNrBBqGMOg.png" /></p>
<p>Source <a href="#fn1" class="footnote-ref" id="fnref1"
role="doc-noteref"><sup>1</sup></a> p.158</p>
<p>En l’état actuel du cycle français, le parc produit environ 10 tonnes
de Pu par an. Les REP viennent donc se placer comme l’étape préliminaire
(et indispensable) à l’établissement d’une filière rapide qui a besoin
de plutonium pour démarrer ses premiers cœurs. L’objectif à très long
terme (plusieurs décennies) est la surgénération, qui permet ensuite à
la filière de s’autoalimenter. Ainsi il est nécessaire de maintenir la
filière REP pour accompagner les premiers RNR.</p>
<h2 id="retraitement-du-combustible">Retraitement du combustible</h2>
<p><em>A finir</em></p>
<h2 id="transmutation-des-actinides-mineurs">Transmutation des actinides
mineurs</h2>
<p>Déjà, de quels isotopes parle-t-on ? Dans l’ordre d’importance,
l’Américium (Am 241, Am 243), le Curium (Cm 244, Cm 245) et le Neptunium
(Np 237).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*qSWNiGqR2cyDUL43ghWotA.png" /></p>
<p>Combustible usé de REP-UOx</p>
<p>L’objectif est double, obtenir des colis moins toxiques…et beaucoup
moins chauds ! Je ne vous dirai pas que les déchets ne seront plus un
problème, mais la transmutation des AM ouvre la voie à des modes de
gestion beaucoup plus simples. De plus, cela permettrait d’utiliser
CIGEO encore mieux, du fait de la possibilité d’augmentation de
concentration de matière dans les alvéoles, la chaleur résiduelle étant
moins élevée ! Ci-dessous, les contributions des AM à la radiotoxicité
des colis et à leur chaleur.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*t8oKQWCaNjids5IOfh9IpQ.png" /></p>
<p>Convertir les actinides mineurs en énergie permettrait de diminuer
leur radiotoxicité. (cf. <a href="#fn2" class="footnote-ref" id="fnref2"
role="doc-noteref"><sup>2</sup></a> p.171)</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*1XmAatwfBsPURmZV7K2Wnw.png" /></p>
<p>Mais cela ferait aussi des colis moins chauds à gérer. (cf. <a
href="#fn3" class="footnote-ref" id="fnref3"
role="doc-noteref"><sup>3</sup></a> p.171)</p>
<p>Les processus chimiques impliqués dans le retraitement et
l’extraction des actinides mineurs dépassent mes compétences, mais les
personnes intéressées peuvent toujours aller lire la monographie CEA sur
la séparation des actinides des combustibles usés (disponible <a
href="https://www.cea.fr/multimedia/Documents/publications/monographie-nucleaire/CEA_Monographie6_Traitement-recyclage-combustible-nucleaire-use_2008_Fr.pdf">ici</a>).
C’est un sujet passionnant qui mériterait un article entier, mais
n’étant pas chimiste je ne m’y risquerai pas.</p>
<p>En supposant une extraction efficace dans le combustible de ces AM,
on peut maintenant regarder les potentiels usages en RNR. Déjà, la
neutronique du RNR est plus favorable à la transmutation des AM:</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:564/1*K2wBrjRhDJvf0mzf2eO-nQ.png" /></p>
<p>A comprendre ainsi: “Le Neptunium 237 a 30 fois plus de chance d’être
capturé que de fissionner en REP-MOx. Cela passe à 5.3 en RNR-MOx”.</p>
<h1 id="les-matériaux">6. Les matériaux</h1>
<h2 id="les-matériaux-du-combustible">6.1 Les matériaux du
combustible</h2>
<p>Les matériaux structurels sont en acier inoxydable austénitique. Le
combustible est une poudre MOx compactée en pastille. Acier AIM1 sur
SPX, AIM2 sur ASTRID.</p>
<p>Le tube hexagonal est en acier EM10</p>
<h2 id="les-matériaux-structurels">6.2 Les matériaux structurels</h2>
<ul>
<li>Le barillet, à l’origine en acier 15 D3, a été changé suite à une
fissure rapide.</li>
<li>Les tubes GV de SPX sont en alliage à forte teneur en nickel, du
type Alliage 800.</li>
<li>La cuve est en acier austénitique (316LN pour basse teneur carbone
(L) et azote contrôlé (N)).</li>
<li>La robinetterie est en acier inoxydable austénitique.</li>
</ul>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*GtDjsXMhTA9WZmkaIuw68A.png" /></p>
<h1 id="exploitation-et-bilan-de-spx">7. Exploitation et bilan de
SPX</h1>
<p><em>C’est la partie où je m’énerve. Vous allez l’être aussi en lisant
jusqu’au bout.</em></p>
<p><strong>Un prototype arrêté trop tôt</strong></p>
<blockquote>
<p><em>“ Le simple bon sens dicte la marche à suivre : puisque
l’investissement est fait, puisque le combustible est disponible, et
puisque les dépenses d’exploitation peuvent être équilibrées par les
fournitures d’électricité, dépensons le plus tard possible les sommes
