RetD relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : bilan et perspectives
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Description

Le CEA et l'IRSN exposent un état des connaissances et des travaux de recherche réalisés en France ou à l'étranger sur les accidents graves susceptibles de survenir dans les réacteurs à eau pressurisée. Il y a accident grave si le combustible d'un réacteur nucléaire est fortement dégradé. Ce rapport montre que des incertitudes significatives demeurent concernant certains phénomènes sur lesquels des programmes expérimentaux sont en cours. Il décrit les types d'accident pouvant mener à la fusion du coeur, leur déroulement et leur progression. Il expose quels sont les phénomènes qui peuvent entraîner une défaillance - précoce ou différée - de l'enceinte, les aspects relâchement et transport des produits de fission. Il donne le code des accidents graves, l'état des développements et de la validation.

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Publié le 01 janvier 2007
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Langue Français
Poids de l'ouvrage 3 Mo

Exrait

R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives
Rapport IRSN-2006/73 Rev 1
Rapport CEA-2006/474 Rev 1
AVANT-PROPOS
Ce rapport a été rédigé conjointement par lIRSN et le CEA et comprend une contribution dEDF sur le
chapitre 8.2.
Ont contribué à la rédaction et à la relecture de tout ou partie du rapport :
Pour lIRSN :
Ahmed Bentaïb, Hervé Bonneville, Cataldo Caroli, Bernard Chaumont, Bernard Clément, Michel Cranga, Florian Fichot, Joëlle Fleurot, Richard Gonzalez, Vincent Koundy, Bruno Laurent, Jean-Claude Micaelli, Renaud Meignen, Frédérique Pichereau, Delphine Plassart, Emmanuel Raimond, Anne Tenaud et Jean-Pierre Van-Dorsselaere.
Pour le CEA :
Gérard Ducros, Michel Durin, Christophe Journeau, Daniel Magallon, Jean-marie Seiler, Etienne Studer et Bruno Tourniaire.
Pour EDF :
William Ranval et les équipes "accidents graves" dEDF.
CHAPITRE1:
SOMMAIRE
INTRODUCTION.................................................................... 6
1.1 DEFINITION DUN ACCIDENT GRAVE ET OBJECTIFS DE LA RECHERCHE................................................ 6
1.2 CADRE DE LA RECHERCHE............................................................................................ 7
1.3 OBJECTIFS DU RAPPORT.............................................................................................. 8
CHAPITRE2: SCENARIOS......11.................................................................
2.1TYPES DACCIDENT POUVANT MENER A LA FUSION DU CUR........................................................11 2.1.1 DESCRIPTION DES FAMILLES ACCIDENTELLES DE LEPS DE NIVEAU1.................................................. 11 2.1.2 FREQUENCE DE FUSION PAR FAMILLE DANS LEPSDE NIVEAU1 900MWE DEDF .................................. 18 2.1.3 POURSUITE DE LA PROGRESSION DE LACCIDENT.................................................................... 19 2.2 DEROULEMENT GENERAL DES ACCIDENTS GRAVES...................................................................21 2.2.1PHENOMENES PHYSIQUES ENVISAGES POUR UNREP ................................................................. 21 2.2.2 DIFFERENCES ENTRE LESREP900ET1300MWE POUR CE QUI CONCERNE LES ACCIDENTS GRAVES................. 23
2.2.3 SPECIFICITES DE LEPR ............................................................................................ 24 2.2.4 GESTION DUN ACCIDENT GRAVE................................................................................... 24
CHAPITRE3: PROGRESSION DE LACCIDENT EN CUVE.....92...................................... 3.1 DEGRADATION DU CUR EN CUVE...................................................................................29 3.1.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 29 3.1.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 29 3.1.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 32
3.1.4 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 35 3.2 COMPORTEMENT DU CORIUM EN FOND DE CUVE.....................................................................37 3.2.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 37 3.2.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 37
3.2.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 41
3.2.4 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 44 3.3 RUPTURE DE LA CUVE...............................................................................................45 3.3.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 45 3.3.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 46
3.3.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 46
3.3.4 BILANS ET PERSPECTIVES........................................................................................... 50
3.4 FUSION EN PRESSION................................................................................................52 3.4.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 52 3.4.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 53
2 - -
3.4.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 53
3.4.4 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 59
CHAPITRE4: PHENOMENES POUVANT MENER A UNE DEFAILLANCE PRECOCE DE LENCEINTE....67 4.1 ECHAUFFEMENT DIRECT DES GAZ DE LENCEINTE...................................................................67 4.1.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 67 4.1.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 67 4.1.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 69 4.1.4 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 74
