Quel a été le lieu de la pire catastrophe nucléaire aux États-Unis, lorsqu'une fusion partielle du cœur du réacteur n°2 a entraîné le rejet d'importantes quantités de gaz radioactifs en 1979 ?
Three Mile Island
*Les défauts byzantins et les défaillances en cascade au sein des systèmes d'instrumentation et de contrôle peuvent causer de graves problèmes de fonctionnement du réacteur, pouvant conduire à des dommages au cœur s'ils ne sont pas atténués. Par exemple, l'incendie de Browns Ferry a endommagé les câbles de commande et a obligé les exploitants de l'usine à activer manuellement les systèmes de refroidissement. L'accident de Three Mile Island a été causé par une soupape de surpression pilotée restée ouverte, combinée à une jauge de niveau d'eau trompeuse qui a induit en erreur les opérateurs du réacteur, ce qui a entraîné des dommages au cœur. L’accident de Three Mile Island était un ensemble complexe d’urgences qui ont entraîné des dommages au cœur du réacteur. Cela a conduit à une décision erronée des exploitants d'arrêter l'ECCS en cas d'urgence en raison de lectures de jauges incorrectes ou mal interprétées ; cela a provoqué une autre situation d'urgence qui, plusieurs heures après les faits, a conduit à une exposition du cœur et à un incident de dommage au cœur. Si l'ECCS avait pu fonctionner, il aurait évité à la fois l'exposition et les dommages au cœur. Lors de l'incident de Fukushima, le système de refroidissement d'urgence avait également été arrêté manuellement plusieurs minutes après son démarrage. Ces procédures visent à empêcher le rejet de radioactivité. Lors de l'événement de Three Mile Island en 1979, une personne théorique se tenant à la limite de la propriété de l'usine pendant tout l'événement aurait reçu une dose d'environ 2 millisieverts (200 millirem), entre l'équivalent d'une radiographie pulmonaire et d'un scanner. Cela était dû au dégazage d’un système incontrôlé qui, aujourd’hui, aurait été équipé de filtres à charbon actif et HEPA pour empêcher la libération de radionucléides. Un autre scénario prévoit une accumulation d'hydrogène, qui pourrait conduire à une détonation, comme cela s'est produit pour trois réacteurs lors de l'incident de Fukushima. Les recombineurs catalytiques d'hydrogène situés dans le confinement sont conçus pour empêcher que cela ne se produise ; cependant, à Fukushima, les recombineurs n'ont pas fonctionné en raison du manque d'électricité et la détonation de l'hydrogène a brisé le confinement. Lors de l'accident de Three Mile Island en 1979, une bulle d'hydrogène s'est formée dans le dôme du récipient sous pression. On craignait au départ que cette bulle d'hydrogène puisse s'enflammer et endommager le récipient sous pression ou même endommager le bâtiment de confinement ; mais on s'est vite rendu compte qu'un manque d'oxygène empêchait la formation d'un mélange combustible ou explosif à l'intérieur du récipient sous pression. Il n'a pas été déterminé dans quelle mesure une masse fondue peut fondre à travers une structure (bien que cela ait été testé dans le réacteur de test de perte de fluide décrit dans la fiche d'information de Test Area North). L'accident de Three Mile Island a fourni une expérience réelle, avec un véritable noyau en fusion dans une structure réelle ; le corium fondu n'a pas réussi à fondre à travers la cuve sous pression du réacteur après plus de six heures d'exposition, en raison de la dilution de la matière fondue par les barres de commande et d'autres composants internes du réacteur, validant l'accent mis sur la défense en profondeur contre les incidents d'endommagement du cœur. Selon certains, un cœur de réacteur en fusion pourrait pénétrer dans la cuve sous pression du réacteur et dans la structure de confinement et brûler jusqu'au niveau de la nappe phréatique. En 1970, des doutes existaient quant à la capacité des systèmes de refroidissement d'urgence d'un réacteur nucléaire à prévenir un accident de perte de liquide de refroidissement et la fusion du cœur de combustible qui en résulte ; le sujet s'est avéré populaire dans la presse technique et populaire. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island : Une crise nucléaire dans une perspective historique (Berkeley : University of California Press), p. 11. En 1971, dans l'article Thoughts on Nuclear Plumbing, Ralph Lapp, ancien physicien nucléaire du projet Manhattan, a utilisé le terme « syndrome chinois » pour décrire une éventuelle brûlure des structures de confinement et la fuite ultérieure de matières radioactives dans l'atmosphère et l'environnement. L'hypothèse découle d'un rapport de 1967 rédigé par un groupe de physiciens nucléaires, dirigé par W. K. Ergen.
La « fusion nucléaire » est un terme informel désignant un grave accident de réacteur nucléaire qui entraîne des dommages au cœur par surchauffe. Le terme n'est pas officiellement défini par l'Agence internationale de l'énergie atomique ou par la Commission de réglementation nucléaire. Cependant, il a été défini comme désignant la fusion accidentelle du cœur d'un réacteur nucléaire et constitue dans l'usage courant une référence à l'effondrement complet ou partiel du cœur. « Accident de fusion du cœur » et « fusion partielle du cœur » sont des termes techniques analogues pour désigner une fusion.
