Projet DENOPI, installations MIDI et ASPIC
Le projet DENOPI vise à acquérir des données expérimentales sur les phénomènes physiques mis en jeu lors d’un accident de perte de refroidissement de combustibles usés entreposés dans des piscines de désactivation (aussi appelées piscines d’entreposage des réacteurs ou piscines BK).
Lancé le 1er décembre 2013 pour une durée de huit ans, le projet s’appuie sur la réalisation d'expériences dont les résultats serviront de base au développement de modèles et à la validation d’outils de simulation numériques. DENOPI est l'un des sept projets retenus par l’Agence nationale de recherche (ANR) dans le cadre de l’appel à projet « Recherche en matière de sûreté nucléaire et radioprotection » (RSNR) de 2012 et pilotés par l’Institut.
Caractéristiques du projet
- Dates de réalisation : 2013-2019
- Partenaires : CNRS, École des Mines de St-Étienne, Université d'Auvergne
- Dernière mise à jour en février 2021
Contexte
Dans le bâtiment combustible, la piscine de désactivation joue le rôle de lieu d’entreposage du combustible nucléaire usé, dans l’attente que sa puissance résiduelle[1] soit suffisamment faible pour permettre son évacuation définitive du site. La piscine permet également d’accueillir temporairement, au cours des arrêts de tranche, le combustible destiné à être rechargé.
Lorsque le combustible n’est plus refroidi correctement, à la suite, par exemple, de la rupture de la tuyauterie du circuit de refroidissement de la piscine ou bien de l’arrêt de ses pompes (comme cela a été le cas lors de l’accident de Fukushima), on parle d’accident de perte de refroidissement.
La perte de refroidissement peut conduire à long terme au découvrement (i.e dénoyage) et à l’échauffement des assemblages de combustible, puis si aucune mesure n’est prise, à l’emballement de la réaction exothermique d’oxydation par la vapeur d’eau et par l’air, du gainage des crayons de combustible et à une dégradation de ces crayons ainsi qu’au relâchement des produits radioactifs qu’ils contiennent.
Le délai avant découvrement des assemblages est important, néanmoins l'accident de Fukushima a montré que la mise en œuvre de dispositions permettant de reprendre et assurer le refroidissement des assemblages peut être difficile. Il est donc apparu important de mieux connaître le déroulement de ce type d’accident afin de pouvoir apprécier la pertinence des mesures prises pour éviter le risque de découvrement des assemblages et en réduire les conséquences.
C’est dans cette perspective que l’IRSN a lancé le projet DENOPI.
Photo : Guillaume Brillant, chercheur en thermohydraulique, place une "grappe bouchon", dispositif qui équipe les assemblages combustibles ne comportant pas de crayons absorbants - © Philippe Dureuil/Médiathèque IRSN.
[1] Chaleur produite par le cœur consécutivement à son arrêt.
Axes de recherche
Le projet de recherche DENOPI est structuré selon trois axes :
Axe 1 :
Cet axe étudie le comportement thermo-hydraulique d’ensemble de la piscine dans des conditions représentatives des différentes phases d’un accident de perte de refroidissement : montée en température, ébullition, reprise éventuelle du refroidissement.
Les phénomènes de convection naturelle et d’ébullition seront simulés sur une maquette de piscine à échelle réduite. Des mesures de température et de vitesse seront réalisées dans la zone au-dessus des alvéoles contenant les assemblages afin de caractériser les mouvements convectifs et ainsi, in fine, constituer une base de validation pour des logiciels de simulation numérique. Sa fabrication a été finalisée fin 2020. Les essais de qualification ont débuté en janvier 2021 afin de valider l’installation. Les essais de la matrice débuteront mi 2021.
Photo : © Sandrine MORIN/ IRSN - Légende : Vue d’ensemble de l’installation MIDI
Axe 2 :
Il s’agit là d’étudier les phénomènes thermo-hydrauliques qui se produisent à l’échelle d’un assemblage et l’efficacité d’une aspersion d’eau dans une situation d’assemblages partiellement ou totalement dénoyés.
Une première étape a consisté à réaliser des essais sur une maquette à échelle réduite MEDEA[2] pour valider la pénétration et la répartition d’eau d’aspersion dans la partie supérieure d’un assemblage. L’objectif est d’évaluer les risques de zones non refroidies. Cette phase a été finalisée en 2019.