4.2 RISQUE HYDROGENE ET MOYENS DE LIMITATION DES CONSEQUENCES...............................................76 4.2.1 CONTEXTE DU RISQUE HYDROGENE................................................................................. 76 4.2.2 PHENOMENOLOGIE GLOGALE ET PROBLEMATIQUES.................................................................. 76 4.2.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX..................................................................................... 78 4.2.4MODELISATION ET LOGICIELS DE SIMULATION........................................................................ 84 4.2.5 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 86
4.3 EXPLOSION DE VAPEUR..............................................................................................88 4.3.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE........................................................................... 88 4.3.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU............................................................................... 89
4.3.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................. 93 4.3.4 BILAN ET PERSPECTIVES............................................................................................ 97
CHAPITRE5: PHENOMENES POUVANT MENER A UNE DEFAILLANCE DIFFEREE DE LENCEINTE.. 104 5.1 INTERACTION CORIUM-BETON 104(ICB).............. ................................. ................................ 5.1.1 CONTEXTE DE LICBET OBJECTIFS DE LA........D.......&R................................1.40.................... 5.1.2 PHENOMENOLOGIE DE LICB ET PROBLEMATIQUE...................................................................104 5.1.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET LOGICIELS DE SIMULATION......................................106 5.1.4BILAN ET PERSPECTIVES...........................................................................................112
CHAPITRE6: RETENTION ET REFROIDISSEMENT DU CORIUM EN CUVE ET HORS CUVE.......... 117 6.1 RETENTION EN CUVE............................................................................................... 117 6.1.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE,ENJEUX DE SURETE.....................................................117 6.1.2RETENTION EN CUVE PAR NOYAGE DU CIRCUIT PRIMAIRE...........................................................118
6.1.3RETENTION EN CUVE PAR NOYAGE DU PUITS DE CUVE..............................................................122
6.2 RDU CORIUM SOUS EAU EN COURS DEFROIDISSEMENT INTERACTION CORIUM-BETON............................. 131 6.2.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................131 6.2.2 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................131
6.2.3BILAN ET PERSPECTIVES...........................................................................................135
6.3 ETALEMENT DU CORIUM(EPR).................................................................................... 136
- 3 -
6.3.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................136 6.3.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................136 6.3.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET LOGICIELS DE SIMULATION......................................137 6.3.4 BILAN ET PERSPECTIVES...........................................................................................141
6.4 RECUPERATEUR HORS CUVE....................................................................................... 142 6.4.1 TYPES DE RECUPERATEURS HORS CUVE............................................................................142 6.4.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................144
6.4.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................146 6.4.4 BILAN ET PERSPECTIVES...........................................................................................151
CHAPITRE7:RELACHEMENT ET TRANSPORT DES PRODUITS DE FISSION........................ 159 7.1 RELACHEMENT DES PRODUITS DE FISSION EN CUVE................................................................ 159 7.1.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................159 7.1.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................161 7.1.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCULS.............................................164 7.1.4 BILANS ET PERSPECTIVES..........................................................................................168 7.2 TRANSPORT DES PRODUITS DE FISSION DANS LES CIRCUITS PRIMAIRE ET SECONDAIRE............................. 170 7.2.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................170 7.2.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................170 7.2.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCUL..............................................174 7.2.4 BILANS ET PERSPECTIVES..........................................................................................174