inéluctables que nécessiteront la mise à l’arrêt définitif et le
démantèlement de la centrale. “</em> Georges Vendryes</p>
</blockquote>
<p><strong>Comprendre ses performances industrielles</strong></p>
<p>Sur les 10 années d’opération du réacteur :</p>
<ul>
<li>54 mois de procédures administratives pendant lesquelles le réacteur
est en état de fonctionner, mais n’est pas autorisé</li>
<li>53 mois de réel fonctionnement</li>
</ul>
<p>Deux évènements non nucléaires n’ont pas aidé le réacteur:</p>
<ul>
<li>En 1990, le toit de la salle des machines s’effondre à cause d’une
chute de neige exceptionnelle.</li>
<li>La turbine de 1200MWe n’était pas encore prête, il a fallu en faire
deux de 600MWe. Cela a conduit à des difficultés de fonctionnement
importantes dans les premières années et à des baisses notables du
coefficient de disponibilité.</li>
</ul>
<p><strong>Les fuites sodium</strong></p>
<p>Superphénix aura connu <strong>3 très petites fuites</strong> de
sodium (à comparer à Phénix qui en a eu 32, et oui le retour
d’expérience, ça compte).</p>
<p><em>Première fuite:</em> mai 1987, une fuite sodium est constatée sur
le barillet. Cette fuite est causée par la corrosion d’un acier proposé
par le partenaire allemand… Or cet acier n’était ni utilisé, ni validé
sur Phénix. Cet équipement sera remplacé et cela nécessita une
intervention de 18 mois.</p>
<p><em>Deuxième fuite :</em> en 1990, de l’air s’infiltre dans la partie
supérieure, dans le ciel d’argon. Cette fuite est causée par un
compresseur de mauvaise fabrication. Cette fuite a servi de raison aux
politiques pour paralyser le réacteur qui ne pourra pas fonctionner
pendant 4 ans.</p>
<p><em>Troisième fuite :</em> en 1995, une fuite d’argon sur le tube
d’alimentation d’une cloche d’échangeur, est localisée et réparée sur
place directement.</p>
<p><em>Bilan :</em> trois fuites sans aucun rejet à l’environnement,
sans conséquence radiologique grave.</p>
<p><strong>Rejets dans l’environnement</strong></p>
<p><em>à finir</em></p>
<p><strong>Conséquences sociales de l’arrêt de SPX</strong></p>
<p>L’arrêt fut si brutal que beaucoup de personnes se sont retrouvées au
chômage du jour au lendemain.</p>
<p>Je vous conseille cet excellent article:</p>
<p>[[<a
href="https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.contrepoints.org/2015/09/09/221198-larret-de-superphenix-fut-un-desastre-humain?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][]</p>
<h2 id="larrêt-de-superphénix-fut-un-désastre-humain">L'arrêt de
Superphénix fut un désastre humain</h2>
<h3
id="la-fermeture-de-la-centrale-de-creys-malville-en-1998-sapparente-à-un-suicide-économique-et-technologique.">La
fermeture de la centrale de Creys-Malville en 1998 s'apparente à un
suicide économique et technologique.</h3>
<p>www.contrepoints.org</p>
<p>]]</p>
<p><strong>Justification de l’arrêt de SPX, et aucun argument ne
tient</strong></p>
<p><em>à finir</em></p>
<p>[[<a
href="https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.senat.fr/rap/l97-4392/l97-439230.html?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][</p>
<h2
id="la-politique-énergétique-de-la-france-passion-ou-raison-tome-2---sénat">La
politique énergétique de la France : passion ou raison ? (tome 2) -
Sénat</h2>
<h3
id="le-sénat-a-pour-missions-premières-le-vote-de-la-loi-le-contrôle-du-gouvernement-et-lévaluation-des-politiques">Le
Sénat a pour missions premières le vote de la loi, le contrôle du
Gouvernement et l'évaluation des politiques…</h3>
<p>www.senat.fr</p>
<p>]]</p>
<h1 id="la-suite-de-spx">8. La suite de SPX</h1>
<p>Le projet ASTRID, porté par le CEA, visant à développer un RNR-Na de
puissance intermédiaire, a été abandonné (en réalité repoussé après
2050, ce qui revient à tuer la compétence et donc abandonner le
projet).</p>
<p>Le CEA a récemment essaimé deux structures privées afin de relancer
les concepts de RNR-Na. L’espoir est désormais à placer dans deux
structures, <a href="https://www.hexana.fr/">Hexana</a> et <a
href="https://otrera.fr/">Otrera</a>.</p>
<p>Les deux concepts reprennent certaines briques technologiques du
projet ASTRID. La différence notable est sur l’échangeur
intermédiaire:</p>
<ul>
<li>Hexana a fait le choix d’un stockage de sels fondus pour servir de
batterie thermique, en utilisant un sel non réactif avec le sodium dans
l’échangeur</li>
<li>Otrera a fait le choix de l’échangeur sodium-diazote du projet
ASTRID.</li>
</ul>
<p>Ces deux start-up proposent la technologie la plus mature de tout le
