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Projet IVMR

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Le projet IVMR (In-Vessel Melt Retention) vise à acquérir de nouvelles connaissances et développer les outils pour mieux évaluer si les mesures définies pour stabiliser et retenir le corium* en cuve sont efficaces pour les réacteurs de 1000MWe ou plus en cas d’accident de fusion du cœur. Le projet, coordonné par l’IRSN, a débuté en juin 2015 avec 23 partenaires européens rejoints par plusieurs partenaires  hors Europe (dont chinois, russes, coréens) en 2018.

Ce projet doit également fournir des éléments pour optimiser la conception de nouveaux réacteurs. Il est financé par l’Europe dans le cadre de l'appel à projets H2020 de 2014.

 

* Le corium est le mélange de combustible nucléaire, des gaines et des structures de support résultant de la fusion du cœur


Contexte et objectif


En cas d'accident de fusion du cœur d'un réacteur nucléaire, le corium doit être stabilisé rapidement afin de protéger l'enceinte de confinement.


Parmi les options possibles, l'utilisation d'un système de refroidissement externe de la cuve permettant d'y retenir le corium fondu apparaît comme une solution intéressante, si son efficacité é peut être démontrée. Le corium serait ainsi contenu dans un espace identifié et limité, tout en évitant  une interaction entre le corium et le béton ; ceci diminue ainsi les risques de rupture de l'enceinte de confinement.


La stratégie est déjà adoptée pour des réacteurs de faible puissance, notamment le VVER 440 dont les marges de sûreté ont été évaluées comme suffisantes par des organismes de différents pays et selon des démonstrations différentes (probabiliste en Finlande et déterministes dans les pays d'Europe de l'est). Le cas du VVER  440 peut ainsi servir de référence dans l'évaluation des marges de sûreté de la stratégie in vessel retention (IVR).


Cependant, avec le développement de nouveaux réacteurs de génération III dans le monde, dont la puissance est de 1000 MWe ou plus, l'efficacité de la stratégie IVR doit être ré-évaluée.  La marge de sûreté liée au risque de défaillance de la cuve, pour ces réacteurs, est a priori faible. Si le risque résiduel de rupture de cuve est trop important, les avantages liés à la mise en place d'une stratégie IVR deviennent discutables. Il était donc nécessaire de faire cette ré-évaluation avec de meilleures méthodes et de réduire les incertitudes associées aux connaissances des phénomènes impliqués.


Déroulement du projet et résultats


Le programme IVMR s'est articulé autour de 4 objectifs :


Harmoniser les connaissances sur la rétention du corium en cuve et les outils d'analyse utilisés (code intégraux et codes dédiés)


Un tableau d'identification et de classement des phénomènes (PIRT) et des benchmarks a été réalisé par les partenaires pour harmoniser les connaissances.


Une mise à jour importante des connaissances fondamentales relatives à l'IVR a bénéficié à de nombreux partenaires du projet, mais aussi aux partenaires extérieurs via des échanges directs et des communications (journaux, conférences).  Par ailleurs, des développements spécifiques ont été réalisés pour remettre à niveau plusieurs codes de simulation des phénomènes, et tout particulièrement les codes intégraux décrivant le déroulement complet de l'accident.


L'IRSN a notamment développé de nouveaux modèles dans  son code de calcul ASTEC (Accident Source Term Evaluation Code) pour prendre en compte la stratification des oxydes et des métaux dans le plenum inférieur de la cuve  et pour représenter le refroidissement externe de la cuve. Le code ASTEC est le code de référence en Europe pour simuler l'ensemble des phénomènes qui interviennent au cours d'un accident de fusion du cœur d'un réacteur refroidi à l'eau. Il a été utilisé par plusieurs organismes partenaires du projet pour le calcul de séquences IVR sur différents types de réacteurs.


Progresser dans l'évaluation du risque de percement de la cuve pour les réacteurs de 1000MWe ou plus


Sur l'évaluation quantitative du chargement thermique sur la cuve, pour un réacteur « générique » de 1000MWe conçu pour l'IVR, l'incertitude est passée de 140% à 40% environ, soit un gain d'un facteur 3 à 4, ce qui est considérable. Ensuite, on a pu souligner l'importance de la conception sur l'efficacité de l'IVR. Pour des réacteurs de puissances comparables, les REP900,  par exemple, ne présentent pas un design favorable à l'IVR alors que les VVER1000 le sont beaucoup plus, en particulier à cause d'une plus grande masse d'acier en fond de cuve. Les résultats du programme ont montré que plus le rapport  entre la masse des structures en acier, présentes dans le corium, et la masse de combustible est élevé, plus l'IVR devient une option viable.


Enfin, les études mécaniques plus approfondies ont apporté un complément nécessaire à l'analyse de sûreté : elles permettent d'estimer la tenue de la cuve en cas de remontée de la pression (injection d'eau tardive en cuve) et sur le long terme. Cet aspect manquait dans les évaluations précédentes.


