- - Salut les giminiciens -
-hop hop coucou
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- 02 November 2024
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hop hop coucou
-J’imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l’EPR -de Flamanville vient de “diverger” ( nota: article écrit en -septembre 2024 ). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et -pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un -équilibre neutronique.
-Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, -toujours afin de limiter les rejets dans l’environnement en cas -d’accident. Alors aujourd’hui, l’accident grave! On va parler de -corium , de récupérateur à corium ( core catcher ), de -stratégie de mitigation et de codes de calcul. Ce que je -souhaite faire avec cet article c’est vous expliquer en premier lieu la -physique d’une fusion du cœur et ensuite la modélisation qui y est -associée.
-Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire -ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ? Le -corium, un magma à faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à -très haute température, ne laissant aucune chance à la plupart des -matériaux qu’il rencontre. Possiblement la pire substance artificielle -jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…
-La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d’aspects, -mais le corium est… encore pire.
-Les réacteurs de génération III, comme l’EPR (ou l’EPR2), prennent en -compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc -vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves -est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la -même sur EPR2, qui est une optimisation de l’EPR).
-L’accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du -cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe -un combustible qui n’est plus sous eau, donc plus refroidit, et il -commence à chauffer, jusqu’à fondre. C’est ce qui s’est passé à Fukushima -et Three -Miles Island (fusion partielle), occasionnant des rejets dans -l’environnement.
-EPR de Flamanville. Crédit: Framatome
-Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement. -Dans la suite de l’article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et -l’objectif sera de préserver la troisième, afin d’éviter des rejets à -l’extérieur.
-https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX
-Crédit: EDF
-Le soleil se lève sur le site de Flamanville. Le vent souffle sur -les plaines de la Bretag .. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de -Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle -journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça -un APRP ( Accident de Perte du Réfrigérant Primaire). Rien ne -marche, ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide -inexorablement. Il y a de moins en moins d’eau autour des crayons -combustible, cf. (2) du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible -commencent à s’oxyder. C’est très exothermique, donc le combustible -chauffe fort (oxydation zirconium + hafnium principalement), on produit -de la vapeur d’eau et du dihydrogène. Le combustible et sa gaine -fondent, alors que le niveau d’eau continue à baisser. Cette mixture -infernale, au-delà des 2400°C, contenant le combustible, la gaine, -l’acier des structures et autres joyeusetés, est appelée un -corium .
-Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé -fusion en cours [3]. Crédit: IRSN
-Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et -il est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans -le corium qui vont venir attaquer l’acier de la cuve (pour les curieux, -la cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). -La brèche a mis de l’eau dans l’enceinte et on a produit du dihydrogène -pendant l’accident.
-Maintenant on va se donner trois contraintes supplémentaires, -pour préserver l’enceinte de confinement, et garder toutes les -saletés à l’intérieur, parce qu’on ne veut pas de rejets atmosphériques -!
-Pour ne pas chauffer l’enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut -pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon -spray (sans rire), et vient attaquer l’enceinte. Et pour éviter une -percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut -dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte -minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est -redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de -cette ligne de dépressurisation.
-Crédit: IRSN
-Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l’enceinte, -c’est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans -l’enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l’eau froide à -l’intérieur de l’enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert -aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l’enceinte.
-Crédit: EDF
-2\. On ne veut pas d’explosion hydrogène (type Fukushima) -dans l’enceinte.
-Dans l’enceinte il y a de l’air, de la vapeur d’eau, et maintenant de -l’H2. Pour éviter l’explosion hydrogène, il faut consommer l’H2, afin de -sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C’est le -principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui -comme leur nom l’indique, n’ont pas besoin d’électricité pour -fonctionner.
-Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
-Diagramme de Saphiro
-3\. On ne veut pas d’explosion de vapeur dans -l’enceinte.
-L’eau liquide dans l’enceinte ne doit pas toucher le corium, sous -peine d’une explosion de vapeur. Pour ça, c’est simple il faut séparer -les deux.
-Séparation de l’eau et du core catcher.
-Maintenant qu’on a nos systèmes pour protéger l’enceinte, il -est temps de péter la cuve. Je ne vais pas détailler les -phénomènes favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de -la cuve. On postule que sous l’effet des contraintes mécaniques -(déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit -par se briser. Je dis « on postule » car ce n’est pas systématiquement -l’approche retenue.
-Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. -Ce qu’on observe est une stratification du corium entre la couche -d’oxyde et celle de métal léger. L’intuition amène à penser que la haute -température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de -2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les -échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude -reçoit de l’énergie de la couche d’oxyde, et transmet l’énergie à la -face interne de la cuve, sur une faible surface relative “ focusing -effect” . Elle est, d’après les expériences, la couche responsable -de la rupture de la cuve.