spectre du nucléaire innovant, en France comme à l’international. On
parle de 400 années réacteurs en fonctionnement. Soit plus que les
RNR-Pb (plomb), RNR-gaz et RSF (sels fondus) réunis. Nous en avons eu
trois en France, à différentes puissances permettant de valider le
concept.</p>
<p>Souhaitons que cette fois-ci la France comprenne qu’elle a
rendez-vous avec son avenir.</p>
<h1 id="conclusion">9. Conclusion</h1>
<p>J’espère vous avoir donné des éléments utiles pour comprendre les
RNR-Na et le génie derrière Superphénix. Vous saurez quoi répondre quand
on vous parlera des soi-disant “dangers” de SPX.</p>
<p><strong>Cet article est dédié aux 3000 techniciens et ingénieurs,
hommes et femmes, privés de leur formidable machine, avec les
conséquences sociales associées à cette brutale fermeture. Superphénix a
été tué par l’ignorance des politiques. La France avait une avance
considérable qu’elle a aujourd’hui perdu. Soyons collectivement à la
hauteur de l’héritage de nos anciens, à qui je n’ai qu’une chose à dire:
merci.</strong></p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:612/0*036SOrMqmhIsBeQq.jpg" /></p>
<p>Plaque commémorative devant SPX.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*I7hnkz4wWTeA1Y0PhktU5A.png" /></p>
<p>Photo tirée de “Superphenix Technical and Scientific Achievements”
par Joël Guidez.</p>
<p>Le phénix renait toujours de ses cendres. Merci de m’avoir lu 🧡.</p>
<p><a
href="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*J-LujTym-6O_8Qdq">https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*J-LujTym-6O_8Qdq</a></p>
<h1 id="sources">Sources</h1>
<h2 id="les-réacteurs-nucléaires-à-caloporteur-sodium">les réacteurs
nucléaires à caloporteur sodium</h2>
<h3
id="cette-monographie-décrit-lhistorique-et-le-retour-dexpérience-technique-accumulé-sur-ces-réacteurs-dont-les-trois">Cette
monographie décrit l'historique et le retour d'expérience technique
accumulé sur ces réacteurs, dont les trois…</h3>
<p>www.cea.fr</p>
<p>]]</p>
<p>Source [2]</p>
<p><a
href="https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/52/111/52111240.pdf"><span>https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/\_Public/52/111/52111240.pdf</span></a></p>
<p>Source [3]</p>
<aside id="footnotes" class="footnotes footnotes-end-of-document"
role="doc-endnotes">
<hr />
<ol>
<li id="fn1"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
<p>[[<a
href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
href="#fnref1" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
<li id="fn2"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
<p>[[<a
href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
href="#fnref2" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
<li id="fn3"><p>Source principale, monographie CEA RNR-Na.</p>
<p>[[<a
href="https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------">https://www.cea.fr/multimedia/Pages/editions/ouvrages/monographies-nucleaire/reacteurs-nucleaires-caloporteur-sodium.aspx?source=post_page-----f23c9a43cc08--------------------------------</a>][<a
href="#fnref3" class="footnote-back" role="doc-backlink">↩︎</a></p></li>
</ol>
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</html>

296
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@ -1,170 +1,84 @@
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<header id="title-block-header">
<h1 class="title">dragonfeu_blog</h1>
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@ -324,12 +238,12 @@ src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:636/1*FDxHkbBZIKEy8tsZwPS5Bg.png" /><
<p>D’autres pays estiment qu’ils peuvent maintenir le corium dans la
cuve. On ne distingue finalement que deux approches :</p>
<ul>
<li>Rétention du corium en cuve ( <em>In Vessel Retention</em>, IVR)
<li><p>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>
APR1400.</p></li>
<li><p>Rétention du corium hors cuve. <strong>Retenue sur
EPR/EPR2</strong> , et les VVER-1200 récents.</p></li>
</ul>
<h1 id="i.2-linteraction-corium-béton">I.2/ L’interaction corium
béton</h1>
@ -491,7 +405,8 @@ produits de fission dans l’enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*RLIofjCDlaOG4KpqdHri1A.png" /></p>
<p>Les différents modules d’ASTEC. Crédit: IRSN.</p>
<p>Vous trouverez plus d’infos sur : <a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec"><span>https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</span></a>.