La puissance du réacteur n'est donc pas le seul élément à prendre en compte dans l'évaluation de sûreté d'une stratégie IVR.


Faire évoluer la méthodologie d'évaluation de l'IVR


La méthodologie la plus répandue jusqu'à présent consistait, par une approche probabiliste, à étudier une configuration « statique » du corium en fond de cuve, en supposant qu'elle était « enveloppe » de toutes les situations possibles et donc conservative.


Les résultats du projet ont montré que cette approche n'était ni enveloppe ni tout à fait conservative. Une nouvelle méthodologie a donc été proposée lors du projet. Elle met en jeu un nouveau critère de sûreté basé sur l'épaisseur résiduelle de cuve. Ce critère a l'avantage de pouvoir définir de façon plus explicite la marge de sûreté (par rapport à la « marge » sur le chargement thermique qui est une notion trop subjective). La nouvelle méthode s'appuie sur une évaluation faite à l'aide de codes mécanistes sur des transitoires accidentels sélectionnés. Elle permet également de prendre en compte des phénomènes jusque-là négligés comme la possible inversion de stratification du corium entre les couches d'oxyde et de métal qui le constituent.

La méthode proposée permet de couvrir tous les modes de rupture de cuve, au-delà du percement thermique. Un autre de ses avantages réside dans le fait qu'il ne s'agit pas d'une approche purement statistique : elle inclut également des évaluations déterministes qui contribuent à éviter les incohérences entre certaines hypothèses choisies.


Acquérir de nouvelles données expérimentales sur les interactions thermochimiques du corium


Les progrès réalisés pour les objectifs précédents ont grandement bénéficié des nouvelles connaissances acquises grâce aux données expérimentales recueillies par les partenaires du projet.

Ainsi,  des données nouvelles ont été obtenues sur le comportement mécanique de l'acier de cuve, les propriétés physiques du corium et sur les interactions chimiques entre le corium oxyde et le métal liquide.

Des essais ont également été effectués sur le flux thermique maximum (CHF) que l'on peut extraire par refroidissement externe de la cuve, en particulier pour des cuves semi-elliptiques, ce qui constitue une nouveauté.


Conclusion


La stratégie IVR apparaît comme un dispositif de sûreté efficace, même pour des réacteurs de grande puissance (environ 1000MWe), à condition d'être intégré dans un ensemble de dispositifs respectant le principe de défense en profondeur. Il est envisageable de mettre en œuvre la stratégie IVR sur de tels réacteurs en respectant des  éléments de conception indispensables : garantir la présence d'une quantité importante d'acier dans le fond de la cuve (au moins 50 tonnes) et disposer d'accumulateurs (ou autre système d'injection/recirculation d'eau passif) ayant une capacité suffisante pour retarder la fusion du cœur de 6 à 12h. Sans ces dispositions, l'IVR sur un réacteur de 1000MWe reste envisageable mais avec une marge plus réduite et une évaluation de sûreté avec un degré d'incertitude important. 


Les résultats obtenus par le projet IVMR fournissent de nouveaux outils et une méthodhologie actualisée pour l'analyse de l'IVR pour les réacteurs de forte puissance. L'intégration de plusieurs organismes non européens à l'approche de la fin du projet confirme sa contribution au renforcement de la coopération internationale en matière de recherche sur la sûreté des réacteurs et ouvre la voie à des propositions d'actions de collaborations (AIEA et OCDE/AEN) dans la continuité de certaines tâches initiées dans le cadre du projet IVMR.




Caractéristiques

Dates : 2015-2020


Partenaires :

  • UJV
  • Joint Reserch Center European Commission
  • CEA
  • Kungliga Tekniska Hoegskolan
  • Karlsruher Institut Fuer Technologie
  • Areva
  • EDF
  • Gesellschaft Fur Anlagen Und Reaktorsicherheit
  • Helmholtz-Zentrum Dresden-Rossendorf
  • Fortum Power And Heat Oy
  • Teknologian Tutkimuskeskus VTT
  • Magyar Tudomanyos Akademia Energiatudomanyi Kutatokozpont
  • Nubiki Nuclear Safety Research Institute
  • Inzinierska Vypoctova Spolocnost Trnava
  • Agenzia Nazionale Per Le Nuove Tecnologie, L'energia E Lo Sviluppo Economico Sostenibile
  • Lietuvos Energetikos Institutas
  • Tractebel Engineering
  • Imperial College Of Science Technology And Medicine
  • Nuclear Research And Consultancy Group
  • Institute Of Nuclear Research And Nuclear Energy - Bulgarian Academy Of Sciences
  • Centrum Vyzkumu Rez Sro
  • Narodowe Centrum Badan Jadrowych


Financement : 8.6 millions d'euros

Laboratoire IRSN impliqués

Contacts