Accidents graves desréacteurs à eau deproductiond’électricité
Edition du 15 décembre 2008

doc référencedoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

2/53

Accidents graves
des réacteurs à eau deproduction d’électricité
Première parution le 15 décembre 2008
Rapport IRSN-2008/98-FR
ISRN/IRSN-2008/98-FR© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

3/53

L’IRSN// en bref
L'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), créé par la loi
n°2001-398 du 09/05/2001 et dont les missions et l’organisation ont été
précisées par le décret n°2002-254 du 22 février 2002, est unétablissement public industriel et commercial (EPIC), placé sous la tutelle
conjointe des ministres chargés de la Défense, de l'Environnement, del'Industrie, de la Recherche et de la Santé.
Il rassemble plus de 1 500 spécialistes : ingénieurs, chercheurs, médecins,agronomes, vétérinaires et techniciens, experts compétents en sûreté
nucléaire et en radioprotection, ainsi que dans le domaine du contrôle
des matières nucléaires et sensibles.

L’Institut exerce des missions d'expertise et de recherche dans lesdomaines suivants :•sûreté nucléaire;•sûreté des transports de matières radioactives et fissiles ;Document de référence•

protection de l'homme et de l'environnement contre lesrayonnements ionisants ;•protection et contrôle des matières nucléaires;

Editions propriété de l’IRSN
31, avenue de la division Leclerc
92260 Fontenay aux Roses
Tél : 01-58-35-88-88•

protection des installations et des transports de matières
radioactives et fissiles contre les actes de malveillance.

Site web: www.irsn.fr
Sauf autorisation écrite, tous droits
de traduction, d’adaptation et dereproduction par tout procédé etpour tout type d’usage , sontinterdits. Pour plus d’informations
contacter :IRSNOdile Lefèvre
BP 1792262 Fontenay aux Roses cedex
Fax : +33 (0) 1 58 35 79 62

doc.syn@irsn.fr© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

4/53

L'Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire conduit desprogrammes de recherche et des études sur les risques nucléaires etradiologiques, il est responsable de missions de service public dans lechamp de la prévention de ces risques et il fournit un appui techniqueaux autorités publiques compétentes en matière de sûreté et de sécurité
nucléaires et de radioprotection. A ces différents titres, l'Institut est
amené à prendre position sur un certain nombre de sujets à caractère
scientifique et technique.
Dans le cadre de sa politique de transparence et avec le souci de mettreà la disposition de l'ensemble des partenaires ou parties prenantes
concernés une information de qualité facilitant l'élaboration de leurpropre jugement, l'IRSN publie des « documents de doctrine et desynthèse », qui présentent la position de l'Institut sur un sujet particulier.
Ces documents sont élaborés par des experts de l'IRSN, le cas échéant encollaboration avec des experts extérieurs, puis soumis à un processus devalidation sous assurance qualité.
Ils reflètent la position de l'IRSN au jour de leur publication sur son site
internet. Cette position peut être revue, en fonction du progrès desconnaissances scientifiques, des évolutions réglementaires, ou de lanécessité de son approfondissement en réponse à un besoin interne, ou àdes sollicitations extérieures.
Ce document peut être librement utilisé et cité, à condition d'en
mentionner la source et la date de publication.
Les commentaires sont bienvenus. Ils peuvent être transmis à l’adresse
indiquée en marge en faisant référence au document auquel ils
s’adressent.

www.irsn.org
Document de référence
IRSN
BP 17
92262 Fontenay aux Roses cedex
Fax : +33 (0) 1 58 35 79 62

doc.syn@irsn.fr

Jacques Repussard
Directeur Général© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

5/53//liste desauteurs
Gérard Cénérino

Expert sénior dans le domaine dela phénoménologie et de laprévention des accidents graves© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

6/53

Sommaire
1/ Introduction
9
2/ Définition d’un accident grave
10
3/ Physique de la fusion du cœur et phénomènes associés 12
3/1 Dénoyage du cœur3/1/1 Temps de début de dénoyage du cœur3/1/2 Dénoyage du cœur avec un circuit primaire « en pression »3/2 Dégradation du combustible

12
12
12

13

3/2/1 Relâchement des produits de fission
3/2/2 Relâchement d’hydrogène et fusion du cœur13
16

3/3 Rupture du circuit primaire en situation d’accident grave17

3/3/1 Rupture induite de tubes de générateur de vapeur
3/3/2 Rupture du fond de la cuve

17
17

4/ Modes de défaillance de l'enceinte de confinement
4/1 Le rapport Rasmussen
4/1/1 Historique
4/1/2 Classification des modes de défaillance de l’enceinte deconfinement

4/2 Autres modes de défaillance

18
18
18
19

20

5/ L'approche retenue pour les REP actuels en exploitation
21
5/1 Introduction
21
5/2 Caractérisation simplifiée de types de rejets : les « termes sources » 22
5/2/1 Définition
5/2/2 Impact radiologique
5/2/3 Amélioration des connaissances

5/3 Etude des modes de défaillance de l’enceinte de confinement
5/3/1 Introduction
5/3/2 Conception des enceintes de confinement des REP actuels
français
5/3/2/1 Réacteurs de 900 MWe
5/3/2/2 Réacteurs de 1300 MWe et 1450 MWe

5/3/3 Explosion de vapeur dans la cuve ou dans le puits de cuve
5/3/3/1 Définition
5/3/3/2 Paramètre clé d'une explosion de vapeur
5/3/3/3 Application au cas d'un réacteur

5/3/4 Défaut d’étanchéité initial de l’enceinte
5/3/5 Explosion d’hydrogène dans l’enceinte
5/3/5/1 Production et combustion d'hydrogène
5/3/5/2 Déflagration d’hydrogène
5/3/5/3 Détonation et Transition Déflagration Détonation
5/3/5/4 Le « risque hydrogène » pour les réacteurs français
5/3/5/5 Mise en place de recombineurs catalytiques passifs

5/3/6 Mise en surpression lente dans l’enceinte
5/3/7 Traversée du radier en béton par le corium

22
23
23

24
24
25
25
25

26
26
26
27

27
28
28
29
29
30
31

32
33

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité

5/3/7/1 Mode ε33
5/3/7/2 Dispositions U 4
34
5/3/7/3 Dispositions envisageables en cas de percée du radier par le corium
34

15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

7/53

5/3/8 Bipasse du confinement par l’intermédiaire de tuyauteries sortantde l’enceinte (mode V)35
5/3/9 Echauffement direct de l'enceinte
36
5/3/10 Accidents d’insertion rapide de réactivité
37

5/4 Les études probabilistes de sûreté
37
5/5 Le GIAG38
5/6 Conséquences radiologiques du « terme source » S 3 et intervention39

6/ L'approche retenue pour le réacteur EPR

41

6/1 Objectifs généraux de sûreté
41
6/2 « Elimination pratique » des situations accidentelles qui pourraient
conduire à des rejets précoces importants
42
6/2/1 « Elimination pratique » des situations de fusion du cœur à hautepression43
6/2/2 « Elimination pratique » des accidents d’insertion rapide deréactivité
44
6/2/3 « Elimination pratique » du risque d'explosion de vapeur
44
6/2/4 « Elimination pratique » du risque de détonation d'hydrogène 45

6/3 Dispositions relatives à la fusion du cœur à basse pression

45

6/3/1 Limitation du « risque hydrogène » au moyen de recombineurs 46
6/3/2 Le récupérateur de corium
46
6/3/2/1 Description du récupérateur de corium du réacteur EPR
6/3/2/2 Principe de fonctionnement du récupérateur de corium

6/3/3 Dispositions concernant les traversées de l’enceinte deconfinement

7/ Conclusions

46
47

50

52

Liste des figures
Figure 1 : Coupe de la cuve montrant le combustible significativement dégradé
par une fusion partielle du cœur lors de l'accident de fusion du cœur survenu aux
USA à Three Mile Island tranche 2 (TMI-2), près de Middletown, Pennsylvanie, le
28 mars 1979.................................................................................................................................... 11
Figure 2 : Mécanismes de dégradation du cœur à basse pression............................... 14
Figure 3 : Mécanismes de fusion du cœur à haute pression. ......................................... 14
Figure 4 : Modes de défaillance de l'enceinte de confinement, d'après le rapport
Rasmussen......................................................................................................................................... 19
Figure 5 : Réacteurs de 900 MWe A gauche : Contrat Programme CP0
Fessenheim. Au milieu : Contrat Programme CP0 Bugey. A droite : Contrats
Programmes CP1-CP2. ................................................................................................................. 25
Figure 6 : A gauche : Réacteur de 1300 MWe, train P4. Au milieu : Réacteur de1300 MWe, train P’4. A droite : Réacteur de 1450 MWe, palier N4. ........................ 26
Figure 7 : Schéma de principe d'un recombineur catalytique passif d'hydrogène.
................................................................................................................................................................ 31© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité

Figure 8 : Echauffement Direct de l’Enceinte - Ejection de combustible. Bâtimentdu réacteur d'une tranche de 900 MWe................................................................................. 36

15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

8/53

Figure 9 : Réacteur EPR - Dispositif de dépressurisation ultime du circuit primaire.
Crédit photo : AREVA..................................................................................................................... 43
Figure 10 : Réacteur EPR - Schémas du récupérateur de corium. Crédit photo :AREVA.................................................................................................................................................. 47
Figure 11 : Réacteur EPR - Récupérateur de corium. Corium étalé et refroidi par ledessus et par le dessous. Crédit photo : AREVA ................................................................... 48
Figure 12 : Réacteur EPR - Récupérateur de corium. Vue de dessus de la chambred'étalement. Crédit photo : AREVA.......................................................................................... 49
Figure 13 : Réacteur EPR - Refroidissement PASSIF du corium étalé au moins
pendant les douze premières heures de l'accident. Crédit photo : AREVA ............... 49
Figure 14 : Réacteur EPR - Refroidissement ACTIF du corium étalé après les douze
premières heures de l'accident. Crédit photo : AREVA ..................................................... 50
Figure 15 : Réacteur EPR - Le tampon d’accès des matériels débouche dans unbâtiment dont l’atmosphère est ventilée et filtrée. Crédit photo : AREVA ............... 51

Liste des tableaux
Tableau 1 : Termes sources S 1, S 2 et S 3 exprimés en pourcentages de l'activité
initiale des produits radioactifs présents dans le cœur du réacteur. .......................... 23© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

9/53

1/ Introduction

1/

Introduction
Ce document présente les grandes lignes des connaissances actuelles surles accidents graves des Réacteurs à Eau sous Pression (REP).
Tout d'abord, le document expose la physique de la fusion du cœur d'un
REP et les modes de défaillance possibles de l'enceinte de confinement
dans un tel cas. Ensuite, il présente les dispositions mises en place àl'égard de tels accidents en France, en particulier l'approche
pragmatique qui prévaut pour les réacteurs déjà construits . Enfin, ledocument aborde le cas du réacteur EPR, pour lequel ledimensionnement tient compte explicitement des accidents graves : ils'agit alors d'objectifs de conception et leur respect doit faire l'objet
d'une démonstration rigoureuse, en tenant compte des incertitudes.