-Je précise que c’est l’approche pénalisante retenue, la façon dont -cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la -cuve va rompre. L’étude des corium comporte son lot d’incertitudes et -les expériences représentatives sont complexes à réaliser.
-Stratification du corium en fond de cuve possible.
-D’autres pays estiment qu’ils peuvent maintenir le corium dans la -cuve. On ne distingue finalement que deux approches :
-Rétention du corium en cuve ( In Vessel Retention, IVR) -associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type -External Reactor Vessel Cooling , ERVC). Retenue sur AP1000 et -APR1400.
Rétention du corium hors cuve. Retenue sur -EPR/EPR2 , et les VVER-1200 récents.
On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment -réacteur. On arrive bientôt au core catcher , patience !
-Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton -a vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés -physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce -béton sur environ 50 cm d’épaisseur avant de couler dans le canal de -décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d’étalement ». Les -mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium, -le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de -faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives -de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière -à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre -d’étalement. On appelle ça l’interation corium béton (ICB).
-Crédit: IRSN
-ICB.
-Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut -maintenir la structure de l’enceinte en état, et on installe donc sous -cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui -résistent à des très hautes températures avec une faible déformation -relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure -de 10 à 14 cm d’épaisseur.
-Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, -le corium arrive sur un bouchon de métal, c’est un composant dont le -rôle est celui d’un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de -décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au -contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large -pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la -chambre d’étalement.
-Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.
-La composition chimique du béton est très importante -car l’ablation va générer des gaz incondensables qui peuvent faire -monter la pression dans l’enceinte. C’est le cas du CO2 issu de la -calcination du calcaire, par exemple. Ainsi sur EPR, la procédure -U5 a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l’ICB. Sur le parc, -cette procédure permet de dépressuriser l’enceinte en expulsant à -l’atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre -sable.
-Note: En principe, les chargements mécaniques de l’enceinte sont -limités par conception. Mais il est possible qu’il y ait des rejets très -minimes malgré tout sur EPR.
-Cette partie sera assez simple, puisque l’objectif est de faire -interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La -zircone est ce qu’on appelle un matériau -réfractaire à la chaleur . C’est-à-dire -qu’il ne fond pas, et se déforme relativement peu, même à des hautes -températures (inférieures à environ 1700°C, tout dépend du -matériau).
-Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium -jusque dans la chambre d’étalement le plus vite -possible . A noter, la zircone a une forte inertie thermique, -ce qui nous arrange pour ne pas dégrader outre mesure le bâtiment -réacteur par contact prolongé, même si ce n’est pas censé arriver -(toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé -en briques de zircone remplit ce rôle d’évacuation rapide du corium. -C’est un tuyau d’évacuation pour corium.
-Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne -fois pour toute.
-Le corium arrive dans la chambre d’étalement qui a une surface -d’environ 170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite -d’évacuation va couper un fil, ce qui déclenche l’ouverture d’une trappe -ouvrant une arrivée d’eau gravitaire d’eau provenant du réservoir IRWST -( In containment Refueling Water System Tank ). Ce système est -intégralement passif, ni électricité, ni intervention humaine -nécessaire. Cette eau commence par remplir les canaux horizontaux situés -sous la chambre d’étalement. Les éléments du plancher contiennent des -canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. -L’intérieur de la chambre d’étalement est recouvert d’une couche de -béton sacrificiel qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, -mais cette fois-ci il sert aussi à protéger temporairement la couche -protectrice.
-Chambre d’étalement. Crédit: IRSN.
-Le corium va s’étaler dans cette chambre. C’est de la physique -complexe (que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté -par la compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements -de viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La -géométrie de cette chambre d’étalement est conçue pour optimiser -l’étalement, et ainsi limiter l’épaisseur du corium, le rendant -sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.
-L’eau, froide donc, arrivant gravitairement de l’IRWST, vient noyer -le corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de -vapeur) sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est -recondensée par le système EVU (la Force d’Action Rapide Nucléaire --FARN- est capable d’alimenter ce circuit depuis qu’elle est prévenue de -l’accident grave).
-Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une -vaporisation très limitée, et une fois le niveau d’eau atteint -suffisant, le corium est définitivement stabilisé.
-Schéma d’un angle de la chambre d’étalement du corium. Crédit: -IRSN.
-Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du core -catcher de l’EPR de Flamanville.
-Présentation de la construction du core catcher par EDF.
