AKTIS - n° 5_1, Numéro spécial - 1ère partie

Accidents de fusion du cœur - Réacteurs à eau sous pression

L'effet du bore sur l'endommagement du cœur et le comportement des produits de fission

L'essai FPT-3, dernier essai du programme Phébus PF qui simulait un accident nucléaire avec des matériaux réels, a permis de mieux comprendre l'effet du bore sur la dégradation du cœur d'un réacteur nucléaire et le comportement des produits de fission.

Tomographie de l’assemblage de combustible neuf (à gauche) et à la fin de l’essai (à droite).

Afin de mieux évaluer les rejets radioactifs en cas d'accident avec fusion du cœur dans un réacteur nucléaire, l'IRSN a réalisé de 1993 à 2004 le programme Phébus PF qui simulait un accident de fusion à l'échelle 1/5000 avec des matériaux réels. Les cinq essais ont permis d'observer de manière couplée les phénomènes physico-chimiques gouvernant la fusion du cœur, le relâchement des produits de fission (PF) par le combustible puis leur transfert et leur devenir dans l'enceinte de confinement. Le dernier essai en date (FPT-3), dont l'analyse s'est achevée fin 2010, a plus spécifiquement étudié l'effet des barres de commande en carbure de bore⁽¹⁾ (B₄C) sur la dégradation du cœur et sur le transport et la distribution des produits de fission.

[ La dégradation commence par le B₄C ]

Premier résultat de cet essai : la dégradation du cœur a commencé par une dissolution partielle du B₄C, formant des mélanges liquides à bas point de fusion (eutectiques) qui ont entraîné une liquéfaction partielle du combustible voisin. Quant au B₄C non fondu, il a été oxydé par la vapeur (l'eau de refroidissement se vaporise durant l'accident) formant de l'hydrogène, des oxydes de carbone et de l'acide borique. Simultanément, la vapeur d'eau oxyde le gainage métallique à base de zirconium qui contient le combustible. La réaction induit une élévation de température rapide qui favorise le relâchement des produits de fission par le combustible.

[ Les PF sont piégés ou se déposent ]

Deuxième enseignement majeur, l'essai a montré que l'acide borique dégagé par l'oxydation du B₄C se dépose largement sous forme d'aérosols dans le circuit primaire⁽²⁾ et piège une grande partie des produits de fission. Quant aux PF non piégés, ils sont transportés sous forme d'aérosols jusqu'à l'enceinte de confinement du réacteur et s'y déposent.

Enfin, le résultat le plus important de l'essai FPT-3 concerne l'iode, dont la forme majoritaire dans le circuit primaire s'est avérée être la forme gazeuse. Il est apparu qu'une fois dans l'enceinte, l'iode interagit avec les surfaces peintes soit pour y être piégé, soit pour former des iodures organiques, composés très volatils.

Ces résultats ont permis d'améliorer la modélisation des phénomènes de dégradation impliquant le B₄C implémentée dans le logiciel de simulation des accidents graves Astec^GLO. Quant à la chimie de l'iode, les B₄C utilisés actuellement rendent compte des tendances observées. La description des transformations physico-chimiques de l'iode est en cours d'amélioration, nourrie des résultats du programme International Source Term Programme (ISTP) qui étudie les phénomènes de façon séparée pour mieux les quantifier. Les futurs modèles alimenteront à leur tour le logiciel Astec pour obtenir une meilleure prédiction des rejets.

Commission européenne, AECL (Canada), Kaeri/Kins (Corée), US-NRC (États-Unis), Jnes/JAEA (Japon), PSI/HSK (Suisse), CEA, CNRS/Université de Lille 1, EDF.

Contact :
Bernard Clément
(Service d'étude et de modélisation de l'incendie, du corium et du confinement - Semic)

⁽¹⁾ Le carbure de bore B₄C est un absorbant neutronique utilisé pour contrôler la puissance notamment des réacteurs de types REP 1300 et REP 1450 du parc français, du futur EPR ainsi que des réacteurs à eau bouillante tels que ceux de la centrale de Fukushima.

