Programmes de recherche sur le comportement du combustible
La sûreté des centrales nucléaires est fondée sur le principe de "défense en profondeur" : des niveaux multiples de protection, ou lignes de défense, présents dès le stade de la conception de l’installation. L’un des objectifs majeurs de la sûreté des installations nucléaires est de maîtriser, en toutes circonstances, le confinement de la radioactivité.
Dans un Réacteur à Eau sous Pression (REP), la première barrière de confinement est une gaine qui enveloppe les crayons de combustible (matière fissible) et retient les produits radioactifs créés dans les pastilles de combustible. Une mauvaise évacuation de la chaleur ou une sollicitation mécanique trop importante entraînerait la rupture des gaines, voire la fusion plus ou moins importante des pastilles. L’IRSN mène des programmes de R&D visant à comprendre le comportement de cette barrière de confinement et du combustible dans les différentes situations accidentelles pouvant intervenir dans un REP.
Contexte
L'accident d'injection de réactivité :
Dans un réacteur à eau sous pression, l’accident enveloppe retenu pour une augmentation brutale et instantanée de puissance –aussi appelé transitoire de puissance- représentative des accidents de réactivité (RIA : Reactivity Initiated Accident)est l’éjection d’une grappe de commande. Une grappe est formée de crayons absorbants qui participent à la maîtrise de la réaction nucléaire.
En cas de rupture du mécanisme de grappe, l’éjection de la grappe résulte de la différence de pression qui existe entre le circuit primaire (à 155 bars) et l’enceinte de confinement (à la pression atmosphérique). Cette éjection violente entraîne un emballement local de la réaction nucléaire pendant quelques dizaines de millisecondes (pulse de puissance) provoquant une augmentation rapide de la température du combustible. Les contre-réactions neutroniques limitent alors le transitoire de puissance avant l’arrêt automatique du réacteur (chute des grappes de commande intactes) qui intervient dans un second temps. L’étude de la phase court terme de cet accident, objet des essais dans CABRI, dimensionne les insertions limites des grappes de commande dans le cœur, qui dépendent du niveau de puissance du réacteur.
Outre les programmes expérimentaux conduits dans le réacteur CABRI, l’IRSN mène une analyse approfondie des phénomènes physiques mis en jeu au cours des différentes phases de l’accident de réactivité grâce à l’interprétation de la base de données expérimentales internationale, constituée de résultats d’essais en réacteur (NSSR au Japon, BIGR en Russie, …) et d’essais analytiques sur le comportement des gaines (PROMETRA) et les transferts thermiques (Patricia).
Parallèlement, l’IRSN réalise des études plus en amont en collaboration avec le monde académique français via la réalisation de thèses. Les objectifs de ces études basées sur des actions de modélisation avancée et des actions d’expérimentations à plus petite échelle est de mieux comprendre les phénomènes élémentaires mis en jeu lors d’un RIA et de proposer des modèles pertinents.
Ainsi, un dispositif expérimental développé en collaboration avec l’IMFT de Toulouse permet d’étudier les transferts de chaleur entre une paroi simulant un crayon combustible et un écoulement simulant l’eau du cœur, notamment lors de chauffes très brusques déclenchant l’ébullition et caractéristiques d’un RIA. Une autre expérience conçue avec l’IUSTI de Marseille permet de caractériser la vitesse d’éjection de fragments simulant du combustible nucléaire hors d’un cylindre pressurisé simulant un crayon combustible.
Deux derniers dispositifs expérimentaux réalisés avec l’INSA de Lyon apportent des éléments de compréhension sur l’interaction thermique violente entre un corps chaud, simulant un fragment de combustible, et un fluide environnant ainsi que sur le comportement thermomécanique de la gaine en condition post-DNB, c’est-à-dire lors de transitoires de température très rapides.
Sur les aspects modélisation, des lois de comportement mécanique du combustible et de la gaine dans des conditions de température et de contrainte caractéristiques d’une situation de RIA sont conçues dans le cadre du laboratoire commun IRSN/Université de Montpellier/laboratoire CNRS LMGC.
Enfin, des lois de comportement mécanique spécifiques au combustible MOX sont en cours d’élaboration en collaboration avec le LMA de Marseille.
L’ensemble des connaissances acquises est ensuite capitalisé dans le logiciel SCANAIR de l’IRSN qui simule le comportement thermomécanique d’un crayon de combustible durant un accident d'insertion de réactivité.
