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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.

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Bonne lecture !

La rédaction 

N° 5_2, Numéro spécial - 2ème partie - septembre 2011
 
Les recherches actuelles sur les accidents de perte de refroidissement
 
Corium
Néologisme qui désigne le mélange liquide à haute température composé des matériaux provenant du combustible nucléaire (UO2, produits de fission…), des gaines de zircaloy plus ou moins oxydées qui le contenaient initialement, des aciers constituant les structures du coeur et des produits de décomposition du béton, que ce mélange peut rencontrer ensuite dans sa progression.

Demi-vie
La demi-vie d'une substance correspond au temps nécessaire pour que cette substance perde la moitié de sa radioactivité.

Logiciel de calcul scientifique Astec
Le logiciel de simulation des accidents graves Astec est conjointement développé depuis de nombreuses années par l'IRSN et GRS, son homologue allemand.

Il est le logiciel de référence du réseau européen Sarnet. En outre, il est utilisé par d'autres nations en-dehors de la communauté européenne, comme la Russie, l'Inde ou la Chine.

Méthode du recuit simulé
La méthode du recuit simulé est inspirée d'un processus utilisé en métallurgie.

Ce processus alterne des cycles de refroidissement lent et de réchauffage (recuit) qui tendent à minimiser l'énergie du matériau.

Elle est aujourd'hui utilisée en optimisation pour trouver les extrema d'une fonction.

Le recuit simulé s'appuie sur l'algorithme de Metropolis-Hastings, qui permet de décrire l'évolution d'un système thermodynamique. Par analogie avec le processus physique, la fonction à minimiser deviendra l'énergie E du système.

Réseau Opéra-Air
Il est constitué de 55 stations de prélèvement d'aérosols, dont 10 permettent l'observation de la radioactivité à des niveaux très faibles. Compte tenu des très bas niveaux de radioactivité concernés, ces prélèvements sont cumulés sur plusieurs jours.

Simulation numérique directe
Simulation numérique résolvant l'ensemble des équations de la mécanique des fluides pour élucider les phénomènes physiques en jeu lors d'un écoulement donné.

Prix

Le prix Laurent Exmelin décerné à une jeune scientifique de l'IRSN

Le prix Laurent Exmelin est attribué cette année à Estelle Davesne pour sa thèse intitulée Optimisation des programmes de surveillance de la contamination interne par l'étude des incertitudes liées à l'évaluation dosimétrique  (voir Aktis n°3) et le développement d'un système expert associé.

Tous les ans depuis 2006, l'association Promotion du contrôle de qualité des analyses de biologie médicale en radiotoxicologie (Procorad) récompense un jeune scientifique ayant apporté une contribution scientifique importante en radiotoxicologie.


Publication

Quel avenir pour le nucléaire après Tchernobyl et Fukushima ?

Michel Chouha, ingénieur à l'IRSN, et Paul Reuss, ancien ingénieur du CEA, ont publié l'ouvrage intitulé Tchernobyl, 25 ans après... Fukushima. Quel avenir pour le nucléaire ? à l'occasion du 25ème anniversaire de l'accident de Tchernobyl.

Préfacé par le Directeur général de l'IRSN, ce livre s'adresse au grand public. Il traite tant des aspects techniques et fondamentaux de la physique des réacteurs que de la problématique de la sûreté nucléaire à nouveau questionnée par l'accident de Fukushima.

Éditions Tec & Doc - Lavoisier, parution avril 2011.


Conférence

L'ergonomie à la croisée des risques

Les 14-16 septembre 2011, l'IRSN organise le 46ème congrès de la Société d'ergonomie de langue française (Self) autour de la thématique : « Comment l'ergonomie peut-elle contribuer à une gestion intégrée des risques ? ».

Le congrès se déroulera au Palais des arts et des congrès d'Issy-les-Moulineaux.


Formation

Fantômes voxélisés et codes Monte Carlo

L'European Radiation Dosimetry Group (Eurados) organise du 11 au 13 octobre 2011 une école sur la création de fantômes voxélisés et leur implantation dans des logiciels de calcul scientifique utilisant la méthode Monte Carlo.

Celle-ci aura lieu dans les locaux de l'IRSN à Fontenay-aux-Roses (Hauts-de-Seine).


Soutenance de HDR

Philippe Lestaevel, chercheur au Laboratoire de radiotoxicologie expérimentale (LRTOX) de l'IRSN, a soutenu son habilitation à diriger des recherches intitulée « Exposition externe ou interne aux rayonnements ionisants : réponses comportementales et neurochimiques » le 31 mai 2011 à la faculté de Châtenay-Malabry.

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.