Cette partie est inspirée duchapitre 15 du livre intitulé« Eléments de Sûreté
Nucléaire », par Jacques
LIBMANN, EDP Sciences 2000
(2ème tirage), ISBN 2-86883274-1, collection IPSN.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

10

/53

2/ Définition d’un
accident grave

2/

Définition d’un accident
grave
Un accident grave est un accident dans lequel le combustible duréacteur est significativement dégradé par une fusion plus ou
moins complète du cœur. Cette fusion est la conséquence d’uneélévation importante de la température des matériaux composantle cœur, elle-même résultant d’une absence prolongée derefroidissement du cœur par le fluide caloporteur. Cette défaillancene peut survenir qu’à la suite d’un grand nombre dedysfonctionnements, ce qui rend sa probabilité très faible (en ordre
de grandeur, 10-5 par réacteur et par an).
•Pour les centrales existantes, si la dégradation du cœur ne peut pasêtre stoppée par injection d’eau avant la percée de la cuve
(renoyage du cœur), l'accident peut conduire, à terme, à la perte
de l’intégrité du confinement et à des relâchements importants deproduits radioactifs dans l’environnement.
•
Pour le réacteur EPR (European Pressurized water Reactor), desobjectifs de sûreté ambitieux ont été fixés ; ils prévoient une
réduction significative des rejets radioactifs pouvant résulter detoutes les situations d’accident concevables, y compris lesaccidents avec fusion du cœur. Ces objectifs sont les suivants :- « élimination pratique » des accidents pouvant conduire à desrejets précoces importants ;- limitation des conséquences des accidents avec fusion du cœurà basse pression.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

11

/53

2/ Définition d’un
accident grave

Exemple d'un accident grave : l'accident de Three Mile Island (accidentmaîtrisé « in extremis » par ré-injection d’eau dans la cuve) :En 1979, l'accident de fusion du cœur de la tranche 2 de la centrale deThree Mile Island aux Etats-Unis est venu souligner que des cumuls dedéfaillances étaient susceptibles de conduire à un accident grave.
La figure 1 illustre l’état du cœur après l’accident de Three Mile Island.
Parmi les points remarquables, il faut noter l’existence d’un grand bain
fondu dans le cœur, l’effondrement d’une grande partie des crayons decombustible (sous forme de lit de débris) au-dessus du bain et larelocalisation d’une partie du corium vers le fond de la cuve. Il convientde noter également certaines particularités du scénario de l’accident,
comme le fait que celui-ci se soit déroulé à pression élevée et que lacoulée de corium au fond de la cuve se soit produite après renoyage, aumoins partiel, du cœur.

Le combustible des centrales
nucléaires à eau pressurisée se
présente sous forme depastilles empilées dans destubes fermés aux deuxextrémités : on parle de« crayon » de combustible.

Figure 1 :Coupe de la cuve montrant le
combustible significativement
dégradé par une fusion partielle
du cœur lors de l'accident defusion du cœur survenu aux USA
à Three Mile Island tranche 2(TMI-2), près de Middletown,
Pennsylvanie, le 28 mars 1979.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

12

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés

3/

Physique de la fusion ducœur et phénomènes
associés
3/1

Dénoyage du cœur3/1/1

Temps de début de dénoyage du cœurSuivant l'état initial du réacteur, l’initiateur de l’accident, les défaillances
des systèmes de sauvegarde ou d’éventuelles erreurs de conduite, ledénoyage du cœur peut être atteint en quelques minutes ou en
plusieurs heures, voire plusieurs jours. Le dénoyage du cœur ne mène à
sa fusion, et donc à l'accident grave, que s'il n'est plus possible d'injecter
dans la cuve un débit d'eau suffisant pour refroidir le cœur intact.
A titre d'exemple, un orifice de 10 cm de diamètre dans le circuit
primaire conduirait, en l'absence d'injection d’eau dans le circuit
primaire, au dénoyage en 30 minutes des crayons combustibles
composant le cœur.
3/1/2

Dénoyage du cœur avec un circuit primaire « enpression »Il faut noter que les conséquences de l’accident diffèrent selon le niveau
de pression dans la cuve lors du dénoyage du cœur et au moment de sa
percée (voir paragraphes 5/3/9 et 5/3/7 en particulier). Ainsi, dans lapratique, on parle d'accident de fusion « en pression » lorsque lapression dans la cuve, au moment de sa percée, est supérieure à environ
15 à 20 bars (ordre de grandeur).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

13

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés

On peut donc obtenir un accident de fusion « en pression » dans le cas :•••d'une très petite brèche du circuit primaire ;ou d'un renoyage tardif du cœur provoquant une remontée enpression au-delà de 15 à 20 bars juste avant la percée du fond dela cuve ;ou bien encore à la suite de défaillances du refroidissement par lecircuit secondaire des générateurs de vapeur. Dans ce cas,l’échauffement du fluide primaire, privé de ce refroidissement,
conduit à un accroissement de la pression dans le circuit primaire :les soupapes du pressuriseur finissent par s’ouvrir, entrainant unrejet d'eau et de vapeur dans l’enceinte de confinement et undénoyage du cœur sous haute pression, voisine de la pression
normale de fonctionnement.

3/2

Dégradation du combustible
3/2/1

Relâchement des produits de fission
Au fur et à mesure que le niveau d'eau s'abaisse dans le cœur, la partie
dénoyée s'échauffe sous l'effet de la puissance résiduelle .
Les gaines de zircaloy contenant le combustible du cœur qui sont, en
fonctionnement normal, à une température inférieure ou égale à 350°C,
se déforment à partir de 700°C à 900°C en raison de la dégradation deleurs propriétés mécaniques.
Du fait de l’accident, la pression dans la cuve peut être, ou non,supérieure à la pression des gaz contenus dans les crayons decombustible :••si la pression dans la cuve est inférieure à la pression des gazcontenus dans les crayons de combustible, les gaines gonflent puis
finissent par rompre (voir figure 2) ;si la pression dans la cuve est supérieure à la pression des gazcontenus dans les crayons de combustible, les gaines s'écrasentcontre les pastilles de combustible ce qui favorise la formationd'un eutectique UO2-Zr qui fond vers 1200°C à 1400°C (voirfigure 3).

Puissance thermiquedéveloppée par le réacteur
nucléaire à l'arrêt, provenantessentiellement de l'activité
des produits de fission.

Ces gaz se composent du gaz
neutre de remplissage initial ducrayon auquel s’ajoutent les
gaz rares produits par lesréactions nucléaires dans lespastilles de combustible
contenues dans le crayon(Xénon et Krypton en
particulier). La pression de ces
gaz dépend de la duréed'irradiation du combustible : àtitre d’exemple, cette pression
peut varier entre 80 bars et
140 bars pour le REP
1300 MWe (données
provenant du rapport de sûreté
des tranches de 1300 MWe).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

14

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés
Figure 2 :Mécanismes de dégradation ducœur à basse pression.

Figure 3 :Mécanismes de fusion du cœur à
haute pression.

Dans tous les cas, les gaz de fission (Kr, Xe) et les produits de fission
volatils (I, Cs, Br, Rb, Te, Sb) accumulés à l’intérieur des crayons decombustible sont relâchés dans le circuit primaire dès la rupture de cesderniers, ainsi qu'une certaine partie des produits de fission dissous dansle combustible, notamment pour un combustible en fin de vie.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Pour les différents modes de rupture du confinement, les rejets dansl’environnement dépendent des conditions affectant le transfert desproduits de fission dans l’installation. Ce transfert dépend
principalement de la nature physico-chimique des produits de fission :gaz ou aérosols, forme chimique.
Lors de la dégradation du combustible, la masse d’aérosols (produits defission, noyaux lourds, matériaux des structures et des grappes decontrôle) relâchée dans l’enceinte de confinement peut être élevée (parexemple environ 1500 kg pour un REP 900). Ces aérosols s’agglomèrent
et sédimentent. On peut ainsi obtenir des facteurs de réduction de lamasse en suspension dans l'enceinte de confinement variant de 300(24 h environ après les relâchements) à 2500 (48 h environ après lesrelâchements) ; ces valeurs ne tiennent pas compte des remises ensuspension d'aérosols dues par exemple à des phénomènes dynamiques
intervenant dans l'enceinte de confinement.

15

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés

Le comportement de l’iode nécessite une attention particulière, compte
tenu de sa complexité et de l’impact radiologique prépondérant à court
terme de cet élément.
Les principales formes physico-chimiques de l'iode présentes dansl’enceinte de confinement lors d’un accident grave sont l'iodemoléculaire gazeux (I2), l'iode particulaire (c'est-à-dire sous formed’aérosols, par exemple CsI) et l'iode organique gazeux (par exemple
ICH3). De ces trois formes chimiques, l'iode organique est la plus difficile
à piéger.
De manière très schématique, suite à la rupture des crayons decombustible, de l'iode est relâché vers le circuit primaire puis l’enceintede confinement sous forme particulaire et sous forme d’iodemoléculaire gazeux.
Dans l’enceinte de confinement, l’iode moléculaire gazeux va alors :•s’adsorber rapidement sur les peintures des parois de l’enceinte deconfinement et réagir avec ces peintures pour créer de l'iodeorganique gazeux ;- cet iode organique peut, sous l’effet des rayonnements, setransformer en oxydes d’iode, assimilés à des aérosols de très
petite taille ;•se déposer dans l'eau des puisards de l'enceinte en cas defonctionnement du système d'aspersion ;•être rejeté à l'extérieur de l'enceinte, par des fuites directes ou
filtrées.
Les aérosols d’iode vont quant à eux se déposer sur les parois et lesplanchers relativement froids de l’enceinte de confinement et, parexemple, être entraînés par la vapeur d’eau condensée vers l’eau dupuisard de l’enceinte où ils subissent, sous l’effet de la radioactivité, des© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

réactions chimiques complexes dont l’effet net est la production d’iodemoléculaire gazeux qui se dégage dans l’atmosphère de l’enceinte deconfinement.

