Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves

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

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

3 Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2
Les PSAs consistent en un ensemble d’analyses ayant pour but d’apprécier les risques des installations par rapport à la fréquence d’occurrence et aux conséquences d’événements non voulus. fournissent une méthode d’appréciation du risque axée sur l’analyse de scénarii d’accidents. Ils donnent une vision d’ensemble 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 d’événements initiateurs. Ils prennent en compte des événements complexes et leur combinaison, y compris les situations de perte des systèmes redondants et l’occurrence d’un risque interne ou externe. Pour chaque événement initiateur, les PSAs déterminent les séquences accidentelles qui résultent du succès ou de l’échec des systèmes de sauvegarde et des actions effectuées pour garantir les fonctions de sûreté et Estiment la fréquence ce de chaque événement non souhaité. - - 3/Nbre total de pages

4 Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2
Les arbres des événements sont utilisés pour définir et quantifier les séquences accidentelles. L’arborescence des événements est une méthode logique utilisée pour déterminer toutes les possibles conséquences d’un événement initiateur donné. Initiateur ASG FH GO RIS LDP EAS Conséquence Dommage du cœur Succès Echec Probabilité décroissante oui non Dommage du cœur Dommage du cœur - - 4/Nbre total de pages

5 Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2
2005 2006 2007 EPS2 V3.0 EPS2 EDF EPS2 + EPS2 conviviale Résultats et note de synthèse Réunion CR GP EPS 2 CDC Réunion CR REP 900 EPS2 V2.0 Solde études physiques support Études physiques support V3.0 Éléments Support CDC CDC Réunion CR REP 1300 Décision d’engagement ASTEC V1.3 Achèvement études physiques Support (fin 2008) Engagement études physiques spécifiques Présentation du RST – 12 juin

6 Les progrès en matière de sûreté d’EPR
Les autorités de sûreté française et allemande ont fixé en 1993 des objectifs de sûreté ambitieux pour le projet EPR : réduction de la probabilité d’un accident grave (fusion du cœur avec relâchement important de rejet dans l’enceinte 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 Présentation du RST – 12 juin

7 Les progrès en matière de sûreté d’EPR
Une meilleure prévention du risque d’accident grave des systèmes de sécurité renforcés une réduction des erreurs d’origine 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 : d’origine interne : incendie, inondation… d’origine externe : séisme, inondation, chute d’avion, conditions météorologiques extrêmes… Présentation du RST – 12 juin

8 Le réacteur nucléaire EPR
Enceinte externe protégeant l’installation contre les agressions Enceinte interne résistant à la pression produite lors d’un accident grave Réserve d’eau assurant le refroidissement du récupérateur de corium Récupérateur de corium Présentation du RST – 12 juin

9 Le récupérateur de corium
En cas de fusion du cœur d’un 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 l’environnement (après filtration importante par le sol) Sur EPR un récupérateur de corium permet d’éviter la traversée du radier et préserve le confinement de la radioactivité par l’enceinte : l’objectif qu’un accident de fusion du cœur n’entraîne que des conséquences radiologiques extrêmement faibles peut ainsi être atteint La conception du récupérateur doit permettre d’étaler et de refroidir rapidement le corium, sans intervention des opérateurs pendant au moins 12 h Présentation du RST – 12 juin

10 Le récupérateur de corium
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11 Le récupérateur de corium
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12 Le récupérateur de corium
Les questions soulevées par l’évaluation du fonctionnement du récupérateur de corium l’ouverture dans la porte fusible est-elle assez large pour permettre un écoulement rapide du corium ? l’écoulement du corium dans la chambre d’étalement se produit-il de manière complète avant d’être couvert d’eau ? le refroidissement par circulation d’eau sous la chambre d’étalement est-il établi suffisamment rapidement ? le refroidissement par circulation d’eau sous la chambre d’étalement est-il suffisamment efficace ? Pour vérifier les études du concepteur sur ces points, l’IRSN 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 l’IRSN ou de collaborations internationales Présentation du RST – 12 juin

13 Les phénomènes au cours d’un accident grave
Initiateur : perte du refroidissement + défaillance des systèmes de sauvegarde Échauffement des assemblages jusqu’à fusion, progression d’un 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 d’érosion du radier par le corium EPR : collecte du corium dans le puits de cuve, fusion d’une porte, étalement du corium sur le récupérateur et refroidissement Accident de Three mile Island: état final du coeur Présentation du RST – 12 juin

14 Les recherches expérimentales Expériences sur les phénomènes élémentaires
Exemple sur la dégradation du cœur : Expériences MOZART d’oxydation des gaines de combustible réalisées par l’IRSN Loi de cinétique d’oxydation des gaines Dispositif d’essai : Thermobalance Présentation du RST – 12 juin

15 Les recherches expérimentales Expériences globales
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 B4C) chauffés par neutrons dans un réacteur nucléaire du CEA Tomographies avant et après essai FPT-2 (2000) de l’assemblage montrant la dégradation Présentation du RST – 12 juin

16 Entrainement ds enceinte Thermohydraulique circuit primaire
Les Logiciels de Simulation Le logiciel de calcul ASTEC SYSINT Gestion systèmes de sécurité RUPUICUV Ejection du corium Entrainement ds enceinte SOPHAEROS aérosols& vapeurs PF ds circuit primaire MEDICIS Interaction corium-béton ISODOP CESAR Thermohydraulique circuit primaire ELSA Relachement PF CPA thermohydraulique & aérosols dans l’enceinte IODE Iode ds enceinte DIVA Dégradation coeur Activité isotopes Co-développé par IRSN et GRS depuis 1996 (Accident Source Term Evaluation Code): Description de l’intégralité de la séquence accidentelle et des moyens de mitigation Évaluation de rejets Validation par les partenaires du réseau SARNET (6ème Programme cadre de l’UE; 200 chercheurs de 19 pays) Vocation à devenir le code de référence européen pour les accidents de fusion du cœur Présentation du RST – 12 juin

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

18 L’évaluation 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 d’étalement 4) tenue thermique du fond de la chambre d’étalement jusqu’à injection d’eau Présentation du RST – 12 juin

19 L’évaluation 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 d’attaque 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 t0+1H Présentation du RST – 12 juin

20 L’évaluation du concept de récupérateur EPR
L’étalement du corium dans la chambre du récupérateur Enjeu : garantir l’étalement 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 d’étalement calculé par CROCO Temps 1minute 5 minutes 15 minutes 60 minutes porte du puits de cuve chambre d’étalement Présentation du RST – 12 juin

21 Conclusions 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 l’évaluation de sûreté d’EPR Évaluation par l’IRSN du concept de récupérateur d’EPR Menée en concertation avec l’autorité de sûreté Finlandaise (STUK) Des recommandations d’amélioration de la conception concernant notamment la porte du puits de cuve vers la chambre d’étalement Présentation du RST – 12 juin