7.3 RDES PRODUITS DE FISSION HORS CUVEELACHEMENT ............................................................. 176 7.3.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................176 7.3.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................176 7.3.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCUL..............................................177 7.3.4 BILANS ET PERSPECTIVES..........................................................................................177 7.4 COMPORTEMENT DES AEROSOLS DANS LENCEINTE DE CONFINEMENT............................................. 178 7.4.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................178 7.4.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................178
7.4.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCUL..............................................179 7.4.4 BILANS ET PERSPECTIVES..........................................................................................180 7.5 CHIMIE DES PRODUITS DE FISSION................................................................................. 181 7.5.1 DEFINITION,PHENOMENOLOGIE GLOBALE..........................................................................181 7.5.2 PHENOMENES PHYSIQUES MIS EN JEU..............................................................................181
7.5.3 PROGRAMMES EXPERIMENTAUX,MODELISATION ET CODES DE CALCUL..............................................188
7.5.4 BILANS ET PERSPECTIVES..........................................................................................190
CHAPITRE8: CODES ACCIDENTS GRAVESETAT DES DEVELOPPEMENTS ET DE LA VALIDATION197
4 --
8.1 ASTEC ............................................................................................................ 197
8.1.1 CAPACITES ACTUELLES DU CODE...................................................................................198 8.1.2 ETAT DE LA VALIDATION...........................................................................................200 8.1.3 PERSPECTIVES DEVOLUTION DU CODE.............................................................................203
8.2 MAAP ............................................................................................................. 204
8.2.1 CAPACITES ACTUELLES DU CODE...................................................................................204
8.2.2 ETAT DE LA VALIDATION...........................................................................................206 8.2.3 PERSPECTIVES DEVOLUTION DU CODE.............................................................................207
8.3 MELCOR.......................................................................................................... 208
8.3.1 CAPACITES ACTUELLES DU CODE...................................................................................208
8.3.2 ETAT DE LA VALIDATION...........................................................................................209
8.3.3 PERSPECTIVES DEVOLUTION DU CODE.............................................................................211
CHAPITRE9:
CONCLUSION................................................................... 216
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CHAPITRE 1 : INTRODUCTION
1.1 DEFINITION DUN ACCIDENT GRAVE ET OBJECTIFS DE LA RECHERCHE
Dans ce rapport, on appelle accident grave un accident au cours duquel le combustible est significativement dégradé par une fusion plus ou moins complète du cur du réacteur. Compte tenu des mesures de prévention des accidents mises en place par lexploitant, ce type daccident reste hautement hypothétique. Cependant, du fait des conséquences importantes quaurait le rejet de produits radioactifs dans lenvironnement, et au titre de la défense en profondeur, des efforts
significatifs sont consacrés à leur étude.
Un accident grave a généralement pour origine un défaut de refroidissement du cur dont la puissance
résiduelle ne parvient plus à être évacuée. En une à quelques heures, suite à des défaillances
multiples, humaines et/ou matérielles, incluant léchec des procédures de sauvegarde, la structure des
éléments combustibles se dégrade. Une suite de phénomènes nombreux et complexes se déroule alors,
selon divers scénarios dépendant des conditions initiales de laccident et des actions des opérateurs ;
ces scénarios sont susceptibles, à terme, de conduire à la perte de lintégrité du confinement et à des
risques de relâchements importants de produits radioactifs à lextérieur de lenceinte de confinement.
Par convention, on appellera rejets précoces, les rejets susceptibles de se produire avant la mise en
uvre de lensemble des mesures de protection des populations.
Dans le domaine des accidents graves, les phénomènes physiques mis en jeu sont extrêmement complexes et sortent généralement du cadre des connaissances acquises hors du domaine nucléaire.
Les objectifs de la recherche sont donc de parvenir à comprendre au mieux ces phénomènes physiques et de réduire les incertitudes quant à leur quantification, afin dêtre capable de développer des modèles applicables aux réacteurs. Ces modèles, regroupés au sein de codes de calcul informatiques,
doivent permettre de prévoir le déroulement dun accident grave.
Comme il est impossible deffectuer, dans ce domaine, des essais à taille réelle et de reproduire toutes les situations envisageables, il est nécessaire de réaliser des essais élémentaires, permettant détudier séparément chaque phénomène physique, puis de confirmer sur des essais globaux les interactions
entre ces phénomènes physiques. Le tout doit se faire à des échelles compatibles avec les capacités techniques et économiques des installations, tout en restant représentatives pour lextrapolation à léchelle du réacteur.
