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Phebus PF

Le programme de recherche Phebus PF

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L’objectif principal du programme de recherche Phebus PF était de mieux connaître les substances radioactives susceptibles d’être relâchées dans l’environnement lors d’un accident de fusion de cœur et ainsi d’améliorer les capacités d’expertise de l’IRSN pour apprécier l’adéquation des dispositions mises en œuvre pour la protection des populations dans une telle situation de crise.

Pour cela, cinq essais visant à reproduire les phénomènes physiques majeurs qui gouvernent la fusion d’un cœur de réacteur à eau légère, le transfert des substances radioactives depuis le combustible nucléaire jusqu’à l’enceinte de confinement du réacteur et leur devenir dans celle-ci ont été réalisés de 1993 à 2004 dans un dispositif expérimental, représentatif d’un réacteur à eau légère, implanté dans le réacteur d’essai Phébus [1] sur le centre de recherche de Cadarache.

Pour chacun de ces essais, c’est un véritable défi scientifique, technologique et organisationnel qui a été relevé. Il s’agissait en effet non seulement de provoquer la fusion d’éléments combustibles irradiés contenant des produits radioactifs, tout en maitrisant la progression de la fusion ainsi que le confinement des substances radioactives relâchées et en réalisant l’ensemble des mesures nécessaires à l’analyse des phénomènes simulés. Plus de 200 capteurs de mesure et de 100 dispositifs de prélèvement équipaient l’installation expérimentale afin de suivre les évolutions de différents paramètres physiques au cours des expériences tels que les températures, les pressions, les débits des gaz et les mesures de radioactivité dans les zones simulant le cœur, le circuit primaire de refroidissement et l’enceinte de confinement d’un réacteur à eau légère, ou permettre la  caractérisation des phases solides et fondues dans le cœur, des particules aérosols et des espèces gazeuses relâchées dans le circuit primaire et dans l’enceinte de confinement.

Ce programme a été mené en collaboration avec de nombreux partenaires français et étrangers (EDF, Commission Européenne, Etats-Unis, Canada, Japon, Corée du Sud, Suisse). Son coût total est aujourd’hui estimé à 300 M€. L’ensemble des travaux de définition des essais, d’ingénierie, d’expérimentation d’analyse et d’interprétation des essais a mobilisé environ 80 ingénieurs et techniciens (IRSN) par an (hors exploitation du réacteur) et plus d’une centaine de chercheurs étrangers qui ont contribué à la définition des conditions expérimentales, à la réalisation de mesures et d’analyses physico-chimiques et à l’interprétation des résultats expérimentaux.

Un premier groupe de trois essais (FPT-0, FPT-1 et FPT-2) a permis d’étudier l’effet de l’irradiation du combustible et de l’environnement (vapeur d’eau ou mélange de vapeur d’eau et d’hydrogène [2]) sur la dégradation du combustible, le relâchement et le transport des substances radioactives ainsi que leur comportement dans l’enceinte de confinement. Ces trois essais ont été réalisés avec une barre de commande en alliage Ag-In-Cd de même type que celles équipant notamment les réacteurs à eau sous pression de 900 MWe du parc électronucléaire français. Ils ont montré, entre autres, l’influence jusque là insoupçonnée des matériaux composant cette barre de commande sur le comportement des produits radioactifs, notamment de l’iode radioactif.

Un autre essai (FPT-4) a concerné la phase avancée de la fusion du cœur, avec l’étude du relâchement de substances radioactives peu volatiles  à partir d’un lit de débris et d’un bain fondu de combustible. Une telle configuration observée dans le réacteur accidenté de Three Mile Island pourrait résulter d’une tentative de renvoi d’eau [3] dans le cœur, au cours de laquelle les gaines des crayons combustible fragilisées par leur échauffement pourraient se rompre sous l’effet du choc thermique produit pas l’arrivée de l’eau froide.

Le cinquième essai (FPT-3), a permis d’apprécier l’influence d’une barre de commande en carbure de bore (B4C) sur la dégradation du combustible et le comportement des produits radioactifs ; ce type de barre est utilisé dans les réacteurs à eau sous pression de type 1300 ou 1400 MWe, mais aussi dans les réacteurs à eau bouillante et certains réacteurs russes en service dans l’Europe de l’Est.

La complexité des expériences et le nombre de mesures à dépouiller et à analyser nécessitent de consacrer plusieurs années à l’évaluation et à l’interprétation des résultats de chaque expérience, avant de pouvoir améliorer les outils de simulation numérique (logiciels) modélisant les accidents de fusion du cœur. Ainsi par exemple, le rapport de plus de 1000 pages synthétisant l’ensemble des résultats fournis par le dernier essai réalisé en 2004 n’a été diffusé que début 2011.

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Notes :
1- Le réacteur Phébus est un réacteur d’une puissance thermique autorisée de 38 MWth de type piscine, traversé en son centre par un circuit expérimental capable de reproduire les conditions thermo-hydrauliques de fonctionnement et/ou accidentelles d’un réacteur à eau légère ; exploité par le CEA/IPSN puis, depuis 2002, par le CEA (Cadarache) pour le compte de l’IRSN, il est actuellement en cours de démantèlement.

2- L’hydrogène résulte de la réaction d’oxydation par la vapeur d’eau des matériaux du cœur et notamment des gaines des crayons combustibles en Zircalloy qui contiennent les pastilles d’oxyde d’uranium UO2, le matériau fissile source d’énergie.
3- Injection d’eau dans la cuve du réacteur dans le but de refroidir le cœur entouré de vapeur.

 

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