Savoir et comprendre

L’Accident de Perte de Réfrigérant Primaire (APRP) étudié dans les rapports de sûreté des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est un accident hypothétique provoqué par une brèche dans l’enveloppe du circuit primaire ; l’existence de cette brèche entraîne une chute de la pression dans le circuit primaire et une perte de l’inventaire en eau de ce circuit, dont résulte un échauffement des crayons combustibles 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 (RIS), des composants mécaniques du circuit primaire et l’enceinte de confinement. 
 

Dans les années 1970, ont été définis des critères de sûreté pour la première barrière de confinement [1] sur la base de l’état des connaissances de l’époque. Ils sont présents dans la réglementation américaine, et en particulier dans le 10 CFR (Code of Federal Regulations) 50.46 et son appendice K, diffusé en 1974, et ont été retenus en France à l’occasion de la construction des premiers réacteurs électrogènes sous licence Westinghouse. La publication de ces textes constituait l’aboutissement d'années de discussions entre l’AEC (Atomic Energy Commisssion, ancêtre de la NRC [2]) et les exploitants nucléaires américains tant sur le transitoire de référence, défini par la section maximale des brèches considérées, que sur les critères de découplage [3] associés et les phénomènes physiques à considérer dans les modèles d’évaluation. Les critères de découplage portent notamment sur l’état de fragilisation du crayon combustible à la fin de la séquence accidentelle et sur la quantité d’hydrogène produite au cours de l’accident.
 

Depuis 1974, les conditions d’exploitation des réacteurs et les combustibles ont évolué : augmentation des taux de combustion, nouveaux matériaux pour les gaines du combustible,… Les évolutions des combustibles et de leur utilisation en réacteur ont fait l’objet de programmes de R&D menés par les exploitants et les instituts de recherche concernés, notamment à ANL (Argonne National Laboratory), à JAEA (Japan Atomic Energy Agency), au CEA (Commissariat à l’Energie Atomique) et dans le réacteur du projet HALDEN sous l’égide de l’OCDE. Ces programmes ont permis de mieux comprendre le comportement du combustible en cas d’APRP et notamment les mouvements de fragments de pastilles dans les zones ballonnées [4], la résistance aux sollicitations thermomécaniques de la gaine du combustible durant et après l’accident, cette dernière dépendant de la quantité d’hydrogène totale dans la gaine du combustible.
 

Dans ce contexte, l’IRSN a mené plusieurs programmes de recherche majeurs qui lui ont permis d’être un des principaux acteurs au niveau international :
 

• la réalisation des essais intégraux PHEBUS LOCA sur gaine vierge pour vérifier la phénoménologie du comportement du crayon combustible en APRP GB et le bien-fondé des critères de sûreté (1982-1988),
• la réalisation d’essais de tenue mécanique de gaines irradiées, oxydées et hydrurées (TAGCIS, TAGCIR, HYDRAZIR 1990-1999),

• le développement depuis 2003 d’une chaîne de calcul capable d’évaluer lors d’un APRP, d’une part, le refroidissement de la gaine (code de calcul DRACCAR), d’autre part, sa fragilisation pendant la phase de renoyage et la phase post accidentelle long terme (code de calcul DIFFOX).

Par ailleurs, après avoir réalisé un état de l’art sur la R&D APRP, dans le cadre notamment de l’OCDE, l’IRSN a proposé le programme CYCLADES, dans un cadre international, pour investiguer les points importants qui restent à traiter et, en particulier, pour valider des codes de calcul.
 

Les constats effectués depuis 1974 sont largement partagés par la communauté internationale. Aussi, en 2001, la NRC a engagé une refonte majeure de sa réglementation à ce sujet, d’une part, dans le cadre de sa démarche « risk informed » [5], d’autre part, en raison des évolutions de matériaux des gaines et des augmentations des taux de combustion du combustible.
 

