Aktis n°23 jan à aoû 2016
Aktis n°23 jan à aoû 2016
  • Prix facial : gratuit

  • Parution : n°23 de jan à aoû 2016

  • Périodicité : trimestriel

  • Editeur : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

  • Format : (150 x 210) mm

  • Nombre de pages : 16

  • Taille du fichier PDF : 2,1 Mo

  • Dans ce numéro : la recherche sur les accidents de réacteurs nucléaires.

  • Prix de vente (PDF) : gratuit

Dans ce numéro...
< Pages précédentes
Pages : 4 - 5  |  Aller à la page   OK
Pages suivantes >
4 5
Programmes sélectionnés par l’ANR et pilotés par l’IRSN  : MITHYGENE, DENOPI, PERFROI, PROGRES, ICE, AMORAD, MIRE, PRIODAC, AGORAS, RESILIENCE Programmes soutenus par la Commission européenne/Euratom (PCRD 7 et H2020)  : IVMR, FASTNET, PASSAM, CESAM, ERCOSAM, ASAMPSA-E Programmes soutenus par l’OCDE/AEN/CSNI  : STEM (2011-2015), PRISME2, BSAF, SFP, THAI-2 (? Voir la description de ces programmes dans la rubrique La recherche du site Internet de l’IRSN 4 Aktis n°23 – janvier-mars 2016 tion d’eau dans un cœur déjà dégradé (programme PROGRES - voir dans ce numéro) ; les explosions de vapeur (programme ICE - voir Aktis n°14) ou d’hydrogène (programme MITHYGENE de l’ANR et programme THAI-2 de la CE - voir dans ce numéro). Autre axe de recherche majeur pour réduire les conséquences d’un accident  : la maîtrise des rejets d’éléments radioactifs, notamment de l’iode et du ruthénium. L’IRSN a déjà acquis des connaissances importantes sur les mécanismes de leur relâchement. L’accent est maintenant mis sur l’étude de leur rétention par des filtrations plus efficaces. C’est l’objet du programme MIRE de l’ANR et du programme PASSAM de la CE. Ces travaux enrichiront ASTEC, le logiciel de simulation pour les accidents graves porté par l’IRSN. L’accident de Fukushima a aussi montré une vulnérabilité des piscines qui stockent le combustible dans les centrales. Le programme DENOPI de l’ANR a pour objectif de comprendre comment se dégraderaient les combustibles si les piscines de stockage n’étaient plus refroidies. Enfin, l’analyse de la crise à Fukushima sous l’angle des facteurs humains et organisationnels (voir dans ce numéro) permettra d’améliorer la gestion de crises extrêmes. Le programme AGORAS de l’ANR vise à mieux intégrer les facteurs humains et organisationnels dans les différents volets de la sûreté nucléaire. Et le programme SHINRAI est mené en collaboration avec Science Po et Tokyo Tech pour étudier à partir de la situation à Fukushima les conditions gouvernant la confiance de la population dans les institutions. Gérer les territoires contaminés et leur impact sur la santé Du point de vue de la protection de l’environnement et de l’homme, l’accident de Fukushima a montré que les outils de l’IRSN permettent d’évaluer la contamination de l’air et de la mer de manière réactive (l’IRSN a été le premier à publier des cartes de contamination), et pertinente (voir dans ce numéro). Un nouveau modèle a été développé en complément pour évaluer les rejets à partir de données simplifiées (voir Aktis n°16). Des collaborations se poursuivent avec le Japon pour tenir compte de toutes les données météorologiques dans l’évaluation des dépôts (brouillard et neige) et tester différents modèles de rabattement par PANORAMA la pluie. Il reste aussi à mettre au point un modèle opérationnel dans le domaine marin (projet STERNE). Par ailleurs, pour adapter les modalités de prise d’iode à un accident présentant des rejets multiples, le programme PRIODAC est soutenu par l’ANR. Enfin, la complexité des décisions à prendre, et les incertitudes sur les seuils à partir desquels une évacuation des territoires contaminés est nécessaire pour la santé publique, renforcent le besoin de mieux comprendre les effets des expositions chroniques à de très faibles doses de rayonnements. Cet axe de recherche fait partie des principales attentes de la société. Au-delà de l’urgence, les territoires contaminés et l’impact qu’ils peuvent avoir sur la santé doivent être gérés. Après l’accident de Tchernobyl, plusieurs outils ont été développés pour simuler le transfert des radionucléides dans le sol et les plantes, afin de reconstruire l’état de la contamination et d’évaluer l’impact sur l’homme et les populations animales. Des programmes complémentaires de recherche ont été lancés peu de temps après l’accident de Fukushima, en collaboration avec les Japonais ; le projet Freebird par exemple, qui a étudié les populations d’oiseaux. Ce sujet a été repris récemment pour évaluer quelles doses menaient à un effet visible (voir dans ce numéro). L’un des programmes les plus importants est AMORAD, soutenu par l’ANR et mené avec 13 partenaires dont l’université de Tsukuba. Son objectif est d’améliorer les modèles de dispersion et l’évaluation de l’impact des radionucléides dans l’environnement, utilisables en périodes de crise et post-accidentelles dans trois domaines qui n’ont pas ou peu été traités depuis l’accident de Tchernobyl  : l’écosystème forestier (voir dans ce numéro) ; les transferts de radionucléides vers les rivières et les fleuves jusqu’à la mer (dont érosion et sédiments) ; le transfert des radionucléides dans les sédiments et dans les organismes marins (voir dans ce numéro). Un autre programme, EDOFU, vise à aller au-delà, et prédire l’évolution du débit de rayonnement gamma ambiant au fil du temps (voir dans ce numéro). Le système de recherche français dans ces domaines, dont l’IRSN, a fait ses preuves. Il aidera à relever le défi de ces nouvelles connaissances à acquérir, avec le soutien des pouvoirs publics et des industriels, en prenant appui sur les coopérations scientifiques nationales et internationales.
