“La sûreté nucléaire à la lumière des événements de Fukushima”

Devenue une priorité nationale pour tous les acteurs du secteur, la sûreté nucléaire consiste à prendre en compte tous les risques potentiels d’une installation nucléaire et à mettre en place des dispositions permettant de faire face à chacun de ces risques.

Les cycles de développement de l’industrie nucléaire restent relativement longs. Le Commissariat à l’Energie Atomique (CEA) étudie les éléments techniques de sûreté dans les réacteurs nucléaires, en soutien aux autorités de sûreté et aux industriels.

Il explique que la mise en place dès maintenant de programmes de R&D permettront d’alimenter les études de conception de réacteur pour les prochaines décennies.

Aussi, la R&D sur les accidents graves de réacteur a pour objectifs principaux la compréhension des phénomènes physiques et la réduction des incertitudes, la modélisation prédictive fiable pour les applications aux réacteurs à eau légère. Les perspectives à moyen terme portent sur les « agressions » externes, telles que le séisme, et les mécanismes et dispositifs pour arrêter la progression de l’accident et limiter les rejets radioactifs.

Les programmes du CEA couvrent deux grands volets : le comportement des structures soumises à un séisme et le comportement des réacteurs en cas d’accidents graves.

Comportement des structures en cas de séisme :

La compréhension et la simulation de la réponse des structures en cas de séisme relèvent du domaine de la prévention des accidents. La quantification des marges est un point essentiel de la démonstration de robustesse des installations et de l’amélioration de l’appréciation de leur sûreté.

Ce champ de R&D s’appuie sur une démarche expérimentale et sur la simulation numérique. La dimension expérimentale, indispensable pour valider les modèles et faire progresser les connaissances, utilise notamment les installations du CEA situées à Saclay : la plateforme Tamaris.

Les limitations des capacités expérimentales existantes demandent à être dépassées.

Plusieurs besoins expérimentaux sont aujourd’hui identifiés, au-delà des capacités des moyens actuels : l’expérimentation sur des maquettes de grandes dimensions (avec des essais en sous-structuration), la simulation de grands déplacements et de fortes accélérations et, enfin, l’expérimentation sur maquette « multi-supportée », en couplant plusieurs tables vibrantes. C’est l’objectif du projet Extam actuellement au stade d’études préliminaires.

Comportement des réacteurs en cas d’accident grave (avec fusion du cœur) :

Les événements de Fukushima sont typiquement des « accidents graves avec fusion du cœur », un domaine technique qui va bien au-delà de la formation d’un « corium » (1), et déjà très riche de connaissances et d’enseignements.

Un accident résulterait d’un cumul de défaillances d’une installation (perte de sources électriques, perte de sources froides), à l’image de ce qui s’est produit à Fukushima. L’enjeu des recherches est d’en évaluer et d’en maîtriser les conséquences. L’évaluation du risque de perte de confinement (2) consécutif à la fusion totale ou partielle du cœur du réacteur, ainsi que de qualifier les dispositifs de prévention et de mitigation (ou atténuation des effets).

Le scénario d’un accident grave avec fusion du cœur comporte plusieurs phases, avec des domaines de R&D spécifiques :

• la dégradation du cœur en cuve : la production d’hydrogène et la sauvegarde de l’enceinte, la formation de débris et du bain de corium (combustible et matériaux de structure fondus) et leur progression en cuve ;
• le relâchement et le transport des produits de fission (3);
• le percement de la cuve : il convient alors d’étudier la progression du corium hors cuve, l’interaction du corium avec le béton et avec l’eau.

La production d’hydrogène en cas d’accident grave est une spécificité des réacteurs à eau. En effet, le gainage du combustible (enveloppe métallique de l’oxyde d’uranium et des produits de fission) est réalisé en alliage de zirconium. L’oxydation du zirconium par la vapeur d’eau produit de l’hydrogène et s’accélère à la température de 1 500°C.

L’hydrogène relâché dans l’enceinte de confinement (via une brèche du circuit primaire 4) et mélangé à l’air est inflammable si sa proportion est comprise entre 4% et 75% en volume. Face au risque d’explosion et de défaillance de l’enceinte, des recombineurs catalytiques d’hydrogène sont disposés dans l’enceinte des réacteurs à eau pressurisée, réduisant significativement le risque lié à une combustion. Ce domaine nécessite toutefois une R&D sur le long terme pour mieux connaître la distribution de l’hydrogène (répartition et stratification dans l’enceinte de confinement). Il s’agit d’un enjeu majeur face à l’inflammabilité de l’hydrogène, afin de prévenir tout risque de combustion, de déflagration et, dans les cas extrêmes, de détonation risquant d’affecter l’enceinte de confinement.

