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Le projet Mire

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Dernière mise à jour en août 2014

Le projet Mire (Mitigation des Rejets à l’Environnement en cas d’accident nucléaire) lancé en janvier 2014 par l'IRSN vise à étudier et améliorer la limitation (dite mitigation) des rejets radioactifs lors d'un accident de fusion du cœur d’un réacteur nucléaire (dit accident grave). Il est l'un des sept projets pilotés par l’Institut et retenus par l’Agence nationale de recherche (ANR) dans le cadre de l’appel à projet Recherche en matière de sûreté nucléaire et radioprotection (RSNR).

 

Contexte et objectifs

Lors d'un accident de fusion du cœur d’un réacteur nucléaire, des éléments radioactifs contenus dans les crayons de combustible arrivent dans l'enceinte de confinement sous forme de particules (aérosols) ou de gaz. Afin de réduire le risque d’un rejet massif de ces éléments dans l’environnement en cas d’augmentation excessive de la pression dans l'enceinte, il a été mis en place sur certains réacteurs, et en particulier sur ceux du parc électronucléaire français, un système d’éventage. Ce système permet de dépressuriser l’enceinte de confinement à travers un dispositif de filtration qui limite le rejet des éléments radioactifs dans l'environnement.


En France, le dispositif de filtration retenu consiste en  préfiltres métalliques et en filtres à base de sable respectivement disposés à l’intérieur et à l’extérieur de l’enceinte. Ce système relativement efficace pour la filtration des aérosols ne permet cependant pas de retenir les formes gazeuses de deux éléments présentant un risque sanitaire important : l’iode et le ruthénium.


Le projet Mire a pour objectif majeur la réduction des rejets radioactifs pouvant résulter de l’éventage volontaire d’une enceinte de confinement. Il consiste notamment à comparer l’efficacité des dispositifs de filtration aujourd’hui disponibles dans le monde et à acquérir des connaissances utiles au développement de systèmes de filtrations innovants, efficaces et robustes.


Par ailleurs, afin de mieux cerner la forme et la quantité des éléments radioactifs pouvant transiter dans ces systèmes de filtration, le projet Mire vise à compléter les connaissances existantes sur la remise en suspension ou la revolatisation d’éléments radioactifs pouvant survenir au moment de l’éventage ou, de manière différée, à plus long terme.

 

Axes de recherche et déroulement

Le projet Mire est mené selon trois axes de recherche basés à la fois sur des expérimentations et des modélisations.

 

1/ Études du Terme-Source

 

Il s'agit là d'approfondir les connaissances déjà existantes sur l’inventaire et la forme des éléments radioactifs pouvant se trouver en suspension dans l’enceinte de confinement. L’axe de recherche concerne sur deux domaines pour lesquels les incertitudes restent encore importantes :

 

  • La remise en suspension des espèces adsorbées

Les modifications des conditions thermo-hydrauliques dans l’enceinte de confinement ou de la composition de son atmosphère peuvent entraîner la remise en suspension de radioéléments déposés sur, et éventuellement absorbées par, les surfaces de l’enceinte, du générateur de vapeur et du circuit primaire de refroidissement. Au sein du projet Mire, ces processus sont analysés via des essais de revolatilisation (césium, iode et ruthénium) à partir des surfaces du circuit primaire de refroidissement. Les paramètres principaux d’étude sont la nature du gaz porteur  et les conditions thermiques.

 

  • La caractérisation des oxydes d’iode

Des particules d’oxydes d’iode se forment dans l’enceinte de confinement du réacteur lors d’un accident via l’oxydation d’iode volatile par les produits de la radiolyse de l’air (l’ozone formée sous radiation par exemple). Peu d’informations sont disponibles sur ces particules (taille, composition, stabilité…), bien qu’elles puissent représenter dans certains cas une large part des formes iodées en suspension dans l’enceinte de confinement. Dans le cadre de Mire, des expériences ont pour objectif d’obtenir des informations qualitatives et quantitatives (taille, masse, distribution, composition, etc.) sur les interactions des oxydes d’iode avec les produits de radiolyse de l’air, ainsi que sur la stabilité chimique à moyen terme de ces oxydes.

 

2/ Évaluation de l'efficacité des systèmes de filtration existants

 

Les recherches menées sur cet axe consistent à déterminer par une approche expérimentale l’efficacité de filtres à piéger l'iode moléculaire et les iodures organiques ainsi que le ruthénium gazeux. Les filtres testés sont ceux déjà installés dans les installations nucléaires en France et dans le Monde :

 

  • filtres à base de sables,
  • filtres liquides (filtres à barbotage),
  • filtres métalliques.

 

Des tests d’adsorption pour les espèces gazeuses considérées sont réalisés à petite échelle pour chaque type de filtre. Les paramètres suivants sont étudiés: vitesse d’adsorption, capacité maximale de piégeage, la température et le taux d’humidité… La réversibilité du captage sous radiation est également évaluée. Ces tests sont complétés par des tests à plus grande échelle sur une nouvelle installation de l’IRSN, le banc Persée, dédié à l’étude de systèmes de filtration et d’épuration.
 
Ces données expérimentales seront analysées et des modélisations seront développées. Les modèles établis seront intégrés dans le logiciel de simulation des accidents graves Astec développé par l'IRSN ou bien MAAP utilisé par EDF.

 

3/ Recherche et développement de nouveaux systèmes filtration


Il s’agit pour cet axe d’évaluer l’efficacité et les propriétés de nouveaux types matériaux ou média avec pour objectif la conception de filtres plus efficaces et robustes dans les conditions d’un accident grave. La robustesse attendue concerne plus particulièrement la résistance aux températures élevées, à l’humidité et aux radiations. Le choix s’est porté sur deux types de média filtrants : ceux à zéolite et les filtres MOF (Metal Organic Framework).

 

Ces média filtrants seront testés sous un flux gazeux d’iode ou/et de ruthénium et plusieurs paramètres seront étudiés : la concentration, la présence éventuelle de polluants, le débit gazeux, la température, etc. Ils seront également évalués selon leur capacité à retenir les radioéléments de manière irréversible (taux de désorption négligeable). Le média filtrant le plus prometteur sera testé en complément sur l’installation Persée de l’IRSN.


Caractéristiques

Dates : 2013-2018
Financement : 20 % ANR
Partenaires : Université Lille 1, CNRS, Université Aix-Marseille, Université de Lorraine, École des Mines de Nantes, EDF, Areva

Laboratoires IRSN impliqués

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