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RST 2008 - Introduction au chapitre 2

Les accidents dans les installations nucléaires

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Les installations nucléaires, qu’il s’agisse de réacteurs de production d’électricité, de réacteurs utilisés à des fins expérimentales ou de laboratoires du cycle du combustible sont des installations complexes en constante évolution. L’expertise des dispositions prises par leurs exploitants pour prévenir les accidents susceptibles de se produire ou en limiter les conséquences requiert des compétences pointues et une connaissance approfondie de l’ensemble des phénomènes impliqués.

 

C’est pourquoi l’Institut mène des recherches, notamment expérimentales, et développe des outils de calcul, le plus souvent dans le cadre de coopérations scientifiques avec d’autres laboratoires de recherche nationaux ou internationaux, des universités ou des organismes étrangers supports techniques d’autorités de sûreté.
Les articles qui suivent donnent un aperçu de sujets auxquels l’Institut consacre d’importants moyens de recherche.

Un départ de feu dans une installation nucléaire est, comme dans bien d’autres installations, un événement redouté. Il convient de le maîtriser rapidement avant que des organes importants pour la sûreté de l’installation ou le confinement des produits radioactifs contenus dans celle-ci soient rendus inopérants. C’est pourquoi l’Institut réalise des expériences en vraie grandeur afin de valider les outils avancés de simulation numérique qu’il développe et utilise pour évaluer les conséquences d’un feu. Deux articles sont consacrés à ce sujet :

  • le premier présente une synthèse des études expérimentales réalisées par l’IRSN depuis plus de vingt ans sur les feux dans des locaux confinés et ventilés mécaniquement, qui sont caractéristiques des installations nucléaires ; cette question est abordée par l’IRSN selon deux axes complémentaires : la réalisation d’essais à échelle réelle mais aussi le développement d’outils de calcul ;
  • le second illustre les recherches de base menées avec d’autres laboratoires, en l’occurrence l’Ineris, pour avancer dans la compréhension fine des mécanismes permettant de calculer la puissance d’un feu.


La probabilité d’un accident majeur entraînant la fusion du coeur d’un réacteur est très faible, grâce à l’ensemble des dispositions prises par les exploitants pour l’éviter. Néanmoins, les rejets de produits radioactifs qui pourraient se produire dans un tel cas font l’objet d’études qui reposent sur un ensemble de travaux de recherche conduits dans le monde, mais surtout en France. Ils visent à valider le logiciel de simulation numérique ASTEC, développé en coopération étroite avec la GRS et devenu une référence en Europe.

 

Cinq articles illustrent les importants travaux menés par l’Institut dans ce domaine :

  • le premier présente une synthèse des résultats de l’essai FPT2, réalisé en 2004, dans le réacteur nucléaire d’essai Phébus du CEA ; il s’agissait d’un essai dit intégral, c’est-à-dire représentant aussi fidèlement que possible, à échelle réduite, l’ensemble des phénomènes se produisant lors de la fusion d’un coeur de réacteur à eau ; les enseignements tirés sont extrêmement importants et ont permis de faire progresser significativement les connaissances ;
  • le deuxième article donne un aperçu des études menées à l’IRSN pour se doter des données nécessaires pour prédire d’une manière fiable la progression de la fusion du coeur d’un réacteur. Il faut en effet maîtriser les données thermodynamiques de base des composants qui le constituent et des systèmes dans lesquels ils peuvent se combiner ;
  • le troisième article décrit le succès qu’a connu le réseau d’excellence européen sur les accidents de fusion de coeur que l’Institut a dirigé lors des quatres dernières années et dont l’objectif était de coordonner l’ensemble des recherches menées en Europe dans ce domaine ;
  • le quatrième article illustre les recherches menées par l’IRSN à l’aide d’un irradiateur installé à Cadarache sur le comportement de l’iode ; l’isotope 131 de l’iode peut en effet conduire à des risques sanitaires importants en cas de rejet accidentel ; l’Institut conduit de nombreux travaux sur ce thème et participe à de nombreux programmes internationaux ;
  • le cinquième article fait le point sur l’évolution des connaissances sur le comportement physico-chimique du ruthénium, un produit de fission qui, s’il était rejeté en grande quantité, pourrait conduire à un risque important. La physico-chimie joue un rôle majeur en ce sens qu’elle détermine la nature chimique sous laquelle un produit radioactif se trouve après avoir été relâché par le combustible en cas d’accident majeur. De cette nature dépend sa volatilité, c’est-à-dire sa propension à atteindre l’enceinte de confinement sous forme de gaz et à s’échapper dans l’environnement en cas de fuite.


L’enceinte de confinement d’un réacteur offre la dernière protection permettant d’éviter des rejets en cas de défaillance des deux autres «barrières» que constituent la gaine métallique entourant le combustible et le circuit primaire du réacteur. Le dernier article illustre les travaux menés par l’Institut pour évaluer la vulnérabilité aux chocs des ouvrages de génie civil.

Michel Schwarz
Direction de la prévention des accidents majeurs