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Le programme Phébus PF

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Le programme international de recherche Phébus PF (Produits de Fission) s’est déroulé entre 1988 et 2010. Il avait pour but d’améliorer la connaissance des phénomènes survenant lors d’un accident grave de fusion de cœur d’un réacteur à eau légère et plus particulièrement de réduire l’incertitude relative à l’évaluation des rejets radioactifs en cas d’accident de fusion de cœur affectant un réacteur à eau légère, et d’accroître les capacités d’expertise et de gestion de crise dans ce domaine. Le rapport du dernier test a été publié en décembre 2010 et a donné lieu à un séminaire de clôture organisé en juin 2012.

 

 

Contexte et objectifs


Depuis l’accident de fusion du cœur du réacteur de Three Miles Island en 1979, un ensemble de programmes expérimentaux de recherche en sûreté a été réalisé par de nombreux organismes internationaux, dont l’IRSN qui pilote le réseau européen Sarnet. Des modèles mathématiques ont été développés pour simuler le déroulement d’un accident de ce type, en évaluer les conséquences potentielles et apprécier l’efficacité de dispositifs ou de dispositions pouvant être mises en œuvre pour arrêter la progression de l’accident et a minima en limiter l’importance.


Le programme de recherche Phébus PF a été lancé en 1988 par l’IRSN (sous l’ancienne appellation IPSN : Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire) en partenariat avec la Commission européenne et EDF. La France a collaboré sur ce programme avec les États-Unis, le Canada, le Japon, la Corée du Sud et la Suisse et cinq expériences ont été réalisées entre 1993 et 2004, mobilisant environ 80 personnes par an (en dehors du personnel en charge de l’exploitation du réacteur).


L’objectif principal était de réduire l’incertitude relative à l’évaluation des rejets de produits radioactifs en cas d’accident de fusion de cœur d’un réacteur à eau sous pression (REP) et notamment de disposer d’une base de données expérimentale qui permettrait de valider les modèles et outils de simulation numérique utilisés dans ce domaine. Pour cela, il s’est avéré nécessaire de réaliser des expériences « globales », c’est-à-dire des expériences où l’ensemble des phénomènes étaient représentés, depuis la fusion d’un assemblage combustible jusqu’au rejet de produits de fission et de matériaux de structure au sein d’une enceinte simulée, en se rapprochant au maximum des conditions qui seraient celles d’un accident de ce type. Au-delà d’une meilleure connaissance des rejets potentiels de produits radioactifs le programme avait pour objectif de contribuer à améliorer la gestion de crise de l’IRSN en apportant des informations utiles à l’optimisation des actions et procédures à mettre en œuvre en cas d’accident nucléaire, pour protéger les populations et l’environnement.

 

 

Déroulement des essais


Cinq essais ont été réalisés dans un dispositif expérimental représentatif d’un REP et implanté dans le réacteur Phébus (voir le paragraphe Installation). Ils visaient à reproduire les phénomènes physiques qui gouvernent la fusion du cœur du réacteur, le transfert des produits de fission depuis le combustible jusqu’à l’enceinte de confinement, et leur devenir dans celle-ci.


Un essai se déroulait en deux phases successives :

  • une phase "dégradation", d’une durée de quelques heures, au cours de laquelle, par augmentation de la puissance du coeur Phébus, la température du combustible d’essai augmente jusqu’à la liquéfaction et la délocalisation des matériaux (entre 2300 et 2500 °C), entraînant le relâchement des produits de fission et leur transport dans le circuit et dans l’enceinte de confinement. A la fin de cette phase, le réacteur Phébus était arrêté ;
  • une phase "enceinte ", d’une durée de quelques jours, au cours de laquelle étaient mesurées les grandeurs d’intérêt pour la compréhension des phénomènes de transport, de dépôts des matériaux ainsi que de la chimie de l’iode dans le circuit et dans l’enceinte de confinement.

 

Les trois premiers essais (FPT-0 en 1993, FPT-1 en 1996 et FPT-2 en 2000) ont permis d’étudier l’effet du taux d’irradiation et de l’environnement (oxydant ou réducteur) sur la dégradation du combustible, le relâchement et le transport des produits de fission ainsi que leur comportement dans l’enceinte de confinement. Ces trois essais ont été réalisés avec une barre de commande en alliage Ag-In-Cd représentative des REP de type Westinghouse (900 MWe) dont il a été montré l’influence sur le comportement des produits de fission.

 

Un quatrième essai (FPT-4) en 1999, a concerné la phase ultime de l’accident, avec l’étude du relâchement des produits de fission peu volatils et des transuraniens à partir d’un lit de débris et d’un bain de combustible fondu.

 

Le cinquième essai (FPT-3, en 2004), a déterminé l’influence d’une barre de commande en carbure de bore (B4C) sur la dégradation du combustible et le comportement des PF. Le carbure de bore est un matériau utilisé dans les REP les plus récents mais aussi dans les réacteurs à eau bouillante en service en Europe et dans le monde ainsi que dans certains réacteurs de type soviétique en service dans l’Europe de l’Est.