Accidents de fusion du cœur EFFICACITÉ et MAÎTRISE d’une dune INJECTION D’EAU dans un coeur cœur en fusion La fusion du cœur d’un réacteur nucléaire résulte d’une perte prolongée de son refroidissement. L’enjeu pour la gestion d’un accident de ce type est de le restaurer par tous les moyens. Une possibilité d’injecter de l’eau étant rétablie, comment s’assurer de son efficacité et de la bonne maîtrise des risques associés ? AFukushima, l’injection d’eau dans les cuves des réacteurs en fusion a probablement été l’une des mesures pertinentes pour arrêter la progression de l’accident. Pour évaluer l’efficacité d’une telle opération tout en contrôlant les risques de relâchement d’hydrogène, de production de vapeur et de montée de pression – qui peuvent générer des explosions et endommager l’enceinte – l’IRSN a lancé dès 2007 le programme PROGRES dont l’objectif est d’analyser et modéliser les phénomènes physiques qui se produisent après cette injection tardive. Dans un premier volet du programme, les essais de refroidissement ont été effectués à petite échelle (installation PRELUDE) avec des billes représentant l’amoncellement des matériaux fondus dit « lit de débris », chauffées par induction pour simuler la chaleur de la puissance résiduelle (voir Aktis n°5 et n°17). Dans le deuxième volet, est utilisée l’installation PEARL (1) de plus grandes dimensions qui représente mieux les conditions d’accident d’un réacteur. Pour les premiers tests, le lit de débris était simulé par des billes d’acier de 4 mm de diamètre, entourées de billes de quartz de 8 mm de diamètre, contenues dans un cylindre de quartz ; ces dernières figurent une zone plus poreuse et moins chaude (observée lors de l’accident de Three Mile Island en 1979) dite zone de « by-pass » où l’eau peut dans certaines conditions passer plus facilement, et contourner la partie endommagée fondue du cœur et donc sans efficacité pour son refroidissement. Effet de seuil sur les écoulements d’eau et de vapeur Ces essais effectués à pression atmosphérique ont permis de mieux comprendre les paramètres qui régissent la trajectoire de l’eau et de sa vapeur au sein du lit de débris, et la modéliser. Ils ont notamment confirmé (2) qu’il existe un seuil de débit d’eau injectée au-dessous duquel l’eau pénètre uniformément dans le lit de débris et participe globalement au refroidissement  : le renoyage peut alors être modélisé à l’aide d’un modèle d’écoulement à une dimension (1D). Pour un débit supérieur au seuil, l’eau s’écoule préférentiellement par le by-pass, rejointe par une partie de la vapeur produite dans la partie chauffée du lit de débris. Cette configuration nécessite un modèle d’écoulement à deux dimensions (2D). Ces résultats ont permis de définir un critère (3) de transition entre le comportement 1D et 2D et de mettre au point un modèle d’écoulement diphasique eau- vapeur dans le lit de débris. Ces travaux ont été récompensés au congrès Nureth 2015 ; ils se poursuivent pour étudier l’effet de la pression. Au-delà d’une meilleure compréhension des phénomènes, ces progrès dans la modélisation vont contribuer à identifier les conditions d’injection d’eau les plus efficaces. PUBLICATION Chikhi N. et al. « First experimental results of large scale debris bed relood tests in the PEARL facility », Nureth-16, 30 août - 4 septembre 2015, Chicago (États-Unis). 111111111 TIME(s) 25,17 TIME(s) 50 PEARL test PA2-1bar, Vitesse d’injection=5m/h Champ de température TIME(s) 152,9 PEARL test PA4, Vitesse d’injection=2m/h Champ de température TIME(s) 200 TIME(s) 238,1 TIME(s) 400 AVANCÉES DE LA RECHERCHE I- EDF CONTACT Nourdine Chikhi nourdine.chikhi@irsn.fr Laboratoire d’expérimentation en mécanique et matériaux - LE2M (1) PEARL a été mise en service fin novembre 2014. La section d’essai est un cylindre en quartz d’une hauteur de 2,66 met d’un diamètre de 540 mm. Le lit de débris est constitué d’environ 500 kg de billes métalliques. (2) Déjà constaté lors des essais du premier volet du programme. (3) dépendant notamment du débit d’injection d’eau et de la température initiale du lit de débris. 9 En savoir plus sur le Best Paper Award Simulation du refroidissement du lit de débris pour deux débits d’injection d’eau différents (2D pour V = 5 m/h (ligne du haut) et 1D pour V = 2 m/h (ligne du bas)) avec le code ICARE- CATHARE-V2. IRSN Aktis n°23 – janvier-mars 2016 5



Autres parutions de ce magazine  voir tous les numéros


Liens vers cette page
Couverture seule :


Couverture avec texte parution au-dessus :


Couverture avec texte parution en dessous :