Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves Giovanni B. Bruna Direction de la Sûreté des...

Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves

Giovanni B. Bruna

Direction de la Sûreté des Réacteurs porte du puits de

cuvechambre ’étalement

- - 2/Nbre total de pages

Phénoménologie des accidents graves

cheminée

évacuation énergieenceinte

puisard

éventage-filtration

bâtiments auxiliaires

bâtiment réacteur

aspersion enceinte

fuites confinementfusion cœur

explosionvapeur

brèches induites

échauffement directenceinte

générateur vapeur

cuve

combustion hydrogène

rupture cuve ventilation-filtration

perte intégritéenceinte

Émission, transfert, rétention dans les circuits,Comportement dans l’enceinte

des produits de fission avant rejetdans l’environnement

ICB


• 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.

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


Présentation du RST – 12 juin 2006 - 5

REP 900

REP 1300

2005 2006 2007

EPS2 V2.0

EPS2 V3.0

EPS2 EDFEPS2 +EPS2

conviviale

Études physiques

support V3.0

Solde études physiques support

Décision d’engagement

CDC Réunion

CR

CDC Réunion

CR

ASTEC V1.3

Engagement études physiques

spécifiques

Résultats et note

de synthèse Réunion

CR

Achèvement études

physiquesSupport

(fin 2008)

GP EPS 2

ÉlémentsSupport

CDC



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


• 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…

Les progrès en matière de sûreté d’EPR


Réserve d’eau assurant le refroidissement du récupérateur de corium

Enceinte externe protégeant l’installation contre les agressions

Récupérateur de corium

Enceinte interne résistant à la pression produite lors d’un accident grave

Le réacteur nucléaire EPR


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


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



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

Les phénomènes au cours d’un accident grave


Exemple sur la dégradation du cœur :- Expériences MOZART d’oxydation des gaines de

combustible réalisées par l’IRSN

Les recherches expérimentalesExpériences sur les phénomènes élémentaires

Dispositif d’essai : Thermobalance

Loi de cinétique d’oxydation des gaines


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

Les recherches expérimentalesExpériences globales


Les Logiciels de SimulationLe logiciel de calcul ASTEC

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

SYSINTGestion systèmes

de sécurité

RUPUICUVEjection du corium

Entrainement ds enceinte

SOPHAEROSaérosols& vapeurs PF

ds circuit primaire

MEDICISInteraction

corium-béton

ISODOP

CESARThermohydraulique

circuit primaire

ELSARelachement PF

CPAthermohydraulique

& aérosols dans l’enceinte

IODE

Iode ds enceinte

DIVADégradation coeur

Activité isotopes


Les Logiciels de SimulationLe 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 coriumen fonction du temps Carte de température calculée


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 portechambre d’étalement

4) tenue thermique du fond de la chambre d’étalement jusqu’à

injection d’eau


L’évaluation du concept de récupérateur EPRLa robustesse du puits de cuveEnjeu : collecter la totalité du corium fondu provenant du cœur et le fluidifier par dissolution du béton sacrificiel des parois du cendrierConclusion : 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


L’évaluation du concept de récupérateur EPRL’étalement du corium dans la chambre du récupérateurEnjeu : 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


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

Conclusions

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