Les Etudes et recherches sur les Accidents Graves

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

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 aspersion enceinte perte intégrité enceinte échauffement direct enceinte combustion hydrogène générateur vapeur bâtiments auxiliaires brèches induites cuve évacuation énergie enceinte rupture cuve fusion cœur explosion vapeur ICB puisard - 3/2/2021 - 2/Nbre total de pages éventagefiltration fuites confinement ventilation-filtration cheminée

Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2 1. 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. a. 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. b. 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. - 3/2/2021 - 3/Nbre total de pages

Probabilistic Safety Analysis (PSA), Niveaux 1 & 2 1. 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 Probabilité décroissante Succès LDP EAS Conséquence oui Dommage du cœur non Echec - 3/2/2021 - 4/Nbre total de pages Dommage du cœur

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

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 2006 -

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 2006 -

Le réacteur nucléaire EPR Enceinte externe protégeant l’installation contre les agressions Enceinterne résistant à la pression produite lors d’un accident grave Récupérateur de corium Présentation du RST – 12 juin 2006 - Réserve d’eau assurant le refroidissement du récupérateur de corium

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 2006 -

Le récupérateur de corium Présentation du RST – 12 juin 2006 -

Le récupérateur de corium Présentation du RST – 12 juin 2006 -

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 2006 -

Les phénomènes au cours d’un accident grave Initiateur : perte du refroidissement + défaillance des systèmes de sauvegarde Accident de Three mile Island: état final du coeur 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 Présentation du RST – 12 juin 2006 -

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 Dispositif d’essai : Thermobalance Présentation du RST – 12 juin 2006 - Loi de cinétique d’oxydation des gaines

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 B 4 C) 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 2006 -

Les Logiciels de Simulation Le 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 CPA IODE thermohydraulique & aérosols dans l’enceinte Iode ds enceinte ISODOP SOPHAEROS aérosols& vapeurs PF ds circuit primaire 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 2006 - SYSINT Gestion systèmes de sécurité Activité isotopes CESAR Thermohydraulique circuit primaire DIVA Dégradation coeur ELSA Relachement PF RUPUICUV MEDICIS Interaction corium-béton Ejection du corium Entrainement ds enceinte

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 Présentation du RST – 12 juin 2006 - Carte de température calculée

L’évaluation du concept de récupérateur EPR 3) cinétique étalement corium avant renoyage 5) thermohydraulique du système de refroidissement chambre d’étalement 4) tenue thermique du fond de la chambre d’étalement jusqu’à injection d’eau Présentation du RST – 12 juin 2006 - 1) robustesse du puits de cuve collection du corium avant percement de la porte 2) percement porte permettant la décharge complète du corium avant renoyage

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 latérale parois du cendrier érosion axiale béton sacrificiel Présentation du RST – 12 juin 2006 - t 0+1 H érosion du cendrier calculée par ASTEC

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. Temps de déversement du corium calculé par ASTEC 60 minutes 15 minutes délai de noyage temps d’étalement calculé par CROCO 1 minute taille de brèche suffisante Présentation du RST – 12 juin 2006 - taille brèche dans la porte (m) chambre d’étalement porte du puits de cuve

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 2006 -