-https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7
-Chambre d’étalement terminée sur l’EPR FA3. Crédit: EDF-EPR sur -X.
-On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu’un -réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et -réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de -calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc -ça se valide , sinon ça ne vaut pas grand-chose.
-Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas -toujours derrière un ordinateur, l’approche empirique est -indispensable ! Mais tu viens de dire qu’on ne faisait -pas d’expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d’un -accident grave séparément. Voyez ça comme des images -qu’on imbrique entre elles. A la fin, l’ensemble des images forment un -film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet in -fine de contourner l’obstacle que représente l’impossibilité d’une -expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de -calcul intégral !
-Présentation d’ASTEC
-ASTEC, pour Accident Source Term Evaluation Code , est -développé par l’ Institut de Radioprotection de de Sûreté -Nucléaire, l’IRSN. C’est un code dit « intégral» c’est-à-dire qu’il -simule toutes les étapes d’un accident grave. Cela comprend:
-Les différents modules d’ASTEC. Crédit: IRSN.
-Vous trouverez plus d’infos sur : https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec. -Voici également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est -désormais un code de référence en Europe sur les accidents -graves des REP.
-Présentation vidéo d’ASTEC
-Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
-\- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant -lors d’un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps -de calcul/précision ;
-\- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du -réacteur, afin de se placer dans des conditions similaires à celles d’un -réacteur en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités -des systèmes ;
-\- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple -le refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours -d’interaction corium-béton, par rayonnement et par convection dans -l’enceinte de confinement ;
-\- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les -comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les -modules ;
-\- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 -instructions et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C’est très important -qu’il puisse pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de -tester un grand nombre de scénarios.
-Fonctionnement d’ASTEC
-Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de -données d’entrée, c’est-à-dire les géométries, les matériaux et les -conditions physico-chimiques initiales de l’ensemble du réacteur. Ces -données sont fournies par l’ingénieur d’étude en accident grave.
-A chaque pas de temps, ASTEC calcule l’évolution des paramètres -physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation -de tous les modules, avec un ordre d’exécution. On peut activer ou -désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules -impliqués augmente le temps de calcul !
-Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: -IRSN.
-/In fine, c/e qui intéresse l’ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont -les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de -visualisation du cœur d’un REP-900MWe d’EDF. Ce que vous voyez est un -post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu’il se -passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le -niveau d’eau baisser progressivement jusqu’à être remplacé par le corium -en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a cassé -au niveau de la couche de métal léger, à cause du focusing -effect expliqué en partie I !
-Crédit: IRSN.
-Validation d’ASTEC
-Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation -du réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… et -bien le réel. Notez qu’on peut aussi valider un code en le comparant à -des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d’ASTEC, -CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence CATHARE. -Je ne vais pas m’attarder dessus.
-Le principe d’une validation empirique c’est de faire une expérience, -de la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et -de comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la -simulation numérique. On constate souvent des écarts, l’objectif c’est -de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi -il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un -panel d’expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis. -Cette validation s’appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier, -en particulier sur les essais Phébus, cf. https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0.
-Exemple de comparaison.
-Les essais Phébus constituent une grande base de validation des -modules CESAR -& ICARE (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et SOPHAEROS -(comportement des produits de fission).
-Liste des essais Phébus.
-Il y a eu plein d’autres validations et l’objectif n’est pas de -toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur -ce lien: https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation
-ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d’étalement de -l’EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à -l’international, avec des expériences passionnantes. L’objectif étant -d’avoir une compréhension fine du phénomène d’étalement du corium, de -son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont -respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de -solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l’érosion du -substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de -la convection dans l’écoulement. Un grand nombre d’essais ont été menés, -le plus impressionnant étant l’essai VULCANO, comme montré -ci-dessous.
-Crédit: IRSN.
-Il est ressorti de l’ensemble de ces programmes de R&D que -l’étalement à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur -car l’épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi, -l’approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des -incertitudes subsistent sur la capacité d’une nappe de corium à s’étaler -sous eau, c’est pour cela que l’EPR fait le choix d’étaler le corium à -sec en séparant physiquement eau et corium.
-Voilà comment on gère un accident grave sur l’EPR. J’ai -volontairement éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits -de fissions dans l’enceinte, sur les différentes possibilités de -stratification du corium. J’ai aussi fait le choix de focaliser sur -l’EPR alors qu’il existe aussi d’autres stratégies sur les autres -réacteurs du parc de génération II (Les CP, P4/P’4 et N4). J’ai -également restreint aux REP français, sans analyser les autres -stratégies équivalentes sur VVER, AP1000, ou APR1400. Je n’ai pas -non plus parlé des filières à eau lourde (CANDU), -bouillantes (BWR, -ABWR), rapides -(SPX) ou encore -des filières thermiques (HTR & VHTR) -et à sels fondus (MSFR). -Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. Tous les -futurs réacteurs devront quoiqu’il en soit prendre en compte les -accidents graves en compte .