16

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés

Les gaz rares (Xe, Kr) et l’iode gazeux sous forme organique ne se
déposent pas et sont rejetés à l'extérieur de l'enceinte de confinement,
par des fuites directes ou filtrées.
3/2/2

Relâchement d’hydrogène et fusion du cœurLors du dénoyage et de la dégradation du combustible, le zirconium desgaines des crayons de combustible s'oxyde au contact de la vapeurd'eau surchauffée .
La cinétique rapide de ce phénomène débute vers 1200°C et s’accélère
considérablement vers 1500°C . Or :•la réaction chimique d’oxydation est très exothermique : elledélivre localement une puissance supérieure à la puissancerésiduelle ; si le refroidissement est insuffisant pour évacuer cettepuissance, la température des matériaux augmente et avec elle lavitesse d’oxydation : on qualifie ce phénomène « d’emballement
de la réaction » ;•la réaction libère de l'hydrogène dans le circuit primaire qui sera
transporté jusque dans l'enceinte de confinement. La combustion
de l'hydrogène dans l'enceinte de confinement peut conduire à
une déflagration qui peut elle-même, dans certaines conditions, setransformer en détonation ;•les gaines sont fragilisées, ce qui accroît leur vulnérabilité en cas dechoc thermique.
De plus, lorsque la température des pastilles de combustible augmente,la cinétique de relâchement des produits de fission augmente.
De manière schématique :- entre 900°C et 1800°C, les constituants métalliques du cœurfondent ou se vaporisent ;- au-delà de 1800°C, les constituants « oxydes » du cœur fondent.
Il faut cependant atteindre 2700°C à 2800°C pour que se produise lafusion de l'oxyde d'uranium lui-même ; toutefois, l'existenced'eutectiques avec le zirconium et l’acier des barres de contrôle du cœurpeut entraîner des coulées à des températures plus basses. Cette fusion
conduit à un effondrement local puis général du cœur du réacteur avec
formation d'un « corium », amas de combustible et de matériaux destructure (supportant le combustible dans la cuve en fonctionnement
normal du réacteur) fondus et mélangés, maintenu en fusion par ledégagement de la puissance résiduelle due à la décroissance radioactive
des produits de fission piégés dans le corium.

Zr+2H2OÆZrO2+2H2+ΔH
ΔH de -600 à -700 kJ/mole Zr(0,0442 kg H2 par Kg Zr oxydé)
A 1500°C, une phase Zr02 cubique
apparaît, en équilibre avec une
phase ZrO2 tétragonale, stable à
une température inférieure à
1500°C. Le coefficient de diffusion
de l'O2 dans la phase ZrO2 cubiqueétant plus élevé que dans la phasetétragonale, la cinétiqued'oxydation du Zr augmente très
rapidement.

L'oxydation complète d'unkilogramme de zircaloy produit
environ 0,5 m3 d'hydrogène à
température et pression normales.
Compte tenu des quantités dezirconium présentes dans les
combustibles des différentes
installations, cela correspond à laproduction d'un kg environ
d'hydrogène par MWe.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Les produits de fission les plus volatils sont alors sortis en quasi-totalité
du combustible.

17

/53

3/ Physique de lafusion du cœur etphénomènes associés

3/3

Rupture du circuit primaire en situationd’accident grave
3/3/1

Rupture induite de tubes de générateur de vapeur
Lors de la dégradation du combustible, la vapeur chaude sortant ducœur et circulant par convection naturelle dans le circuit primaire
provoque un échauffement important des structures de ce circuit qui,s’il est en pression lors de la fusion du cœur dans la cuve, peuvent fluer
et se rompre ; lorsqu’il s’agit des tubes de générateurs de vapeur, leurrupture « induite » conduirait à des rejets directs de produits de fission
dans l’atmosphère extérieure par les soupapes de sûreté du circuit
secondaire (par exemple, ces dernières sont tarées à 76 bars pour les
tranches de 900 MWe).
3/3/2

Rupture du fond de la cuve
L'effondrement des éléments constitutifs du cœur dans le fond de lacuve provoque son percement au bout de quelques dizaines de minutes
à quelques heures, délai qui est fonction de la masse de corium dans lefond de la cuve et de la disponibilité d’eau pour évacuer, parvaporisation, une partie de la chaleur accumulée dans le corium.
S’il y a de l'eau dans le fond de la cuve ou bien du puits de cuve, defortes interactions entre le corium et l'eau peuvent générer une
vaporisation « quasi-instantanée » et massive de l’eau, phénomène
appelé « explosion de vapeur » (voir paragraphe 5/3/3).
Par ailleurs, si le circuit primaire est en pression au moment dupercement de la cuve, il peut y avoir dispersion de corium dansl'enceinte de confinement au moment de sa sortie de la cuve,
produisant une rapide montée en pression par transfert très rapide, vers
l’atmosphère gazeuse de l’enceinte, de la chaleur contenue dans lecorium fondu, phénomène appelé « échauffement direct del'enceinte » (voir paragraphe 5/3/9).
Lorsque le corium vient au contact du radier en béton du puits de cuve,
ce radier se décompose sous l'effet de la chaleur transmise par lecorium, phénomène appelé « interaction corium-béton » (voirparagraphe 5/3/7).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

18

/53

4/ Modes dedéfaillance del'enceinte deconfinement

4/

Modes de défaillance del'enceinte deconfinement
4/1

Le rapport Rasmussen
4/1/1

Historique
Le Professeur Norman C. Rasmussen du Massachusetts Institute ofTechnology (MIT) a dirigé de 1972 à 1975, à la demande de l'autorité desûreté nucléaire américaine, une étude scientifique relative aux risquesinduits par l'utilisation de réacteurs nucléaires de puissance (Réacteurs à
Eau Pressurisée ; Réacteurs à Eau Bouillante).
Cette étude globale a comporté une recherche systématique desscénarios d'accidents envisageables ; les conclusions globales sontexprimées sous forme de courbes donnant des probabilités en fonction
du nombre de morts « attendus » (par cancers).
Le rapport Rasmussen, publié en 1975 sous les références WASH 1400
et NUREG 75-014, est le premier exemple d'étude probabiliste de sûreté
allant jusqu'à chiffrer les probabilités de conséquences pour lespopulations.
Comme de nombreux autres organismes de sûreté, les organismes desûreté français se sont aussitôt intéressés à cette étude pour en tirer,
malgré les larges incertitudes relatives tant aux probabilités qu'auxconséquences, des conclusions pratiques en termes d'amélioration de lasûreté et de définition de plans d'intervention.
L'accident de Three Mile Island a notamment accéléré les réflexions
sur ce thème.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

4/1/2

Classification des modes de défaillance de l’enceinte deconfinement

19

/53

4/ Modes dedéfaillance del'enceinte deconfinement

La classification des modes de défaillance de l'enceinte de confinement
introduite par Rasmussen est toujours utilisée. On y trouve cinq modes
principaux schématisés sur la figure 4 :•le mode α : explosion de vapeur dans la cuve ou le puits de cuve,
provoquant la défaillance à court terme de l'enceinte deconfinement ;•le mode β : défaut d'étanchéité de l'enceinte, initial ou rapidement
induit ;•le mode γ : explosion d'hydrogène dans l'enceinte conduisant à sa
défaillance ;•le mode δ : mise en surpression lente dans l'enceinte conduisant àsa défaillance ;•le mode ε : traversée du radier en béton par le corium conduisant àsa percée ;auxquels s'ajoute le mode V, bipasse du confinement par l'intermédiairede tuyauteries sortant de l'enceinte, traité de manière séparée car il neconcerne pas directement le comportement de ce bâtiment.

Figure 4 :Modes de défaillance del'enceinte de confinement,d'après le rapport Rasmussen.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

4/2

Autres modes de défaillance

20

/53

4/ Modes dedéfaillance del'enceinte deconfinement

Postérieurement à la parution du rapport Rasmussen, le risque de perted’étanchéité de l'enceinte de confinement due à l’échauffement direct
de l’enceinte a été identifié aux Etats-Unis (début des années 80).
De plus, entre 1987 et 1990, lors de l’élaboration par l’IPSN (aujourd’hui
IRSN) de l’Etude Probabiliste de Sûreté de niveau 1 (voir paragraphe5/4), des scénarios pouvant mener à un risque d’insertion de réactivité
dans le cœur et présentant une fréquence élevée ont été identifiés. Une
insertion de réactivité se traduit par un accroissement soudain et
important de la puissance nucléaire dégagée dans le cœur et peutmener à une explosion qui pourrait endommager la cuve ou l’enceintede confinement.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

21

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/

L'approche retenue pourles REP actuels en
exploitation
5/1

Introduction
Les rejets dans l'environnement provoqués par l'accident de Three Mile
Island ont été très faibles grâce à la reprise du refroidissement du cœuret au maintien de l'intégrité de la cuve. Pourtant, pendant plusieurs
jours, les responsables de la centrale ainsi que les autorités locales etfédérales se sont demandés comment les choses étaient susceptiblesd'évoluer et s'il fallait évacuer des populations (seules les femmes
enceintes l'ont été).
Il est alors apparu indispensable de réfléchir aux moyens qui
permettraient de gérer une fusion du cœur de manière moins
improvisée, si une telle situation devait se reproduire malgré
l'amélioration des mesures de prévention. Pour cela, il fallait améliorer
les connaissances sur le comportement des enceintes de confinement,même dans des conditions très éloignées de celles retenues pour leurconception, et disposer d'outils de prévision des évolutions possibles
d'une situation accidentelle, des rejets correspondants et de leurstransferts dans l'environnement dans les conditions précises del'accident, de façon à permettre aux responsables de prendre, en temps
utile, les décisions les plus adaptées à la protection des personnes et del'environnement.
La recherche de moyens permettant de limiter les conséquences desaccidents graves s'est donc articulée selon deux directions
complémentaires :•la caractérisation simplifiée de types de rejets (voir paragraphe
5/2) ;© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

22

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation•l'étude des modes de défaillance de l'enceinte de confinement etdes moyens d'y faire face, dans les meilleures conditions possibles(voir paragraphe 5/3). Ce travail a notamment nécessité ledéveloppement, tant à EDF qu’à l’IPSN (maintenant IRSN),d’études probabilistes de sûreté permettant d'identifier lesséquences menant à la fusion du cœur et de déterminer leursfréquences et leurs conséquences (voir paragraphe 5/4).
Les enseignements de ces travaux ont servi de base à la rédaction par
EDF de Guides d'Intervention en situation d'Accident Grave (voirparagraphe 5/5) de manière à apporter une aide aux équipes de crise.
Il a également fallu que les pouvoirs publics français définissent lesmesures de protection des populations à mettre en œuvre autour dessites nucléaires (voir paragraphe 5/6).
5/2

Caractérisation simplifiée de types de rejets : les« termes sources »5/2/1

Définition
L'IPSN (maintenant IRSN) a cherché à caractériser des rejets types
appelés « termes sources » : un « terme source » est un rejet
typique, caractéristique d'une famille de réacteurs et représentatifd'un type d'accident, c'est-à-dire, en général, d'un mode dedéfaillance de l'enceinte de confinement, en supposant la fusion
complète du cœur du réacteur. Il est considéré pour définir lesactions à prévoir en vue de la protection des populations dans ces
conditions ultimes.
Trois « termes sources » de gravité décroissante ont donc été définis en
1979 (voir tableau 1) :•le terme source S 1 correspond à une défaillance de l'enceinte deconfinement à court terme soit quelques heures après le débutde l'accident ;•le terme source S 2 correspond à des rejets directs à l'atmosphèredus à une perte d'étanchéité de l'enceinte de confinement
survenant un ou plusieurs jours plus tard ;•le terme source S 3 correspond à des rejets vers l'atmosphère,indirects et différés, par des voies permettant une certainerétention des produits de fission.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

23

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Terme-source

S1

S2

S3

Gaz rares

80

75

75

Iode non organique

60

2,7

0,3

Iode organique

0,7

0,55

0,55

Césium

40

5,5

0,35

Tellure

8

5,5

0,35

Strontium

5

0,6

0,04

Ruthénium

2

0,5

0,03

Lanthanides et actinides

0,3

0,08

0,005

Tableau 1 :Termes sources S 1, S 2 et S 3
exprimés en pourcentages del'activité initiale des produits
radioactifs présents dans le cœurdu réacteur.

