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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.

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