mirror of
https://forge.chapril.org/tykayn/orgmode-to-gemini-blog
synced 2025-10-09 17:02:45 +02:00
638 lines
No EOL
35 KiB
HTML
638 lines
No EOL
35 KiB
HTML
<!DOCTYPE html>
|
||
<html>
|
||
|
||
<head>
|
||
<meta charset="UTF-8">
|
||
<meta name="viewport" content="width=device-width, initial-scale=1">
|
||
<meta property="og:image" content="https://www.cipherbliss.com/wp-content/uploads/2016/12/rond.png">
|
||
<meta property="og:locale" content="fr_FR">
|
||
<meta property="og:description" content="dragonfeu_blog">
|
||
<meta property="og:url" content="https://www.dragonfeu_blog.com">
|
||
<meta property="og:site_name" content="">
|
||
<link rel="alternate" type="application/atom+xml" title="Cipher Bliss » Flux"
|
||
href="https://www.dragonfeu_blog.com/feed/">
|
||
<link href="/style.css" rel="stylesheet">
|
||
<script src="main_script.js"></script>
|
||
<meta charset="utf-8">
|
||
<meta name="viewport" content="width=device-width, initial-scale=1">
|
||
<title>Stratégie de mitigation de l’accident de fusion du cœur sur l’EPR. -</title>
|
||
<meta name="author" content="dragonfeu_blog">
|
||
<link rel="alternate" type="application/rss+xml" title="dragonfeu_blog » Flux"
|
||
href="https://www.dragonfeu_blog.com/feed/">
|
||
<meta property="og:title" content="">
|
||
<meta property="og:locale" content="fr_FR">
|
||
<!-- Description de la page -->
|
||
<meta name="description" content="">
|
||
<meta name="reply-to" content="contact@dragonfeu_blog.com">
|
||
<link rel="icon" type="image/png" href="https://www.cipherbliss.com/wp-content/uploads/2016/12/rond.png">
|
||
</head>
|
||
|
||
<body>
|
||
<div id="page" class="page_article page__ ">
|
||
<header id=" masthead" class="site-header">
|
||
<div class="header-image" style="background-image: url('');
|
||
background-repeat: no-repeat; background-size: cover;">
|
||
<a href="/">
|
||
<img src="https://www.cipherbliss.com/wp-content/uploads/2016/12/rond.png" class="site-icon img">
|
||
</a>
|
||
<h1 class="blog-title">dragonfeu_blog
|
||
|
||
</h1>
|
||
<p class="blog-subtitle">dragonfeu_blog</p>
|
||
<div class="template-header">
|
||
|
||
</div>
|
||
</div>
|
||
<nav class="navbar is-fixed-top is-dark" role="navigation" aria-label="main navigation">
|
||
<div class="navbar-brand">
|
||
<a class="navbar-item" href="https://www.dragonfeu_blog.com">
|
||
https://www.dragonfeu_blog.com
|
||
</a>
|
||
</div>
|
||
|
||
<div id="navbarBasicExample" class="navbar-menu">
|
||
<div class="navbar-start">
|
||
<a class="logo" href="https://www.dragonfeu_blog.com">
|
||
<img src="https://www.cipherbliss.com/wp-content/uploads/2016/12/rond.png" class="img-fluid">
|
||
</a>
|
||
|
||
<nav>
|
||
<a href="/">Accueil</a>
|
||
<a href="/feed">Flux RSS</a>
|
||
<a href="/tags">Tags</a>
|
||
<a href="/contact">Contact</a>
|
||
</nav>
|
||
|
||
</div>
|
||
<div class="navbar-end">
|
||
<div class="navbar-item">
|
||
<form role="search" method="get" class="search-form" action="/" id="recherche">
|
||
<label>
|
||
<input class="search-field" placeholder="Recherche" value="" name="s" type="search">
|
||
</label>
|
||
<input class="is-hidden search-submit" value="Rechercher" type="submit">
|
||
</form>
|
||
</div>
|
||
</div>
|
||
</div>
|
||
</nav>
|
||
</header>
|
||
<main class="body-wrap boxed-container">
|
||
|
||
<article class="content">
|
||
<h1 class="article-title">
|
||
Stratégie de mitigation de l’accident de fusion du cœur sur l’EPR.
|
||
</h1>
|
||
<div class="article-main-content"><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
|
||
& 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&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 & <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
|
||
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>
|
||
</div>
|
||
<div class="article-date">
|
||
08 September 2024
|
||
</div>
|
||
|
||
<div class="article-tags">
|
||
|
||
Tags:
|
||
|
||
<a href="/tag/"></a>
|
||
|
||
<a href="/tag/bd">bd</a>
|
||
|
||
<a href="/tag/cours">cours</a>
|
||
|
||
<a href="/tag/logiciel">logiciel</a>
|
||
|
||
<a href="/tag/entreprise">entreprise</a>
|
||
|
||
<a href="/tag/art">art</a>
|
||
|
||
|
||
</div>
|
||
</article>
|
||
|
||
<hr />
|
||
<div class="article-navigation">
|
||
|
||
<a href="2025/ouiiii-heuuu-voilà" class="previous-article">
|
||
Article précédent:
|
||
<div class="next-acticle-title">ouiiii heuuu voilà</div>
|
||
|
||
</a>
|
||
|
||
|
||
<a href="" class="next-article">Article suivant:
|
||
<div class="next-acticle-title"><built-in method title of str object at 0x7f3d4dd17280></div>
|
||
|
||
</a>
|
||
<!-- // TODO corriger les précédents et suivants, ajouter le titre -->
|
||
|
||
</div>
|
||
<div class="retour-accueil">
|
||
<a href="/">Retour à l'accueil</a>
|
||
</div>
|
||
|
||
</main>
|
||
<footer class="site-footer has-top-divider">
|
||
<div class="container">
|
||
<div class="site-footer-inner">
|
||
<div class="site-foot">
|
||
</div>
|
||
<nav class="footer-nav">
|
||
|
||
<nav>
|
||
<a href="/">Accueil</a>
|
||
<a href="/feed">Flux RSS</a>
|
||
<a href="/tags">Tags</a>
|
||
<a href="/contact">Contact</a>
|
||
</nav>
|
||
|
||
<a href="/tags/">Tags</a>
|
||
<a href="https://www.dragonfeu_blog.com/feed/">Flux Atom</a>
|
||
</nav>
|
||
</div>
|
||
</div>
|
||
</footer>
|
||
</div>
|
||
</body>
|
||
<!-- généré avec orgmode-to-gemini-blog par Tykayn -->
|
||
|
||
</html> |