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Voici la deuxième partie du numéro spécial d’Aktis sur les recherches de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) concernant les accidents de perte de refroidissement. Aktis est une lettre trimestrielle multimédia qui met en lumière quelques résultats récents des laboratoires de recherche de l’IRSN. Cette lettre vous est envoyée pour information. Vous pouvez vous abonner via un lien en bas de ce mail. Bonne lecture ! La rédaction |
N° 5_2, Numéro spécial - 2ème partie - septembre 2011 | ||
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Accidents
de fusion du cœur - Réacteurs à eau sous pression
La
cinétique d'ablation du béton par un corium
De récentes recherches
permettent d'améliorer la prédiction de la cinétique d'ablation du béton
du radier du réacteur par le corium, magma métallique résultant de la
fusion du cœur. La percée du radier peut conduire au relâchement de
produits de fission radiotoxiques.
Lors d'un accident avec fusion du cœur d'un réacteur nucléaire, le
coriumGLO
pourrait percer la cuve du réacteur et tomber sur le radier en béton de
l'enceinte de confinement. L'interaction du corium avec le béton (ou ICB)
peut percer le fond du radier et donc induire un relâchement de
radioéléments dans l'environnement par perte du confinement. Pour évaluer
le temps nécessaire pour percer le radier, l'IRSN développe un outil de
simulation numérique intégré dans le logiciel de simulation des accidents
graves AstecGLO.
Il modélise les phénomènes mis en jeu dans l'ICB, notamment ceux
traduisant l'influence de la composition du béton sur l'orientation
privilégiée de son ablation par le corium. (1)
Programme Vulcano réalisé au CEA à Cadarache et programme MCCI réalisé au
laboratoire national d'Argonne aux USA.
(2) Les
bétons des centrales du parc électronucléaire français ont une composition
soit à dominante siliceuse soit mixte siliceuse et calcaire.
Combustible
L'impact
de l'air sur le combustible nucléaire usé entreposé en piscine
Un programme achevé
récemment a permis de mieux comprendre le mécanisme d'oxydation des gaines
de combustible nucléaire au contact de l'air, une réaction qui pourrait se
produire en cas d'accident affectant une piscine d'entreposage de
combustible usé.
Après avoir été utilisé en réacteur, le combustible nucléaire usé est
entreposé dans une piscine en attendant que sa puissance résiduelle
décroisse. Son refroidissement est assuré par la circulation de l'eau de
la piscine. Si la piscine se vide accidentellement, le combustible n'est
plus suffisamment refroidi et s'échauffe d'autant plus que les gaines en
alliage de zirconium qui maintiennent le combustible s'oxydent à l'air et
que cette réaction est fortement exothermique. En s'oxydant, les gaines
perdent leur tenue mécanique et risquent même de fondre. Or, dans le cas
des piscines d'entreposage, la gaine est la principale barrière de
confinement(1) des radioéléments. Si la gaine n'est plus
étanche, l'air interagit avec le combustible, ce qui peut générer
d'importants relâchements de produits de fission, dont le ruthénium,
fortement radiotoxique. L'IRSN a réalisé de 2006 à 2010 le programme
Mozart pour étudier l'impact de l'air sur les gaines et, in fine,
évaluer les conditions du maintien de leur intégrité. Contacts :
Franck Arreghini (Service d'étude et de modélisation du combustible en situations accidentelles - Semca) (1) Les
bâtiments des piscines d'entreposage n'offrent pas, par construction, le
même niveau de confinement que les bâtiments réacteur vis-à-vis de
relâchements de produits de fission.
(2) Le
programme expérimental Spent Fuel Pool (SFP) mené par l'US-NRC sous
l'égide de l'OCDE est réalisé aux USA au Sandia National Laboratories. Ce
programme, débuté en 2009 pour 5 ans, est dédié à l'étude du comportement
à haute température et sous air de maquettes d'assemblages de combustible
simulés pour réacteurs nucléaires à eau bouillante et à eau sous pression,
placées dans des configurations géométriques représentatives d'un
entreposage en piscine.
