B) Le champ d'application des recherches conduites en commun
Nous allons maintenant examiner de façon plus détaillée le champ d'activités couvert par chacun des trois groupes de travail, les résultats et les problématiques qui en résultent étant détaillés dans le titre suivant. Les trois graphiques qui illustrent ce paragraphe permettent également de saisir l'objectif des recherches engagées.
1 - Le comportement de la cuve du réacteur
La
dégradation du coeur du réacteur est étudiée en
France par l'expérience en pile PHEBUS, grand programme international de
l'IPSN, et en Allemagne par les expériences hors pile CORA, maintenant
terminées, et QUENCH, dédiée à la quantification du
terme source hydrogène lors du renoyage du coeur. Des calculs
croisés comparatifs sont faits avec les outils de calcul couramment
utilisés par les deux organismes SCDAP/RELAP5, pour FZK, et
CATHARE/ICARE, pour le CEA.
Un domaine important couvert par le groupe concerne l'explosion de vapeur
(cf. infra). Les deux organismes développent des codes
mécanistes détaillés : MC3D pour le CEA et
IVA KA pour FZK, avec des jeux d'équations différentes. Une
comparaison précise a été faite au niveau des
équations et des résultats obtenus. Au vu des derniers
résultats, il semble que nous nous orientons vers une utilisation de
MC3D seul. Un programme expérimental de qualification a
été bâti en concertation entre les deux organismes, FZK
réalisant des expériences globales en thermite (PREMIX, ECO).
Les deux organismes doivent fournir aux projeteurs, dans les prochains mois,
une méthode industrielle pour prévoir les conséquences des
explosions de vapeur, thème dans lequel le projet EPR devrait
réaliser une avancée majeure.
FZK étudie un phénomène particulier pouvant
résulter d'une explosion de vapeur en cuve où le coeur, fondu et
tombant dans le fond de cuve, est projeté violemment vers le couvercle
par une explosion de vapeur. FZK a fait une expérience à
l'échelle 1/10, intitulée BERDA, de projection de masses de
métal fondu : le but est de déterminer la perte
d'énergie provoquée par la déformation de la masse
projetée et des structures internes supérieures. Des
résultats intéressants ont été obtenus et sont
interprétés à l'aide du code de dynamique rapide du CEA,
PLEXUS, dont certains modèles sont qualifiés à partir
d'une expérience plus analytique réalisée au CEA,
FLIPPER.
2 - Le comportement du corium hors cuve ou la lutte contre le "syndrome chinois"
En cas
de fusion du coeur du réacteur se dégage un produit très
fortement radioactif, le corium, susceptible de percer les protections de la
centrale, et l'une des innovations du projet EPR est de doter la centrale d'un
" récipient " capable de récupérer le corium.
Le principal thème d'étude concerne l'étalement du corium.
Le CEA effectue des expériences à partir de matériaux
simulant un bas point de fusion dans CORINE (100 litres) et des
expériences en matériaux réels dans VULCANO
(15 litres). FZK effectue des expériences en matériaux
simulants en fusion à haute température thermite (fer alumine)
dans KATS (50 litres). Une comparaison systématique des codes
développés par les différents organismes est faite. L'IPSN
développe le code 3D CROCO, le CEA le code 2D THEMA, et FZK participe au
développement du code Siemens 3D CORFLOW. Ce programme
bénéficie également de l'apport des résultats des
expériences réalisées au CCR ISPRA : FARO. FZK
étudie deux autres phénomènes : l'ablation d'une
paroi par un jet, dans l'expérience KJET, et l'ablation d'une porte dans
l'expérience KPOOL.
FZK a également mis au point un récupérateur où le
corium, arrivant sur une surface, fait fondre des bouchons plastiques qui
laissent passer un débit d'eau s'écoulant à travers le
corium pour le refroidir : c'est le concept COMET. Des expériences
en matériau réel sont effectuées dans le dispositif
expérimental MACE du laboratoire d'Argonne, aux USA. Les Allemands ont
un programme très important dans ce domaine car, dans le partage des
activités lié au projet entre FRAMATOME et SIEMENS, c'est SIEMENS
qui traite du problème de la récupération du
corium.
3 - Chargements de l'enceinte en cas d'accidents graves
Les deux
organismes développent leur propre code qui traite de la totalité
du problème (distribution, déflagration, détonation
d'hydrogène) : TONUS pour le CEA et GASFLOW pour FZK. Ces deux
codes ont à peu près les mêmes caractéristiques et
leurs résultats sont systématiquement comparés. Les
équipes qui développent ces codes, issus d'une longue tradition,
les connaissent parfaitement et il a paru plus rentable aux organismes de
recherche de continuer à faire des développements
séparés plutôt que d'utiliser un produit unique.
IPSN et FZK se concertent pour participer, en particulier avec la NRC des
Etats-Unis, à deux grands programmes expérimentaux :
• le programme RUT réalisé en Russie, à l'institut
de Kurchatov, et qui traite dans une maquette à grande échelle de
la détonation d'hydrogène dans diverses conditions, en
particulier en présence d'obstacles et de vapeur d'eau ;
• un programme réalisé à Sandia, dans le dispositif
SURTSEY, est relatif à l'étude de l'échauffement direct de
l'enceinte par du corium finement dispersé dans le puits de cuve et
pouvant s'échapper dans l'atmosphère de l'enceinte suite à
la rupture de la cuve. Ces essais sont effectués en thermite dans une
géométrie représentative du puits de cuve EPR. Les
Américains avaient fait des études analogues pour leurs
réacteurs.