Repères - N°48 / Février 2021 - Le magazine de l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire - 11

SÛRETÉ
Accident majeur

Efficacité du refroidissement ultime
Le système d'évacuation de la chaleur de l'enceinte, appartenant au « noyau dur »,
jouerait un rôle important en cas d'accident majeur. L'Institut examine son efficacité
et préconise des actions complémentaires. Centrale
EASU raccordé à la source froide par la
Force d'action rapide nucléaire [Farn, lire
p. 9] » décrit Estelle Dixneuf, experte dans
le domaine de la conception des systèmes
de sauvegarde.
D'après les calculs de l'Institut, c'est là que
pourrait résider un problème potentiel.
Julien Chambarel, expert en accidents
majeurs, précise : « Nos calculs réalisés avec
le code Astec identifient un risque en cas
d'accident où la pression de dimensionnement
des enceintes pourrait être dépassée avant
24 heures et nécessiter un éventage. Or, c'est
le temps qu'il faut à la Farn pour raccorder la
source froide à l'échangeur EASU. »
Une préconisation de l'IRSN en découle en
cas d'accident majeur : ajouter à la liste des
actions nécessaires la réalimentation de la
réserve extérieure en eau borée et l'injection de son contenu le plus rapidement
possible dans le bâtiment du réacteur. n
1. Système ultime d'évacuation de la puissance résiduelle

Un échangeur (7 mètres de long, 9 tonnes environ),
pièce maîtresse du circuit de refroidissement ultime,
à la centrale du Tricastin (Drôme).

© EDF - Cyril Crespeau (08/2020 tous droits réservés)

L 

e système d'évacuation ultime de la
chaleur de l'enceinte (EASU1) est-il
efficace  ? C'est la question posée
à des experts IRSN pour ce dispositif
appartenant au « noyau dur ». Son rôle  :
évacuer la chaleur résiduelle hors de
l'enceinte de confinement, y compris en
cas d'accident majeur. L'EASU est requis
lorsque les systèmes d'injection de sécurité
et d'aspersion d'eau dans l'enceinte de
confinement sont perdus.
Il doit éviter l'ouverture d'un dispositif
d'éventage et de filtration de l'enceinte et des
rejets importants dans l'environnement.
Dès 2015, les experts examinent la
conception, la fiabilité et l'efficacité de ce
système proposé par EDF pour limiter les
conséquences des accidents avec fusion
du cœur du réacteur.
«  L'EASU injecte, dans la cuve et dans les
puisards du fond de l'enceinte, l'eau borée2
contenue dans une réserve d'eau. Lorsque
celle-ci est vide, ce système aspire l'eau des
puisards, la fait recirculer et la refroidit. Ce
refroidissement est assuré par un échangeur

de l'enceinte.

Pour en savoir plus :

2. L'acide borique est ajouté à l'eau du circuit primaire

Avis IRSN/2019-00051
irsn.fr/Avis-2019-051

pour sa capacité d'absorption des neutrons.

RECHERCHE
Radier

Enceinte

L

ors de l'accident de Fukushima Daiichi,
le combustible fondu a percé
les cuves des réacteurs et s'est écoulé
sur le radier. Cette dalle en béton armé sert
d'assise à l'enceinte du réacteur. Son abrasion
par le corium doit rester partielle pour
maintenir le confinement.
Comment ce risque est-il pris en compte
en France ? Un avis de l'Institut1 en 2019 aborde
ce sujet. Dans le cadre de l'extension de la durée
de vie des réacteurs de 900 MWe, EDF prévoit
une stratégie de gestion de la progression
du corium après percement de la cuve,
souvent appelée « hors cuve ». Le principe
consiste à laisser le corium s'étaler au fond
du réacteur, puis à le stabiliser sous eau.
Pour se prononcer sur cette stratégie,
les experts de l'IRSN s'appuient sur trente ans

de recherche. Des expériences étudient
les interactions entre l'uranium appauvri
- reproduisant le combustible réel -
et les bétons des réacteurs, de natures calcaires
ou siliceuses.
Dans un second temps, la simulation permet
de passer à l'échelle de la situation réelle.
« Quand le béton est très siliceux - ce qui
concerne quatorze réacteurs en France -
nos experts recommandent d'épaissir
le fond du réacteur, pour limiter les risques
de percée », conclut Gérard Cénérino, expert
en accidents majeurs. Ce travail complète
d'autres projets internationaux
post-Fukushima2 (lire p. 13 et webmag).
1. Avis IRSN/2019-00051.
2. Preades, ARC-F et TCOFF, sous l'égide de l'OCDE.

Corium

Radier

© J.-Y. Pipaud/EPSIM/Médiathèque IRSN

Améliorer la robustesse du radier

Simulation d'un accident de fusion du cœur
d'un réacteur à eau sous pression par le logiciel Astec.

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