La recherche concerne les réacteurs en fonctionnement et les réacteurs futurs. Les phénomènes de
base sont les mêmes pour les réacteurs à eau sous pression actuels ou en projet. Toutefois, dans le cas
des centrales existantes, les accidents graves n'ont pas été considérés lors de leur conception. Les
modifications envisageables de linstallation sont donc restreintes et les recherches menées dans ce
cadre ont essentiellement pour objectif de trouver des moyens de limiter les conséquences dun
éventuel accident grave. Elles sont articulées autour de deux directions complémentaires, la
caractérisation des rejets et l'étude des modes de ruine du confinement et des moyens d'y faire face.
6 - -
Pour le futur réacteur EPR (European Pressurized water Reactor), lAutorité de Sûreté a fixé comme objectifs de sûreté une réduction significative des rejets radioactifs pouvant résulter de toutes les
situations daccident concevables, y compris les accidents avec fusion du cur. Des dispositions de
conception spécifiques doivent être prises afin daboutir à une élimination pratique des accidents
pouvant conduire à des rejets précoces importants et à une limitation des conséquences des accidents
avec fusion du cur à basse pression. Les recherches menées dans ce cadre doivent donc permettre de
remplir ces objectifs.
1.2 CADRE DE LA RECHERCHE
La plupart des pays ayant un programme électronucléaire important, tels que les Etats-Unis, le Japon, lAllemagne, la Belgique, le Canada, la Corée du sud, la Suisse, la Suède ou la Russie, ont engagé des
programmes de recherche concernant les accidents graves. En général, chaque pays sest attaché à un
ou plusieurs aspects particuliers du sujet, lampleur du domaine ne permettant pas de couvrir
lensemble des phénomènes avec les programmes de recherche nationaux.
En France, les premiers grands programmes de recherche dans le domaine des accidents graves ont été
initiés au début des années 80, suite à laccident du réacteur de Three Miles Island 2 en 1979. Compte
tenu de limportance de son parc nucléaire, la France a été amenée à développer des programmes
propres sur à peu près tous les sujets relatifs aux accidents graves. Les recherches en sûreté sont
principalement menées par lIRSN, le CEA, EDF et AREVA. Tous ces organismes développent ou participent au développement de codes de simulation et lIRSN, le CEA et AREVA (en Allemagne) possèdent des installations dans lesquelles ils effectuent des essais. Certaines actions sont également
sous-traitées à des centres de recherche ou des équipementiers.
La recherche dans le domaine des accidents graves impliquant des ressources humaines et financières
très importantes, les collaborations entre les acteurs du nucléaire, industriels, centres de recherche et
organismes de sûreté, à léchelle nationale et internationale, sont nombreuses. En France, lIRSN, le
CEA, EDF et AREVA ont initié des programmes communs sur un grand nombre de sujets (accords
bipartites, tripartites voire quadripartites) et participent à des programmes internationaux,
notamment aux actions de recherche soutenues par la Commission Européenne dans le cadre de ses
Programmes Communs de Recherche et Développement (PCRD) ou celles conduites sous légide de
lOCDE.
Dans le cadre du 6ème PCRD, un « appelé SARNET (Severe Accident Research » dexcellence réseau NETwork of excellence), coordonné par lIRSN, a été mis en place afin doptimiser lutilisation des moyens de recherche disponibles dans le domaine des accidents graves. SARNET regroupe 49
participants appartenant à 19 pays, membres de lUnion Européenne ou nouveaux états candidats ainsi
que la Suisse. Ses objectifs sont daméliorer les connaissances scientifiques, de définir et réaliser des
programmes de recherche ainsi que dassurer la pérennité des acquis et de diffuser les informations.
Deux des activités dites dintégration sont le code ASTEC (voir chapitre 8) et les méthodologies
dEtudes Probabilistes de Sûreté de niveau 2 (EPS 2).
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De nombreuses collaborations internationales sont également mises en place dans le cadre de lOCDE.