5/2/2

Impact radiologiqueLe « terme source » S 3 est aujourd'hui « représenté » par un rejet parle système d’éventage et de filtration de l’enceinte (voir paragraphe
5/3/6), étalé entre 24 h et 48 h après le début de l'accident.
Au début des années 80, il a été constaté que la mise en œuvre demesures de protection des populations autour des sites nucléaires
permettrait d’assurer une protection « satisfaisante » des populations
pour un rejet correspondant au « terme source » S 3, compte tenu desniveaux d’intervention recommandés à l’époque par les organisations
internationales (voir paragraphe 5/6).
On constate que l’impact radiologique prépondérant à court terme dansl’environnement dépend principalement du rejet d’iode et que lesconséquences à plus long terme d’un accident dépendent
principalement du rejet de césium : en termes pratiques, le rejet d'iode« pilote » la gestion de l'accident à court terme alors que le rejet decésium « pilote » la gestion de l’accident à moyen et long termes.
5/2/3

Amélioration des connaissances
L'amélioration des connaissances
permettrait aujourd’hui de faireévoluer les « termes sources » et notamment le « terme source » S 3.

Depuis l’accident de Three Mile
Island, l’IRSN développe desprogrammes de recherches
expérimentales et théoriques pource qui concerne laphénoménologie des accidents
graves. Le lecteur intéressé pourra
se référer au rapport IRSN2006/73 Rev 1 intitulé : « R&D
relative aux accidents graves dansles réacteurs à eau pressurisée :Bilan et perspectives. ». Ce
rapport est disponible sur le site
internet de l’IRSN.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Cependant, des incertitudes demeurent aujourd'hui, par exemple sur lecomportement des iodes et des aérosols, ainsi que sur l'interaction
corium-béton, malgré la réalisation de programmes expérimentaux
importants (notamment le programme PHEBUS au Centre d’Etudes
Nucléaires de Cadarache et le programme international actuel initié parl’IRSN, dénommé Terme Source, dont l’objet est de réduire lesincertitudes concernant l'évaluation des rejets de produits radioactifs
dans l'environnement en cas d'accident de fusion du cœur d'un réacteur
à eau légère).

24

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3

Etude des modes de défaillance de l’enceinte deconfinement
5/3/1

Introduction
En parallèle avec la définition des « termes sources », les études
françaises ont examiné les différents modes de défaillance de l'enceintede confinement retenus par Rasmussen et leur vraisemblance pour les
installations françaises ainsi que les moyens qui permettraient de limiterleur probabilité ou leurs conséquences par un renforcement de ladernière barrière de confinement.
Comme l'étude de Rasmussen, les études françaises ont été faites avec
un souci de réalisme. Il s'agissait non pas de réaliser une démonstrationde sûreté avec des hypothèses majorantes mais de rechercher desaméliorations de façon pragmatique pour des installations dont laconception de base était figée et de définir des procédures permettant
d'assurer la protection des populations dans les meilleures conditions
possibles.
Ces études et les décisions prises s'appuyaient à l'époque sur desconnaissances encore parcellaires ; ceci justifiait le lancement ou lapoursuite en parallèle de recherches expérimentales et théoriques dansdes domaines difficiles. Les justifications des choix retenus n'ont
donc pas le degré de certitude obtenu pour les situations dedimensionnement des installations. Il s'agit là d'une descaractéristiques fondamentales des études relatives à la gestion desaccidents graves sur les REP actuels, caractéristique qui évolue
cependant avec l'acquisition de nouvelles connaissances.
A partir de 1981, des procédures ultimes et des dispositions destinées àéviter ou à réduire les conséquences radiologiques des accidents graves,
ont ainsi été progressivement proposées par EDF et leurs principes© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

acceptés par les organismes de sûreté. Elles sont maintenant en place
sur l'ensemble des tranches du parc.

25

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/2

Conception des enceintes de confinement des REP
actuels français
5/3/2/1

Réacteurs de 900 MWe
Les enceintes de confinement en béton précontraint des réacteurs de
900 MWe sont pourvues d’une peau d’étanchéité interne en acier(voir figure 5).

Les réacteurs de 900 MWe sontregroupés dans 3 « Contrats
Programmes » : CP0, CP1 et CP2,
le numéro respectant l'ordre
chronologique.

Figure 5 :Réacteurs de 900 MWe
A gauche :Contrat Programme CP0
Fessenheim.
Au milieu :Contrat Programme CP0
Bugey.
A droite :Contrats Programmes CP1-CP2.

5/3/2/2

Réacteurs de 1300 MWe et 1450 MWe
Pour les enceintes de confinement des réacteurs de 1300 MWe et de1450 MWe , l’évaluation de leur tenue mécanique en cas d'accident
grave se pose en des termes différents de celles des REP de 900 MWe
puisque ces enceintes ne sont pas équipées d’une peau d'étanchéitéinterne en acier, mais sont en fait des enceintes doubles en béton
précontraint (enceinte de confinement interne) et en béton armé(enceinte de confinement externe) (voir figure 6). Elles sont dotées d’un
circuit de mise en dépression de l’espace entre les deux enceintes(circuit EDE) qui a pour rôle en cas d’accident :••Le premier train des réacteurs de1300 MWe est le train P4 et lesecond est le train P'4.

d’établir et de maintenir une dépression suffisante dans cet espacepour imposer un sens des fuites vers l’espace entre enceintes
depuis l’extérieur et depuis l’intérieur du bâtiment du réacteur ;d’éviter le transfert direct d’air contaminé à l’extérieur dubâtiment du réacteur ;© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98•

d’assurer la purification (filtration et piégeage des iodes) des fuites
d’air contaminé venant de l’enceinte interne avant rejet par lacheminée.

26/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Le circuit EDE joue donc un rôle essentiel sur le plan de la protection despopulations, par la limitation des rejets radioactifs dansl’environnement.
Figure 6 :A gauche :Réacteur de 1300 MWe,train P4.
Au milieu :Réacteur de 1300 MWe,train P’4.
A droite :Réacteur de 1450 MWe,palier N4.

5/3/3

Explosion de vapeur dans la cuve ou dans le puits decuve
5/3/3/1

Définition
Le terme « explosion de vapeur » désigne un phénomène devaporisation explosive engendré par un transfert de chaleur très rapide
entre un matériau liquide surchauffé et de l'eau. La vaporisation intensede l'eau est alors si rapide que la pression locale conduit à une
fragmentation fine du matériau liquide surchauffé ; cette fragmentation
augmente d'autant la surface d'échange avec l'eau, donc le transfert
rapide d'énergie, et peut entraîner une explosion.
5/3/3/2

Paramètre clé d'une explosion de vapeur
En cas de contact entre du combustible fondu surchauffé et de l'eau, leparamètre clé qui détermine la violence de l'explosion est donc lasurface d'échange initiale, donc le degré de fragmentation du
combustible lors de son interaction avec l'eau.
Pour un réacteur à eau sous pression, si du combustible liquide tombe
dans l'eau (coulée de combustible fondu dans un fond de cuve

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

contenant de l'eau ou bien dans un puits de cuve noyé), la dispersion du
combustible dans l'eau est très importante. La surface d'échange entre
le combustible et l'eau peut alors devenir très grande (quelques milliersde m²), d'où un risque d'explosion de vapeur.

27

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/3/3

Application au cas d'un réacteur
Lors d'un accident grave avec fusion du cœur, en l'absence de possibilitéde renoyage dans la cuve, le corium s'écoule d'abord dans le fond de lacuve puis, en cas de traversée de cette cuve, dans le puits de cuve.
Dans les deux cas, si le corium est surchauffé et suffisammentfragmenté, et s'il y a de l'eau dans le fond de la cuve ou dans le puits decuve (résultant par exemple du fonctionnement du systèmed'aspersion), il peut se produire, au contact avec l'eau, une explosion devapeur dont l'énergie, avec des hypothèses pessimistes, pourrait enthéorie être suffisante pour provoquer l'émission de projectiles pouvant
affecter l'intégrité de l'enceinte de confinement. Le mode α correspondà ce phénomène.
Les experts considèrent cependant, malgré les incertitudes, qu'une
perte de l'intégrité de l'enceinte de confinement par suite del'impact de projectiles est peu plausible.
Concernant l’explosion de vapeur dans un puits de cuve noyé, destravaux de R&D en cours à l’IRSN visent à vérifier qu’une telle explosion
de vapeur ne génère pas un ébranlement de la structure susceptible degénérer une perte d’étanchéité du confinement.
Actuellement, le mode α de défaillance à court terme de l'enceintede confinement suite à une éventuelle explosion de vapeur dans lacuve ou le puits de cuve noyé ne fait pas l’objet de procédures ou
de dispositions particulières sur les tranches françaises en
exploitation.
5/3/4

Défaut d’étanchéité initial de l’enceinte
En fonctionnement normal, l'étanchéité de l'enceinte de confinement
est surveillée en continu par comparaison du taux d'introduction d'air
comprimé dans l'enceinte avec l'évolution de sa pression interne.
De plus, des essais périodiques individuels des organes d'isolement destraversées de l'enceinte de confinement permettent de vérifier leurétanchéité.
Enfin, la mise en pression de cette enceinte avant le chargement duréacteur, puis tous les dix ans, permet de comparer son taux de fuite
global à celui fixé par les prescriptions techniques.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

L'ensemble de ces contrôles doit permettre d'éviter des défauts
importants d'étanchéité préexistants à un accident. Des fuites peuvent
cependant se produire si l'isolement automatique des différentes
traversées présente des défaillances ou si les sas présentent des défautsd'étanchéité.
Ce mode de défaillance du confinement, le mode β, est très important,puisqu'il pourrait permettre des relâchements directs de radioactivité
dans l'environnement très tôt au cours du déroulement de l'accident. Ce
court délai ne permettrait pas une décroissance suffisante desradionucléides en suspension dans l'enceinte de confinement pourpouvoir protéger, de façon satisfaisante, les populations proches danstous les cas.
Pour y faire face, EDF a développé la procédure U 2 dénommée« Conduite à tenir en cas de défaut d'isolement de l'enceinte deconfinement ». Cette procédure permet de surveiller l'étanchéité del'enceinte de confinement en situation accidentelle dès qu'unecertaine radioactivité y est présente (même s'il ne s'agit pas d'un
accident grave), de détecter et de localiser les éventuels défautsd'étanchéité et d'y remédier si possible. Elle complète la surveillance
continue du taux de fuite de l'enceinte de confinement enfonctionnement normal, qui est imprécise.
L'appellation « U 2 » regroupe en fait un ensemble d'actions qui
définissent :•les conditions de surveillance du confinement par mesure del'activité rejetée par la cheminée, de l’activité présente dans les
puisards, les locaux périphériques et leurs systèmes de ventilation,
ainsi que par la vérification de l'état des organes d'isolement ;•les types d'actions à effectuer, comme la confirmation d'ordresd'isolement, la localisation des fuites et la recherche de moyens deles supprimer, le confinement de locaux ou, plus tard, la réinjection, dans le bâtiment du réacteur, d'effluents liquides
recueillis dans les bâtiments périphériques.