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec"><a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</a></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>
@ -558,7 +473,8 @@ il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
panel d’expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
Cette validation s’appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
en particulier sur les essais Phébus, cf. <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0"><span>https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</span></a>.</p>
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0"><a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0">https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</a></a>.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:635/1*7I4QJzUPnNG044i98XIMWw.png" /></p>
<p>Exemple de comparaison.</p>
@ -574,7 +490,8 @@ src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*Czs5OR9nKXm4WCbxkOlgDw.png" /><
<p>Il y a eu plein d’autres validations et l’objectif n’est pas de
toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur
ce lien: <a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation"><span>https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</span></a></p>
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation"><a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</a></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’étalement de
@ -649,5 +566,34 @@ href="https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58------------
href="https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
<p>Fukushima</p>
<p>]]</p>
</body>
<p class="after-article">
</p>
</article>
</main>
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610
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@ -1,4 +1,608 @@
<html><head><title>dragonfeu_blog</title></head><body> # dragonfeu_blog - Articles
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<h1>Navigation</h1><br><a href=/index.html>index.html</a><h1>Articles en Français</h1><br><a href=/2024/coucou-gemini>2024 coucou gemini</a><br><a href=/2024/strategie-mitigation-accident-fusion-coeur-epr2>2024 strategie mitigation accident fusion coeur epr2</a><br><a href=/2024/l-aventure-superphenix>2024 l aventure superphenix</a><br><a href=/2023/recap-centrale-zaporijia>2023 recap centrale zaporijia</a><br><a href=/2023/recapitulatif-contenu-threads>2023 recapitulatif contenu threads</a></article></body></html>
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<article class="content">
<div class='latest-articles'><h1 id="pouet-pouet-hop">pouet pouet hop</h1>
<p><a
href="https://placehold.co/600x400/png">https://placehold.co/600x400/png</a></p>
<p>coin coin <img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:490/0*R7R5WF5O-tznduZZ.jpg" /></p>
<hr />
<h1 id="ouiiii-heuuu-voilà">ouiiii heuuu voilà</h1>
<p>hé oui ouhodhadod hoa hoahdaooh dhoa</p>
<hr />
<h1 id="salut-les-giminiciens">Salut les giminiciens</h1>
<p>hop hop coucou</p>
<hr />
<h1
id="stratégie-de-mitigation-de-laccident-de-fusion-du-cœur-sur-lepr.">Stratégie
de mitigation de l’accident de fusion du cœur sur l’EPR.</h1>
<p>J’imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l’EPR
de Flamanville vient de “diverger” ( <em>nota: article écrit en
septembre 2024</em> ). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et
pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un
équilibre neutronique.</p>
<p>Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire,
toujours afin de limiter les rejets dans l’environnement en cas
d’accident. Alors aujourd’hui, l’accident grave! <strong>On va parler de
<em>corium</em> , de récupérateur à corium ( <em>core catcher</em> ), de
stratégie de mitigation et de codes de calcul.</strong> Ce que je
souhaite faire avec cet article c’est vous expliquer en premier lieu la
physique d’une fusion du cœur et ensuite la modélisation qui y est
associée.</p>
<p><strong>Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire
ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ?</strong> Le
corium, un magma à faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à
très haute température, ne laissant aucune chance à la plupart des
matériaux qu’il rencontre. Possiblement la pire substance artificielle
jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…</p>
<p><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’aspects,
mais le corium est… encore pire.</p>
<p>Les réacteurs de génération III, comme l’EPR (ou l’EPR2), prennent en
compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc
vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves
est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la
même sur EPR2, qui est une optimisation de l’EPR).</p>
<p>L’accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du
cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe
