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Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves Giovanni B. Bruna Direction de la Sûreté des Réacteurs porte du puits de cuve chambre étalement.

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1 Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves Giovanni B. Bruna Direction de la Sûreté des Réacteurs porte du puits de cuve chambre étalement

2 - - 2/Nbre total de pages Phénoménologie des accidents graves cheminée évacuation énergie enceinte puisard éventage- filtration bâtiments auxiliaires bâtiment réacteur aspersion enceinte fuites confinement fusion cœur explosion vapeur brèches induites échauffement direct enceinte générateur vapeur cuve combustion hydrogène rupture cuve ventilation-filtration perte intégrité enceinte Émission, transfert, rétention dans les circuits, Comportement dans lenceinte des produits de fission avant rejet dans lenvironnement ICB

3 - - 3/Nbre total de pages Les PSAs consistent en un ensemble danalyses ayant pour but dapprécier les risques des installations par rapport à la fréquence doccurrence et aux conséquences dévénements non voulus. fournissent une méthode dappréciation du risque axée sur lanalyse de scénarii daccidents. Ils donnent une vision densemble de la sûreté, qui intègre, à la fois, le fonctionnement des dispositifs de sauvegarde et le comportement des opérateurs. –Les PSAs considèrent une liste réaliste dévénements initiateurs. Ils prennent en compte des événements complexes et leur combinaison, y compris les situations de perte des systèmes redondants et loccurrence dun risque interne ou externe. –Pour chaque événement initiateur, les PSAs –déterminent les séquences accidentelles qui résultent du succès ou de léchec des systèmes de sauvegarde et des actions effectuées pour garantir les fonctions de sûreté et –Estiment la fréquence ce de chaque événement non souhaité. Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2

4 - - 4/Nbre total de pages Les arbres des événements sont utilisés pour définir et quantifier les séquences accidentelles. Larborescence des événements est une méthode logique utilisée pour déterminer toutes les possibles conséquences dun événement initiateur donné. Initiateur ASGFH GORISLDPEAS Conséquence Dommage du cœur Succès Echec Probabilité décroissante oui non Dommage du cœur Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2

5 Présentation du RST – 12 juin REP 900 REP EPS2 V2.0 EPS2 V3.0 EPS2 EDF EPS2 + EPS2 conviviale Études physiques support V3.0 Solde études physiques support Décision dengagement CDC Réunion CR CDC Réunion CR ASTEC V1.3 Engagement études physiques spécifiques Résultats et note de synthèse Réunion CR Achèvement études physiques Support (fin 2008) GP EPS 2 Éléments Support CDC Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2

6 Présentation du RST – 12 juin Les progrès en matière de sûreté dEPR Les autorités de sûreté française et allemande ont fixé en 1993 des objectifs de sûreté ambitieux pour le projet EPR : réduction de la probabilité dun accident grave (fusion du cœur avec relâchement important de rejet dans lenceinte de confinement) pas de conséquences radiologiques au-delà du voisinage immédiat de la centrale si un tel accident grave survient néanmoins Ces objectifs ont nécessité des dispositions de conception nouvelles par rapport aux réacteurs nucléaires en exploitation

7 Présentation du RST – 12 juin Une meilleure prévention du risque daccident grave des systèmes de sécurité renforcés une réduction des erreurs dorigine humaine des analyses probabilistes lors de la conception Des dispositions de gestion des accidents graves : un récupérateur de cœur fondu une amélioration du confinement des matières radioactives Une protection renforcée contre les agressions : dorigine interne : incendie, inondation… dorigine externe : séisme, inondation, chute davion, conditions météorologiques extrêmes… Les progrès en matière de sûreté dEPR

8 Présentation du RST – 12 juin Réserve deau assurant le refroidissement du récupérateur de corium Enceinte externe protégeant linstallation contre les agressions Récupérateur de corium Enceinte interne résistant à la pression produite lors dun accident grave Le réacteur nucléaire EPR

9 Présentation du RST – 12 juin Le récupérateur de corium En cas de fusion du cœur dun réacteur actuel, le cœur fondu (corium) pourrait traverser la cuve et le radier en béton : la radioactivité émise par le cœur pourrait alors être rejetée dans lenvironnement (après filtration importante par le sol) Sur EPR un récupérateur de corium permet déviter la traversée du radier et préserve le confinement de la radioactivité par lenceinte : lobjectif quun accident de fusion du cœur nentraîne que des conséquences radiologiques extrêmement faibles peut ainsi être atteint La conception du récupérateur doit permettre détaler et de refroidir rapidement le corium, sans intervention des opérateurs pendant au moins 12 h