28

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/5

Explosion d’hydrogène dans l’enceinte
5/3/5/1

Production et combustion d'hydrogène
Au cours de la dégradation du cœur, une grande partie du zirconium etdes autres métaux présents dans la cuve, notamment le chrome, est
oxydée par la vapeur d'eau, avec libération d'hydrogène. Tant que cethydrogène reste dans le circuit primaire, il ne peut pas brûler puisqu'il© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

n'y a pas d'oxygène libre. Ce n'est plus le cas lorsqu'il est relâché dansl'atmosphère de l'enceinte de confinement.
Toutefois, pour qu'il y ait explosion, il faut à la fois des conditions demélange appropriées entre l'hydrogène, l'air et la vapeur d'eau (lavapeur d'eau peut inhiber la réaction de combinaison de l’hydrogène
avec l’oxygène) et un amorçage de la combustion.
Par ailleurs, l'interaction entre le corium et le béton peut produire, en
48 heures, une quantité d'hydrogène équivalente à celle due à laréaction d’oxydation du zirconium contenu dans le coeur. Cependant,
les vitesses de relâchement de l'hydrogène dans l'enceinte deconfinement ne sont élevées que lors de l'oxydation des métaux dans lacuve et dans les tout premiers instants de l'interaction corium-béton.
Le mode γ correspond à la défaillance du confinement due à une
explosion de l'hydrogène et du monoxyde de carbone (créé lors del'interaction du corium avec le béton après la percée du fond de la cuve)
présents dans l’atmosphère de l'enceinte de confinement.
Il faut en fait bien distinguer deux types de combustion : ladéflagration et la détonation dont les conditions et les conséquencessont très différentes.

29

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/5/2

Déflagration d’hydrogène
La déflagration est une combustion qui, une fois amorcée, se propage
sous l'effet de l'échauffement du gaz par conduction et de la diffusionde radicaux libres dans la zone des gaz non brûlés.
Une déflagration se propage à une vitesse de quelques mètres par
seconde. Elle peut se déclencher pour des proportions d'hydrogène
relativement faibles : la littérature indique un seuil de l'ordre de 4 % en
volume en air sec ; l'énergie nécessaire au déclenchement de ladéflagration est faible en air sec, inférieure au milli joule : un point
chaud de l'ordre de 500°C peut provoquer l'ignition du mélangehydrogène-air en l'absence de vapeur d'eau. Par contre, au delà d'uneconcentration en vapeur d'eau de 55 % à 60 % en volume, il n'y a plusde risque de déflagration : on parle d’enceinte « inertée » par la vapeurd’eau.

H2+½O2 ÆH2O
ΔH=1,21.108 J/kg (l'énergied'oxydation de 1 kg d’hydrogène
est équivalente à celle produite
par l'explosion de 26 kg de TNT)

5/3/5/3

Détonation et Transition Déflagration Détonation
Le phénomène de détonation consiste en une onde de combustion(onde de choc) se propageant à des vitesses supersoniques. Les vitesses
typiques des détonations sont de l'ordre de 1 000 à 2 200 m/s.
Pour qu'il y ait ignition directe d'une détonation, il faut que lacomposition du mélange hydrogène-air soit dans le domaine de© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

détonation, que le volume contenant le mélange ait une taille suffisanteet aussi que l'énergie soit suffisante pour l'amorçage de la réaction.
L'énergie nécessaire pour initier une détonation directe en air sec est de
500 kJ pour 19 % en volume d'hydrogène et de plus de 200 MJ pour
12 % en volume d'hydrogène ! Pour une teneur en vapeur d'eau de
30 % en volume dans l’atmosphère de l'enceinte de confinement, il faut
200 MJ pour initier une détonation directe d'un mélangestœchiométrique hydrogène-air. En raison des valeurs élevées desénergies d'amorçage, une détonation directe est jugée peu probabledans une enceinte de confinement de réacteur lors d'un accident grave
avec fusion du cœur.
Par contre, lors d'une déflagration d'hydrogène, il peut se produire, danscertaines conditions, sous l'effet des instabilités hydrodynamiques et dela turbulence , une accélération de la flamme conduisant à une
détonation. Ce phénomène porte le nom de Transition Déflagration
Détonation (TDD).

30

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Turbulence induite notamment
par la présence d'obstacles sur leparcours de la flamme.

5/3/5/4

Le « risque hydrogène » pour les réacteurs français
La concentration moyenne d'hydrogène atteinte dans l’atmosphère del'enceinte de confinement d'un REP français en cas d'accident grave est
largement suffisante pour permettre la déflagration de l'hydrogène dèslors que cette déflagration n'est pas rendue impossible par la présence
de vapeur d'eau. Une telle déflagration se produirait vraisemblablement
rapidement, lors de la dégradation du cœur dans la cuve, bien avant laproduction d'hydrogène et de monoxyde de carbone due à l'interaction
corium-béton.
De plus, si la concentration de la vapeur d'eau dans l'enceinte diminue(par exemple par suite de la mise en service du système d'aspersion quiva condenser en partie cette vapeur), la concentration d'hydrogène
augmente en proportion et le risque d'une déflagration d'hydrogèneégalement. Par conséquent, l’instant de mise en service du systèmed'aspersion lors d'un accident grave peut avoir un effet significatif sur ledéroulement de l'accident (déclenchement d'une déflagrationd'hydrogène).
Si l'on suppose une déflagration de la totalité de l'hydrogène produit parl'oxydation des gaines en zircaloy de la « partie active » du cœur, lepic de pression en résultant pourrait affecter l'étanchéité de l'enceintede confinement des REP français.

La « partie active » du cœurcorrespond à environ 80 % de lamasse totale de zircaloy contenu
dans le cœur.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

5/3/5/5

31/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Mise en place de recombineurs catalytiques passifs
Face aux risques de dépassement de la pression dedimensionnement de l'enceinte de confinement en cas dedéflagration de l'hydrogène contenu dans celle-ci, l'autorité desûreté nucléaire française (à l'époque la DGSNR) a demandé en2001 à EDF de procéder à l'installation de recombineurs
catalytiques passifs d'hydrogène dans l'ensemble des réacteurs duparc français, ce qui a été fait. Cette décision tenait compteégalement des décisions d'implantation de recombineurs d'hydrogène
dans les pays voisins (Belgique, Suisse, Allemagne…).
Le principe de fonctionnement d'un recombineur catalytique passifd'hydrogène est le suivant (voir figure 7) : l'hydrogène, mélangé àl'oxygène, à l'azote et à la vapeur d'eau contenus dans l'atmosphère del'enceinte, est recombiné en vapeur d'eau au contact de plaques
catalytiques.
Figure 7 :Schéma de principe d'unrecombineur catalytique passifd'hydrogène.

A titre d'illustration, 118 petits recombineurs ont été mis en place dansles tranches du palier P'4 ; ils correspondent à une capacité derecombinaison d'environ 100 kg par heure d'hydrogène dans une
atmosphère à 4 % en volume d'hydrogène et d'environ 250 kg par heured'hydrogène dans une atmosphère à 8 % en volume d'hydrogène.
De manière générale, la cinétique de recombinaison est « lente » par
rapport à la cinétique de la production d'hydrogène lors de l'oxydation
des métaux dans la cuve (au tout début de la production d'hydrogène
dans l'enceinte de confinement, la cinétique de production d'hydrogène
peut excéder celle de la recombinaison d'un facteur 10).
Les recombineurs sont conçus pour fonctionner dans les conditions depression, de température, d'humidité et d'ambiance radioactive
correspondant aux conditions rencontrées lors d’un accident grave et laqualification des matériels tient compte des risques d’empoisonnement© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

des plaques catalytiques par les aérosols provenant du cœur fondu et del’acide borique provenant du fonctionnement du système d’aspersion.
Les recombineurs sont dimensionnés pour résister aux chargements dus
aux températures et aux pressions pouvant résulter d'un accident grave,
pour rester intègres en cas d'un séisme, et fonctionnent à partir d’une
concentration en hydrogène d’environ 2 % en volume.

