Qu’est-ce qu’un accident de fusion du cœur d’un réacteur – Définition

L’accident de fusion du cœur du réacteur est un événement ou une séquence d’événements qui entraînent la fusion d’une partie du combustible dans le cœur du réacteur. Bien que cet événement soit très improbable, il ne peut être exclu. Il y a de très nombreuses barrières à franchir. En particulier, une défaillance courante (généralement 3×100%) du système de refroidissement d’urgence du cœur (ECCS) doit se produire après une grave perte de liquide de refroidissement.

Ce type d’accident est connu sous le terme de fusion nucléaire (fusion du cœur), mais il n’est officiellement défini ni par l’Agence internationale de l’énergie atomique ni par la Commission de réglementation nucléaire. L’accident de fusion du cœur est un grave accident de réacteur nucléaire qui entraîne des dommages au cœur dus à une surchauffe. Il se produit lorsque la chaleur générée par un réacteur nucléaire dépasse la chaleur évacuée par les systèmes de refroidissement au point où au moins un élément combustible nucléaire dépasse son point de fusion. La chaleur provoquant la fusion d’un réacteur peut provenir de la réaction nucléaire en chaîne, mais le plus souvent, la chaleur de désintégration des produits de fission contenus dans les barres de combustible est la principale source de chaleur.

Si le cœur du réacteur reste sec pendant un temps considérable, la température des crayons combustibles s’élève et peut atteindre localement des niveaux provoquant une dégradation importante et irréversible du cœur. Les mécanismes de cette dégradation sont à la fois chimiques et mécaniques. Selon les niveaux de température locaux, la dégradation peut se traduire par une production d’hydrogène plus ou moins sévère, un dégagement de produits de fission (PF), la formation et la propagation de corium fondu vers la tête inférieure.

Référence spéciale: Nuclear Power Reactor Core Melt Accidents ISBN : 978-2-7598-1835-8, IRSN 2015.

Fusion du combustible nucléaire

La conductivité thermique du dioxyde d’uranium est très faible par rapport à l’uranium métallique, au nitrure d’uranium, au carbure d’uranium et au matériau de revêtement en zirconium. La conductivité thermique est l’un des paramètres qui déterminent la température centrale du carburant. Cette faible conductivité thermique peut entraîner une surchauffe localisée dans l’axe du carburant et cette surchauffe doit donc être évitée. La surchauffe du combustible est empêchée en maintenant le taux de chaleur linéaire de pointe (LHR) à l’état stable ou le facteur de canal chaud de flux thermique – F_Q(z) en dessous du niveau auquel se produit la fusion de l’axe central du carburant. L’expansion de la pastille de combustible lors de la fusion de l’axe central peut amener la pastille à contraindre la gaine jusqu’au point de rupture.

Bien que le point de fusion de l’UO2 soit supérieur à 2 800 °C, le combustible est généralement utilisé à des températures centrales de pointe beaucoup plus basses (moins de 1 400 °C). Cela fournit une marge suffisante à la fusion du combustible et à la perte d’intégrité du combustible. En général, la fusion du combustible doit également être exclue pour les accidents de condition III et de condition IV. Mais la catastrophe nucléaire de Fukushima Daiichi en 2011 soulève le problème de la sécurité des centrales nucléaires à un nouveau niveau dans le monde. Il est difficile de prévoir ces événements et tous les autres accidents hors dimensionnement et de s’y préparer en raison de leur extrême rareté. Dans ces circonstances peu fréquentes, la centrale peut ne pas être en mesure de fonctionner en toute sécurité. La réduction de la marge de sécurité d’une usine peut provoquer des pannes catastrophiques telles que des fusions

En cas de fusion du combustible nucléaire, il faut distinguer dans quel cas la température de fusion du combustible est atteinte. La fonte du carburant peut se produire:

• Surpuissance lente des barres de combustible. En cas d’augmentation de la surpuissance du combustible lente par rapport au taux de transfert de chaleur à travers le combustible, la fusion ne se produit qu’à une échelle locale.
• Perte de la source froide ultime. En cas de perte de primaire, la puissance du crayon diminue, la température du combustible n’est supérieure que de quelques dizaines de degrés Celsius à la température de la gaine.
• Accidents de la RIA. Dans ces accidents, le dépôt important et rapide d’énergie dans le combustible peut entraîner la fusion, la fragmentation et la dispersion du combustible.

Cuir

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.

Oxydation à la vapeur à haute température des alliages de zirconium

A haute température , la réaction exothermique des alliages à base de Zr avec la vapeur est beaucoup plus intense et dangereuse pour la sûreté des centrales nucléaires lors d’accidents comme un accident de perte de caloporteur (LOCA). Le principal problème de l’oxydation à haute température est que la gaine de zirconium réagit rapidement avec la vapeur d’eau à haute température. La cinétique d’oxydation des alliages de zirconium concernés semble être parabolique dans la plage de température de 1000-1500 °C pour de nombreux alliages à base de Zr. Au-dessus de 1577 °C, la couche d’oxyde passe de tétragonale à cubique et le taux d’oxydation augmente même. De plus, l’oxydation du zirconium par l’eau s’accompagne d’ un dégagement d’hydrogène gazeux. Cette oxydation est accélérée à haute température, par exemple à l’intérieur d’un coeur de réacteur si les assemblages combustibles ne sont plus entièrement recouverts d’eau liquide et insuffisamment refroidis. Le zirconium métallique est ensuite oxydé par de l’eau/vapeur pour former de l’hydrogène gazeux selon la réaction redox suivante :

Zr + 2H₂O → ZrO₂ + 2H₂  (Q = 190 kJ/mol; Baker et Just)

Voir aussi: Oxydation à la vapeur à haute température des alliages de zirconium

Bâtiment de confinement

L’enceinte de confinement est principalement conçue pour empêcher ou atténuer le rejet incontrôlé de matières radioactives dans l’environnement en conditions opérationnelles et en conditions accidentelles. Il est donc considéré comme le quatrième et dernier obstacle de la stratégie de défense en profondeur.

Alors que le confinement joue un rôle crucial dans les accidents de conception ou dans les conditions d’extension de conception, il est « uniquement » conçu pour condenser la vapeur du fluide primaire et la contenir à l’intérieur du bâtiment.

En cas d’accidents de base de conception tels que l’accident de grande rupture de perte de liquide de refroidissement (LBLOCA), l’augmentation de pression est généralement importante et des systèmes de confinement actifs (systèmes de suppression de pression) doivent être disponibles afin de maintenir l’intégrité (pour maintenir la pression et la température sous certaines limites) de l’enceinte de confinement.

Voir aussi: Bâtiment de confinement

Voir aussi: Atténuation de l’hydrogène

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