Qu’est-ce que Corium – Définition

Le corium, également appelé matériau contenant du combustible (FCM), est un matériau semblable à de la lave créé dans le cœur d’un réacteur nucléaire lors d’un accident de fusion. Cela consiste en:

• mélange de combustible nucléaire et de gaine de zirconium oxydé,
• produits de fission,
• barres de commande,
• matériaux de structure des parties affectées du réacteur, produits de leur réaction chimique avec l’air, l’eau et la vapeur,
• et, en cas de rupture de la cuve du réacteur, du béton fondu provenant du sol de la salle du réacteur.

Si la température atteint le point de fusion de l’UO2, un combustible se dégrade généralement à partir du centre du cœur. En raison de la formation des liquides eutectiques, la température de fusion peut être inférieure de plusieurs centaines de degrés à celle du point de fusion de l’UO2 (3100 K). Le zirconium de la gaine combustible, avec d’autres métaux, réagit avec l’eau et produit du dioxyde de zirconium et de l’hydrogène. La production d’hydrogène est un danger majeur dans les accidents de réacteurs. Au fur et à mesure que la masse fondue eutectique augmente, le bain de corium peut se former et se dilater axialement et radialement dans le coeur jusqu’à ce qu’il atteigne soit le déflecteur, soit la plaque support du coeur. A ce moment, le corium coule dans la tête inférieure. La dégradation peut conduire à terme à des configurations simultanées très différentes dans le cœur, allant de crayons intacts ou peu dégradés à la formation d’un bain de corium ou d’un lit de débris.

Dans tous les cas, le corium évapore progressivement l’eau présente dans la tête inférieure. S’il n’y a pas d’apport d’eau supplémentaire et que la configuration des débris est telle qu’ils ne peuvent pas être refroidis efficacement, la température des matériaux s’élève progressivement jusqu’à atteindre le point de fusion des structures en acier (plaques, tubes, etc.) situées dans la tête inférieure. En cas de refroidissement adéquat du corium, celui-ci peut se solidifier et les dégâts se limitent au réacteur lui-même. Cependant, en l’absence d’un refroidissement adéquat, le corium peut fondre à travers la cuve du réacteur et s’écouler ou être éjecté sous forme de courant fondu par la pression à l’intérieur de la cuve du réacteur.

Cependant, le renoyage du cœur peut ne pas être bénéfique dans toutes les conditions. Les phénomènes suivants peuvent se produire lors du renoyage:

• génération massive de vapeur, avec production d’hydrogène et augmentation de la puissance du réacteur
• pression du système de refroidissement;
• explosion de vapeur par interaction corium-eau;
• poursuite de la fonte du cœur, malgré les apports d’eau;
• libération plus rapide des produits de fission.

En cas de rupture de cuve lors d’un accident de fusion du cœur, le corium issu de cette fusion du cœur et de la fusion des structures internes se déversera sur le radier du puits de cuve. L’ interaction noyau en fusion-béton (MCCI) est considérée comme l’un des phénomènes importants pouvant conduire à la rupture tardive du confinement par pénétration du radier lors d’un hypothétique accident grave de réacteurs à eau légère (LWR). Le processus est entraîné par la température initiale élevée du corium fondu et la chaleur de désintégration générée à l’intérieur du bain par la désintégration radioactive des produits de fission. Évidemment, la progression du MCCI prend une importance primordiale et joue un rôle clé pour menacer l’intégrité du confinement, dernière barrière des produits de fission.

Rétention dans le vaisseau

En ce qui concerne la sûreté des centrales nucléaires (CNP) en cas d’accident nucléaire grave, l’un des principaux défis associés est la rétention du combustible nucléaire en fusion et des composants internes du réacteur, appelé corium, dans la cuve sous pression du réacteur (RPV). L’une des manières de refroidir le corium dans la cuve est de refroidir la cuve depuis l’extérieur. La rétention dans la cuve peut être obtenue par inondation complète de la cavité du réacteur pour refroidir la paroi externe de la tête inférieure, évitant ainsi une défaillance structurelle par rupture par fluage. Cette stratégie est appelée In-Vessel Retention (RVI). Dans le cas de la stratégie In-Vessel Retention (IVR), on s’attend à ce que le bain de corium soit entouré d’une croûte d’oxyde, qui sera en contact avec l’acier fondu du haut du bain ainsi que des côtés du navire. L’application de cette approche aux grands réacteurs de puissance n’est pas anodine en raison du temps relativement court entre la détection de la fusion du cœur et la défaillance de la tête inférieure.

La science des matériaux:

1. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 1 et 2. Janvier 1993.
2. Département américain de l’énergie, science des matériaux. DOE Fundamentals Handbook, Volume 2 et 2. Janvier 1993.
3. William D. Callister, David G. Rethwisch. Science et génie des matériaux : une introduction 9e édition, Wiley ; 9 édition (4 décembre 2013), ISBN-13 : 978-1118324578.
4. En ligneEberhart, Mark (2003). Pourquoi les choses se cassent : Comprendre le monde par la manière dont il se décompose. Harmonie. ISBN 978-1-4000-4760-4.
5. Gaskell, David R. (1995). Introduction à la thermodynamique des matériaux (4e éd.). Éditions Taylor et Francis. ISBN 978-1-56032-992-3.
6. González-Viñas, W. & Mancini, HL (2004). Une introduction à la science des matériaux. Presse universitaire de Princeton. ISBN 978-0-691-07097-1.
7. Ashby, Michael; Hugh Shercliff; David Cebon (2007). Matériaux: ingénierie, science, traitement et conception (1ère éd.). Butterworth-Heinemann. ISBN 978-0-7506-8391-3.
8. JR Lamarsh, AJ Baratta, Introduction au génie nucléaire, 3e éd., Prentice-Hall, 2001, ISBN : 0-201-82498-1.

Voir ci-dessus:
Problèmes matériels