32

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/6

Mise en surpression lente dans l’enceinte
Le mode δ correspond à une défaillance de l'enceinte de confinement
par surpression à moyen terme, due à l'échauffement de son
atmosphère en l'absence d'une extraction suffisante de l'énergie libérée
par les produits de fission et à la libération progressive d'une très grandequantité de gaz pendant l'érosion du béton du radier par le corium. A
ces gaz peut s'ajouter la vapeur produite par l'eau qui serait utilisée pourtenter de ralentir la progression du corium en le refroidissant.
En l'absence de refroidissement de l’atmosphère de l’enceinte par lesystème d’aspersion de l’enceinte, la pression dans l'enceinte deconfinement monterait alors inexorablement, atteindrait la pression dedimensionnement au bout d'environ 24 heures mais sans s'arrêter là.
Devant la possibilité d'une défaillance irréversible de l'étanchéitéde l'enceinte de confinement, il est apparu opportun de disposerd'un moyen de maîtrise de la pression dans l'enceinte, constitué parun système d'éventage volontaire avec filtration, permettant de :•limiter la pression à l'intérieur de l'enceinte de confinement ;•réduire d'un facteur 10 au moins les relâchements d'aérosols
contenus dans les gaz rejetés ;•canaliser les gaz filtrés vers la cheminée où leur radioactivité peutêtre mesurée et qui améliore leur dispersion dans l'atmosphère.
La solution retenue a consisté à utiliser une traversée existante del'enceinte prévue pour sa décompression lors de l'épreuve de réception
et des épreuves périodiques ultérieures. Un système de vannes, undispositif de détente et un caisson de filtration à lit de sable d'une
surface de 42 m2 et d'une épaisseur de 80 cm sont intercalés entre cettetraversée et la cheminée.
Les études sur l'efficacité de la filtration par lit de sable et l'optimisation
des caractéristiques de ce lit ont été menées par l'IPSN (maintenant
IRSN) dans ses installations de recherche de Cadarache. Ces études ont
montré la possibilité d'obtenir, voire de dépasser l'efficacité minimale
recherchée : les essais FUCHIA (tests à l'échelle 1 du filtre) ont montré
une efficacité de filtration, dans le sable du filtre, supérieure à 100 pourles aérosols.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Une analyse détaillée de l'ensemble du dispositif a ultérieurement
montré que, en raison de l'accumulation des radionucléides dans lesable du filtre, l'utilisation de ce dernier poserait des problèmes deprotection radiologique sur le site et de refroidissement du filtre. De
plus, il fallait éviter qu'une déflagration d'hydrogène puisse se produiredans les tuyauteries du filtre, en cas de condensation rapide dans lestuyauteries de la vapeur d'eau contenue dans l'atmosphère del'enceinte. Diverses mesures complémentaires ont alors été définies.
Plus récemment, un préfiltre a été installé à l'intérieur même del'enceinte de confinement ce qui résout de manière globale etsatisfaisante l'ensemble des problèmes résiduels.
La procédure d’éventage et de filtration de l’enceinte (nommée U 5) ne
serait mise en œuvre sur un site, en situation d'accident grave, qu'enconcertation étroite avec les pouvoirs publics.
Comme indiqué plus haut, le « terme source » S 3 est aujourd'hui
représenté par un rejet par le système d’éventage et de filtration U 5étalé entre 24 h et 48 h après le début de l'accident.

33

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/7

Traversée du radier en béton par le corium
5/3/7/1

Mode εLe mode ε correspond à la défaillance de l'étanchéité du radier du faitde sa traversée par le corium.
La défaillance de la cuve après fusion du cœur entraîne la chute ducorium formé sur le béton au fond du puits de cuve. Ce béton se
décompose alors sous l'effet de la chaleur transmise par le corium. Cette
chaleur est due à la puissance résiduelle dégagée dans le corium,
augmentée, dans une première phase, par celle due à l'oxydation desmétaux présents dans le corium comme l'acier de la cuve ou lezirconium. Ce phénomène porte le nom d' « interaction coriumbéton ».
De la vapeur d'eau et du gaz carbonique sont relâchés lors de ladécomposition thermique du béton. Ils traversent le corium etcontribuent à l'oxydation des matériaux métalliques encore présents età la production associée d'hydrogène et de monoxyde de carbone, tous
deux combustibles.
Les oxydes de calcium et de silice du béton fondu sont progressivement
intégrés au corium.
Après la fin des réactions d'oxydation, le corium se refroidit
progressivement et consiste principalement en un mélange d'oxydes. Cedernier, qui contient l'essentiel des produits radioactifs non volatils, se© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

maintient à des températures comprises entre 1300 et 1500°C, ce qui
permet d’atteindre un quasi-équilibre entre la puissance résiduelle
produite et son évacuation via les pertes thermiques à la surface ducorium et à l'interface entre le corium et le béton.
L'érosion du béton cesse lorsque la température de l'interface entre lecorium et le béton devient inférieure à la température de décomposition
du béton, soit 1100°C environ.
Dans l'état actuel des installations et des connaissances, ce phénomène
peut aboutir à la percée totale du radier, dans un délai variable selon les
caractéristiques du radier (nature du béton , épaisseur du radier ),supérieur à 24 h, sauf pour la centrale de Fessenheim. De plus, lesdifférents gaz libérés par cette interaction entraînent une augmentation
progressive de la pression de l’atmosphère de l’enceinte de confinement.
5/3/7/2

34/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Béton de type « siliceux » ou detype « silico-calcaire ».

L'épaisseur du radier est de 4,20 m
pour les tranches de 900 MWe(sauf pour les centrales deFessenheim et Bugey) et de 3 menviron pour les tranches de 1300
et de 1400 MWe.

Dispositions U 4
En raison de la présence, dans la conception initiale des centrales d’EDF,
d'un réseau de tuyaux horizontaux dans le radier (les dispositifs
d'auscultation du radier), EDF a pris des dispositions de construction
palliatives pour empêcher le relâchement d'éléments radioactifs
par ces voies lors de l'interaction corium-béton (remplissage aumoyen d'un mortier injecté ou fermeture par des bouchons métalliques
appropriés, soudés aux extrémités des tuyaux).
Pour le cas spécifique des tranches du site de Cruas dont le radier repose
sur des patins anti-sismiques placés sur un deuxième radier, l'espace
libre entre les radiers est en communication avec l'atmosphère etpourrait constituer, en cas d'accident grave avec fusion du cœur, unchemin de fuite conduisant à des rejets dans l'atmosphère non filtrés.
Ceci a conduit EDF à mettre en place des dispositions spécifiques(dites U 4-Cruas) permettant d'éviter de tels rejets. Ces dernièresconsistent, d'une part à dépressuriser l'enceinte pour obtenir une égalitéde pression avec l'espace libre entre les radiers au moment de la percée
du premier radier par le corium, d'autre part à complètement noyer cet
espace avec de l'eau.
5/3/7/3

Dispositions envisageables en cas de percée du radier par lecoriumEn cas de percée du radier par le corium, les gaz présents dansl'atmosphère de l'enceinte de confinement seraient poussés hors del'enceinte par la pression interne régnant dans cette enceinte. Les rejets
atmosphériques qui en résulteraient seraient cependant « filtrés » à© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

travers le sol. Ces rejets atmosphériques entraîneraient alors descontaminations des cours d'eau par dépôt direct ou ruissellement .
En parallèle, le corium pénètrerait dans le sol et s'arrêterait après untrajet de quelques mètres, la diminution de la puissance résiduelle etl'augmentation du volume du corium par addition de terre permettant
alors son refroidissement, puis sa solidification, par conduction
thermique dans le sol.
La lixiviation du corium pourrait alors polluer les nappes d'eau
souterraines, à plus ou moins long terme. De plus, l'eau contenue dansle fond de l'enceinte de confinement, très chargée en produits
radioactifs, pourrait elle-même se déverser dans le sol à travers l'orificecréé dans le radier. Des produits radioactifs pourraient donc atteindre lanappe phréatique sous-jacente.
La contamination serait alors entraînée par l'écoulement de la nappe
jusqu'à un exutoire tel qu'un cours d'eau ou un puits de captage d'eau.
L'importance et les délais de transfert dépendent, entre autres, de laconfiguration hydrogéologique du site ; ils sont donc très variables d'unsite à un autre (délais de transfert généralement de l'ordre de plusieurs
semaines).
Dans un tel cas, il serait possible de limiter la contamination en
construisant une enceinte géotechnique s'opposant auxécoulements d'eau pour empêcher la migration des produits defission. Il faudrait alors pomper l’eau contaminée contenue àl’intérieur du sol, dans l’enceinte géotechnique, et la stocker.

35

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Ceci est également vrai pour les
rejets atmosphériques faisantsuite à l'ouverture du système ded’éventage et de filtration del’enceinte.

Lavage des surfaces libres
conduisant à l'extraction desproduits solubles.

5/3/8

Bipasse du confinement par l’intermédiaire detuyauteries sortant de l’enceinte (mode V)
Les accidents dit « V-LOCA », dus à une perte de réfrigérant primaire
par une brèche située à l’extérieur de l’enceinte, localisée sur un circuit
connecté au circuit primaire et non isolé de celui-ci, présentent deux
caractéristiques particulières :•la perte de réfrigérant primaire ayant lieu à l’extérieur del’enceinte, la recirculation d'eau dans le système d’injection desécurité s’avère impossible ;•en cas de fusion du cœur, les produits de fission seraient relâchés
directement à l’extérieur de l’enceinte de confinement si labrèche n’a pas pu être isolée.
La probabilité d’un tel accident conduisant à la fusion du cœur doit êtretrès faible compte tenu des conséquences.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Pour éviter un risque de perte d’étanchéité par mode V, EDF a mis
en œuvre des modifications de conception et d’exploitation sur
l'ensemble des réacteurs du parc français.

36

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/3/9

Echauffement direct de l'enceinte
Lors d'un accident grave avec fusion du cœur, si une rupture du fond dela cuve intervient alors que la pression dans la cuve excède environ 15 à
20 bars, un mélange de vapeur d’eau et de combustible fondu peut êtreéjecté (« pulvérisé ») dans le puits de cuve, puis dans les compartiments
de l’enceinte de confinement attenants à celui-ci (voir figure 8). Ce
phénomène dynamique a pour effet de chauffer l'atmosphère del'enceinte en quelques secondes, par suite des réactions chimiques desmétaux du corium avec l'oxygène de l'atmosphère de l'enceinte et durayonnement thermique des débris éjectés, et augmente ainsi« brutalement » la pression de l’atmosphère de l'enceinte deconfinement, d'où le nom d'« échauffement direct » de l'enceinte.
Le principal risque lié à ce phénomène est donc une perte d’étanchéitéde l'enceinte de confinement due à cette pressurisation rapide.
Figure 8 :Echauffement Direct del’Enceinte - Ejection decombustible.
Bâtiment du réacteur d'une
tranche de 900 MWe.

La prévention de l'échauffement direct de l'enceinte consiste àréduire la possibilité d'une fusion du cœur sous pression en
dépressurisant volontairement le circuit primaire de telle sorte quela pression dans la cuve soit inférieure à 15 ou 20 bars au momentde sa percée.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

5/3/1037/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Accidents d’insertion rapide de réactivité
L’insertion rapide de réactivité par l'envoi accidentel dans le cœur duréacteur d'un bouchon d'eau insuffisamment boré , nécessite uneétude détaillée de chaque scénario possible (scénario nommé « dedilution hétérogène »), en prenant en considération l'ensemble deslignes de défense pour ce scénario.
L'analyse comporte les trois étapes suivantes :•un volume maximal des bouchons d’eau sans bore est défini sur labase de considérations neutroniques et thermohydrauliques
relatives à la sous-criticité du cœur, indépendamment desscénarios de dilution ;•ce volume maximal est utilisé pour définir des dispositions
permettant d’assurer que ce volume n’est pas dépassé pourchaque scénario de dilution ;•une étude probabiliste de sûreté est utilisée pour vérifier que, pourchacun des scénarios de dilution, l’ensemble des dispositions mises
en place apporte une défense en profondeur adéquate pour que lesaccidents de réactivité correspondants soient dans le risquerésiduel.