[ Bétons siliceux et bétons calcaires ]

Les programmes Vulcano et MCCI(1) ont mis en interaction, à échelle réduite, des matériaux représentatifs d'un corium (chauffés pour simuler la chaleur résiduelle du combustible) avec une veine de béton instrumentée. Ces essais ont mis en évidence les différences de comportement des deux types de béton(2) utilisés dans les centrales françaises vis-à-vis de l'ICB.

Pour les bétons calcaires, les résistances thermiques aux interfaces du corium et des parois de la cavité résultant de l'ablation du béton sont uniformes. En effet, l'ensemble des composants du béton sont décomposés par la chaleur du corium produisant une quantité de gaz incondensables importante qui contribue à homogénéiser la température du bain. L'ablation se fait donc de manière uniforme dans toutes les directions. À l'inverse pour les bétons siliceux, la résistance thermique est plus élevée au fond de la cavité. En effet, un bouclier thermique se forme par accumulation de matériaux réfractaires issus de la solidification du corium et des granulats granitiques du béton qui ne fondent pas. La cinétique de percement du fond du radier est donc beaucoup plus rapide pour les bétons calcaires que pour les bétons siliceux. De plus, la génération plus élevée de gaz incondensables issus de la décomposition des bétons calcaires augmente la pression dans l'enceinte de confinement. Il peut alors être nécessaire de dépressuriser l'enceinte, ce qui conduit également à des rejets de radioéléments dans l'environnement.

Cavités finales obtenues lors des expériences MCCI-OCDE CCI2 et CCI3 montrant l’orientation globalement homogène de l’ablation avec le béton silico-calcaire de l’essai CCI2 et essentiellement axiale avec le béton siliceux de l’essai CCI3. La cavité initiale dans la veine béton est tracée en rouge.

[ Quelques jours pour percer le radier ]

Ces phénomènes, mis en évidence à l'aide d'expériences à échelle réduite et de simulations numériques directesGLO, ont été modélisés et les modèles intégrés dans le logiciel Astec, ce qui permet d'extrapoler ces observations à l'échelle du réacteur. Les simulations de scénarios accidentels avec Astec tenant compte de l'influence du type de béton ont ainsi permis de réévaluer les délais de percement du radier en l'absence de refroidissement du corium : de l'ordre de quelques jours pour une épaisseur de radier entre 3 et 4 mètres.

Collaboration ANL, CEA, CNRS/Promes, OCDE (programme MCCI).

Contact :
Didier Vola
(Laboratoire d'étude du corium et du transfert des radioéléments - Letr)
Bulles Avancées de la Recherche
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.

Tronçons de gaine en Zircaloy-4 oxydés sous un mélange 20 % oxygène/80 % azote avec un débit de 500 mL/min à différentes températures : 600°C, 700°C, 850°C, 950°C (de gauche à droite).

[ Accélération et taux d'oxydation ]

Ce programme a consisté à mesurer par analyse thermogravimétrique la cinétique d'oxydation sous air de différents alliages de zirconium entre 600 et 1100°C. Les essais ont montré que la cinétique de la réaction d'oxydation, initialement parabolique, s'accélère à partir d'un certain taux d'oxydation. Il se forme d'abord une couche d'oxyde de zirconium dense qui limite le transfert de l'oxygène du gaz vers le métal et dont l'épaisseur croît comme la racine carrée du temps. La transition cinétique survient à la fissuration de cette couche d'oxyde dense. L'air accède alors à de nouvelles zones de métal non oxydées, et l'oxydation s'accélère d'autant plus que la pression partielle en azote dans l'air est forte. L'une des hypothèses avancées pour expliquer le rôle spécifique de l'azote est la formation de composés nitrurés (Zr-O-N ou ZrN), dont l'oxydation entraînerait la fissuration de la couche d'oxyde de zirconium. Le programme Mozart a d'ores et déjà permis d'élaborer des modèles d'oxydation des gaines, qui ont été intégrés dans le logiciel de simulation des accidents graves AstecGLO permettant de modéliser le comportement, en conditions accidentelles, du combustible en réacteur ou entreposé en piscine.


[ Feu de zirconium ]

Deux thèses sont actuellement en cours pour mieux comprendre le mécanisme d'oxydation des gaines. De plus, l'IRSN participe au programme OCDE Spent Fuel Pool(2) dont les essais réalisés à plus grande échelle permettront de préciser la dégradation des gaines lorsque la réaction d'oxydation s'emballe et conduit à ce que l'on qualifie de « feu de zirconium ».

Collaboration OCDE, Laboratoire d'électrochimie et de physicochimie des matériaux et des interfaces de Grenoble, École supérieure des mines de Saint-Étienne.