⁽²⁾ Le circuit primaire est le circuit où transite l'eau de refroidissement du réacteur. Durant un accident de fusion, l'eau y est vaporisée.

+++ En savoir plus sur le programme ISTP.

+++ En savoir plus sur le programme Phébus PF.

+++ En savoir plus sur le Semic.

+++ Haste T., Payot F., Bosland L., Clément B., Girault N. « Main outcomes of fission product behaviour in the Phebus FPT-3 test », 4^th European Review Meeting on Severe Accident Research (Ermsar 2010), Bologne, Italie, 11-12 mai 2010.

+++ Haste T., Clément B., Biard B., Manenc C., Payot F., March P., Simondi-Teisseire B., Zeyen R. « Phebus FPT-3 : Overview of main results concerning core degradation and fission product behaviour », International Congress on Advances in Nuclear Plants, Nice, 2-5 mai 2011.

+++ Haste T., Payot F., Manenc C., Clément B., March P., Simondi-Teisseire B., Zeyen R. « Phébus FPT-3 : Overview of main results concerning the behaviour of fission products and structural materials in the containment », Nuclear Energy for New Europe, Bovec, Slovenia, 12-15 septembre 2011 (à paraître).

Accidents de fusion du cœur - Réacteurs à eau sous pression

Refroidissement de débris de cœur par injection d'eau

Les premiers résultats du programme Pearl conduit par l'IRSN montrent comment l'eau progresse au sein d'une couche de billes chauffées. Première étape pour étudier expérimentalement le refroidissement d'un cœur fragmenté de réacteur.

Une rupture ou une fuite importante sur le circuit de refroidissement d'un réacteur nucléaire peut, en cas de dysfonctionnement des systèmes de secours, conduire à un assèchement des crayons de combustible. L'évolution vers la fusion du cœur du réacteur ne peut alors être stoppée qu'en réinjectant rapidement de l'eau. Bien qu'indispensable pour refroidir le combustible, cette action – dite « renoyage » - peut cependant mettre en danger l'intégrité de l'enceinte⁽¹⁾. Il est donc nécessaire de définir dans quelles configurations et sous quelles conditions cette opération présente un réel intérêt et quels sont les risques associés.

[ Refroidissement d'un « lit de débris » ]
Depuis 2009, l'IRSN réalise le programme expérimental de recherche Pearl⁽²⁾ sur le refroidissement, par injection d'eau, d'un amas de particules métalliques, représentant un « lit de débris », chauffées par induction. L'accident de Three Mile Island a en effet montré que la dégradation d'un cœur privé de refroidissement peut mener à la dégradation des crayons de combustible et à la formation d'un lit de débris. Cette configuration est particulièrement difficile à refroidir, l'eau injectée ayant du mal à progresser en son sein.

Les premiers résultats obtenus à l'aide du dispositif Prelude ont permis d'observer que la vitesse de progression du « front de trempe »⁽³⁾ est proportionnelle au débit d'eau injecté. Ils ont aussi montré que cette vitesse n'est pas toujours uniforme à l'intérieur du lit. Ainsi, lorsque l'eau est injectée sous l'amas de billes, l'observation montre que, du fait d'instabilités, le front de trempe progresse plus rapidement en périphérie et au centre de l'amas. Ces écarts sont d'autant plus marqués que la température initiale des débris est élevée et que leur taille est petite. L'eau peut ainsi finir par recouvrir le lit de particules alors que celui-ci comporte encore des zones asséchées.

Représentation des températures du lit de billes dans le dispositif Prelude. En noir, la zone où les billes sont refroidies. En bleu, le front de trempe : l’eau suit des chemins préférentiels au centre et sur les côtés en raison d’instabilités thermohydrauliques. [ Modèles de thermohydraulique diphasique ]

En parallèle à ces expériences, des modèles mathématiques représentant ces phénomènes de thermohydraulique diphasique ont été intégrés dans le logiciel de simulation des accidents graves Astec^GLO. La confrontation entre les résultats expérimentaux et les simulations numériques ont déjà permis de vérifier la pertinence des modèles de frottements prédisant que l'écoulement de vapeur accélère très peu l'eau, contrairement à ce qui se produit dans une géométrie de cœur intact. Un dispositif d'essai de plus grande taille est actuellement en préparation pour étudier notamment l'aspect multidimensionnel des écoulements à une échelle plus proche de celle des amas qui peuvent se former dans un réacteur.

