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Recherche sur les accidents de fusion de cœur

Eléments de réflexion sur la stratégie de rétention d’un corium en cuve de réacteur

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En cas d’accident grave affectant un réacteur nucléaire, un questionnement spécifique concerne la gestion du mélange de combustible et de matériaux de structure du coeur (corium) résultant de la perte du refroidissement du combustible.

Les réacteurs nucléaires de 3ème génération se caractérisent notamment par la prise en compte à la conception des accidents avec fusion du cœur. A cet égard, les stratégies retenues à la conception de ces réacteurs relèvent pour l’essentiel de deux approches différentes, l’une retenant la stabilisation du corium hors de la cuve (cas notamment du réacteur EPR via un étalement et un refroidissement du corium après noyage), l’autre visant la rétention du corium dans la cuve (cas notamment du réacteur AP1000).

L’IRSN présente, dans le document technique ci-dessous, la stratégie de rétention du corium en cuve et ses limitations, ainsi que les programmes de recherche qu’il mène dans ce domaine.

Pour les réacteurs dont la puissance ne dépasse pas 600 MWe, les connaissances actuelles permettent de retenir une stratégie avec rétention du corium dans la cuve. Une stratégie de maintien du corium en cuve pour des réacteurs de puissance supérieure à 600 MWe nécessiterait des efforts de R&D, voire des évolutions technologiques, d’autant plus importants que la puissance du réacteur est élevée, avec une démonstration de sûreté difficile à établir, compte tenu de la variété des scénarios à couvrir et de la complexité des phénomènes physiques à considérer.

L’IRSN a engagé un certain nombre de travaux de recherche en vue de renforcer ses connaissances afin d’être à même d’évaluer la robustesse d’une solution de rétention d’un corium dans la cuve d’un réacteur, qui pourrait être proposée pour des réacteurs existants ou dans le cadre de nouveaux concepts de réacteur.

Télécharger la note de l'IRSN « Eléments de réflexion sur la stratégie de rétention d’un corium en cuve de réacteur » (PDF).

 

 

(Dernière mise à jour : Juillet 2015)