un combustible qui n’est plus sous eau, donc plus refroidit, et il
commence à chauffer, jusqu’à fondre. C’est ce qui s’est passé à <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/crise/accident-fukushima-daiichi-japon-2011"><em>Fukushima</em></a>
et <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/deroulement-laccident-0"><em>Three
Miles Island</em></a> (fusion partielle), occasionnant des rejets dans
l’environnement.</p>
<p><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’article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et
l’objectif sera de préserver la troisième, afin d’éviter des rejets à
l’extérieur.</p>
<p><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’un accident grave sur EPR</h1>
<h1 id="i.1-dégradation-du-cœur">I.1/ Dégradation du cœur</h1>
<p>Le soleil se lève sur le site de Flamanville. <em>Le vent souffle sur
les plaines de la Bretag</em> .. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de
Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle
journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça
un APRP ( <em>Accident de Perte du Réfrigérant Primaire</em>). Rien ne
marche, ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide
inexorablement. Il y a de moins en moins d’eau autour des crayons
combustible, cf. (2) du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible
commencent à s’oxyder. C’est très exothermique, donc le combustible
chauffe fort (oxydation zirconium + hafnium principalement), on produit
de la vapeur d’eau et du dihydrogène. Le combustible et sa gaine
fondent, alors que le niveau d’eau continue à baisser. Cette mixture
infernale, au-delà des 2400°C, contenant le combustible, la gaine,
l’acier des structures et autres joyeusetés, est appelée un
<strong><em>corium</em></strong> .</p>
<p><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’acier de la cuve (pour les curieux,
la cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M).
La brèche a mis de l’eau dans l’enceinte et on a produit du dihydrogène
pendant l’accident.</p>
<p>Maintenant on va se donner <strong>trois contraintes supplémentaires,
pour préserver l’enceinte de confinement,</strong> et garder toutes les
saletés à l’intérieur, parce qu’on ne veut pas de rejets atmosphériques
!</p>
<ol>
<li><strong>On veut contrôler l’échauffement dans
l’enceinte.</strong></li>
</ol>
<p>Pour ne pas chauffer l’enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut
pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon
spray (sans rire), et vient attaquer l’enceinte. Et pour éviter une
percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut
dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte
minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est
redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de
cette ligne de dépressurisation.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:468/1*BkefLhWFwOfYhjaQr_ZFng.png" /></p>
<p>Crédit: IRSN</p>
<p>Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l’enceinte,
c’est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans
l’enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l’eau froide à
l’intérieur de l’enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert
aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l’enceinte.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*52odtp_1Boboejuf.png" /></p>
<p>Crédit: EDF</p>
<p><strong>2\. On ne veut pas d’explosion hydrogène (type Fukushima)
dans l’enceinte.</strong></p>
<p>Dans l’enceinte il y a de l’air, de la vapeur d’eau, et maintenant de
l’H2. Pour éviter l’explosion hydrogène, il faut consommer l’H2, afin de
sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C’est le
principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui
comme leur nom l’indique, n’ont pas besoin d’électricité pour
fonctionner.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:453/1*bCstNg4HvBtiWtcP18vLTg.png" /></p>
<p>Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:373/1*ho1R4dJ41jGxMxCHd2sJQg.png" /></p>
<p>Diagramme de Saphiro</p>
<p><strong>3\. On ne veut pas d’explosion de vapeur dans
l’enceinte.</strong></p>
<p>L’eau liquide dans l’enceinte ne doit pas toucher le corium, sous
peine d’une explosion de vapeur. Pour ça, c’est simple il faut séparer
les deux.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:476/1*yqJzEOmRI3KTX-ZPYGakvw.png" /></p>
<p>Séparation de l’eau et du core catcher.</p>
<p><strong>Maintenant qu’on a nos systèmes pour protéger l’enceinte, il
est temps de péter la cuve.</strong> Je ne vais pas détailler les
phénomènes favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de
la cuve. On postule que sous l’effet des contraintes mécaniques
(déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit
par se briser. Je dis « on postule » car ce n’est pas systématiquement
l’approche retenue.</p>
<p>Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve.
