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Le projet BSAF

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Dernière mise à jour en septembre 2015

​Le projet international BSAF (Benchmark Study if the Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station) est un projet lancé en 2012 sous l'égide de l'Agence pour l'énergie nucléaire (AEN) de l'OCDE ; coordonné par l’Agence japonaise de l’énergie atomique (JAEA) il regroupe 16 organismes de huit pays. Il consiste principalement en la réalisation et en l’analyse de simulations numériques de l’accident de la centrale de Fukushima Dai-ichi survenu en 2011 au Japon. Il a un double objectif : d’une part, améliorer les logiciels scientifiques utilisés pour la simulation numérique d’accidents de fusion du cœur de réacteurs nucléaires ; d’autre part, fournir des indications sur l’état de chaque réacteur de la centrale, notamment sur la localisation et sur la composition du combustible fondu, ceci en support à la préparation du démantèlement des réacteurs accidentés.



Contexte et objectifs


Lors de l'accident de la centrale nucléaire de Fukushima Dai-ichi, en mars 2011, trois réacteurs (les réacteurs 1, 2 et 3) ont subi une fusion au moins partielle de leur cœur. L'une des difficultés, quatre ans plus tard, est de localiser le combustible, qui s’est écoulé hors de la cuve pour certains réacteurs, afin de préparer les opérations de démantèlement dont notamment l’extraction du combustible en présence d’une forte radioactivité ambiante.


En 2012, sur proposition du Ministère japonais de l'économie, du commerce et de l'industrie (METI), l'Agence pour l'énergie nucléaire (AEN/OCDE) initie le projet international BSAF, un projet d’intercomparaison de simulations numériques de l'accident de Fukushima réalisées avec différents logiciels de simulation d’accidents graves. L'IRSN participe au projet avec le logiciel ASTEC co-développé avec son homologue allemand, GRS.


Le projet consiste à simuler la progression de l'accident dans la cuve et dans l'enceinte de confinement des réacteurs 1, 2 et 3 afin notamment d’évaluer l'état actuel du combustible (localisation, composition, quantité fondue...) ; il a deux objectifs principaux :

  • tester et améliorer les logiciels de simulation d'accidents graves des états membres de l'AEN en les confrontant à une situation réelle, et ainsi réduire les incertitudes qui peuvent exister dans les analyses d'accidents graves ;
  • apporter des éléments d'informations et un appui au Japon dans le cadre de ses travaux de démantèlement et d'assainissement de l'installation nucléaire de Fukushima, qui devront être réalisés avec le moins de risques possibles pour la santé des travailleurs et l'environnement.


Pendant la première phase du projet, qui s’est achevé en novembre 2014, les études ont concerné les six premiers jours de l’accident. La seconde phase du projet a débuté en avril 2015 et se déroulera jusqu’en 2018 ; elle consistera à prolonger les simulations numériques sur les trois semaines qui ont suivi le tremblement de terre et s’intéresseront plus particulièrement au comportement des produits de fission dans l’enceinte de confinement et au rejet de produits radioactifs dans l’environnement.


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Champs de température dans la cuve pour quatre temps caractéristiques différents (en secondes

à partir du tremblement de terre, dans les cartouches jaunes). En haut à gauche, lorsque le niveau d'eau atteint le haut des assemblages de combustible ; en haut à droite, lorsque lorsque la plupart des matériaux endommagés se sont écoulés jusste au-dessus de la plaque support du coeur ; en bas

à gauche, au moment de l'effondrement juste après la rupture de la tuyauterie ; en bas à droite,

 au moment du percement de la cuve. © IRSN



Principaux résultats de la 1e phase


La première phase du projet BSAF a permis de simuler les phénomènes physico-chimiques survenus dans les réacteurs 1 à 3, en particulier dans la cuve (dégradation et fusion du cœur, rupture) et dans l'enceinte de confinement du réacteur (progression du combustible fondu). La difficulté des calculs réside dans la très grande incertitude qui affecte certaines données et dans leur nombre limité, ce qui conduit à devoir faire de nombreuses hypothèses.


Concernant le réacteur 1, les différentes simulations numériques s’accordent sur une fusion complète du cœur et des structures internes ayant conduit à une rupture de la cuve. Les différences existant entre différents logiciels utilisés conduisent néanmoins à des écarts sur les estimations des quantités d'hydrogène produites lors de la dégradation du cœur, variant de 350 à 1000 kg.


Concernant les réacteurs 2 et 3, les écarts entre les différentes simulations numériques sont importants ; cela provient pour partie des différences entre logiciels, mais surtout des incertitudes existant sur les quantités d'eau de refroidissement injectées dans les réacteurs, dans les heures qui ont suivi le début de l'accident. Elles ne sont en effet pas connues avec précision, ce qui rend compliquée la définition de la chronologie exacte des événements. Les écarts les plus importants concernent la distribution finale des débris de combustible (quantité et localisation) et l’occurrence ou non d’une rupture de cuve.


Caractéristiques

​Dates : 2012-2014 (1e phase), 2015-2018 (2e phase)

Financement : OCDE

Partenaires de la 1e phase : Allemagne (GRS), Corée du Sud (Kaeri), Espagne (CSN/Ciemat), États-Unis (EPRI et NRC/DOE/SNL), France (IRSN et CEA), Japon (CRIEPI, IAE et JAEA), Russie (IBRAE/ROSATOM) et Suisse (PSI)

Laboratoires IRSN impliqués

Bureau d'études et d'expertises en accident grave et rejets radioactifs (B2EGR)


avec le support des :

Laboratoire d'étude de la physique du corium (LEPC)

Laboratoire d’etude du corium et du transfert des radioéléments (LETR)

Site internet

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