Un accident de fusion du cœur se produit lorsque la chaleur générée par un réacteur nucléaire dépasse la chaleur évacuée par les systèmes de refroidissement au point qu'au moins un élément combustible nucléaire dépasse son point de fusion. Cela diffère d’une défaillance d’un élément combustible, qui n’est pas causée par des températures élevées. Une fusion peut être provoquée par une perte de liquide de refroidissement, une perte de pression ou un faible débit de liquide de refroidissement, ou être le résultat d'une excursion de criticité au cours de laquelle le réacteur fonctionne à un niveau de puissance dépassant ses limites de conception. Alternativement, dans une centrale nucléaire telle que le RBMK-1000, un incendie externe peut mettre en danger le cœur, entraînant une fusion.
Une fois que les éléments combustibles d'un réacteur commencent à fondre, la gaine du combustible est brisée et le combustible nucléaire (tel que l'uranium, le plutonium ou le thorium) et les produits de fission (tels que le césium 137, le krypton 85 ou l'iode 131 ) contenus dans les éléments combustibles peuvent s'infiltrer dans le liquide de refroidissement. Des défaillances ultérieures peuvent permettre à ces radio-isotopes de franchir d'autres couches de confinement. La vapeur surchauffée et le métal chaud à l'intérieur du cœur peuvent entraîner des interactions combustible-liquide de refroidissement, des explosions d'hydrogène ou des coups de bélier, qui pourraient détruire des parties de l'enceinte de confinement. Une fusion est considérée comme très grave en raison du risque que des matières radioactives brisent tout confinement et s'échappent (ou soient rejetées) dans l'environnement, entraînant une contamination et des retombées radioactives, et pouvant conduire à un empoisonnement radioactif des personnes et des animaux à proximité.
Causes
Les centrales nucléaires produisent de l'électricité en chauffant un fluide via une réaction nucléaire pour faire fonctionner un générateur. Si la chaleur dégagée par cette réaction n’est pas évacuée de manière adéquate, les assemblages combustibles du cœur d’un réacteur peuvent fondre. Un incident d’endommagement du cœur peut survenir même après l’arrêt d’un réacteur, car le combustible continue de produire de la chaleur résiduelle.
Un accident de dommage au cœur est causé par la perte d’un refroidissement suffisant du combustible nucléaire dans le cœur du réacteur. La raison peut être l'un de plusieurs facteurs, notamment un accident de perte de contrôle de pression, un accident de perte de liquide de refroidissement (LOCA), une excursion de puissance incontrôlée ou, dans les réacteurs sans cuve sous pression, un incendie dans le cœur du réacteur. . Les défaillances des systèmes de contrôle peuvent provoquer une série d'événements entraînant une perte de refroidissement. Principes de sécurité contemporains de
une défense en profondeur garantit que plusieurs niveaux de systèmes de sécurité sont toujours présents pour rendre de tels accidents improbables.
Le bâtiment de confinement est le dernier des nombreux dispositifs de protection qui empêchent le rejet de radioactivité dans l'environnement. De nombreux réacteurs commerciaux sont contenus dans une épaisse structure en béton précontraint, renforcé d'acier et étanche à l'air, capable de résister aux vents violents des ouragans et aux graves tremblements de terre.
*En cas d'accident de perte de liquide de refroidissement, il se produit soit une perte physique de liquide de refroidissement (qui est généralement de l'eau déminéralisée, un gaz inerte, du NaK ou du sodium liquide), soit la perte d'une méthode permettant de garantir un débit suffisant de liquide de refroidissement. Un accident de perte de liquide de refroidissement et un accident de perte de contrôle de pression sont étroitement liés dans certains réacteurs. Dans un réacteur à eau sous pression, un APRP peut également provoquer la formation d'une « bulle de vapeur » dans le cœur en raison d'un échauffement excessif du liquide de refroidissement bloqué ou d'un accident de perte de contrôle de pression ultérieur provoqué par une perte rapide de liquide de refroidissement. Lors d'un accident de perte de circulation forcée, les circulateurs d'un réacteur refroidi au gaz (généralement des moteurs ou des turbines à vapeur) ne parviennent pas à faire circuler le gaz de refroidissement dans le cœur, et le transfert de chaleur est entravé par cette perte de circulation forcée, bien que la circulation naturelle à travers la convection gardera le combustible frais tant que le réacteur n'est pas dépressurisé.
*En cas d'accident de perte de pression, la pression du liquide de refroidissement confiné tombe en dessous des spécifications sans qu'il soit possible de la rétablir. Dans certains cas, cela peut réduire l'efficacité du transfert de chaleur (lors de l'utilisation d'un gaz inerte comme caloporteur) et dans d'autres, cela peut former une « bulle » isolante de vapeur entourant les assemblages combustibles (pour les réacteurs à eau sous pression). Dans ce dernier cas, en raison de l'échauffement localisé de la « bulle de vapeur » dû à la chaleur de désintégration, la pression nécessaire pour effondrer la « bulle de vapeur » peut dépasser les spécifications de conception du réacteur jusqu'à ce que le réacteur ait eu le temps de refroidir. (Cet événement est moins susceptible de se produire dans les réacteurs à eau bouillante, où le cœur peut être délibérément dépressurisé afin que le système de refroidissement d'urgence du cœur puisse être activé). En cas de défaut de dépressurisation, un réacteur refroidi au gaz perd la pression du gaz dans le cœur, réduisant ainsi l'efficacité du transfert de chaleur et posant un défi au refroidissement du combustible ; cependant, tant qu'au moins un circulateur de gaz est disponible, le carburant sera maintenu au frais.