Par lintermédiaire du Comité sur la Sûreté des Installations Nucléaires (CSNI), lOCDE coordonne le
lancement et la réalisation de programmes de recherche en vue daboutir à un consensus sur des
questions scientifiques et techniques dintérêt commun. Le choix des sujets provient le plus souvent de
recommandations générales émises dans le cadre de rapports dexperts portant sur les questions non
complètement résolues, ainsi que sur les programmes ou installations qui devraient faire lobjet de collaborations internationales. On citera en particulier le rapport [1.2_1], dont la mise à jour est en cours. LOCDE nayant pas de budget propre pour ce type dactions, elle sappuie sur les contributions
des participants. Dans le domaine des outils de simulation, le CSNI favorise la création de groupes de travail dexperts afin détablir des matrices de validation ; il organise également des ISP (International Standard Problems [1.2_2]) qui consistent, sur un problème donné, à comparer avec des résultats expérimentaux, les résultats obtenus par diverses équipes mettant en oeuvre différents codes de calculs. Enfin, des états de lart (State Of the Art Report) sont réalisés sur des sujets dintérêt commun (distribution dhydrogène, combustion dhydrogène, comportement des aérosols par exemple) ; ces SOAR permettent davoir une vue complète sur un problème donné en faisant un état des
connaissances et des incertitudes qui demeurent, et en présentant les orientations recommandées.
1.3 OBJECTIFS DU RAPPORT
Ce document présente l'état actuel de la recherche relative aux accidents graves réalisée en France et à l'étranger. Il a pour but de donner une vision objective et la plus exhaustive possible de ce champ de recherche original. Il permet de contribuer à l'identification et à la hiérarchisation des besoins de R&D, cette hiérarchisation devant, bien entendu, être complétée par un éclairage fort sur les besoins en termes d'analyses de sûreté associées aux différents risques et phénomènes physiques, en particulier
avec le support d'évaluations probabilistes de sûreté de niveau 2, dont le niveau de finesse doit être
suffisant pour ne pas occulter, par construction, des phénomènes physiques dont la connaissance
limitée conduit à des incertitudes importantes. Notons que ni les analyses de sûreté, ni les EPS 2 ne
sont présentées dans ce document.
Ce rapport présente les phénomènes physiques pouvant survenir lors d'un accident grave, dans la cuve
du réacteur et dans lenceinte de confinement, leur enchaînement et les moyens permettant den
atténuer les effets. Les scénarios correspondants sont présentés au chapitre 2. Le chapitre 3 est
consacré au déroulement de laccident en cuve ; y sont donc traités, la dégradation du cur en cuve (3.1), le comportement du corium en fond de cuve (3.2), la rupture de la cuve (3.3) et la fusion en pression (3.4). Le chapitre 4 concerne les phénomènes pouvant mener à une défaillance précoce de lenceinte, à savoir léchauffement direct des gaz de lenceinte (4.1), le risque hydrogène (4.2) et lexplosion de vapeur (4.3). Le phénomène pouvant mener à une défaillance différée de lenceinte, à
savoir linteraction corium-béton, est abordé dans le chapitre 5. Le chapitre 6 est dédié aux problèmes
liés à la rétention et au refroidissement du corium en cuve et hors cuve, à savoir la rétention en cuve
par renoyage du circuit primaire ou par renoyage du puits de cuve (6.1), le refroidissement du corium
sous eau en cours dinteraction corium-béton (6.2), létalement du corium (6.3) et le récupérateur hors
cuve (6.4). Le chapitre 7 a trait au relâchement et au transport des produits de fission (PF) ; il aborde
donc les thèmes du relâchement des PF en cuve (7.1) et hors cuve (7.3), du transport des PF dans les
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circuits primaire et secondaire (7.2), du comportement des aérosols dans lenceinte de confinement (7.4) et de la chimie des PF (7.5). Enfin, le chapitre 8 présente un état des développements et de la validation des principaux codes « accidents graves » : ASTEC, MAAP et MELCOR.
Dans les chapitres 3 à 7, pour chacun des thèmes retenus, les phénomènes mis en jeu sont rappelés.
Sont ensuite brièvement décrits les principales expériences réalisées sur le sujet, récentes, en cours et prévues, ainsi que les principaux modèles et codes spécifiques (hors codes intégraux) utilisés pour simuler les phénomènes en question. Un état des connaissances acquises à lheure actuelle est établi et les perspectives en termes notamment de programmes expérimentaux et de développement doutils de modélisation sont présentées.
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