En cas de rupture ou de fusion des gaines combustibles, une partie de la radioactivité contenue dans le cœur du réacteur est susceptible d’être transférée dans l’enceinte de confinement, voire dans l’environnement. L’étude du relâchement et du transport des produits de fission, en cas d’accident, est très importante pour évaluer les risques de rejets radioactifs, ou pour caractériser la situation par une confrontation de la simulation et des mesures.

Les études menées jusqu’à présent ont permis d’acquérir une bonne connaissance du comportement des différentes familles de produit de fission selon leur volatilité pour les combustibles actuels à l’oxyde d’uranium. L’un des objectifs est d’acquérir la même connaissance expérimentale pour les combustibles MOX.

Enfin, le comportement du corium met en jeu des phénomènes complexes.

Son exploration nécessite des installations expérimentales telles que celles du CEA à Cadarache (plateforme Plinius). L’étude de l’interaction du corium avec l’eau dans la cuve et le puits de cuve est importante pour prévenir les risques d’explosion vapeur affectant l’intégrité de l’enceinte de confinement. On étudie aussi l’interaction du corium avec le béton du radier (5), en cas de percement de la cuve. Ces phénomènes physiques demandent toujours à être explorés plus profondément. L’enjeu de ces recherches est de garantir le non-percement de la cuve ou du radier, ce qui constituerait une perte de l’intégrité de la 2e ou de la 3e barrière de confinement.

La plateforme PLINIUS

(Platform for Improvements in Nuclear Industry and Utility Safety)

PLINIUS est la seule plateforme expérimentale européenne consacrée à l’étude des accidents graves utilisant de grandes masses de corium « prototypiques » (mélanges fondus à hautes températures contenant des oxydes d’uranium appauvris, caractéristiques du mélange fondu qui pourrait surgir pendant des hypothétiques accidents graves).
 
Cette plate-forme expérimentale implantée au CEA Cadarache est constituée de quatre installations :

VULCANO est une installation constituée d’un four dans lequel 50 à 100 kilogrammes de corium peuvent être fondus. Le corium fondu est versé à l’intérieur d’une section d’essai (soit sur une section d’essai d’étalement, soit dans un creuset) instrumentée spécifiquement.

KROTOS est une installation dédiée à l’étude des interactions entre le combustible et le fluide réfrigérant (explosions de vapeur) afin de valider des codes de calcul. Le transfert thermique entre le combustible fondu et l’eau est si intense et rapide que le temps de transfert thermique est plus court que le temps nécessaire à la décompression, avec pour conséquence la formation d’une onde choc. Cette onde de choc s’intensifie en fonction de la quantité de mélange et de la diminution des temps de transfert d’énergie. Dans l’installation KROTOS, 4,5 kgs de corium ou 1kg d’alumine peuvent être fondus et versés dans une section d’essai remplie d’eau. Les phases de prémélange et d’explosion peuvent ainsi être étudiées. Dans les deux cas les explosions se sont produites spontanément et ont pu être observées dans KROTOS.

COLIMA
est une installation dans laquelle quelques kilogrammes de corium peuvent être fondus par chauffage à induction (150 kWe disponibles). Le creuset est installé dans une enceinte de 1,5 m3. Ses murs sont à température contrôlée jusqu’ à 160°C. Ce dispositif permet la simulation d’un accident grave et ses conséquences sur l’atmosphère dans l’enceinte du réacteur (air + vapeur, 5 bars-150°C) ou d’atmosphères réductrices.

VITI
est une installation haute température destinée à étudier les propriétés des matériaux, principalement leur viscosité et leur tension superficielle. L’installation permet l’utilisation d’uranium appauvri contenu dans du corium. Le chauffage par induction autorise un chauffage sans contact et la mesure de l’échantillon.

1 Corium : cœur du réacteur en fusion/fondu. Le corium est un magma complexe hautement
radioactif, composé principalement d’oxyde d’uranium, de produits de fission, de zirconium (gaines
du combustible) et d’acier (éléments internes de la cuve).
2 Le confinement est le dispositif de protection destiné à contenir les produits radioactifs à l’intérieur d’un périmètre déterminé fermé.
3 Produits de fission : produits issus de la fission des atomes d’uranium et de plutonium : césium, strontium, iode, xénon…
4 Le circuit primaire est le circuit fermé dans lequel circule un fluide caloporteur (de l’eau sous
pression pour un REP) afin d’extraire la chaleur du cœur du réacteur. Cette chaleur est ensuite
transmise à un autre circuit, le circuit secondaire, pour produire de la vapeur puis de l’électricité.

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2 Commentaires sur "“La sûreté nucléaire à la lumière des événements de Fukushima”"

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rouget
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Doosier original à cette adresse :

Anonymous
Invité

Genre c’était pas une priorité la sureté avant Fukushima…

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