Pour étudier la sûreté d’un réacteur à eau sous pression et préparer la gestion d’un accident de fusion du cœur, les experts utilisent un logiciel dénommé Astec1. Sa nouvelle version applicable à d’autres installations est désormais disponible. Elle est opérationnelle pour des ateliers de stockage des produits de fission à La Hague (Manche) et pour les piscines d’entreposage du combustible. Pour réaliser cette évolution, les scientifiques associent plusieurs logiciels. Astec – qui simule les phénomènes depuis l’événement initiateur de l’accident jusqu’aux rejets radioactifs dans l’atmosphère – est couplé avec Sylvia2 pour tenir compte des réseaux de ventilation complexes des ateliers de stockage. Il peut être associé à Symbiose, qui simule la dispersion des radionucléides dans les écosystèmes et calcule l’impact dosimétrique sur l’homme. Astec est maintenu et développé par l’IRSN. Une dizaine d’experts basés à Cadarache, dans les Bouches-du-Rhône, travaille à son évolution. Des études sont en cours pour l’adapter aux petits réacteurs modulaires, en développement. 

1. Accident Source Term Evaluation Code
2. Logiciel utilisé dans le domaine de l’incendie pour évaluer la sûreté des installations nucléaires 

Pour en savoir plus

• Le système de logiciel ASTEC

Quel est le comportement des crayons de combustible nucléaire lors d’un accident d’injection de réactivité (RIA), cet emballement soudain et local du flux de neutrons dans les réacteurs à eau sous pression (REP) ?
Pour l’étudier, un nouvel essai est mené à Cadarache (Bouches-du-Rhône), dans le réacteur de recherche Cabri, le 14 novembre 2022. C’est le deuxième dans la configuration « boucle à eau pressurisée » représentative des conditions thermohydrauliques d’un REP.
Un RIA induit une augmentation brutale de la puissance nucléaire due à la fission et provoque une augmentation rapide de la température du combustible. Cinq scientifiques dépouillent et interprètent des résultats.
Les enseignements seront pris en compte dans la réalisation des essais futurs. Ils contribueront aussi au développement et à la validation d’outils de simulation de l’IRSN, tels que le logiciel Scanair. L’essai, piloté par l’IRSN, relève du programme international Cabri, sous l’égide de l’Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE).
Cofinancé par l’IRSN, il associe des partenaires nationaux – EDF et le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies renouvelables – et étrangers de douze pays, représentant des autorités de sûreté, des exploitants et des laboratoires de recherche. Le prochain essai est prévu en 2023.

Pour en savoir plus

• Le réacteur de recherche CABRI
• Le programme CABRI (CIP)

Détectée en août 2021 lors de la deuxième visite décennale de l’unité 1 de la centrale de Civaux (Vienne), la corrosion sous contrainte (CSC) de tuyauteries du système d’injection de sécurité affecte de nombreux réacteurs. Sont concernés tous les 1 450 MWe – Civaux et Chooz (Ardennes) – et certains 1 300 MWe – Cattenom (Moselle) et Penly (Seine-Maritime) notamment. Les quatre réacteurs de 1 450 MWe sont à l’arrêt. Les contrôles se poursuivent sur l’ensemble du parc. Les chantiers de réparation – remplacement des tuyaux concernés – sont planifiés, en cours, ou terminés selon les réacteurs.  

Réagir vite en cas de fuite  

Afin de limiter le risque pour les installations en fonctionnement, des mesures compensatoires proposées par EDF, et complétées à la suite de l’expertise de l’IRSN1, sont appliquées. Elles visent à réagir rapidement en cas de fuite. D’après des études thermohydrauliques faites par l’industriel et l’IRSN2 concernant les 1 300 MWe, la rupture simultanée de deux lignes d’injection de sécurité n’empêcherait pas de refroidir le cœur. Les études mécaniques d’EDF sur le risque de rupture brutale des tuyauteries sont expertisées par l’Institut3.Elles contribueraient à justifier temporairement le fonctionnement de réacteurs affectés par des fissures de CSC de profondeur limitée. La recherche des causes de ce phénomène inattendu se poursuit. En plus d’une dureté importante de l’acier dans la zone d’amorçage des fissures due au soudage, l’industriel met en avant des chargements mécaniques plus intenses que prévu sur ces tuyauteries (voir ci-dessous). Les experts poursuivent de leur côté la piste d’effets de la concentration d’oxygène dans le fluide. 

 1. Avis de l’IRSN du 6 juillet 2022 ; 2. du 21 juillet 2022 ; 3. du 28 juin 2022 

Les réacteurs de nouvelle génération, tels que les petits réacteurs modulaires de faible puissance (SMR¹), recourent en situation accidentelle à des systèmes de sûreté passifs. Ceux-ci – échangeur de chaleur immergé, circulation d’eau par thermosiphon dans des conduites... – évacuent la puissance résiduelle et emmènent le réacteur dans un état sûr, où toutes les fonctions de sûreté sont assurées. Ils fonctionnent sans apport d’énergie externe ni intervention humaine, grâce à des phénomènes naturels : force gravitationnelle, différence de pression... L’IRSN s’interroge sur la fiabilité de ces systèmes, notamment les éléments qui pourraient perturber leur fonctionnement et dégrader leur performance. Le projet Pastis² prévoit le développement dans les Bouches-du-Rhône, à Cadarache, de deux installations expérimentales. But : étudier la circulation naturelle dans une tuyauterie d’un mélange eau-vapeur et le refroidissement d’une enceinte de confinement immergée. 

1. Small Modular Reactors.
2. Passive Systems Thermalhydraulic Investigations for Safety (Évaluations de la sûreté des systèmes passifs d’évacuation de puissance), projet financé dans le cadre de France 2030 par l’ANR, opérateur de l’État 

Pour en savoir plus

Note d’information sur la sûreté des SMR https://www.irsn.fr/actualites/note-dinformation-sur-surete-reacteurs-modulaires-faible-puissance-small-modular