Projet DENOPI, installations MIDI et ASPIC

Contexte et enjeux

Dans le bâtiment combustible, la piscine de désactivation joue le rôle de lieu d’entreposage du combustible nucléaire usé, dans l’attente que sa puissance résiduelle^[1] soit suffisamment faible pour permettre son évacuation définitive du site. La piscine permet également d’accueillir temporairement, au cours des arrêts de tranche, le combustible destiné à être rechargé.

Lorsque le combustible n’est plus refroidi correctement, à la suite, par exemple, de la rupture de la tuyauterie du circuit de refroidissement de la piscine ou bien de l’arrêt de ses pompes (comme cela a été le cas lors de l’accident de Fukushima), on parle d’accident de perte de refroidissement. La perte de refroidissement peut conduire à long terme au découvrement (i.e dénoyage) et à l’échauffement des assemblages de combustible ; puis, si aucune mesure n’est prise, à l’emballement de la réaction exothermique d’oxydation par la vapeur d’eau et par l’air, du gainage des crayons de combustible et à une dégradation de ces crayons ainsi qu’au relâchement des produits radioactifs qu’ils contiennent.

Le délai avant découvrement des assemblages est important, néanmoins l'accident de Fukushima a montré que la mise en œuvre de dispositions permettant de reprendre et assurer le refroidissement des assemblages peut être difficile. Il est donc apparu important de mieux connaître le déroulement de ce type d’accident afin de pouvoir apprécier la pertinence des mesures prises pour éviter le risque de découvrement des assemblages et en réduire les conséquences.

C’est dans cette perspective que l’IRSN a lancé le projet DENOPI.


[1] Chaleur produite par le cœur consécutivement à son arrêt.​ 

 

Déroulement du projet et axes de recherche

Le projet de recherche DENOPI est structuré selon trois axes :

 

Grandes structures convectives au sein de la piscine de désactivation - installation MIDI

Cet axe étudie le comportement thermo-hydraulique d’ensemble de la piscine dans des conditions représentatives des différentes phases d’un accident de perte de refroidissement : montée en température, ébullition, reprise éventuelle du refroidissement.

Les phénomènes de convection naturelle et d’ébullition seront simulés sur une maquette de piscine à échelle réduite. Des mesures de température et de vitesse seront réalisées dans la zone au-dessus des alvéoles contenant les assemblages afin de caractériser les mouvements convectifs et ainsi, in fine, constituer une base de validation pour des logiciels de simulation numérique. Sa fabrication a été finalisée fin 2020. Les essais de qualification ont débuté en janvier 2021 afin de valider l’installation. Les essais de la matrice débuteront mi 2021.

© Sandrine MORIN/ IRSN
Légende : Vue d’ensemble de l’installation MIDI

 

Thermo-hydraulique des assemblages - installation ASPIC

 

 

Cet axe s’est intéressé plus particulièrement aux phénomènes d’oxydation du gainage à haute température dans une atmosphère gazeuse comportant de l’oxygène, de l’azote et de la vapeur d’eau. Par rapport aux travaux déjà réalisés sur le sujet à l’IRSN et dans d’autres laboratoires, l’accent est mis sur la prise en compte des effets liés d’une part à la présence sur la gaine de la couche de zircone qui se forme par corrosion sous eau en réacteur, d’autre part à la présence de vapeur d’eau dans l’atmosphère gazeuse entourant les gaines lors d’un accident de dénoyage.

Les campagnes d’essais expérimentaux ont été conduites sur la période 2014-2018 à l’IRSN et dans les laboratoires partenaires du projet notamment dans le cadre de la thèse de Mathilde Gestin à l’école des Mines de Saint Etienne, thèse soutenue en janvier 2019, ainsi que dans le cadre de deux stages postdoctoraux au LEPMI à Grenoble et à l’Université d’Auvergne au Puy en Velay. Des données cinétiques détaillées sur la réaction d’oxydation de l’alliage Zircaloy-4 en atmosphères complexes ont été obtenues, qui doivent permettre une meilleure évaluation des marges de sûreté avant emballement de l’accident. Les résultats expérimentaux sur la tenue mécanique de gaines serviront à évaluer la possibilité de manipuler le combustible entreposé, en vue de son évacuation, après l’accident.

Une publication de synthèse est parue dans Journal of Nuclear Materials en octobre 2018.

 ​