-Je vous donne mes sources sur ce -lien (attention il n’est valable que 7 jours). Tout est public et -trouvable sur le site de l’ASN et/ou de l’IRSN.
-[[https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Nuclear
-]]
-[[https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Accident
-]]
-[[https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Epr
-]]
-[[https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Astec
-]]
-[[https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Fukushima
-]]
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- hé oui ouhodhadod hoa hoahdaooh dhoa
-hop hop coucou
-J’imagine si vous avez cliqué sur cet article, vous savez que l’EPR -de Flamanville vient de “diverger” ( nota: article écrit en -septembre 2024 ). Autrement dit la réaction en chaîne a été, et -pour la première fois dans son cœur, auto-entretenue, permettant un -équilibre neutronique.
-Ce fameux EPR présente de grandes avancées en sûreté nucléaire, -toujours afin de limiter les rejets dans l’environnement en cas -d’accident. Alors aujourd’hui, l’accident grave! On va parler de -corium , de récupérateur à corium ( core catcher ), de -stratégie de mitigation et de codes de calcul. Ce que je -souhaite faire avec cet article c’est vous expliquer en premier lieu la -physique d’une fusion du cœur et ensuite la modélisation qui y est -associée.
-Mais alors, comment les ingénieurs en sûreté nucléaire -ont-ils réussi à gérer une substance bien pire que la lave ? Le -corium, un magma à faire pâlir Hadès, autochauffant, ultra corrosif, à -très haute température, ne laissant aucune chance à la plupart des -matériaux qu’il rencontre. Possiblement la pire substance artificielle -jamais fabriquée sur cette Terre (avec les agents neurotoxiques)…
-La lave est une substance similaire au corium sur beaucoup d’aspects, -mais le corium est… encore pire.
-Les réacteurs de génération III, comme l’EPR (ou l’EPR2), prennent en -compte la gestion des accidents graves dès la conception. Je vais donc -vous expliquer comment la stratégie de mitigation des accidents graves -est conçue sur le réacteur EPR (notez que ce sera vraisemblablement la -même sur EPR2, qui est une optimisation de l’EPR).
-L’accident grave de référence sur un réacteur à eau, est la fusion du -cœur. Un évènement (une brèche par exemple), a pour conséquence directe -un combustible qui n’est plus sous eau, donc plus refroidit, et il -commence à chauffer, jusqu’à fondre. C’est ce qui s’est passé à Fukushima -et Three -Miles Island (fusion partielle), occasionnant des rejets dans -l’environnement.
-EPR de Flamanville. Crédit: Framatome
-Avant de commencer, un rappel sur les trois barrières de confinement. -Dans la suite de l’article, la 1ère et la 2ème barrière vont céder, et -l’objectif sera de préserver la troisième, afin d’éviter des rejets à -l’extérieur.
-https://miro.medium.com/v2/resize:fit:692/0*hJdTyHIMSxkzowlX
-Crédit: EDF
-Le soleil se lève sur le site de Flamanville. Le vent souffle sur -les plaines de la Bretag .. euh de la Normandie. Le réacteur EPR de -Flamanville est à pleine puissance (1600MWe, ça envoie). Une bien belle -journée. Et là, une énorme brèche sur le circuit primaire! On appelle ça -un APRP ( Accident de Perte du Réfrigérant Primaire). Rien ne -marche, ni refroidissement, ni électricité, le primaire se vide -inexorablement. Il y a de moins en moins d’eau autour des crayons -combustible, cf. (2) du schéma ci-dessous. Les gaines du combustible -commencent à s’oxyder. C’est très exothermique, donc le combustible -chauffe fort (oxydation zirconium + hafnium principalement), on produit -de la vapeur d’eau et du dihydrogène. Le combustible et sa gaine -fondent, alors que le niveau d’eau continue à baisser. Cette mixture -infernale, au-delà des 2400°C, contenant le combustible, la gaine, -l’acier des structures et autres joyeusetés, est appelée un -corium .
-Conditions initiales [1], cœur dénoyé partiellement [2], cœur dénoyé -fusion en cours [3]. Crédit: IRSN
-Bon, je vais aller vite. Maintenant le cœur a fondu intégralement et -il est dans le fond de cuve. Commence alors une série de phénomènes dans -le corium qui vont venir attaquer l’acier de la cuve (pour les curieux, -la cuve est en acier 16MND5, un acier de compétition, merci le RCC-M). -La brèche a mis de l’eau dans l’enceinte et on a produit du dihydrogène -pendant l’accident.