*Lors d'un accident d'excursion de puissance incontrôlée, une pointe soudaine de puissance dans le réacteur dépasse les spécifications de conception du réacteur en raison d'une augmentation soudaine de la réactivité du réacteur. Une excursion de puissance incontrôlée se produit en raison d'une modification significative d'un paramètre qui affecte le taux de multiplication des neutrons d'une réaction en chaîne (les exemples incluent l'éjection d'une barre de commande ou une modification significative des caractéristiques nucléaires du modérateur, par exemple par un refroidissement rapide). Dans des cas extrêmes, le réacteur peut passer à un état dit critique rapide. Cela constitue particulièrement un problème dans les réacteurs qui ont un coefficient de vide de réactivité positif, un coefficient de température positif, qui sont surmodérés ou qui peuvent piéger des quantités excessives de produits de fission délétères dans leur combustible ou leurs modérateurs. Beaucoup de ces caractéristiques sont présentes dans la conception du RBMK, et la catastrophe de Tchernobyl a été causée par de telles déficiences ainsi que par une grave négligence de l'opérateur. Les réacteurs occidentaux à eau légère ne sont pas soumis à de très grandes excursions de puissance incontrôlées car la perte de liquide de refroidissement diminue, plutôt qu'augmente, la réactivité du cœur (un coefficient de vide de réactivité négatif) ; Les « transitoires », comme on appelle les fluctuations mineures de puissance dans les réacteurs à eau légère occidentaux, se limitent à des augmentations momentanées de la réactivité qui diminueront rapidement avec le temps (environ 200 % à 250 % de la puissance neutronique maximale pendant quelques secondes en cas de panne d'arrêt rapide complète combinée à un transitoire).
*Les incendies du cœur mettent en danger le cœur et peuvent provoquer la fusion des assemblages combustibles. Un incendie peut être provoqué par l'air entrant dans un réacteur modéré par graphite ou par un réacteur refroidi par sodium liquide. Le graphite est également sujet à l'accumulation d'énergie de Wigner, ce qui peut surchauffer le graphite (comme cela s'est produit lors de l'incendie de Windscale). Les réacteurs à eau légère n'ont pas de cœurs ni de modérateurs inflammables et ne sont pas sujets aux incendies de cœur. Les réacteurs civils refroidis au gaz, tels que les réacteurs de type Magnox, UNGG et AGCR, maintiennent leur cœur recouvert de dioxyde de carbone non réactif, qui ne peut pas entretenir un incendie. Les réacteurs civils modernes refroidis au gaz utilisent de l'hélium, qui ne peut pas brûler, et ont un combustible capable de résister à des températures élevées sans fondre (comme le réacteur refroidi au gaz à haute température et le réacteur modulaire à lit de galets).
*Les défauts byzantins et les défaillances en cascade au sein des systèmes d'instrumentation et de contrôle peuvent causer de graves problèmes de fonctionnement du réacteur, pouvant conduire à des dommages au cœur s'ils ne sont pas atténués. Par exemple, l'incendie de Browns Ferry a endommagé les câbles de commande et a obligé les exploitants de l'usine à activer manuellement les systèmes de refroidissement. L'accident de Three Mile Island a été causé par une soupape de surpression pilotée restée ouverte, combinée à une jauge de niveau d'eau trompeuse qui a induit en erreur les opérateurs du réacteur, ce qui a entraîné des dommages au cœur.
Réacteurs à eau légère (REL)
Avant que le cœur d’un réacteur nucléaire à eau légère puisse être endommagé, deux événements précurseurs doivent déjà se produire :
* Un défaut limite (ou un ensemble de conditions d'urgence composées) qui conduit à l'échec de l'évacuation de la chaleur dans le cœur (la perte de refroidissement). Le faible niveau d’eau découvre le noyau, lui permettant de chauffer.
* Défaillance du système de refroidissement d'urgence du noyau (ECCS). L'ECCS est conçu pour refroidir rapidement le cœur et le rendre sûr en cas de défaillance maximale (l'accident de dimensionnement) que les régulateurs nucléaires et les ingénieurs de centrale pourraient imaginer. Il existe au moins deux exemplaires de l'ECCS construits pour chaque réacteur. Chaque division (exemplaire) de l'ECCS est capable, à elle seule, de répondre à l'accident de dimensionnement. Les réacteurs les plus récents comptent jusqu'à quatre divisions de l'ECCS. C'est le principe de la redondance, ou duplication. Tant qu'au moins une division ECCS fonctionne, aucun dommage au cœur ne peut survenir. Chacune des divisions de l'ECCS possède plusieurs « trains » internes de composants. Ainsi, les divisions ECCS elles-mêmes disposent d'une redondance interne et peuvent résister aux pannes de leurs composants.
L’accident de Three Mile Island était un ensemble complexe d’urgences qui ont entraîné des dommages au cœur du réacteur. Cela a conduit à une décision erronée des exploitants d'arrêter l'ECCS en cas d'urgence en raison de lectures de jauges incorrectes ou mal interprétées ; cela a provoqué une autre situation d'urgence qui, plusieurs heures après les faits, a conduit à une exposition du cœur et à un incident de dommage au cœur. Si l'ECCS avait pu fonctionner, il aurait évité à la fois l'exposition et les dommages au cœur. Lors de l'incident de Fukushima, le système de refroidissement d'urgence avait également été arrêté manuellement plusieurs minutes après son démarrage.