Une seconde étape va consister à réaliser des essais sur un dispositif pleine échelle d’un assemblage de crayons électriques (simulant le comportement thermique de crayons de combustible) contenu dans une alvéole de piscine d’entreposage. Ce dispositif nommé ASPIC[3] permettra d'évaluer l'efficacité d'un système d'aspersion pour refroidir un assemblage combustible partiellement ou totalement dénoyé. Les essais de qualification sont en cours . Les essais de la matrice, (validés avec les partenaires) ont débuté en janvier 2021.
[2] MEDEA : Maquette pour l’Etude de l’Efficacité de l’Aspersion
[3] ASPIC : Assemblage pour l’étude du dénoyage de Piscine Combustible
Photo : © Philippe DUREUIL / IRSN - Légende (ASPIC) : Alimentation électrique et coffrets de mesures de l’installation ASPIC
Axe 3 :
Cet axe s’est intéressé plus particulièrement aux phénomènes d’oxydation du gainage à haute température dans une atmosphère gazeuse comportant de l’oxygène, de l’azote et de la vapeur d’eau. Par rapport aux travaux déjà réalisés sur le sujet à l’IRSN et dans d’autres laboratoires, l’accent est mis sur la prise en compte des effets liés d’une part à la présence sur la gaine de la couche de zircone qui se forme par corrosion sous eau en réacteur, d’autre part à la présence de vapeur d’eau dans l’atmosphère gazeuse entourant les gaines lors d’un accident de dénoyage.
Les campagnes d’essais expérimentaux ont été conduites sur la période 2014-2018 à l’IRSN et dans les laboratoires partenaires du projet notamment dans le cadre de la thèse de Mathilde Gestin à l’école des Mines de Saint Etienne, thèse soutenue en janvier 2019, ainsi que dans le cadre de deux stages postdoctoraux au LEPMI à Grenoble et à l’Université d’Auvergne au Puy en Velay. Des données cinétiques détaillées sur la réaction d’oxydation de l’alliage Zircaloy-4 en atmosphères complexes ont été obtenues, qui doivent permettre une meilleure évaluation des marges de sûreté avant emballement de l’accident. Les résultats expérimentaux sur la tenue mécanique de gaines serviront à évaluer la possibilité de manipuler le combustible entreposé, en vue de son évacuation, après l’accident.
Une publication de synthèse est parue dans Journal of Nuclear Materials en octobre 2018.
Perspectives
Le projet DENOPI sera finalisé fin 2021 avec une première moisson de résultats scientifiques. Il s’agit là d’une première étape visant à étudier la problématique des dénoyages de piscine. En parallèle, l’existence de phénomènes physiques importants lors d’un accident de piscine fait consensus[4]. L’IRSN prévoit de valoriser ces installations expérimentales d’envergure et proposera un programme international 2022-2025.
[4] Cf Travaux de l’OCDE réalisés sur l’état des connaissances (mai 2015, juin 2017)
Les laboratoires IRSN impliqués
LE2M - LR2E - LEMC - LEPC - LSMA
Laboratoire d'expérimentation en mécanique et matériaux (LE2M)
Le LE2M a pour mission générale de réaliser des études expérimentales sur le comportement des matériaux en situations accidentelles, notamment le combustible nucléaire, ainsi que sur la thermo-hydraulique lorsqu'elle interagit avec ce comportement
Laboratoire de réalisation d'équipements expérimentaux (LR2E)
Le LR2E a pour mission générale la conception, le développement, la qualification et la réalisation d'installations expérimentales en soutien aux services de l'Institut
Laboratoire d’Etude et de Modélisation du Combustible (LEMC)
Le LE2M a pour mission générale de réaliser des études expérimentales sur le comportement des matériaux en situations accidentelles, notamment le combustible nucléaire, ainsi que sur la thermo-hydraulique lorsqu'elle interagit avec ce comportement
Laboratoire d'étude de la physique du corium (LEPC)
La mission principale du laboratoire consiste en la production de connaissances et le développement des moyens de prédiction du comportement du combustible nucléaire jusqu’à des températures élevées, voire la fusion des matériaux
Laboratoire de Statistique et des Méthodes Avancées (LSMA)
Le laboratoire développe la connaissance concernant les méthodologies dites « avancées » ou « amont » permettant d'étudier et modéliser le comportement thermomécanique des matériaux et leur vieillissement, la thermohydraulique et les échanges thermiques dans les principaux composants des réacteurs nucléaires, ainsi que l'interaction entre ces phénomènes