Le réseau d'excellence européen Sarnet-2, Kit, Ike, KTH, EDF.

Contacts :
Florian Fichot
(Laboratoire d'étude et de simulation des accidents majeurs - Lesam)

Georges Repetto
(Service d'étude et de recherche expérimentale sur les matériaux - Serem)

⁽¹⁾ Le renoyage d'un coeur à très haute température induit une production importante et rapide de vapeur qui accroit la pression à l'intérieur de l'enceinte. L'oxydation des métaux par cette vapeur génère de l'hydrogène. Une fois dans l'enceinte, l'hydrogène peut provoquer des explosions, comme cela s'est produit à Fukushima.

⁽²⁾ Pearl : Programme expérimental analytique étudiant le renoyage de lits de débris.

⁽³⁾ Le front de trempe est ici la surface de discontinuité thermique entre la zone où les débris sont restés asséchés et surchauffés et la zone où, remouillés, ils sont à plus basse température.

+++ Vidéo des expériences Prélude et description du programme Pearl.

+++ En savoir plus sur le Lesam.

+++ Bachrata A., Fichot F., Repetto G., Quintard M. and Fleurot J. « Reflooding of a severely damaged reactor core : Experimental analysis and modelling », Proceedings of Icone-19 Conference, 2011.

+++ Repetto G., Garcin T., Eymery S., March P. and Fichot F. « Experimental program on debris reflooding (Pearl) - Results on Prelude facility », Proceedings of Nureth-14 Conference, 2011.

+++ Bachrata A., Fichot F., Repetto G., Quintard M. and Fleurot J. « Quench front progression in a superheated porous medium: Experimental analysis and model development », Proceedings of Nureth-14 Conference, 2011.

Accidents de fusion du cœur - Réacteurs à eau sous pression

Le risque hydrogène dans les réacteurs nucléaires

Propagation de flamme laminaire dans le dispositif de bombe sphérique dans un mélange pauvre en hydrogène : apparition de structures cellulaires et transition vers le régime de flammes turbulentes.

En cas d'accident avec fusion du coeur d'un réacteur nucléaire, de l'hydrogène peut être produit en grandes quantités à l'intérieur de l'enceinte de confinement du réacteur. Il peut s'enflammer, exploser - comme cela s'est produit lors de l'accident de la centrale de Fukushima - et, dans le cas des REP, endommager cette enceinte. Depuis des années, l'IRSN mène un programme de R&D sur le risque d'explosion d'hydrogène, les moyens de s'en prévenir et de limiter ses conséquences.

En cas d'accident avec fusion du cœur d'un réacteur nucléaire, de grandes quantités d'hydrogène peuvent être produites par l'oxydation par la vapeur d'eau des gaines qui contiennent le combustible et par la décomposition du béton du radier de l'enceinte de confinement au contact du corium^GLO. Une fois dans l'enceinte de confinement du bâtiment réacteur, les concentrations locales de l'hydrogène peuvent atteindre des niveaux tels, qu'une source d'énergie très faible suffit à déclencher sa combustion dont la flamme peut s'accélérer et produire des surpressions capables d'endommager l'enceinte. Pour évaluer ce risque, l'IRSN mène, depuis des années, des programmes de recherche alliant expérience et modélisation et couvrant les domaines de la distribution de l'hydrogène, de sa combustion et des moyens de mitigation destinés à la prévenir ou à en limiter les conséquences. La capitalisation des connaissances issues de ces programmes a été notamment effectuée par le développement en collaboration avec le CEA du code Tonus.