Si un tel défaut limite devait se produire et qu'une défaillance complète de toutes les divisions ECCS se produisait, Kuan et al et Haskin et al décrivent six étapes entre le début du défaut limite (la perte de refroidissement) et le potentiel fuite du corium fondu dans l'enceinte de confinement (ce que l'on appelle une « fusion totale ») :
# Découverte du noyau - En cas de défaut transitoire, de perturbation, d'urgence ou de limitation, les LWR sont conçus pour automatiquement SCRAM (un SCRAM étant l'insertion immédiate et complète de toutes les barres de commande) et faire tourner l'ECCS. Cela réduit considérablement la puissance thermique du réacteur (mais ne la supprime pas complètement) ; cela retarde la découverte du noyau, qui est défini comme le moment où les barres de combustible ne sont plus recouvertes par le liquide de refroidissement et peuvent commencer à chauffer. Comme le déclare Kuan : « Dans un APRP à petite rupture sans injection d'urgence du liquide de refroidissement du cœur, la découverte du cœur [sic] commence généralement environ une heure après le début de la rupture. Si les pompes de refroidissement du réacteur ne fonctionnent pas, la partie supérieure du cœur sera exposé à un environnement de vapeur et le chauffage du cœur commencera. Cependant, si les pompes de refroidissement fonctionnent, le cœur sera refroidi par un mélange biphasique de vapeur et d'eau, et le chauffage des barres de combustible sera retardé jusqu'à ce que le cœur soit refroidi. presque toute l'eau du mélange biphasique est vaporisée. L'accident du TMI-2 a montré que le fonctionnement des pompes de refroidissement du réacteur peut être maintenu pendant environ deux heures pour fournir un mélange biphasique pouvant empêcher le réchauffement du cœur.
# Réchauffement avant dommage – « En l'absence d'un mélange diphasique traversant le cœur ou d'un ajout d'eau au cœur pour compenser l'évaporation de l'eau, les crayons de combustible dans un environnement de vapeur s'échaufferont à une vitesse comprise entre 0,3 °C /s (0,5 °F/s) et 1 °C/s (1,8 °F/s) (3)."
# Gonflement et éclatement du combustible – « En moins d'une demi-heure, la température maximale du cœur atteindrait 1 100 K. À cette température, la gaine en zircaloy des barres de combustible peut gonfler et éclater. C'est la première étape de l'endommagement du cœur. bloquer une partie substantielle de la zone d'écoulement du cœur et restreindre l'écoulement du liquide de refroidissement. Cependant, un blocage complet du cœur est peu probable car tous les crayons de combustible ne gonflent pas au même emplacement axial. Dans ce cas, un ajout suffisant d'eau peut refroidir le cœur. et arrêter la progression des dégâts du noyau.
# Oxydation rapide – « L'étape suivante de l'endommagement du cœur, commençant à environ 1 500 K, est l'oxydation rapide du Zircaloy par la vapeur. Au cours du processus d'oxydation, de l'hydrogène est produit et une grande quantité de chaleur est libérée. Au-dessus de 1 500 K, le la puissance résultant de l'oxydation dépasse celle provenant de la chaleur de désintégration (4,5), à moins que le taux d'oxydation ne soit limité par l'apport de zircaloy ou de vapeur.
# Formation d'un lit de débris – "Lorsque la température dans le cœur atteint environ 1 700 K, les matériaux de contrôle fondus (1,6) s'écoulent et se solidifient dans l'espace situé entre les parties inférieures des crayons de combustible, où la température est relativement basse. Au-dessus de 1 700 K K, la température du cœur peut augmenter en quelques minutes jusqu'au point de fusion du zircaloy [2150 K] en raison de l'augmentation du taux d'oxydation. Lorsque la gaine oxydée se brise, le zircaloy fondu, ainsi que l'UO2 dissous (1,7) s'écouleront vers le bas et. geler dans la région plus froide et inférieure du noyau, avec les matériaux de contrôle solidifiés provenant des écoulements descendants antérieurs, le zircaloy et l'UO2 déplacés formeraient la croûte inférieure d'un lit de débris cohésif en développement.
# (Corium) Relocalisation vers le plénum inférieur – "Dans les scénarios d'APRP à petite rupture, il y a généralement une flaque d'eau dans le plénum inférieur du navire au moment du déplacement du noyau. La libération de matériaux du noyau fondu dans l'eau génère toujours de grandes quantités de vapeur. Si le flux fondu de matériaux de base se brise rapidement dans l'eau, il existe également un risque d'explosion de vapeur. Lors du déplacement, tout zirconium non oxydé présent dans le matériau fondu peut également être oxydé par la vapeur et, au cours du processus, de l'hydrogène est libéré. La récriticité produite peut également être un problème si les matériaux de contrôle sont laissés dans le noyau et que les matériaux déplacés se désagrègent dans l'eau non borée dans le plénum inférieur.
Au moment où le corium se déplace vers le plénum inférieur, Haskin et al rapportent qu'il existe la possibilité qu'un incident appelé interaction combustible-liquide de refroidissement (FCI) provoque une contrainte importante ou une rupture de l'enveloppe de pression primaire lorsque le corium se déplace vers le plénum inférieur. plénum de la cuve sous pression du réacteur (« RPV »).