-Maintenant on va se donner trois contraintes supplémentaires, -pour préserver l’enceinte de confinement, et garder toutes les -saletés à l’intérieur, parce qu’on ne veut pas de rejets atmosphériques -!
-Pour ne pas chauffer l’enceinte il y a deux choses. Déjà, on ne veut -pas que la cuve perce à haute pression, sinon le corium est étalé façon -spray (sans rire), et vient attaquer l’enceinte. Et pour éviter une -percée de la cuve à haute pression (supérieure à 15 bar), il faut -dépressuriser la cuve, avec une soupape ultime (comme sur votre cocotte -minute). Vous constaterez que la vanne dédiée à la gestion en AG est -redondée, ce qui permet de diminuer la probabilité de défaillance de -cette ligne de dépressurisation.
-Crédit: IRSN
-Ensuite il faut contrôler la puissance thermique dans l’enceinte, -c’est le système EVU (Evacuation Ultime de la puissance dans -l’enceinte). Cela consiste simplement à asperger de l’eau froide à -l’intérieur de l’enceinte. Une douche pour réacteur nucléaire. Cela sert -aussi à faire retomber les radionucléides volatils dans l’enceinte.
-Crédit: EDF
-2\. On ne veut pas d’explosion hydrogène (type Fukushima) -dans l’enceinte.
-Dans l’enceinte il y a de l’air, de la vapeur d’eau, et maintenant de -l’H2. Pour éviter l’explosion hydrogène, il faut consommer l’H2, afin de -sortir des zones colorées du diagramme de Saphiro (ci-dessous). C’est le -principe des recombineurs autocatalytiques passifs à hydrogène, qui -comme leur nom l’indique, n’ont pas besoin d’électricité pour -fonctionner.
-Recombineur autocatalytique passif à dihydrogène.
-Diagramme de Saphiro
-3\. On ne veut pas d’explosion de vapeur dans -l’enceinte.
-L’eau liquide dans l’enceinte ne doit pas toucher le corium, sous -peine d’une explosion de vapeur. Pour ça, c’est simple il faut séparer -les deux.
-Séparation de l’eau et du core catcher.
-Maintenant qu’on a nos systèmes pour protéger l’enceinte, il -est temps de péter la cuve. Je ne vais pas détailler les -phénomènes favorables qui permettent de maintenir la tenue mécanique de -la cuve. On postule que sous l’effet des contraintes mécaniques -(déformation) et des flux thermiques du corium (fluage), la cuve finit -par se briser. Je dis « on postule » car ce n’est pas systématiquement -l’approche retenue.
-Il y a plusieurs configurations possibles du corium en fond de cuve. -Ce qu’on observe est une stratification du corium entre la couche -d’oxyde et celle de métal léger. L’intuition amène à penser que la haute -température du corium vient ablater la cuve. Cela est vrai au-delà de -2700°C, mais en dessous une croûte se forme en paroi, limitant les -échanges thermiques. En revanche, la couche de métal léger très chaude -reçoit de l’énergie de la couche d’oxyde, et transmet l’énergie à la -face interne de la cuve, sur une faible surface relative “ focusing -effect” . Elle est, d’après les expériences, la couche responsable -de la rupture de la cuve.
-Je précise que c’est l’approche pénalisante retenue, la façon dont -cela arrive nous intéresse assez peu ici car on part du principe que la -cuve va rompre. L’étude des corium comporte son lot d’incertitudes et -les expériences représentatives sont complexes à réaliser.
-Stratification du corium en fond de cuve possible.
-D’autres pays estiment qu’ils peuvent maintenir le corium dans la -cuve. On ne distingue finalement que deux approches :
-Rétention du corium en cuve ( In Vessel Retention, IVR) -associé à des moyens de réfrigération externe de la cuve (type -External Reactor Vessel Cooling , ERVC). Retenue sur AP1000 et -APR1400.
Rétention du corium hors cuve. Retenue sur -EPR/EPR2 , et les VVER-1200 récents.
On a désormais notre corium chaud qui tombe dans le fond du bâtiment -réacteur. On arrive bientôt au core catcher , patience !