Contacts :
Franck Arreghini
(Service d'étude et de modélisation du combustible en situations accidentelles - Semca)
Olivia Coindreau
(Laboratoire d'étude et de simulation des accidents majeurs - Lesam)
(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.
 
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.


[ Base d'accidents simulés ]

Sur le principe, la méthode consiste à confronter la réponse de chaque configuration possible du réseau à une base de données de situations accidentelles. Cette base contient les caractéristiques spatiales et temporelles de multiples panaches radioactifs issus de rejets atmosphériques accidentels. Elle a été construite à l'aide du modèle de dispersion atmosphérique longue distance ldX(3) en simulant des rejets accidentels supposés des 20 sites nucléaires français(4) et à l'aide des conditions météorologiques réelles suivies pendant un an : 8360 panaches d'iode 131 ou de césium 137 simulés sur 7 jours.

Sur toute la durée de chaque accident, les mesures du réseau testé sont simulées et extraites de la base. Elles sont ensuite interpolées spatialement pour reconstituer le panache. Le panache reconstitué est alors comparé au panache stocké dans la base.

À gauche, simulation d’un accident issu de la base de données ; à droite, reconstruction du panache sur la base des mesures du réseau optimal.


[ Minimisation de la fonction de coût ]


L'optimisation repose sur la minimisation d'une fonction mathématique (la fonction de coût) qui représente, en un point donné, l'écart entre la concentration estimée du panache après sa reconstitution, et la valeur « réelle » fournie par la base de données. Compte tenu du nombre d'emplacements possibles pour les stations, le nombre de réseaux potentiels est trop grand pour tous les tester. La position des stations est alors optimisée selon l'algorithme itératif du « recuit simulé »GLO. La fonction de coût est calculée pour chaque configuration de réseau, cette configuration étant conservée ou pas selon qu'elle diminue ou non la fonction de coût. La fonction de coût évolue ainsi de proche en proche vers un minimum global. Une partie des stations existantes du réseau Opera doit être changée et leur implantation sera choisie à la lumière de ce travail d'optimisation.

Collaboration Centre d'enseignement et de recherche en environnement atmosphérique (Cerea), laboratoire commun de l'école de Ponts ParisTech et EDF R&D.

Contact :
Damien Didier
(Bureau de modélisation des transferts atmosphériques - BMTA)
(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.

Pour identifier les processus de remise en suspension, un travail de thèse a exploité les mesures de 137Cs effectuées sur les prélèvements d'aérosols atmosphériques réalisés par les stations de collecte à très grand débit du réseau Opera-AirGLO de l'IRSN. Il a reconstitué les trajectoires journalières des masses d'air qui ont survolé ces stations pendant 10 ans, de 2000 à 2009, à l'aide du modèle Hysplit(1) et des données météo-climatiques. En combinant ces simulations avec les résultats de mesure du 137Cs et grâce à différentes méthodes d'analyse statistique, il a identifié les principales zones géographiques d'émission et les mécanismes qui remettent en suspension le 137Cs.

Reconstitution du panache de particules émises par les incendies de l’été 2002 avec les concentrations de particules.

Les mesures de Cs 137 recueillies par des stations partout en Europe. On constate que les plus fortes concentrations de césium se trouvent au même endroit que les plus fortes concentrations de particules. [ Incendies, poussières désertiques... ]

Deux principaux mécanismes expliquent chacun environ un tiers des pics de l'activité en 137Cs (augmentations généralement inférieures à 2 µBq/m3) observés chaque année. Il s'agit d'une part des incendies de forêt(2), en particulier dans les territoires fortement contaminés par les retombées de l'accident de Tchernobyl ; et d'autre part, du transport de poussières sahariennes, certes très faiblement marquées par les retombées des essais nucléaires aériens, mais qui se déplacent par centaines de millions de tonnes chaque année.


[ ... et chauffage au bois ]

Un troisième processus important a été identifié : l'utilisation de bois comme moyen de chauffage, même si la concentration en 137Cs dans le bois est faible et que son facteur d'émission par ce processus est limité. En effet, son utilisation est répandue en France et en Europe continentale, principalement entre octobre et mars quand le niveau de ventilation peu important limite la dispersion des polluants dans l'atmosphère.

Connaître ces mécanismes et leur potentiel de remise en suspension donne la possibilité de mieux quantifier l'élimination des radionucléides dans l'atmosphère dans les jours qui suivent une contamination importante et de prévoir le retour, à plus long terme, à la situation antérieure à l'événement.

Collaboration Laboratoire de Météorologie Physique - Observatoire de physique du globe de Clermont-Ferrand ; Department of Environmental Sciences (Venise, Italie) ; Institute for the dynamics of environmental Processes - CNR (Venise, Italie).

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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