En effet, le plénum inférieur de la cuve peut contenir une quantité importante d'eau - le liquide de refroidissement du réacteur - et, en supposant que le système primaire n'ait pas été dépressurisé, l'eau sera probablement en phase liquide, et par conséquent dense, et à une température bien inférieure à celle du corium. Étant donné que le corium est un eutectique métal-céramique liquide à des températures de 2 200 °C, sa chute dans l'eau liquide à 550 °C peut provoquer un dégagement de vapeur extrêmement rapide qui pourrait provoquer une surpression extrême soudaine et, par conséquent, une défaillance structurelle grave du système primaire ou du RPV. Bien que la plupart des études modernes soutiennent que cela est physiquement infaisable, ou du moins extraordinairement improbable, Haskin et al. affirment qu'il existe une faible possibilité qu'un FCI extrêmement violent conduise à ce que l'on appelle une défaillance en mode alpha, ou une défaillance flagrante du mode alpha. le RPV lui-même, et l'éjection ultérieure du plénum supérieur du RPV comme missile contre l'intérieur de l'enceinte de confinement, ce qui conduirait probablement à la défaillance du confinement et au rejet des produits de fission du cœur vers l'environnement extérieur sans aucune conséquence substantielle. la décomposition ayant eu lieu.
L'American Nuclear Society a commenté à propos de l'accident du TMI-2 que, malgré la fonte d'environ un tiers du combustible, la cuve du réacteur elle-même a conservé son intégrité et a contenu le combustible endommagé.
Violation de la limite de pression primaire
Il existe plusieurs possibilités quant à la façon dont l'enveloppe de pression primaire pourrait être brisée par le corium.
*Explosion de vapeur
Comme décrit précédemment, le FCI pourrait conduire à un événement de surpression entraînant une défaillance du RPV et, par conséquent, une défaillance de l'enveloppe de pression primaire. Haskin et coll. rapportent qu'en cas d'explosion de vapeur, la défaillance du plénum inférieur est bien plus probable que l'éjection du plénum supérieur en mode alpha. En cas de défaillance du plénum inférieur, on peut s'attendre à ce que des débris à des températures variées soient projetés dans la cavité située sous le noyau. Le confinement peut être soumis à une surpression, même si cela ne risque pas de faire échouer le confinement. La défaillance du mode alpha entraînera les conséquences évoquées précédemment.
*Éjection de matière fondue sous pression (PME)
Il est tout à fait possible, notamment dans les réacteurs à eau sous pression, que la boucle primaire reste sous pression après le déplacement du corium vers le plénum inférieur. En tant que telles, les contraintes de pression sur la RPV seront présentes en plus de la contrainte de poids que le corium fondu exerce sur le plénum inférieur de la RPV ; lorsque le métal de la RPV s'affaiblit suffisamment en raison de la chaleur du corium fondu, il est probable que le corium liquide soit évacué sous pression hors du fond de la RPV dans un flux sous pression, avec les gaz entraînés. Ce mode d'éjection du corium peut conduire à un chauffage direct du confinement (DCH).
Interactions entre les navires et les accidents graves et défis liés au confinement
Haskin et al identifient six modes par lesquels le confinement pourrait être contesté de manière crédible ; certains de ces modes ne sont pas applicables aux accidents de fusion du cœur.
#Surpression
#Pression dynamique (ondes de choc)
#Missiles internes
#Missiles externes (non applicable aux accidents de fusion du cœur)
#Fusion
#Contourne
Modes de défaillance standards
Si le noyau fondu pénètre dans le récipient sous pression, il existe des théories et des spéculations sur ce qui pourrait alors se produire.
Dans les usines russes modernes, il y a un « dispositif de capture du noyau » au bas du bâtiment de confinement. Le noyau fondu est censé heurter une épaisse couche d'un "métal sacrificiel" qui fondrait, diluerait le noyau et augmenterait la conductivité thermique, et enfin le noyau dilué pourrait être refroidi par l'eau circulant dans le sol. Cependant, cet appareil n’a jamais été testé à grande échelle.
Dans les usines occidentales, il existe un bâtiment de confinement hermétique. Même si les radiations seraient élevées à l’intérieur du confinement, les doses à l’extérieur seraient plus faibles. Les bâtiments de confinement sont conçus pour relâcher la pression de manière ordonnée sans libérer de radionucléides, via une soupape de surpression et des filtres. Des recombineurs hydrogène/oxygène sont également installés dans le confinement pour éviter les explosions de gaz.
En cas de fonte, un point ou une zone du RPV deviendra plus chaud que les autres zones et finira par fondre. Lorsqu'il fondra, le corium se déversera dans la cavité située sous le réacteur. Bien que la cavité soit conçue pour rester sèche, plusieurs documents de classe NUREG conseillent aux opérateurs d'inonder la cavité en cas d'incident de fusion de combustible. Cette eau va se transformer en vapeur et pressuriser le confinement. Des pulvérisateurs d'eau automatiques pomperont de grandes quantités d'eau dans l'environnement humide pour maintenir la pression à un niveau bas. Les recombineurs catalytiques reconvertiront rapidement l’hydrogène et l’oxygène en eau. Un effet positif de la chute du corium dans l’eau est qu’il est refroidi et revient à l’état solide.
De vastes systèmes de pulvérisation d'eau dans l'enceinte de confinement ainsi que l'ECCS, lorsqu'il sera réactivé, permettront aux opérateurs de pulvériser de l'eau à l'intérieur de l'enceinte de confinement pour refroidir le noyau sur le sol et le réduire à une basse température.