-Une fois tombé, il arrive sur un béton dit « sacrificiel ». Ce béton -a vocation à être abalté par le corium pour modifier les propriétés -physico-chimiques du corium. Durant cette phase, le corium érode ce -béton sur environ 50 cm d’épaisseur avant de couler dans le canal de -décharge qui relie le puits de cuve à « la chambre d’étalement ». Les -mouvements convectifs au sein du corium mélangent le béton et le corium, -le rendant plus fluide, plus homogène et moins visqueux afin de -faciliter son écoulement par la suite. Si plusieurs coulées successives -de corium surviennent, elles convergent toutes dans ce béton de manière -à obtenir un corium homogène et un seul écoulement vers la chambre -d’étalement. On appelle ça l’interation corium béton (ICB).
-Crédit: IRSN
-ICB.
-Une fois que le corium a ablaté sur toute une épaisseur, il faut -maintenir la structure de l’enceinte en état, et on installe donc sous -cette couche de béton sacrificiel des matériaux réfractaires (qui -résistent à des très hautes températures avec une faible déformation -relative). Cette couche est appelée la zircone (ZETTRAL-95GR), et mesure -de 10 à 14 cm d’épaisseur.
-Une fois que le béton est ablaté complètement dans le sens vertical, -le corium arrive sur un bouchon de métal, c’est un composant dont le -rôle est celui d’un fusible. Il est la dernière étape avant le canal de -décharge. Ce fusible est conçu pour se rompre relativement rapidement au -contact du corium en assurant une section de passage suffisamment large -pour permettre une coulée rapide de la totalité du corium vers la -chambre d’étalement.
-Schéma complet du core catcher. Crédit: IRSN.
-La composition chimique du béton est très importante -car l’ablation va générer des gaz incondensables qui peuvent faire -monter la pression dans l’enceinte. C’est le cas du CO2 issu de la -calcination du calcaire, par exemple. Ainsi sur EPR, la procédure -U5 a été abandonnée grâce à une fiabilisation de l’ICB. Sur le parc, -cette procédure permet de dépressuriser l’enceinte en expulsant à -l’atmosphère une partie des gaz préalablement nettoyés dans un filtre -sable.
-Note: En principe, les chargements mécaniques de l’enceinte sont -limités par conception. Mais il est possible qu’il y ait des rejets très -minimes malgré tout sur EPR.
-Cette partie sera assez simple, puisque l’objectif est de faire -interagir le moins longtemps possible le corium avec la zircone. La -zircone est ce qu’on appelle un matériau -réfractaire à la chaleur . C’est-à-dire -qu’il ne fond pas, et se déforme relativement peu, même à des hautes -températures (inférieures à environ 1700°C, tout dépend du -matériau).
-Une fois que le bouchon fusible a rompu, il faut emmener le corium -jusque dans la chambre d’étalement le plus vite -possible . A noter, la zircone a une forte inertie thermique, -ce qui nous arrange pour ne pas dégrader outre mesure le bâtiment -réacteur par contact prolongé, même si ce n’est pas censé arriver -(toujours prendre des marges). Ainsi, une conduite entièrement tapissé -en briques de zircone remplit ce rôle d’évacuation rapide du corium. -C’est un tuyau d’évacuation pour corium.
-Cette étape, la dernière, consiste à neutraliser le corium une bonne -fois pour toute.
-Le corium arrive dans la chambre d’étalement qui a une surface -d’environ 170 m2. Le corium chaud, en coulant dans la conduite -d’évacuation va couper un fil, ce qui déclenche l’ouverture d’une trappe -ouvrant une arrivée d’eau gravitaire d’eau provenant du réservoir IRWST -( In containment Refueling Water System Tank ). Ce système est -intégralement passif, ni électricité, ni intervention humaine -nécessaire. Cette eau commence par remplir les canaux horizontaux situés -sous la chambre d’étalement. Les éléments du plancher contiennent des -canaux de refroidissement horizontaux de sections rectangulaires. -L’intérieur de la chambre d’étalement est recouvert d’une couche de -béton sacrificiel qui a la même fonction que le béton du puits de cuve, -mais cette fois-ci il sert aussi à protéger temporairement la couche -protectrice.
-Chambre d’étalement. Crédit: IRSN.
-Le corium va s’étaler dans cette chambre. C’est de la physique -complexe (que je ne vais pas détailler ici). Cet étalement est piloté -par la compétition entre les forces hydrodynamiques et les changements -de viscosité du corium (rhéologie) dus à son refroidissement. La -géométrie de cette chambre d’étalement est conçue pour optimiser -l’étalement, et ainsi limiter l’épaisseur du corium, le rendant -sous-critique et le préparant au renoyage en surface par-dessus.