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Modélisation -
Rejets
Comment
optimiser les performances d'un réseau territorial de mesure de la
radioactivité ?
Afin de reconstituer
au mieux l'évolution du panache d'un rejet atmosphérique accidentel
radioactif sans pour autant multiplier les points de mesure, une méthode a
été mise au point pour optimiser la localisation des stations d'un réseau
de prélèvement d'air.
Après un rejet accidentel de radioéléments, le suivi du panache
radioactif dans l'atmosphère repose entre autres sur les mesures prises à
l'aide d'un réseau de stations de prélèvement d'air. Deux réseaux -
Teleray(1) et Opera-AirGLO
- permettent à l'IRSN d'alerter en cas d'accident et de suivre ensuite
l'évolution du panache. L'implantation de leurs stations a été déterminée
selon des considérations essentiellement pragmatiques et politiques.
Aujourd'hui, grâce aux moyens informatiques, il est possible d'étudier si
la configuration d'un réseau de mesures peut être optimisée. Une méthode
d'optimisation mathématique a ainsi été développée en collaboration entre
l'IRSN et le Cerea(2). Son objectif est de positionner les
stations de telle façon que les mesures qu'elles fourniraient,
permettraient de reconstituer au plus près de la réalité le panache
radioactif issu de n'importe quel site nucléaire français accidenté. Dans
ce cas pratique, le nombre de stations est faible au regard de la
dimension du territoire. (1) Réseau
Teleray : 164 stations d'alerte, qui font des mesures atmosphériques
en temps réel.
(2) Le
modèle eulérien ldX est fondé sur le noyau de dispersion du modèle
Polair3D - Polyphémus développé au Cerea, laboratoire commun EDF - Ponts
et Chaussées. La pertinence de ce modèle pour étudier les conséquences
d'un rejet accidentel dans l'atmosphère a été évaluée à partir des
situations accidentelles survenues à Tchernobyl et Algesiras et sur la
campagne expérimentale Etex (Quélo et al. 2007).
Radioécologie
Pourquoi
trouve-t-on encore du césium-137 dans l'atmosphère ?
Juste avant l'accident
de Fukushima, le césium-137 subsistait en France à l'état de traces dans
l'atmosphère. Une thèse a été consacrée à la compréhension de cette
rémanence.
Issu des essais nucléaires atmosphériques et d'accidents, dont celui de
Tchernobyl, le césium-137 (137Cs) est un radionucléide
artificiel dont la demi-vieGLO
est de 30 ans. Entre les années 2000 et 2010, bien qu'il n'existât plus de
rejet significatif, ce radionucléide était encore mesuré en France à
l'état de traces infimes - sans effet sanitaire - dans les basses couches
de l'atmosphère. Cette rémanence s'explique par la remise en suspension du
césium, terme générique pour désigner les mécanismes qui émettent dans
l'atmosphère des particules contenant des traces de radionucléides
artificiels, issus d'anciens dépôts au sol ou partiellement intégrés dans
la biomasse. Le phénomène est contrebalancé par le dépôt des particules,
menant à une concentration d'activité moyenne annuelle de 0,25
µBq/m3 en France. [
Incendies, poussières désertiques... ]
Contact :
Olivier Masson (Laboratoire d'études radioécologiques en milieu continental et marin - Lercm) (1) Le
modèle Hybrid Single-Particle Langrangian Integrated Trajectory (Hysplit)
a été développé par la National Oceanic and Atmospheric Administration
(NOAA) pour retracer les parcours empruntés par les masses d'air à partir
d'un point du globe, et ainsi définir leur origine pour une durée de
transport donnée.
(2) Le
bois stocke de l'ordre de 1 % du césium présent dans la
terre.
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Aktis
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