Ces procédures visent à empêcher le rejet de radioactivité. Lors de l'événement de Three Mile Island en 1979, une personne théorique se tenant à la limite de la propriété de l'usine pendant tout l'événement aurait reçu une dose d'environ 2 millisieverts (200 millirem), entre l'équivalent d'une radiographie pulmonaire et d'un scanner. Cela était dû au dégazage d’un système incontrôlé qui, aujourd’hui, aurait été équipé de filtres à charbon actif et HEPA pour empêcher la libération de radionucléides.
Cependant, dans le cas de l'incident de Fukushima, cette conception a également échoué au moins partiellement : de grandes quantités d'eau hautement radioactive ont été produites et le combustible nucléaire a peut-être fondu à travers la base des cuves sous pression.
Le refroidissement prendra un certain temps, jusqu'à ce que la chaleur de désintégration naturelle du corium diminue au point où la convection naturelle et la conduction de la chaleur vers les parois de confinement et le rerayonnement de la chaleur provenant du confinement permettent l'arrêt des systèmes de pulvérisation d'eau et l'arrêt du système de pulvérisation d'eau. réacteur mis en stockage sûr. Le confinement peut être scellé avec libération d'une radioactivité hors site extrêmement limitée et relâchement de la pression à l'intérieur du confinement. Après un certain nombre d'années de désintégration des produits de fission - probablement une décennie environ - l'enceinte de confinement peut être rouverte pour décontamination et démolition.
Modes de défaillance inattendus
Un autre scénario prévoit une accumulation d'hydrogène, qui pourrait conduire à une détonation, comme cela s'est produit pour trois réacteurs lors de l'incident de Fukushima. Les recombineurs catalytiques d'hydrogène situés dans le confinement sont conçus pour empêcher que cela ne se produise ; cependant, à Fukushima, les recombineurs n'ont pas fonctionné en raison du manque d'électricité et la détonation de l'hydrogène a brisé le confinement. Lors de l'accident de Three Mile Island en 1979, une bulle d'hydrogène s'est formée dans le dôme du récipient sous pression. On craignait au départ que cette bulle d'hydrogène puisse s'enflammer et endommager le récipient sous pression ou même endommager le bâtiment de confinement ; mais on s'est vite rendu compte qu'un manque d'oxygène empêchait la formation d'un mélange combustible ou explosif à l'intérieur du récipient sous pression.
Modes de défaillance spéculatifs
Un scénario consiste en une défaillance soudaine de la cuve sous pression du réacteur, la masse entière de corium tombant dans une piscine d'eau (par exemple, un liquide de refroidissement ou un modérateur) et provoquant une génération extrêmement rapide de vapeur. L'augmentation de la pression à l'intérieur de l'enceinte de confinement pourrait menacer son intégrité si les disques de rupture ne parvenaient pas à soulager les contraintes. Les substances inflammables exposées pourraient brûler, mais il y a peu, voire aucune, de substances inflammables dans le confinement.
Une autre théorie appelée défaillance en « mode alpha » par l'étude Rasmussen (WASH-1400) de 1975 affirmait que la vapeur pouvait produire suffisamment de pression pour faire sauter la tête de la cuve sous pression du réacteur (RPV). Le confinement pourrait être menacé si la tête du RPV venait à entrer en collision avec celui-ci. (Le rapport WASH-1400 a été remplacé par des études plus récentes, mieux fondées, et maintenant la Commission de réglementation nucléaire les a toutes désavouées et prépare l'étude globale de pointe sur les analyses des conséquences des réacteurs [SOARCA] - voir la clause de non-responsabilité dans NUREG. -1150.)
Il n'a pas été déterminé dans quelle mesure une masse fondue peut fondre à travers une structure (bien que cela ait été testé dans le réacteur de test de perte de fluide décrit dans la fiche d'information de Test Area North). L'accident de Three Mile Island a fourni une expérience réelle, avec un véritable noyau en fusion dans une structure réelle ; le corium fondu n'a pas réussi à fondre à travers la cuve sous pression du réacteur après plus de six heures d'exposition, en raison de la dilution de la matière fondue par les barres de commande et d'autres composants internes du réacteur, validant l'accent mis sur la défense en profondeur contre les incidents d'endommagement du cœur. Selon certains, un cœur de réacteur en fusion pourrait pénétrer dans la cuve sous pression du réacteur et dans la structure de confinement et brûler jusqu'au niveau de la nappe phréatique.
En 1970, des doutes existaient quant à la capacité des systèmes de refroidissement d'urgence d'un réacteur nucléaire à prévenir un accident de perte de liquide de refroidissement et la fusion du cœur de combustible qui en résulte ; le sujet s'est avéré populaire dans la presse technique et populaire. Walker, J. Samuel (2004). Three Mile Island : Une crise nucléaire dans une perspective historique (Berkeley : University of California Press), p. 11. En 1971, dans l'article Thoughts on Nuclear Plumbing, Ralph Lapp, ancien physicien nucléaire du projet Manhattan, a utilisé le terme « syndrome chinois » pour décrire une éventuelle brûlure des structures de confinement et la fuite ultérieure de matières radioactives dans l'atmosphère et l'environnement. L'hypothèse découle d'un rapport de 1967 rédigé par un groupe de physiciens nucléaires, dirigé par W. K. Ergen.
Autres types de réacteurs
D'autres types de réacteurs ont des capacités et des profils de sécurité différents de ceux du LWR. Les variétés avancées de plusieurs de ces réacteurs ont le potentiel d’être intrinsèquement sûres.