$Exemples de champs de fraction volumique de vapeur d’eau dans l’enceinte Tosqan obtenus par les simulations numériques, pour deux types d’essais représentatifs d’une injection de vapeur avec condensation en paroi. Dans l’installation Tosqan, les parois sont chauffées sélectivement pour représenter les parois chaudes ou froides de l’enceinte ; une canne d’injection permet d’injecter verticalement vers la haut de la vapeur, de l’hélium simulant l’hydrogène et des aérosols simulant des produits de fission; une buse d’aspersion est placée en haut de l’enceinte et le fond du cylindre correspond au puisard de l’enceinte qui représente le volume situé à la base du réacteur où l’eau est récoltée en situation accidentelle ; la géométrie intérieure simple et sans obstacle permet de se concentrer sur l’étude des phénomènes thermodynamiques en jeu. Des techniques optiques non intrusives (vélocimétrie par image de particules, vélocimétrie laser doppler, diffusion Raman spontanée) y mesurent des champs de vitesse, des concentrations ou les caractéristiques des gouttelettes et des aérosols. Cette installation permet une bonne reproductibilité des essais.$

[ Distribution de l'hydrogène ]

Le volet expérimental a consisté à réaliser dans l'installation Tosqan des essais permettant d'identifier l'impact des phénomènes régissant la distribution de l'hydrogène. Tosqan est une enceinte cylindrique de taille moyenne (7 m³) avec une instrumentation sophistiquée permettant de produire des données utiles à la validation des logiciels qu'ils soient 0D^GLO ou CFD^GLO.

[ Exercices internationaux ]

Aussi, certains essais réalisés dans Tosqan ont été utilisés dans le cadre d'exercices de comparaison internationaux. C'est le cas de l'International Standard Problem 47 (ISP47), organisé sous l'égide de l'OCDE pour évaluer les capacités des logiciels 0D^GLO et multidimensionnels CFD^GLO à simuler la thermohydraulique des enceintes de réacteurs nucléaires, mais également des projets européens Sarnet, Sarnet-2 et Ercosam⁽¹⁾.

Dans le cas de l'ISP47, les comparaisons ont été effectuées à la fois pour des régimes permanents et pour les régimes transitoires d'injection d'hydrogène. Ont été observés le comportement thermohydraulique global durant un état stable, le comportement local près de la zone d'injection ou près des parois (où la vapeur se condense), la représentation des stratifications des densités de gaz ou des températures, etc. Les champs de vitesse du gaz et de concentration du gaz ont pu être obtenus pour la première fois lors d'un tel exercice en régime stationnaire.

Les conclusions de ces exercices montrent que les codes de calcul prédisent de manière satisfaisante les régimes permanents. En revanche, la distribution des espèces gazeuses en régime transitoire appelle des efforts supplémentaires sur le plan expérimental et pour la modélisation afin d'améliorer la prédictibilité des codes. À cet égard, Tosqan offre la possibilité de réaliser des mesures précises de la turbulence, un paramètre clé pour la thermohydraulique.

Calcul avec le logiciel Spark de l’écoulement à l’intérieur d’un recombineur avec un fonctionnement à 8 vol. % d’hydrogène avec le champ de température (à gauche), le champ d’hydrogène (au centre), et le champ de radical OH (à droite) caractérisant l’inflammation d’hydrogène.

Calcul avec le logiciel Spark de l’écoulement à l’intérieur d’un recombineur avec un fonctionnement à 8 vol. % d’hydrogène avec le champ de température (à gauche), le champ d’hydrogène (au centre), et le champ de radical OH (à droite) caractérisant l’inflammation d’hydrogène.

[ Recombineurs auto-catalytiques ]

Pour limiter la concentration d'hydrogène dans l'enceinte de confinement, la stratégie adoptée pour les réacteurs nucléaires français est de combiner le grand espace libre de cette enceinte, une paroi très résistante à la pression et des moyens de réduction des concentrations d'hydrogène tels que les recombineurs auto-catalytiques passifs. Ces recombineurs oxydent l'hydrogène en vapeur d'eau, sans flamme, par contact avec des plaques catalytiques. Cette réaction exothermique auto-entretient un mouvement convectif ascendant des masses de gaz environnantes. Elle donne aux recombineurs leur caractère passif, mais peut aussi, sous certaines conditions, initier une combustion qui peut s'avérer bénéfique car elle se produit à de faibles concentrations d'hydrogène et génère des surpressions faibles. Pour simuler leur comportement, l'IRSN a développé le logiciel CFD Spark⁽²⁾ qui intègre l'ensemble des phénomènes physico-chimiques régissant la recombinaison de l'hydrogène, et son éventuelle combustion.