Par exemple, dans le cas d'une
perte totale des alimentationsélectriques alors que l’évacuationde la puissance résiduelle est
assurée par les générateurs devapeur fonctionnant encondensation à contre-courant, del’eau faiblement borée pourraits’accumuler dans le circuit
primaire. Des scénarios de dilution
peuvent aussi résulter d’erreursd’opérateurs, dedysfonctionnements de systèmesauxiliaires ou de fuites de tubes degénérateurs de vapeur.

5/4

Les études probabilistes de sûreté
La sûreté des réacteurs nucléaires français repose pour l’essentiel sur desbases déterministes. Les études probabilistes de sûreté (EPS) permettent
de compléter les analyses déterministes classiques grâce à leur méthodeparticulière d'investigation.
En France, une « Règle Fondamentale de Sûreté » précise les méthodes
acceptables pour le développement des EPS et les applicationséprouvées des EPS pour les réacteurs à eau sous pression du programmeélectronucléaire français en exploitation ou futurs, compte tenu del'expérience nationale et internationale disponible en ce domaine.
Les EPS se composent d'un ensemble d'analyses techniques permettant
d’apprécier les risques liés aux installations nucléaires en termes defréquences et de conséquences d’événements redoutés.
À ce titre, elles apportent une aide dans la définition et lahiérarchisation des actions à mener en vue d’atteindre ou de maintenir
un niveau de sûreté satisfaisant.
Trois types d'EPS peuvent être élaborés, suivant les conséquencesétudiées :•les EPS de niveau 1 permettent d'identifier les séquences menant à
la fusion du cœur et de déterminer leurs fréquences ;© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98•

les EPS de niveau 2 permettent d’évaluer la nature et l’importancedes rejets hors de l’enceinte de confinement, avec les fréquences
associées ;•les EPS de niveau 3 permettent d’évaluer les fréquences deconséquences exprimées en termes dosimétriques ou en termes decontamination (voire en termes de fréquences de cancers ou
d’autres effets sur la santé).
Les événements étudiés peuvent inclure les événements initiateursd'origine interne à l'installation (défaillances d'origine matérielle ou
humaine, incendie, inondation interne...) ou d'origine externe (séisme,
inondation externe, conditions climatiques extrêmes…), associés aux
différents états du réacteur.
Les EPS de niveau 2, permettant d’identifier et de hiérarchiser les risquesliés à un accident grave, sont utilisées pour valider la conception desinstallations ou pour identifier d’éventuels points faibles que ce soit
pour la prévention des accidents ou la diminution de leursconséquences. L’IRSN dispose à ce jour d’une EPS de niveau 2 pour lesréacteurs de 900 MWe et développe des études équivalentes pour lesréacteurs de 1300 MWe et le réacteur EPR.

38

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/5

Le GIAGSur l'ensemble des réacteurs du parc français d’EDF, le Guided'Intervention en situation d'Accident Grave (GIAG), rédigé par
l’exploitant, vise à apporter une aide aux équipes de crise en vue
d'assurer au mieux le confinement des produits radioactifs. Dans ce
guide, les actions possibles pour diminuer les conséquences d'un
accident grave sont décrites. Ces actions ont fait l'objet de discussions
entre les experts d'EDF et de l'IRSN.
Lorsque le GIAG est mis en œuvre , la priorité n'est plus à lasauvegarde du cœur du réacteur mais à celle du confinement.
L'application du GIAG entraîne l'abandon par l'équipe de conduite desprocédures de conduite accidentelle en cours. La responsabilité de laconduite est alors transférée de l'équipe de conduite vers les équipes decrise, le GIAG définissant pour l'ensemble des acteurs de la crise, lesstratégies d'utilisation des systèmes. L'équipe de conduite met en œuvre
les recommandations de conduite émises par les équipes de crise.

Principal critère de mise enœuvre : température des gaz en
sortie du cœur atteignant 1100°C.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

39

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

5/6

Conséquences radiologiques du « terme source »S 3 et intervention
Au début des années 80, les pouvoirs publics français ont examiné
quelles étaient les possibilités réalistes de mise en œuvre de mesures deprotection des populations autour des sites nucléaires. Ils ont alors
estimé que, compte tenu des caractéristiques des sites français, il serait
possible de mettre en œuvre, dans un délai de 12 à 24 heures après ledébut d'un accident, l'évacuation de la population présente dans unrayon de 5 km autour du site et la mise à l'abri de la population, ainsi
que la distribution d'iode stable, dans un rayon de 10 km autour du site.
Il a alors été constaté que la mise en œuvre de ces mesures permettraitd’assurer une protection « satisfaisante » des populations pour un rejet
correspondant au « terme source » S 3, compte tenu des niveauxd’intervention recommandés à l’époque par les organisations
internationales.
Pour l'évaluation des conséquences radiologiques, le « terme source »S 3 peut être « représenté » par un scénario avec utilisation du systèmed’éventage et de filtration de l’enceinte, permettant de dépressuriser
l'enceinte de confinement en 24 heures, le début du rejet intervenant
24 heures après le début de l'accident.
Les calculs des conséquences radiologiques sont faits en tenant compte
des conditions de stabilité de l'atmosphère et de la vitesse du vent ainsi
que d'éventuelles pluies. Les résultats sont donnés en termes de doses
efficaces dues au panache (expositions externe et interne), aux dépôts
au sol et à l'ingestion ainsi qu'en termes de doses équivalentes à lathyroïde (essentiellement dues à l'iode). Les résultats sont comparés aux
possibilités de mise en œuvre de mesures de protection des populations.
En 1993, dans sa publication n°63, la Commission Internationale deProtection Radiologique (CIPR) a défini une démarche en matièred'intervention en cas de situation accidentelle, pour la protection despersonnes du public. Conformément au principe d'optimisation, il s'agit
de maximiser, autant qu'il est raisonnablement possible, les dosesévitées par l'intervention.
En France, l'article 1er de l'arrêté du 13 octobre 2003 relatif aux
niveaux d'intervention en situation d'urgence radiologique stipule
que les niveaux d'intervention associés à la mise en œuvre des actionsde protection de la population en situation d'urgence radiologique(prévus par l'article R.1333-80 du code de la santé publique) sont :•une dose efficace de 10 mSv pour la mise à l'abri ;© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98••

une dose efficace de 50 mSv pour l'évacuation ;une dose équivalente à la thyroïde de 100 mSv pourl'administration d'iode stable.
Pour la population la plus radiosensible (enfant de 1 an), avec un termesource S 3, ces niveaux sont atteints respectivement jusqu’à 6 km pourl’évacuation et 18 km pour la mise à l’abri et la prise d’iode stable, pourdes conditions météorologiques « moyennes » . Cependant, compte
tenu des incertitudes existantes sur la phénoménologie des accidents
graves, il n’a pas été jugé opportun de modifier les rayons des Plans
Particuliers d'Intervention des centrales nucléaires françaises.
Des discussions sont actuellement en cours pour abaisser le niveaud’intervention relatif à la prise d’iode stable dans un but
d’harmonisation avec les pays frontaliers, en tenant compte desdiscussions au niveau international (Agence Internationale de l'Energie
Atomique, Commission Européenne).
L’accident de Tchernobyl a par ailleurs illustré l'importance desperturbations sociales et économiques induites par les problèmes à plus
long terme résultant, par exemple, de la contamination des chaînes
alimentaires.
Les limites de commercialisation des produits alimentaires prédéfinies
par la Commission Européenne pour le cas d’un nouvel accident sonttrès basses. Pour des rejets correspondant au « terme source » S 3, desinterdictions de consommation ou de commercialisation devraient êtreappliquées jusqu'à des distances importantes de l’installation (plus de
100 km par exemple) pendant des durées plus ou moins longues suivant
les radionucléides concernés.
Ces constatations ont conduit à limiter plus sévèrement les« rejets maximaux concevables » pour les réacteurs de troisième
génération et à essayer de réduire encore les possibilités de rejets
et leur amplitude pour les réacteurs en exploitation.

40

/53

5/ L’approche retenue
pour les REP actuels
en exploitation

Diffusion normale et vitesse devent de 7 m/s.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

41

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

6/

L'approche retenue pourle réacteur EPR
Il est important de rappeler que les différents modes de défaillance duconfinement ont été examinés en France, pour les réacteurs actuels,
dans un souci d'amélioration de la défense en profondeur, de manière
pragmatique, et en utilisant des hypothèses réalistes.
Il en va tout autrement pour le réacteur EPR pour lequel desobjectifs de sûreté ambitieux ont été fixés, prévoyant une
réduction significative des rejets radioactifs pouvant résulter detoutes les situations d’accident concevables, y compris lesaccidents avec fusion du cœur. Ceci implique des dispositions deconception spécifiques.
Il s'agit bien ici d'objectifs de conception et leur respect doit fairel'objet d'une démonstration, en tenant compte des incertitudes. Le
cas du récupérateur de corium en est un exemple parlant.
6/1

Objectifs généraux de sûreté
Les objectifs généraux de sûreté pour le réacteur EPR sont détaillés dans
un document intitulé: « Directives Techniques pour la conception et laconstruction de la nouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau souspression » .
Les accidents avec fusion du cœur qui conduiraient à des rejets
précoces importants doivent être « pratiquement éliminés » (voirparagraphe 6/2). Cet objectif concerne en particulier les accidents avec
fusion du cœur « en pression ».
Les séquences avec fusion du cœur à basse pression doivent êtretraitées de telle sorte que les rejets maximaux concevables
associés ne nécessitent que des mesures de protection despopulations très limitées en termes d’étendue et de durée. Ceci
peut être traduit par :Pièce jointe au courrier du
28/09/2004 par lequel l’Autoritéde Sûreté française a communiquéà EDF la position des pouvoirs
publics quand aux options desûreté du projet de réacteur EPR.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98••

pas de relogement permanent ;pas de nécessité d’évacuation d'urgence au-delà du voisinage
immédiat du site nucléaire ;•une mise à l’abri limitée ;•pas de restrictions à long terme de la consommation des produits
alimentaires.
Pour ce qui concerne les accidents avec fusion du cœur à basse pression,étant donné le large éventail des conditions accidentelles possibles, lerespect des objectifs généraux de sûreté doit être démontré par le calcul
des conséquences radiologiques de différentes séquences
représentatives qui doivent être définies en tenant compte de laconception détaillée de l'installation.