Réacteurs CANDU
Les réacteurs CANDU, de conception deutérium-uranium d'invention canadienne, sont conçus avec au moins un, et généralement deux, grands réservoirs d'eau à basse température et basse pression autour de leurs canaux de combustible/liquide de refroidissement. Le premier est le modérateur d'eau lourde en vrac (un système séparé du liquide de refroidissement), et le second est le réservoir de protection rempli d'eau légère (ou voûte de calandre). Ces dissipateurs thermiques de secours sont suffisants pour empêcher soit la fusion du carburant en premier lieu (en utilisant le dissipateur thermique du modérateur), soit la rupture de la cuve centrale si le modérateur finit par s'évaporer (en utilisant le dissipateur thermique du réservoir de protection). D'autres modes de défaillance, outre la fusion du combustible, se produiront probablement dans un CANDU plutôt qu'une fusion, comme la déformation de la calandre dans une configuration non critique. Tous les réacteurs CANDU sont également situés dans des confinements occidentaux standards.
Réacteurs refroidis au gaz
Un type de réacteur occidental, connu sous le nom de réacteur avancé refroidi au gaz (ou AGCR), construit par le Royaume-Uni, n'est pas très vulnérable aux accidents de perte de refroidissement ou aux dommages au cœur, sauf dans les circonstances les plus extrêmes. En raison du liquide de refroidissement relativement inerte (dioxyde de carbone), du volume important et de la pression élevée du liquide de refroidissement ainsi que de l'efficacité de transfert de chaleur relativement élevée du réacteur, le délai d'endommagement du cœur en cas de défaut limite se mesure en jours. . La restauration de certains moyens de circulation du liquide de refroidissement empêchera les dommages au cœur.
D'autres types de réacteurs refroidis au gaz très avancés, généralement connus sous le nom de réacteurs refroidis au gaz à haute température (HTGR), tels que le réacteur d'essai à haute température japonais et le réacteur à très haute température des États-Unis, sont intrinsèquement sûrs, ce qui signifie que la fusion ou d'autres formes des dommages au noyau sont physiquement impossibles, en raison de la structure du noyau, qui est constitué de blocs prismatiques hexagonaux de graphite renforcé de carbure de silicium infusés de pastilles TRISO ou QUADRISO d'uranium, de thorium ou d'oxyde mixte enfouis sous terre dans une cuve sous pression en acier remplie d'hélium. dans une enceinte en béton. Bien que ce type de réacteur ne soit pas susceptible de fondre, des capacités supplémentaires d'évacuation de la chaleur sont fournies en utilisant un flux d'air atmosphérique régulier comme moyen d'évacuation de la chaleur de secours, en le faisant passer à travers un échangeur de chaleur et en s'élevant dans l'atmosphère par convection, atteignant ainsi une pleine fusion. évacuation de la chaleur résiduelle. Le VHTR devrait être prototype et testé au laboratoire national de l'Idaho au cours de la prochaine décennie (à partir de 2009) en tant que modèle sélectionné pour la centrale nucléaire de nouvelle génération par le département américain de l'Énergie. Ce réacteur utilisera un gaz comme caloporteur, qui pourra ensuite être utilisé pour la chaleur industrielle (comme dans la production d'hydrogène) ou pour l'entraînement de turbines à gaz et la production d'électricité.
Un réacteur similaire refroidi au gaz très avancé, conçu à l'origine par l'Allemagne de l'Ouest (le réacteur AVR) et maintenant développé par l'Afrique du Sud, est connu sous le nom de réacteur modulaire à lit de galets. Il s'agit d'une conception intrinsèquement sûre, ce qui signifie qu'un endommagement du cœur est physiquement impossible, en raison de la conception du combustible (des « cailloux » de graphite sphériques disposés dans un lit à l'intérieur d'une cuve métallique et remplis de pastilles TRISO (ou QUADRISO) d'uranium, de thorium, ou oxyde mixte à l'intérieur). Un prototype d'un type de réacteur très similaire a été construit par les Chinois, le HTR-10, et a fonctionné au-delà des attentes des chercheurs, ce qui a conduit les Chinois à annoncer leur intention de construire une paire de réacteurs de suivi à grande échelle de 250 MWe, intrinsèquement des réacteurs de production d'électricité sûrs et basés sur le même concept. (Voir L'énergie nucléaire en République populaire de Chine pour plus d'informations.)
Réacteurs refroidis au plomb et au plomb-bismuth
Récemment, une phénoménologie particulière a été identifiée pour les réacteurs rapides refroidis par métaux liquides lourds -HLM, comme les réacteurs refroidis au plomb et au plomb-bismuth. En raison des densités similaires du combustible et du HLM, un mécanisme de sécurité passive inhérent à l'auto-retrait dû aux forces de flottabilité est développé, qui propulse le lit garni loin du mur lorsqu'un certain seuil de température est atteint et que le lit devient plus léger que le liquide de refroidissement environnant, évitant ainsi les températures susceptibles de compromettre l'intégrité structurelle de la cuve et réduisant également le potentiel de recriticité en limitant la profondeur de lit autorisée.
Conceptions expérimentales ou conceptuelles
Certains concepts de conception de réacteurs nucléaires mettent l'accent sur la résistance à la fusion et la sécurité de fonctionnement.