-L’eau, froide donc, arrivant gravitairement de l’IRWST, vient noyer -le corium très chaud, donc il y a création de vapeur (beaucoup de -vapeur) sur les premiers instants du noyage. Cette vapeur est -recondensée par le système EVU (la Force d’Action Rapide Nucléaire --FARN- est capable d’alimenter ce circuit depuis qu’elle est prévenue de -l’accident grave).
-Une fois que la croûte se forme en surface du corium, il y a une -vaporisation très limitée, et une fois le niveau d’eau atteint -suffisant, le corium est définitivement stabilisé.
-Schéma d’un angle de la chambre d’étalement du corium. Crédit: -IRSN.
-Pour conclure cette partie, une vidéo de présentation du core -catcher de l’EPR de Flamanville.
-Présentation de la construction du core catcher par EDF.
-https://miro.medium.com/v2/resize:fit:700/0*-BaP_aooe3kpbSY7
-Chambre d’étalement terminée sur l’EPR FA3. Crédit: EDF-EPR sur -X.
-On ne peut pas faire une expérience avec les mêmes conditions qu’un -réacteur nucléaire, pour des raisons économiques, techniques et -réglementaires. Alors on simule ça dans des codes de calcul. Un code de -calcul ce sont des choix de modélisations, des incertitudes et donc -ça se valide , sinon ça ne vaut pas grand-chose.
-Et ça se valide avec des expériences ! Les ingénieurs ne sont pas -toujours derrière un ordinateur, l’approche empirique est -indispensable ! Mais tu viens de dire qu’on ne faisait -pas d’expériences réalistes ? Et oui, car on étudie chaque phase d’un -accident grave séparément. Voyez ça comme des images -qu’on imbrique entre elles. A la fin, l’ensemble des images forment un -film, qui modélise un accident grave intégralement, ce qui permet in -fine de contourner l’obstacle que représente l’impossibilité d’une -expérience réaliste. Et comment on réalise ce film ? Avec un code de -calcul intégral !
-Présentation d’ASTEC
-ASTEC, pour Accident Source Term Evaluation Code , est -développé par l’ Institut de Radioprotection de de Sûreté -Nucléaire, l’IRSN. C’est un code dit « intégral» c’est-à-dire qu’il -simule toutes les étapes d’un accident grave. Cela comprend:
-Les différents modules d’ASTEC. Crédit: IRSN.
-Vous trouverez plus d’infos sur : https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec. -Voici également une courte présentation vidéo du code ASTEC, qui est -désormais un code de référence en Europe sur les accidents -graves des REP.
-Présentation vidéo d’ASTEC
-Un code intégral doit répondre aux exigences suivantes :
-\- Calculer de façon exhaustive les phénomènes physiques intervenant -lors d’un accident de fusion du cœur, en maintenant un compromis temps -de calcul/précision ;
-\- simuler le comportement des principaux systèmes de sûreté du -réacteur, afin de se placer dans des conditions similaires à celles d’un -réacteur en accidentel, et tester différents scénarios de disponibilités -des systèmes ;
-\- traiter complètement les couplages entre phénomènes, par exemple -le refroidissement du corium dans le puits de cuve, en cours -d’interaction corium-béton, par rayonnement et par convection dans -l’enceinte de confinement ;
-\- être découpé en module indépendant, pour faciliter notamment les -comparaisons avec des résultats expérimentaux et ainsi valider les -modules ;
-\- Etre rapide malgré sa grande taille (de 400 000 à 500 000 -instructions et 1 000 à 1 500 sous-programmes). C’est très important -qu’il puisse pouvoir calculer plus vite que le temps réel, afin de -tester un grand nombre de scénarios.
-Fonctionnement d’ASTEC
-Pour expliquer (très) rapidement, le logiciel ASTEC a besoin de -données d’entrée, c’est-à-dire les géométries, les matériaux et les -conditions physico-chimiques initiales de l’ensemble du réacteur. Ces -données sont fournies par l’ingénieur d’étude en accident grave.
-A chaque pas de temps, ASTEC calcule l’évolution des paramètres -physiques et chimiques. Dans un code intégral, il y a une articulation -de tous les modules, avec un ordre d’exécution. On peut activer ou -désactiver certains, selon le besoin, sachant que le nombre de modules -impliqués augmente le temps de calcul !
-Comment fonctionne ASTEC à chaque pas de temps du calcul. Crédit: -IRSN.
-/In fine, c/e qui intéresse l’ingénieur en sûreté nucléaire, ce sont -les post-traitements des variables suivies ! Ci-dessous, un exemple de -visualisation du cœur d’un REP-900MWe d’EDF. Ce que vous voyez est un -post-traitement selon le temps des champs de température. Ce qu’il se -passe dans cette séquence est une dégradation du cœur, vous voyez le -niveau d’eau baisser progressivement jusqu’à être remplacé par le corium -en fond de cuve. Vous constaterez que sur la 3ème image, la cuve a cassé -au niveau de la couche de métal léger, à cause du focusing -effect expliqué en partie I !