Ce qu’on observe est une stratification du corium entre la couche
d’oxyde et celle de métal léger. L’intuition amène à penser que la haute
température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de
2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les
échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude
reçoit de l’énergie de la couche d’oxyde, et transmet l’énergie à la
face interne de la cuve, sur une faible surface relative “ <em>focusing
effect”</em> . Elle est, d’après les expériences, la couche responsable
de la rupture de la cuve.</p>
<p>Je précise que c’est l’approche pénalisante retenue, la façon dont
cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la
cuve va rompre. L’étude des corium comporte son lot d’incertitudes et
les expériences représentatives sont complexes à réaliser.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:636/1*FDxHkbBZIKEy8tsZwPS5Bg.png" /></p>
<p>Stratification du corium en fond de cuve possible.</p>
<p>D’autres pays estiment qu’ils peuvent maintenir le corium dans la
cuve. On ne distingue finalement que deux approches :</p>
<ul>
<li><p>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.</p></li>
<li><p>Rétention du corium hors cuve. <strong>Retenue sur
EPR/EPR2</strong> , et les VVER-1200 récents.</p></li>
</ul>
<h1 id="i.2-linteraction-corium-béton">I.2/ L’interaction corium
béton</h1>
<p>On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment
réacteur. On arrive bientôt au <em>core catcher</em> , patience !</p>
<p>Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton
a vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés
physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce
béton sur environ 50 cm d’épaisseur avant de couler dans le canal de
décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d’étalement ». Les
mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium,
le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de
faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives
de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière
à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre
d’étalement. On appelle ça l’interation corium béton (ICB).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*a9BqPHsyV-bAo0C79Szwkw.png" /></p>
<p>Crédit: IRSN</p>
<p>ICB.</p>
<p>Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut
maintenir la structure de l’enceinte en état, et on installe donc sous
cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui
résistent à des très hautes températures avec une faible déformation
relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure
de 10 à 14 cm d’épaisseur.</p>
<p>Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical,
le corium arrive sur un bouchon de métal, c’est un composant dont le
rôle est celui d’un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de
décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au
contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large
pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la
chambre d’étalement.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*T0TfHrMQoXXXwzbCrjhosw.png" /></p>
<p>Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.</p>
<p><strong>La composition chimique du béton est très importante</strong>
car l’ablation va générer des gaz incondensables qui peuvent faire
monter la pression dans l’enceinte. C’est le cas du CO2 issu de la
calcination du calcaire, par exemple. Ainsi sur EPR, la <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/6-ans-apres-laccident-suivi-regulier-modifications-programme-experimental#:~:text=la procédure U5%2C qui a,procédant à des rejets filtrés.">procédure
U5</a> a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l’ICB. Sur le parc,
cette procédure permet de dépressuriser l’enceinte en expulsant à
l’atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre
sable.</p>
<p>Note: En principe, les chargements mécaniques de l’enceinte sont
limités par conception. Mais il est possible qu’il y ait des rejets très
minimes malgré tout sur EPR.</p>
<h1 id="i.3-interaction-corium-zircone">I.3/ Interaction corium
zircone</h1>
<p>Cette partie sera assez simple, puisque l’objectif est de faire
interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La
zircone est ce qu’on appelle un <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/Matériau_réfractaire"><strong>matériau
réfractaire</strong></a> <strong>à la chaleur</strong> . C’est-à-dire
qu’il ne fond pas, et se déforme relativement peu, même à des hautes
températures (inférieures à environ 1700°C, tout dépend du
matériau).</p>
<p>Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium
jusque dans la chambre d’étalement <strong>le plus vite
possible</strong> . A noter, la zircone a une forte inertie thermique,
ce qui nous arrange pour ne pas dégrader outre mesure le bâtiment
réacteur par contact prolongé, même si ce n’est pas censé arriver
(toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé
en briques de zircone remplit ce rôle d’évacuation rapide du corium.
C’est un tuyau d’évacuation pour corium.</p>
<h1 id="i.4-corium-dans-la-chambre-détalement">I.4/ Corium dans la
chambre d’étalement</h1>
<p>Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne
fois pour toute.</p>
<ul>
<li>une géométrie empêchant le retour en criticité (déjà rendu complexe
par la dilution dans le béton sacrificiel),</li>
<li>un système pour refroidir le corium par-dessous et par-dessus.</li>
</ul>
<p>Le corium arrive dans la chambre d’étalement qui a une surface
d’environ 170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite
d’évacuation va couper un fil, ce qui déclenche l’ouverture d’une trappe
ouvrant une arrivée d’eau gravitaire d’eau provenant du réservoir IRWST
( <em>In containment Refueling Water System Tank</em> ). Ce système est
intégralement passif, ni électricité, ni intervention humaine
nécessaire. Cette eau commence par remplir les canaux horizontaux situés
sous la chambre d’étalement. Les éléments du plancher contiennent des
canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires.