[ Inflammation par les recombineurs ]

Les plus récents travaux ont été consacrés à l'inflammation de l'hydrogène par les recombineurs et aux effets séparés des principaux paramètres thermo-hydrauliques - la vapeur, la pression et la température - sur la limite d'inflammation. Ces études ont montré que de fortes concentrations de vapeur d'eau, de même qu'une pression élevée, tendent à retarder l'inflammation de l'hydrogène par le recombineur. La vapeur d'eau agit comme un diluant et absorbe, davantage que l'air, l'énergie dégagée par la recombinaison. L'augmentation de la pression entraîne une meilleure recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène sur les plaques catalytiques, diminuant ainsi la quantité d'hydrogène susceptible de s'enflammer. À l'inverse, un accroissement de température rapproche le mélange gazeux de son point d'auto-allumage et accroît donc la propension du mélange à s'enflammer. Ces résultats numériques ont été confortés par les résultats issus des programmes expérimentaux et ont servi à la définition d'une limite d'inflammation par les recombineurs utilisable dans le cadre des travaux d'expertise de l'IRSN.

[ Combustion : Accélération de la flamme ]

Malgré l'utilisation de ces dispositifs de mitigation, un risque de combustion de l'hydrogène subsiste. Il est donc nécessaire de l'étudier pour en prévenir les conséquences sur la tenue de l'enceinte de confinement. Le programme mené par l'IRSN en étroite collaboration avec l'Institut Icare du CNRS vise à améliorer la connaissance des mécanismes d'ignition et d'accélération de flamme⁽³⁾.

Ainsi, de récents travaux ont permis de définir de nouvelles limites d'inflammabilité des mélanges hydrogène/air, c'est-à-dire les concentrations minimum et maximum de combustible pour lesquelles une flamme auto-entretenue peut se créer. Ces expériences ont été réalisées en « bombe » sphérique, dispositif composé d'une sphère d'acier de 48 cm de diamètre, équipée de hublots couplés à une caméra haute vitesse pour filmer l'évolution de la flamme, et où les conditions de pression et de température sont contrôlées.

Images de la propagation de la flamme dans le dispositif de bombe sphérique, dans le cas d’un mélange de 25,1% mol d’hydrogène + 74,9%mol d’air initialement à 30°C et 100 kPa. Clichés pris à 15000 images par seconde.

Images de la propagation de la flamme dans le dispositif de bombe sphérique, dans le cas d’un mélange de 25,1% mol d’hydrogène + 74,9%mol d’air initialement à 30°C et 100 kPa. Clichés pris à 15000 images par seconde.

Les résultats de ces études ont identifié de manière précise les seuils permettant la propagation ascendante, descendante et complète de la flamme d'hydrogène pour différentes valeurs initiales de pression (1 et 2,5 bars) et de température (25°C à 150 °C). Ceci qui a permis de constituer une base de données regroupant les données fondamentales des flammes laminaires⁽⁴⁾ d'hydrogène. Ces données sont nécessaires pour caractériser la propension des mélanges à produire des flammes susceptibles de s'accélérer.

C'est cette autre problématique que l'IRSN étudie dans l'installation Enaccef de l'Institut Icare. Les derniers résultats ont ainsi permis d'identifier les conditions qui favorisent l'accélération de flamme et de caractériser le seuil de concentration d'hydrogène à partir duquel cela est possible. Les données expérimentales issues d'Enaccef permettent aussi de valider les modèles de combustion implantés dans les logiciels de calcul utilisés par l'IRSN. Certains de ces essais ont servi pour l'organisation de « benchmarks » internationaux récents (l'un, ISP 49, sous l'égide de l'OCDE ; l'autre, dans le cadre du réseau d'excellence européen Sarnet).