Dans ce contexte évolutif, il convient de s’interroger en France sur le besoin de faire évoluer les critères utilisés depuis la conception des REP. C’est pourquoi, en accord avec l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), l’IRSN a entrepris des discussions avec EDF en vue de réviser le référentiel de sûreté actuel de l’APRP. L’engagement de ces discussions tient également compte de la décision prise dans les années 1990 d’exclure la « grosse brèche » [6] des conditions de fonctionnement de dimensionnement pour le réacteur EPR tout en la considérant pour le dimensionnement de l’injection de sécurité et de l’enceinte de confinement sachant que par ailleurs des dispositions spécifiques sont prises pour limiter les conséquences des accidents avec fusion du cœur. Pour les REP en exploitation, la « grosse » brèche fait partie de la 4ème catégorie (la plus grave) des conditions de fonctionnement de dimensionnement.
 

Les résultats de ces discussions ont été présentés par l’IRSN au cours d’une réunion du Groupe Permanent d’experts pour les Réacteurs nucléaires (GPR) qui a eu lieu au cours du premier semestre 2010, et des recommandations sur les orientations à suivre pour réviser le référentiel de sûreté on été discutées par les membres du groupe d’experts.

Notes :
1- Dans la conception des réacteurs à eau sous pression français, trois « barrières » de confinement sont interposées entre les produits radioactifs contenus dans le combustible et l’environnement. Il s’agit, dans l’ordre, de la gaine des crayons de combustible, du circuit primaire principal et de l’enceinte de confinement.
2- La NRC (Nuclear Regulatory Commission) est l’autorité de sûreté américaine.
3- Un critère de découplage permet d’assurer la sûreté dans une situation donnée sans pour autant avoir besoin de prédire l’état final de l’installation. Par exemple, limiter la quantité d’hydrogène produit permet d’assurer la tenue de l’enceinte de confinement à l’égard du risque d’explosion d’hydrogène, sans pour autant avoir besoin d’évaluer la tenue mécanique de l’enceinte en pareil cas.
4- Gonflement localisé des gaines sous l’effet de la différence de pression entre l’intérieur de la gaine et le circuit primaire et des conditions dynamiques de température. Ce gonflement intervient lorsque la gaine est à haute température.
5- Démarche visant à recentrer les ressources sur les problèmes les plus importants pour la sûreté tout en maintenant la sûreté des réacteurs à un niveau acceptable.
6- Scénario de rupture doublement débattue de la branche froide du circuit primaire.

Pour en savoir plus :

• Lire la Synthèse du rapport de l’IRSN sur les orientations à retenir en vue d’une évolution du référentiel d’étude du refroidissement du cœur en cas de fuite du circuit primaire d’un réacteur à eau sous pression.

Bibliographie :

• L’évolution des critères de sûreté
  Auteurs : M. Jorel, S. Cadet-Mercier, A. Foucher-Taisne, S. Graff, S. Boutin
  Revue Générale Nucléaire N°5 - Septembre-Octobre 2009 pp. 47-53
   
• A consistent approach to assess safety criteria for reactivity initiated accidents
  Auteurs : C. Sartoris, A. Taisne, M. Petit, F. Barré, O. Marchand
  Nuclear Engineering and Design, Volume 240, Issue 1, January 2010, Pages 57-70 
   
• A state-of-the-art review of past programs devoted to fuel behaviour under LOCA conditions - Part 1 : Clad Swelling and Rupture. Assembly Flow Blockage.
  Auteur : C. Grandjean
  Lire le rapport technique  
• A state-of-the-art review of past programs devoted to fuel behaviour under LOCA conditions – Part 2 : Impact of clad swelling upon assembly cooling.
  Auteur : C. Grandjean
  Lire le rapport technique 
• A state-of-the-art review of past programs devoted to fuel behaviour under LOCA conditions – Part 3 : Cladding Oxidation. Resistance to Quench and Post-Quench Loads.
  Auteurs : C. Grandjean, G. Hache
  Lire le rapport technique