Les conceptions PIUS (process inhérent ultime sécurité), conçues à l'origine par les Suédois à la fin des années 1970 et au début des années 1980, sont des REO qui, de par leur conception, résistent aux dommages au cœur. Aucune unité n'a jamais été construite.
Les réacteurs de puissance, y compris le réacteur d'énergie électrique déployable, une version mobile à plus grande échelle du TRIGA pour la production d'électricité dans les zones sinistrées et lors de missions militaires, et le système électrique TRIGA, une petite centrale électrique et une source de chaleur destinée à une utilisation dans les petites communautés éloignées, ont été proposés par des ingénieurs intéressés, et partagent les caractéristiques de sécurité du TRIGA du fait du combustible hydrure d'uranium et de zirconium utilisé.
Le module de puissance nucléaire autorégulateur modéré à hydrogène, un réacteur qui utilise de l'hydrure d'uranium comme modérateur et combustible, similaire en chimie et en sécurité au TRIGA, possède également ces caractéristiques extrêmes de sécurité et de stabilité, et a suscité beaucoup d'intérêt ces derniers temps. fois.
Le réacteur au fluorure de thorium liquide est conçu pour avoir naturellement son cœur à l’état fondu, sous la forme d’un mélange eutectique de sels de thorium et de fluor. En tant que tel, un cœur fondu reflète l’état de fonctionnement normal et sûr de ce type de réacteur. En cas de surchauffe du noyau, un bouchon métallique fondra et le noyau de sel fondu s'écoulera dans des réservoirs où il refroidira dans une configuration non critique. Le noyau étant liquide et déjà fondu, il ne peut pas être endommagé.
Les réacteurs avancés à métal liquide, tels que l'Integratal Fast Reactor américain et les réacteurs russes BN-350, BN-600 et BN-800, disposent tous d'un liquide de refroidissement à très haute capacité thermique, le sodium métallique. En tant que tels, ils peuvent résister à une perte de refroidissement sans SCRAM et à une perte de dissipateur thermique sans SCRAM, ce qui les qualifie de intrinsèquement sûrs.
Réacteurs conçus par l'Union soviétique
RBMK
Les RBMK de conception soviétique, que l'on trouve uniquement en Russie et dans la CEI et maintenant fermés partout sauf en Russie, ne disposent pas de bâtiments de confinement, sont naturellement instables (tendant à de dangereuses fluctuations de puissance) et disposent également de systèmes ECCS qui sont considérés comme largement inadéquats par la sécurité occidentale. normes. Le réacteur de la catastrophe de Tchernobyl était un réacteur RBMK.
Les systèmes RBMK ECCS n'ont qu'une seule division et ont une redondance loin d'être suffisante au sein de cette division. Bien que la grande taille du cœur du RBMK le rende moins dense en énergie que le cœur occidental du LWR, cela rend son refroidissement plus difficile. Le RBMK est modéré par du graphite. En présence de vapeur et d'oxygène, à haute température, le graphite forme du gaz de synthèse et, avec la réaction de déplacement du gaz d'eau, l'hydrogène résultant brûle de manière explosive. Si l'oxygène entre en contact avec du graphite chaud, il brûlera. Le RBMK tend vers des fluctuations de puissance dangereuses. Autrefois, les barres de contrôle étaient garnies de graphite, un matériau qui ralentit les neutrons et accélère ainsi la réaction en chaîne. L'eau est utilisée comme liquide de refroidissement, mais pas comme modérateur. Si l'eau bout, le refroidissement est perdu, mais la modération continue. C'est ce qu'on appelle un coefficient de vide de réactivité positif.
Les barres de commande peuvent se coincer si le réacteur s'échauffe soudainement et qu'elles bougent. Le xénon 135, un produit de fission absorbant les neutrons, a tendance à s'accumuler dans le cœur et à brûler de manière imprévisible en cas de fonctionnement à faible puissance. Cela peut conduire à des puissances neutroniques et thermiques inexactes.
Le RBMK n'a aucun confinement au-dessus du noyau. La seule barrière solide substantielle au-dessus du carburant est la partie supérieure du noyau, appelée bouclier biologique supérieur, qui est un morceau de béton interpénétré avec des barres de commande et avec des trous d'accès pour le ravitaillement en ligne. D'autres parties du RBMK étaient mieux protégées que le noyau lui-même. L'arrêt rapide (SCRAM) prend 10 à 15 secondes. Les réacteurs occidentaux prennent 1 à 2,5 secondes.
L'aide occidentale a été accordée pour fournir certaines capacités de surveillance de la sécurité en temps réel au personnel humain. On ne sait pas si cela s’étend au déclenchement automatique du refroidissement d’urgence. Une formation a été dispensée en matière d'évaluation de la sûreté par des sources occidentales, et les réacteurs russes ont évolué en conséquence pour tenir compte des faiblesses du RBMK. Cependant, de nombreux RBMK fonctionnent toujours.
On peut affirmer sans se tromper qu'il pourrait être possible d'arrêter une perte de liquide de refroidissement avant que des dommages au cœur ne se produisent, mais que tout incident de dommage au cœur entraînera probablement un rejet massif de matières radioactives. De plus, des fluctuations de puissance dangereuses sont naturelles à la conception.
La Lituanie a récemment rejoint l'UE et, lors de son adhésion, elle a été tenue de fermer les deux réacteurs RBMK dont elle dispose à la centrale nucléaire d'Ignalina, car ces réacteurs sont totalement incompatibles avec le n