-Crédit: IRSN.
-Validation d’ASTEC
-Comme expliqué plus tôt, un code est une tentative de représentation -du réel, il est donc nécessaire de le valider par comparaison avec… et -bien le réel. Notez qu’on peut aussi valider un code en le comparant à -des codes déjà validés. Par exemple le module thermohydraulique d’ASTEC, -CESAR, est validé par comparaison avec le logiciel de référence CATHARE. -Je ne vais pas m’attarder dessus.
-Le principe d’une validation empirique c’est de faire une expérience, -de la modéliser dans le code de calcul le plus fidèlement possible, et -de comparer les résultats issus des observations et des capteurs avec la -simulation numérique. On constate souvent des écarts, l’objectif c’est -de les réduire le plus possible tout en étant capable de dire pourquoi -il y a des écarts et combien ils valent. ASTEC (en V2) est validé par un -panel d’expériences assez immense, depuis 1990 et sans arrêt depuis. -Cette validation s’appuie sur plus de 160 essais dans le monde entier, -en particulier sur les essais Phébus, cf. https://www.irsn.fr/savoir-comprendre/surete/programme-recherche-phebus-pf-0.
-Exemple de comparaison.
-Les essais Phébus constituent une grande base de validation des -modules CESAR -& ICARE (thermohydraulique et dynamique de dégradation) et SOPHAEROS -(comportement des produits de fission).
-Liste des essais Phébus.
-Il y a eu plein d’autres validations et l’objectif n’est pas de -toutes les lister. Vous trouverez une liste des expériences menées sur -ce lien: https://www.irsn.fr/recherche/systeme-logiciels-astec#validation
-ASTEC ne modélise pas la phase finale dans la chambre d’étalement de -l’EPR. Pour cela, des programmes spécifiques ont été menés à -l’international, avec des expériences passionnantes. L’objectif étant -d’avoir une compréhension fine du phénomène d’étalement du corium, de -son refroidissement, puis de son noyage. Les logiciels français sont -respectivement THEMA (code CEA) qui calcule la cinétique de -solidification du corium (en masse et en croûtes) ainsi que l’érosion du -substrat. Et CROCO (code IRSN) qui permet une modélisation détaillée de -la convection dans l’écoulement. Un grand nombre d’essais ont été menés, -le plus impressionnant étant l’essai VULCANO, comme montré -ci-dessous.
-Crédit: IRSN.
-Il est ressorti de l’ensemble de ces programmes de R&D que -l’étalement à sec du corium de REP permet son refroidissement ultérieur -car l’épaisseur de corium atteinte est suffisamment faible. Ainsi, -l’approche retenue sur EPR est validée expérimentalement. Des -incertitudes subsistent sur la capacité d’une nappe de corium à s’étaler -sous eau, c’est pour cela que l’EPR fait le choix d’étaler le corium à -sec en séparant physiquement eau et corium.
-Voilà comment on gère un accident grave sur l’EPR. J’ai -volontairement éclipsé beaucoup de sujets sur le comportent des produits -de fissions dans l’enceinte, sur les différentes possibilités de -stratification du corium. J’ai aussi fait le choix de focaliser sur -l’EPR alors qu’il existe aussi d’autres stratégies sur les autres -réacteurs du parc de génération II (Les CP, P4/P’4 et N4). J’ai -également restreint aux REP français, sans analyser les autres -stratégies équivalentes sur VVER, AP1000, ou APR1400. Je n’ai pas -non plus parlé des filières à eau lourde (CANDU), -bouillantes (BWR, -ABWR), rapides -(SPX) ou encore -des filières thermiques (HTR & VHTR) -et à sels fondus (MSFR). -Chaque technologie, présente une stratégie adaptée. Tous les -futurs réacteurs devront quoiqu’il en soit prendre en compte les -accidents graves en compte .
-Je vous donne mes sources sur ce -lien (attention il n’est valable que 7 jours). Tout est public et -trouvable sur le site de l’ASN et/ou de l’IRSN.
-[[https://medium.com/tag/nuclear?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Nuclear
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-[[https://medium.com/tag/accident?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Accident
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-[[https://medium.com/tag/epr?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Epr
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-[[https://medium.com/tag/astec?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Astec
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-[[https://medium.com/tag/fukushima?source=post_page-----f82c1d15ed58--------------------------------][
-Fukushima
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