L’intérieur de la chambre d’étalement est recouvert d’une couche de
béton sacrificiel qui a la même fonction que le béton du puits de cuve,
mais cette fois-ci il sert aussi à protéger temporairement la couche
protectrice.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:518/1*2KwlGcw32GEjG8HRp2f2Yw.png" /></p>
<p>Chambre d’étalement. Crédit: IRSN.</p>
<p>Le corium va s’étaler dans cette chambre. C’est de la physique
complexe (que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté
par la compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements
de viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La
géométrie de cette chambre d’étalement est conçue pour optimiser
l’étalement, et ainsi limiter l’épaisseur du corium, le rendant
sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.</p>
<p>L’eau, froide donc, arrivant gravitairement de l’IRWST, vient noyer
le corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de
vapeur) sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est
recondensée par le système EVU (la Force d’Action Rapide Nucléaire
-FARN- est capable d’alimenter ce circuit depuis qu’elle est prévenue de
l’accident grave).</p>
<p>Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une
vaporisation très limitée, et une fois le niveau d’eau atteint
suffisant, le corium est définitivement stabilisé.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*V3ByLTUdt8YT_oUs2Wse0Q.png" /></p>
<p>Schéma d’un angle de la chambre d’étalement du corium. Crédit:
IRSN.</p>
<p>Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du <em>core
catcher</em> de l’EPR de Flamanville.</p>
<p>Présentation de la construction du <em>core catcher</em> par EDF.</p>
<p><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’étalement terminée sur l’EPR FA3. Crédit: <a
href="https://x.com/EDFEPR/status/1488165234510602245">EDF-EPR sur
X</a>.</p>
<h1 id="ii-modélisation-dun-accident-grave"><strong>II/ Modélisation
d’un accident grave</strong></h1>
<p>On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu’un
réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et
réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de
calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc
<strong>ça se valide</strong> , sinon ça ne vaut pas grand-chose.</p>
<p>Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas
toujours derrière un ordinateur, l’approche empirique est
<strong>indispensable</strong> ! Mais tu viens de dire qu’on ne faisait
pas d’expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d’un
accident grave <strong>séparément</strong>. Voyez ça comme des images
qu’on imbrique entre elles. A la fin, l’ensemble des images forment un
film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet <em>in
fine</em> de contourner l’obstacle que représente l’impossibilité d’une
expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de
calcul intégral !</p>
<p><strong>Présentation d’ASTEC</strong></p>
<p>ASTEC, pour <em>Accident Source Term Evaluation Code</em> , est
développé par l’ <em>Institut de Radioprotection de de Sûreté
Nucléaire,</em> l’IRSN. C’est un code dit « intégral» c’est-à-dire qu’il
simule toutes les étapes d’un accident grave. Cela comprend:</p>
<ul>
<li>La thermohydraulique du circuit : module CESAR, proche du code de
référence en thermohydraulique <a
href="https://cathare.cea.fr/">CATHARE</a>, développé par le
<em>Comissarait à l’Energie Atomique et aux Energies Alternatives</em>
(CEA) ;</li>
<li>La dégradation du cœur : module ICARE ;</li>
<li>L’interaction corium béton : module MEDICIS ;</li>
<li>La chimie, la physique, le transport des gaz, aérosols et des
produits de fission dans l’enceinte : modules SOPHAEROS, ISODOP, COVI
;</li>
<li>Les systèmes de sureté : module SYSINT ;</li>
<li>La thermohydraulique de l’enceinte : module CPA ;</li>
<li>Le comportement des produits de fission : module ELSA ;</li>
<li>L’évaluation des doses : module DOSE.</li>
</ul>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*RLIofjCDlaOG4KpqdHri1A.png" /></p>
<p>Les différents modules d’ASTEC. Crédit: IRSN.</p>
<p>Vous trouverez plus d’infos sur : <a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec"><a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec</a></a>.