 

Figure 1. Matrice des essais de Phébus PF

 

 

L’installation


L’installation utilisée pour le programme Phébus PF est située sur le Centre d’études de Cadarache et actuellement en cours de démantèlement par le CEA. Elle se compose de deux éléments principaux :

  • le réacteur Phébus, de type piscine, d’une puissance de 40 MW, utilisé pour fournir le flux de neutrons destiné à chauffer le combustible d’essai par fissions ;
  • les circuits expérimentaux composés de trois parties principales : la section dite en pile comportant le dispositif d’essai, une portion de circuit simulant le circuit primaire d’un réacteur jusqu’à la brèche, un réservoir simulant l’enceinte de confinement du réacteur.

 

Figure 2. Schéma général de l'installation

 

L’installation reproduisait un réacteur nucléaire à eau sous pression de 900 MWe à l’échelle 1/5000e.


Au centre du réacteur Phébus se trouvait une cavité cylindrique étanche dans laquelle était introduit le dispositif d’essai contenant dans la plupart des cas une grappe d’essai. Cette dernière était constituée de 18 crayons de combustible irradié et de deux crayons vierges instrumentés. Au centre se trouvait un crayon simulant les éléments d’une barre de commande de réacteur.

 
Le circuit primaire contenait un générateur de vapeur simulé par un tube en U inversé. L’enceinte de confinement était simulée par un réservoir de 10 mètres cubes comprenant un volume rempli d’eau en guise de puisard, un volume gazeux et des surfaces peintes.


La grappe de combustible, le circuit expérimental et l’enceinte de confinement dans lesquels les produits de fission étaient collectés à la fin des essais, étaient instrumentés avec des visées par spectrométrie gamma permettant la mesure en ligne des évolutions de l’activité le long du circuit et dans l’enceinte, sur les parois, sur les surfaces condensantes et dans le puisard. Un opacimètre permettait de suivre l’évolution de la concentration des aérosols en suspension et des coupons exposés pendant des laps de temps prédéfinis recueillaient des fractions des aérosols qui se déposaient par sédimentation. Ces instruments étaient complétés par des capteurs de pression, de taux d’humidité, de concentration d’hydrogène, de températures de la paroi, du gaz et de l’eau du puisard. Des filtres sélectifs de type Maypacks ont été utilisés pour différencier les formes d’iodes prélevées dans l’atmosphère et en mesurer les concentrations.

 

 

Résultats globaux


Les différents essais du programme Phébus PF ont fourni des informations scientifiques concernant la fusion du cœur, la composition des aérosols, leur rétention plus faible que prévu dans les circuits, la revaporisation de certains produits de fission et la production d’hydrogène. Les observations ont montré que pour un réacteur équipé de barres de commande en alliage d’argent, le circuit primaire du réacteur constituait la source principale d’iode volatil dans l’enceinte. Lorsque la barre de contrôle est en carbure de bore, le relâchement d’iode gazeux est encore plus important. Le programme d’essais a clairement mis en évidence un lien entre la cinétique de relâchement des produits de fissions et les phénomènes de dégradation du combustible. Par ailleurs, le programme a montré que la concentration d’iode volatil dans le réservoir simulant l’enceinte de confinement au-delà de 24 heures dépend principalement des processus physico-chimiques dans la phase gazeuse. Elle dépend donc de la concentration d’iode volatil provenant du circuit primaire ou formé dans l’enceinte de confinement qui dépend elle-même de l’affinité de l’iode pour les surfaces de l’enceinte (peinture, matériau,…).

 

Figure 3. Radiographies de la grappe de combustible après les essais


Une base de données a été constituée, consultable par les scientifiques du monde entier pour confronter et valider leurs logiciels de calcul. Les données expérimentales collectées lors des essais sont utilisées par l’IRSN pour améliorer l’évaluation des rejets en cas d’accident grave d’un réacteur et capitalisées sous forme de modèles mathématiques dans des outils de simulation numérique d’accidents graves, en particulier le logiciel Astec, développé par l’IRSN en partenariat avec son homologue allemand Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit mbH (GRS), ou les logiciels américains Melcor (développé par Sandia National Laboratories) ou Maap (développé par la société Fauske&associates Inc, utilisé par EDF). Le projet européen Eursafe, dont l’objectif était de définir les orientation à donner à la recherche Européenne en matière d’accidents graves à l’issue du programme Phébus PF, a permis de hiérarchiser les recherches à mener en vue de réduire les incertitudes restantes. Une partie de ces recherches a été réalisée durant le programme international Terme Source depuis 2005 et comportait une série d’essais analytiques. Un nouveau programme international, Stem, vient compléter les recherches de Terme Source depuis 2011.


La synthèse générale des essais Phébus PF a été présentée lors du séminaire de clôture en juin 2012, sur la dégradation du cœur et le relâchement des produits de fission, le transport des aérosols et des produits de fission dans le circuit primaire de refroidissement, la chimie de l’iode. Une partie importante du séminaire était consacrée à l’utilisation des résultats du programme par les différents partenaires pour les études de sûreté.


Caractéristiques

Dates : 1988-2010

Services IRSN impliqués : Service des accidents graves (SAG), Service de sûreté des réacteurs à eau sous pression (SSREP)

Résultats des essais

Informations complémentaires

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