Le programme de recherche international Terme source (ISTP - International Source Term Programme) a pour but de réduire les incertitudes sur l’évaluation des rejets dans l’environnement de produits radioactifs comme l’iode et le ruthénium en cas d’accident de fusion du coeur d’un réacteur à eau sous pression (REP).
Les données expérimentales issues de ce programme servent à développer et à valider des outils de simulation numérique qui sont utilisés pour évaluer les conséquences d’un tel accident et apprécier l’efficacité des moyens mis en oeuvre pour les prévenir.
Ce programme international d'une durée de 5 ans et multipartenaires est constitué de quatre volets expérimentaux
Volet 1 : la chimie de l'iode
Le premier volet du programme Terme source concerne l’étude de la chimie de l’iode dans le circuit primaire de refroidissement du cœur (programme Chip) et dans l’enceinte de confinement du réacteur (programmes Epicur et Paris).
L'objectif de Chip est de fournir des données expérimentales sur les transformations physico-chimiques de l’iode lors de son cheminement du cœur, où il est relâché sous forme de gaz, vers l’enceinte de confinement. Le but est de déterminer la quantité d’iode gazeux dans l’enceinte.
Un programme divisé en deux parties :
- des essais phénoménologiques impliquant jusqu’à 10 éléments chimiques, représentatifs des produits relâchés en grande quantité du cœur, en même temps que l’iode (éléments des barres de commande…). L’objectif est d’identifier les éléments chimiques susceptibles de réagir avec l’iode au cours de son transfert du cœur vers l’enceinte (temps de transfert court, refroidissement rapide en présence de vapeur d’eau et d’hydrogène) ;
2. des essais analytiques, impliquant un petit nombre d’éléments, dont l’objectif est d’obtenir des données cinétiques pour les principales réactions mises en jeu.
- Les programmes Epicur et Paris
L’objectif des programmes Epicur et Paris est
de fournir des données expérimentales sur les transformations physico-chimiques de l’iode (formation/destruction d’espèces d’iode volatiles) sous l’effet du rayonnement régnant dans l’enceinte de confinement.
Le but est de déterminer les quantités d’iode sous forme de gaz (en particulier l’iode organique difficile à retenir sur les filtres) susceptible d’être rejetées dans l’environnement en cas de fuite de l’enceinte.
Plus particulièrement, l’étude porte sur :
1. la chimie de l’iode sous rayonnement en phase aqueuse ;
2. les interactions de l’iode avec les surfaces, en particulier peintes, conduisant à la formation d’iode organique ;
3. les réactions de l’iode avec les produits de radiolyse de l’air (dont l’ozone).
L’installation Epicur permet le suivi en ligne, par spectrométrie γ des différentes formes gazeuses générées.
Volet 2 : dégradation des barres en B4C
Le deuxième volet étudie l'impact de la dégradation des barres de commande en carbure de bore (B4C) sur la progression de la dégradation du cœur, sur la production d’hydrogène et sur la volatilité de certains produits radioactifs, en particulier l’iode.
On trouve ce type de barres de commande dans les réacteurs les plus récents du parc français, ainsi que les réacteurs bouillants en service en Europe .
L’étude porte en particulier sur :
1. les mécanismes de dégradation d’une barre de commande en carbure de bore en présence de vapeur d’eau lorsque chauffée à plus de 1 300°C ;
2. le relâchement des produits d’oxydation et des espèces borées et carbonées.
Le programme d'essais Becarre comprend :
- des essais analytiques destinés à déterminer la cinétique d’oxydation par la vapeur d’eau de pastilles en carbure de bore et de mélanges carbure de bore-acier, et à caractériser les produits d’oxydation formés ;
- des essais semi-analytiques destinés à déterminer les mécanismes de dégradation d’un segment de barre de commande de 60 cm de long et les relâchements associés. Ces essais sont réalisés dans les installations Verdi, Picollo et Intermezzo.
Volet 3 : échauffement sous air du combustible
L'échauffement des crayons de combustibles sous air est susceptible de survenir, par exemple, en cas d'accident entraînant la percée de la cuve duréacteur après fusion d'une partie du cœur, ou lors du dénoyage (perte de l'eau) d'une piscine d'entreposage de combustibles irradiés. Ce phénomène peut influencer, en particulier, les mécanismes de dégradation du gainage du combustible et le relâchement du ruthénium.
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Le programme expérimental Mozart
Ce programme vise à étudier l’oxydation en présence d’air des gainages de combustible nucléaire. Plusieurs alliages (Zircaloy-4,M5TM et Zirlo), dans différents états initiaux (vierge, pré-oxydé, préhydruré pour simuler le vieillissement en réacteur) sont étudiés. Les données cinétiques issues des essais sont utilisées pour développer un nouveau modèle d’oxydation pour les outils de simulation numérique destinés à évaluer les rejets.
- Programme expérimental Chimie du ruthénium dans l’enceinte
Son objectif est de
fournir des données expérimentales sur les transformations physicochimiques du ruthénium sous rayonnement dans l’enceinte de confinement. Il s’agit en particulier de caractériser les mécanismes qui conduisent à la formation ou à la destruction d’espèces de ruthénium sous forme gazeuse.
L'étude porte en particulier sur :
1. la vitesse de dépôt sur les surfaces conduisant à la destruction du ruthénium gazeux Ru04,
2. la vitesse de formation de ruthénium gazeux à partir soit de dépôts sur des surfaces, en particulier.
Volet 4 : relâchement des PF par le combustible irradié à haute température
Programme expérimental Verdon et micro-analyse
L’objectif de ce programme est d’étudier le relâchement des produits de fission à partir d’échantillons de combustible UO2 fortement irradié et MOX, combustibles peu étudiés jusqu’à présent (le programme Vercors réalisé de 1989 à 2002 a porté sur du combustible UO2 moyennement irradié). Les essais consistent à porter à forte température sous vapeur d’eau et hydrogène quelques pastilles de 
combustible et à suivre le relâchement des produits de fission en ligne par spectrométrie γ.
Le programme de microanalyses vise à caractériser la répartition et la composition chimique des produits de fission dans les différentes phases du combustible ayant subi des transitoires thermiques lors des essais Verdon et Vercors.
Cette caractérisation devrait permettre de valider les hypothèses d’interprétation des résultats des essais.