Voici également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est
désormais <strong>un code de référence en Europe sur les accidents
graves des REP.</strong></p>
<p><strong>Présentation vidéo d’ASTEC</strong></p>
<p>Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :</p>
<p>\- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant
lors d’un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps
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’un
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’interaction corium-béton, par rayonnement et par convection dans
l’enceinte de confinement ;</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’est très important
qu’il puisse pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de
tester un grand nombre de scénarios.</p>
<p><strong>Fonctionnement d’ASTEC</strong></p>
<p>Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de
données d’entrée, c’est-à-dire les géométries, les matériaux et les
conditions physico-chimiques initiales de l’ensemble du réacteur. Ces
données sont fournies par l’ingénieur d’étude en accident grave.</p>
<p>A chaque pas de temps, ASTEC calcule l’évolution des paramètres
physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation
de tous les modules, avec un ordre d’exécution. On peut activer ou
désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules
impliqués augmente le temps de calcul !</p>
<p><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’ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont
les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de
visualisation du cœur d’un REP-900MWe d’EDF. Ce que vous voyez est un
post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu’il se
passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le
niveau d’eau baisser progressivement jusqu’à être remplacé par le corium
en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a cassé
au niveau de la couche de métal léger, à cause du <em>focusing
effect</em> expliqué en partie I !</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*zF9mCPNrdduBhtW5o3B_lg.png" /></p>
<p>Crédit: IRSN.</p>
<p><strong>Validation d’ASTEC</strong></p>
<p>Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation
du réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… et
bien le réel. Notez qu’on peut aussi valider un code en le comparant à
des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d’ASTEC,
CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence <a
href="https://cadarache.cea.fr/cad/Documents/Entreprises/Valorisation/Rencontres-CEA-Industrie/11eme/42-FM-f-CATHARE V 06 11 17.pdf">CATHARE</a>.
Je ne vais pas m’attarder dessus.</p>
<p>Le principe d’une validation empirique c’est de faire une expérience,
de la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et
de comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la
simulation numérique. On constate souvent des écarts, l’objectif c’est
de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi
il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un
panel d’expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis.
Cette validation s’appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier,
en particulier sur les essais Phébus, cf. <a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0"><a
href="https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0">https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0</a></a>.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:635/1*7I4QJzUPnNG044i98XIMWw.png" /></p>
<p>Exemple de comparaison.</p>
<p>Les essais Phébus constituent une grande base de validation des
modules <a
href="https://www.irsn.fr/sites/default/files/documents/larecherche/outils-scientifiques/codes-de-calcul/icare.pdf">CESAR
&amp; ICARE</a> (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et <a
href="https://www.irsn.fr/page/fission-product-transport-modelling-astec-integral-code-sophaeros-module">SOPHAEROS</a>
(comportement des produits de fission).</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*Czs5OR9nKXm4WCbxkOlgDw.png" /></p>
<p>Liste des essais Phébus.</p>
<p>Il y a eu plein d’autres validations et l’objectif n’est pas de
toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur
ce lien: <a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation"><a
href="https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation">https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation</a></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’étalement de
l’EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à
l’international, avec des expériences passionnantes. L’objectif étant
d’avoir une compréhension fine du phénomène d’étalement du corium, de
son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont
respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de
solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l’érosion du
substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de
la convection dans l’écoulement. Un grand nombre d’essais ont été menés,
le plus impressionnant étant l’essai VULCANO, comme montré
ci-dessous.</p>
<p><img
src="https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/1*6YGczfyC8-4kDQXoWoIkQw.png" /></p>
<p>Crédit: IRSN.</p>
<p>Il est ressorti de l’ensemble de ces programmes de R&amp;D que
l’étalement à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur
car l’épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi,
l’approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des
incertitudes subsistent sur la capacité d’une nappe de corium à s’étaler
sous eau, c’est pour cela que l’EPR fait le choix d’étaler le corium à
sec en séparant physiquement eau et corium.</p>
<h1 id="conclusion">Conclusion</h1>
<p>Voilà comment on gère un accident grave sur l’EPR. J’ai
volontairement éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits
de fissions dans l’enceinte, sur les différentes possibilités de
stratification du corium. J’ai aussi fait le choix de focaliser sur
l’EPR alors qu’il existe aussi d’autres stratégies sur les autres
réacteurs du parc de génération II (Les CP, P4/P’4 et N4). J’ai
également restreint aux REP français, sans analyser les autres
stratégies équivalentes sur <a
href="https://fr.wikipedia.org/wiki/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’ai pas
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 &amp; <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’il en soit prendre en compte les
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’est valable que 7 jours). Tout est public et
trouvable sur le site de l’ASN et/ou de l’IRSN.</p>
<h1 id="annexe"><strong>Annexe</strong></h1>
<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>
<p>Nuclear</p>
<p>]]</p>
<p>[[<a
href="https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
<p>Accident</p>
<p>]]</p>
<p>[[<a
href="https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
<p>Epr</p>
<p>]]</p>
<p>[[<a
href="https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------">https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------</a>][</p>
<p>Astec</p>
<p>]]</p>
<p>[[<a
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<p>Fukushima</p>
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