Figure : les barrières de confinement dans un réacteur à eau sous pression (REP)
L'Accident de Perte de Réfrigérant Primaire
L’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) est un accident provoqué par une brèche dans l’enveloppe du circuit primaire. Cette brèche entraîne une chute de la pression dans le circuit primaire et une baisse de l’inventaire en eau de ce circuit, dont résulte un échauffement des crayons de combustible qui doit rester limité afin que l’endommagement du combustible ne mette pas en cause le refroidissement du cœur du réacteur et évite sa fusion. L’APRP dimensionne notamment le système d’injection d’eau de sécurité et l’enceinte de confinement. L’APRP conduit également à des chargements sur l’enceinte de confinement (pression, température) qui doivent respecter certaines limites pour que l’enceinte tienne et que les matériels continuent à fonctionner.
Dans le cadre de l’ANR, l’IRSN réalise le programme PERFROI visant à caractériser expérimentalement le comportement mécanique de gaine subissant un APRP et à étudier les possibilités de refroidissement d’un assemblage de combustible déformé (ballonnement des crayons) au cours d’un APRP.
De plus, l’IRSN participe à plusieurs programmes de recherche au niveau international visant à comprendre le comportement de crayons de combustible en situation d’APRP (fragilisation et déformation de la gaine, fragmentation du combustible,…). Il s’agit principalement des programmes OCDE HALDEN et SCIP respectivement réalisés dans le réacteur norvégien HALDEN et dans les laboratoires suédois de Studsvik.
Les connaissances acquises lors de ces différents travaux sont parallèlement capitalisées dans le logiciel DRACCAR, logiciel de thermomécanique 3D multi-crayons ayant pour vocation d’évaluer d’une manière réaliste le comportement des combustibles avancés et irradiés en situation d’accident par perte de réfrigérant.
L'accident de perte de refroidissement des piscines d'entreposage des réacteurs (piscines BK)
Avant et après leur utilisation, les combustibles nucléaires sont entreposés dans la piscine de désactivation du bâtiment combustible qui se situe juste à côté du bâtiment réacteur. Son rôle principal est de permettre l’entreposage du combustible usé dans l’attente que la puissance résiduelle qu’il dégage soit suffisamment faible pour permettre son évacuation définitive du site. Elle permet également d’accueillir, lors des arrêts de tranche, le combustible neuf ou déjà irradié en vue du rechargement du cœur du réacteur.
Les piscines de désactivation ont un volume de l’ordre de 1000 m3 et une profondeur de 12 m. Les assemblages de combustible sont placés au fond de la piscine et recouverts par 8 m d’eau environ. Le refroidissement des piscines est assuré par un circuit équipé de pompes et d’échangeurs afin de conserver une température d’eau inférieure à 50°C. Il est communément admis qu’en cas de perte du refroidissement de la piscine, la température de la piscine va augmenter jusqu’à ébullition de l’eau avec une baisse consécutive du niveau d’eau de la piscine, potentiellement jusqu’au dénoyage des assemblages au bout de plusieurs jours. Pour éviter le dénoyage des assemblages, la conduite consiste à compenser la perte en eau par évaporation par un appoint en eau, le hall du bâtiment ayant été préalablement ouvert pour évacuer la vapeur. Cette conduite est mise en œuvre jusqu’à ce qu’un moyen de refroidissement soit retrouvé.
L’accident de Fukushima-Daiichi a néanmoins confirmé l’importance d’examiner toutes les stratégies possibles visant à garantir le refroidissement des piscines d’entreposage des combustibles. Les problématiques liées à la perte de refroidissement ou à un éventuel dénoyage accidentel des piscines d’entreposage des combustibles font apparaître le besoin d’enrichir les connaissances et la compréhension de la phénoménologie de ces accidents.
Pour ces raisons, l’IRSN mène depuis fin 2012 dans le cadre des projets post-Fukushima cofinancés par l’Agence Nationale pour la Recherche (ANR) l’ambitieux programme de recherche « DENOyage accidentel de PIscine d’entreposage de combustible nucléaire » (DENOPI). Il consiste en la réalisation d’expérimentations, de travaux de modélisation et de validation de logiciels de calculs. Il vise une meilleure connaissance des phénomènes physiques intervenant lors d’accidents dans la piscine d’entreposage, mais s’intéresse aussi aux dispositions de prévention ou de mitigation qui pourraient être mises en œuvre vis-à-vis de ces accidents.