Les conclusions de ces exercices ont mis en exergue la nécessité d'améliorer les modèles de combustion pour prédire les phases d'accélération, de décélération et d'extinction des flammes et le besoin de données expérimentales de propagation de flammes dans des installations de grande échelle.

L'Institut Icare du CNRS, L'institut FZJ (Jülich), OCDE (programmes ThaI, Seth2 et CCVM pour Tosqan et Enaccef), Europe (Sarnet-2, Ercosam).

Contacts :
Jeanne Malet
(Laboratoire d'études et de modélisation en aérodispersion et confinement - Lemac)

Emmanuel Porcheron
(Laboratoire d'expérimentations en confinement, épuration et ventilation - Lecev)

Ahmed Bentaïb
(Bureau de physique des accidents graves - BPHAG)

Nicolas Meynet
(Bureau de physique des accidents graves - BPHAG)

⁽¹⁾ Sarnet (Severe Accident Research Network of excellence). Programme Ercosam (Containment thermal-hydraulics of current and future LWRs for severe accident management).

⁽²⁾ Le logiciel de calcul scientifique Spark intègre une modélisation avec chimie complexe, transport multi-espèce et rayonnement surfacique, pour les écoulements gazeux réactifs avec catalyse hétérogène se développant entre les plaques catalytiques des recombineurs.

⁽³⁾ L'inflammation locale du mélange de gaz contenant l'hydrogène génère d'abord une flamme lente dite laminaire (vitesse de l'ordre du mètre par seconde). Cette flamme peut ensuite s'accélérer très fortement en raison des instabilités hydrodynamiques et de la turbulence créées notamment par la configuration des lieux (taille, obstacles, etc.). La flamme accélérée peut se muer en détonation (vitesse de l'ordre du kilomètre par seconde) ou s'éteindre au bout d'une certaine distance.

⁽⁴⁾ Les autres paramètres nécessaires à l'évaluation du risque d'explosion sont par exemple le point d'ignition (localisation et énergie associée), les critères d'accélération de flamme, les critères de transition vers la détonation.

+++ En savoir plus sur Tosqan.

+++ En savoir plus sur le code Tonus.

+++ En savoir plus sur le Serac.

+++ En savoir plus sur le SAGR.

+++ Voir les images animées.

+++ Malet J., Porcheron E. et Vendel J. : « OECD International Standard Problem ISP-47 on containment thermal-hydraulics. Conclusions of the Tosqan part. » Nuclear Engineering and Design, 240/10 : 3209-3220, 2010.

+++ Malet J., Blumenfeld L., Arndt S. , Babic M., Bentaib A., Dabbene F., Kostka P., Mimouni S., Movahed M., Paci S., Parduba Z., Travis J., Urbonavicius E. « Sprays in containment : Final results of the Sarnet spray benchmark. » Nuclear Engineering and Design, 2011.

+++ Malet J., Bessiron M. et Perrotin C. « Modelling of water sump evaporation in a CFD code for nuclear containment studies », Nuclear Engineering and Design, 2011.

+++ Meynet N., Bentaib A. « Numerical study of hydrogen ignition by passive auto-catalytic recombiners », ANS Conference, San Diego, juillet 2010.

+++ Cheikhravat H., Chaumeix N., Bentaib A., Paillard C-E. « Flammability limits of Hydrogen/Air Mixture », 2^nd International Topical Meeting on Safety and Technology of Nuclear Hydrogen Production, Control, and Management, juin 2010, 17-24.

+++ Bleyer A., Chaumeix N., Paillard C.E., Taveau, Bentaïb A. : « Experimental and numerical study of flame propagation with hydrogen gradient in a vertical facility : Enaccef », 8^th ISHPMIE, September 5-10, Yokohama, Japan.

+++ Cheikhravat H., Chaumeix N., Bentaib A. and Paillard C.-E. « Evaluation of the water spray impact on premixed hydrogen-air-steam flames propagation », ANS Conference, San Diego, juillet 2010.

+++ Meynet N., Engelhardt S. et Bentaib A. : « Investigation on the influence of pressure and temperature on the ignition limits of hydrogen inside recombiners », Nureth Conference, Toronto, septembre 2011 (à paraître).