10 Présentation du RST – 12 juin Le récupérateur de corium

11 Présentation du RST – 12 juin Le récupérateur de corium

12 Présentation du RST – 12 juin Les questions soulevées par lévaluation du fonctionnement du récupérateur de corium louverture dans la porte fusible est-elle assez large pour permettre un écoulement rapide du corium ? lécoulement du corium dans la chambre détalement se produit-il de manière complète avant dêtre couvert deau ? le refroidissement par circulation deau sous la chambre détalement est-il établi suffisamment rapidement ? le refroidissement par circulation deau sous la chambre détalement est-il suffisamment efficace ? Pour vérifier les études du concepteur sur ces points, lIRSN a mené des contre-études au moyen de logiciels de calcul et de résultats expérimentaux, obtenus dans le cadre des programmes de R&D de lIRSN ou de collaborations internationales Le récupérateur de corium

13 Présentation du RST – 12 juin Initiateur : perte du refroidissement + défaillance des systèmes de sauvegarde Échauffement des assemblages jusquà fusion, progression dun mélange de matériaux fondus (corium) vers le fond de la cuve Percement de la cuve et déversement du corium : REP actuels : sur le radier en béton avec risque dérosion du radier par le corium EPR : collecte du corium dans le puits de cuve, fusion dune porte, étalement du corium sur le récupérateur et refroidissement Accident de Three mile Island: état final du coeur Les phénomènes au cours dun accident grave

14 Présentation du RST – 12 juin Exemple sur la dégradation du cœur : -Expériences MOZART doxydation des gaines de combustible réalisées par lIRSN Les recherches expérimentales Expériences sur les phénomènes élémentaires Dispositif dessai : Thermobalance Loi de cinétique doxydation des gaines

15 Présentation du RST – 12 juin Exemple sur la dégradation du cœur : -5 expériences PHEBUS PF (pg international) mettant en œuvre des crayons réels irradiés de hauteur réduite (20 crayons de 1 m de haut + une barre de commande en AIC ou en B 4 C) chauffés par neutrons dans un réacteur nucléaire du CEA -Tomographies avant et après essai FPT-2 (2000) de lassemblage montrant la dégradation Les recherches expérimentales Expériences globales

16 Présentation du RST – 12 juin Les Logiciels de Simulation Le logiciel de calcul ASTEC Co-développé par IRSN et GRS depuis 1996 (Accident Source Term Evaluation Code): -Description de lintégralité de la séquence accidentelle et des moyens de mitigation -Évaluation de rejets Validation par les partenaires du réseau SARNET (6 ème Programme cadre de lUE; 200 chercheurs de 19 pays) Vocation à devenir le code de référence européen pour les accidents de fusion du cœur

17 Présentation du RST – 12 juin Les Logiciels de Simulation Le logiciel de calcul CROCO Logiciel de mécanique des fluides maillé : -Étalement dun fluide pâteux (comportement non classique) -Transferts thermiques et solidification -Ablation du support durant létalement Validation sur lessai VULCANO VEU-7 détalement Étalement du corium en fonction du temps Carte de température calculée

18 Présentation du RST – 12 juin Lévaluation du concept de récupérateur EPR 3) cinétique étalement corium avant renoyage 5) thermohydraulique du système de refroidissement 2) percement porte permettant la décharge complète du corium avant renoyage 1) robustesse du puits de cuve collection du corium avant percement de la porte chambre détalement 4) tenue thermique du fond de la chambre détalement jusquà injection deau

19 Présentation du RST – 12 juin Lévaluation du concept de récupérateur EPR La robustesse du puits de cuve Enjeu : collecter la totalité du corium fondu provenant du cœur et le fluidifier par dissolution du béton sacrificiel des parois du cendrier Conclusion : pas dattaque des parois du cendrier avant le percement de la porte érosion axiale érosion latérale érosion du cendrier calculée par ASTEC parois du cendrier béton sacrificiel t 0 +1H

20 Présentation du RST – 12 juin Lévaluation du concept de récupérateur EPR Létalement du corium dans la chambre du récupérateur Enjeu : garantir létalement du corium sur le récupérateur (i.e. avant le noyage de la chambre du récupérateur) Conclusion : le déversement du corium est le phénomène limitant; études complémentaires nécessaires pour garantir une taille de brèche suffisante dans la porte du puits de cuve. taille de brèche suffisante délai de noyage taille brèche dans la porte (m) Temps de déversement du corium calculé par ASTEC temps détalement calculé par CROCO Temps 1minute 5 minutes 15 minutes 60 minutes porte du puits de cuve chambre détalement

21 Présentation du RST – 12 juin Recherches en sûreté des réacteurs -Complexes; articulant expérimentation et modélisation -Menées dans un cadre européen, voire mondial, depuis plus de 25 ans -Une base de connaissances et des outils de calcul validés disponibles à temps pour la réalisation des études en support à lévaluation de sûreté dEPR Évaluation par lIRSN du concept de récupérateur dEPR -Menée en concertation avec lautorité de sûreté Finlandaise (STUK) -Des recommandations damélioration de la conception concernant notamment la porte du puits de cuve vers la chambre détalement Conclusions


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