42

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

6/2« Elimination pratique » des situations
accidentelles qui pourraient conduire à des rejets
précoces importants« L'élimination pratique » des situations accidentelles qui pourraient
conduire à des rejets précoces importants est une question de jugement
et chaque type de situations doit être examiné spécifiquement.
« L'élimination pratique » peut être démontrée par des considérations
déterministes et/ou probabilistes, en tenant compte des incertitudes
dues aux connaissances limitées de certains phénomènes physiques.
Par contre, « l'élimination pratique » ne peut pas être démontrée par lesimple respect d'une « valeur de coupure » probabiliste générique, c'està-dire une valeur en dessous de laquelle l’élimination pratique serait
décrétée.
Les accidents avec fusion du cœur devant être « pratiquementéliminés » sont les suivants :•les situations de fusion du cœur à haute pression, pouvant
conduire à un échauffement direct de l'enceinte ou à larupture induite de tubes de générateur de vapeur ;•les accidents d’insertion rapide de réactivité (qui se traduit par
un accroissement soudain et important de la puissance nucléaire
dégagée dans le cœur) résultant d’une introduction rapide d’eau
insuffisamment borée dans le cœur du réacteur ;•les explosions de vapeur et combustions d’hydrogène(détonation) susceptibles de mettre en danger l’intégrité del’enceinte de confinement ;•les situations de fusion du cœur avec bipasse du confinement(par les générateurs de vapeur ou par les circuits connectés au
circuit primaire).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

43

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR
6/2/1« Elimination pratique » des situations de fusion ducœur à haute pression
Pour éviter la percée de la cuve à haute pression (pression supérieure à
15-20 bars) ou une rupture induite de tubes de générateur de vapeur, undispositif de dépressurisation ultime du circuit primaire a été prévu à laconception.
Il est constitué de deux lignes de décharge en parallèle connectées à
un piquage commun dédié, localisé en haut du pressuriseur, et débitantdans la ligne de décharge commune dirigée vers le réservoir de décharge
du pressuriseur (RDP) (voir figure 9).
Figure 9 :Réacteur EPR - Dispositif dedépressurisation ultime du circuit
primaire.
Crédit photo : AREVA

De plus, des dispositions de conception sont prises pour limiter ladispersion du corium dans l’atmosphère de l'enceinte de confinement en
cas de percée du fond de la cuve du réacteur, pour éviter« l’échauffement direct » de l’enceinte de confinement. Ces dispositions
de conception sont relatives au puits de cuve et à sa ventilation, de tellesorte que de grandes quantités de corium provenant de la cuve duréacteur ne puissent pas être transportées hors du puits de cuve dans levolume libre de l'enceinte de confinement.

Les robinets et lignes sontdimensionnés pour assurer ladépressurisation du circuit
primaire en situation d’accident
grave. Ils permettent égalementd’assurer la fonction « gavéouvert » (en cas de perte totale ducircuit secondaire en puissance, lapuissance résiduelle ne peut êtreévacuée que si le circuit primaire
est mis suffisamment tôt dans laconfiguration dite de « gavéouvert ». Le circuit d’injection desécurité injecte de l’eau dans lecircuit primaire et la puissancerésiduelle est évacuée dansl’enceinte par ouverture d’une
ligne de décharge).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

44

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR
6/2/2« Elimination pratique » des accidents d’insertion
rapide de réactivité« L'élimination pratique » des accidents d’insertion rapide de réactivité
par l'envoi accidentel dans le cœur du réacteur d'un bouchon d'eau
insuffisamment boré, nécessite une étude détaillée de chaque scénario
possible de dilution hétérogène, en prenant en considération l'ensemble
des lignes de défense pour ce scénario.
L'analyse comporte les trois étapes suivantes :•un volume maximal des bouchons d’eau sans bore est défini sur labase de considérations neutroniques et thermohydrauliques
relatives à la sous-criticité du cœur, indépendamment desscénarios de dilution ;•ce volume maximal est utilisé pour définir des dispositions
permettant d’assurer que ce volume n’est pas dépassé pourchaque scénario de dilution ;•une étude probabiliste de sûreté est utilisée pour vérifier que, pourchacun des scénarios de dilution, l’ensemble des dispositions mises
en place apporte une défense en profondeur adéquate pour« éliminer pratiquement » les accidents de réactivité
correspondants.
6/2/3« Elimination pratique » du risque d'explosion devapeurPour éviter une explosion de vapeur en cas de coulée de combustible
fondu dans le puits de cuve, la conception du réacteur EPR comporte
des dispositions telles qu'aucune arrivée d'eau dans le puits de cuven'est possible avant la percée de la cuve, même en cas de rupture d'une
tuyauterie primaire.
De plus, le récupérateur de combustible fondu étant constitué d'une« chambre d'étalement » (voir paragraphe 6/3/2), le réacteur EPR
comporte des dispositions empêchant l'arrivée d'eau dans cette« chambre d'étalement » avant l'arrivée du corium, de façon à éviter
une explosion de vapeur lors de la coulée de combustible fondu dans ce
dispositif.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

45

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

6/2/4« Elimination pratique » du risque de détonationd'hydrogène
Tout d’abord, la présence de recombineurs catalytiques passifs permetde réduire la quantité d'hydrogène dans l’atmosphère de l'enceinte deconfinement (voir paragraphes 5/3/5/5 et 6/3/1).
De plus, les Directives Techniques pour la conception et la construction
de la nouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression
précisent que « les possibilités de concentrations locales élevéesd’hydrogène doivent être empêchées autant que raisonnablement
possible par la conception des structures internes de l'enceinte deconfinement. Dans les cas où il ne serait pas possible de démontrer quela concentration locale d’hydrogène reste en dessous de 10 %, descritères spécifiques pourraient être utilisés, pour autant qu’ils soient
complètement justifiés et validés, pour démontrer l’absence detransition déflagration-détonation et de déflagration rapide ; dans le cas
contraire, des dispositions adéquates doivent être mises en place tellesque des parois renforcées des compartiments correspondants et del'enceinte de confinement ».
6/3

Dispositions relatives à la fusion du cœur à bassepression
Pour les séquences avec fusion du cœur à basse pression, desdispositions de conception ont été retenues pour permettre derespecter les objectifs radiologiques. Les dispositions essentielles sont lessuivantes :•des recombineurs catalytiques passifs d'hydrogène sontimplantés dans l'enceinte de confinement ;•un récupérateur de corium situé au fond de l’enceinte permet derecueillir et de refroidir le cœur fondu après la rupture du fond dela cuve ;•toutes les traversées de l’enceinte de confinement (y compris
le tampon d’accès des matériels) débouchent dans des bâtiments
dont l’atmosphère est ventilée et filtrée.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

46

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR
6/3/1

Limitation du « risque hydrogène » au moyen derecombineurs
Les Directives Techniques pour la conception et la construction de lanouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression
précisent que « l'enceinte de confinement doit être conçue pour résisterà la déflagration globale de la quantité maximale d'hydrogène qui
pourrait être contenue dans l'enceinte au cours des accidents avec
fusion du cœur et aussi pour résister à une déflagration rapide locale
représentative ».
Le contrôle et la gestion de l'hydrogène de l'EPR reposent sur l'utilisationde recombineurs catalytiques passifs d'hydrogène installés dansl’enceinte de confinement, d’un volume libre d’environ 80 000 m3, et sur
l’homogénéisation de son atmosphère.
De plus, l'enceinte interne est dimensionnée à une pression de 5,5 bar
abs avec des marges permettant le maintien de l'étanchéité jusqu'à
6,5 bar abs, pression obtenue en cas de déflagration d'hydrogène lorsd'hypothétiques scénarios accidentels jugés pessimistes en termes deformation d'hydrogène dans l'enceinte.
6/3/2

Le récupérateur de corium
6/3/2/1

Description du récupérateur de corium du réacteur EPR
Le mélange de combustible et de matériaux fondus s'écoulant de lacuve est récupéré et refroidi dans un « récupérateur » de combustible
fondu. Ce dernier a été conçu sur la base de deux constatations :•une masse en fusion étalée est plus rapidement refroidie qu'une
masse compacte ;•le refroidissement simultané des surfaces supérieure et inférieured'une masse en fusion étalée est plus efficace qu'un simple
refroidissement par la surface supérieure.
Le « récupérateur » de combustible fondu est donc constitué d'unechambre d'étalement présentant une grande surface (environ 170 m2)
avec un système d'injection d'eau permettant de refroidir le plancher
métallique de cette chambre et de recouvrir d'eau le corium étalé. La
chambre d'étalement n'est pas située directement sous la cuve pouréviter tout risque d'endommagement par les morceaux du fond de cuve
et par le corium lors de la percée du fond de la cuve ; le puits de cuve
communique avec la chambre d'étalement au moyen d'un canal dedécharge dont les parois en zircone facilitent l'écoulement du corium(voir figure 10).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

47

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR
Figure 10 :Réacteur EPR - Schémas durécupérateur de corium.
Crédit photo : AREVA

6/3/2/2

Principe de fonctionnement du récupérateur de corium
6/3/2/2/1

Collecte du corium dans le fond du puits de cuve etouverture de la « porte fusible »Avant de s'écouler dans le canal de décharge vers la chambred'étalement, le corium est collecté dans le fond du puits de cuve qui
comporte un système d’ouverture, appelé « porte fusible », donnant
accès au canal de décharge.

Plaque de béton reposant sur une
grille.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

48

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

Une fois la « porte fusible » fondue par le corium, le mélange coriumbéton s'écoule dans la chambre d'étalement . Pour éviter une explosion
de vapeur lors de cette coulée, la conception du réacteur EPR comporte
des dispositions empêchant l'entrée d'eau dans la chambre d'étalement
avant l'arrivée des matériaux fondus. La coulée de corium s'étale enquelques dizaines de secondes après l'apparition d'une brèche dans la« porte fusible » et active l'injection d'eau qui recouvre le corium après
plusieurs minutes.

La température du corium au
moment de son déversement dansle canal de décharge est inférieured’environ 500°C à sa températurelors de son déversement hors de lacuve (environ 2500°C).

6/3/2/2/2

Refroidissement du corium dans la chambre d'étalement
Le plancher métallique de la chambre d'étalement est recouvert d'une
couche de béton dit « sacrificiel » dont la présence permet d'assurer
notamment une protection mécanique et thermique de la structure
métallique de refroidissement pendant la phase d'étalement du corium.
Une fraction de la chaleur du corium étalé est extraite par le dessus, parvaporisation de l'eau qui vient recouvrir le corium, l'autre étant extraite
par en-dessous, au moyen de nombreux canaux de la structure
métallique de refroidissement dans lesquels circule de l'eau provenantd’un réservoir situé dans l'enceinte de confinement (le volume
minimal de ce réservoir est de 1895 m3 environ) (voir figures 11 et 12).
Le délai d’ablation de la couche de béton sacrificiel permet à l'eau derefroidissement de circuler dans la structure métallique avant la mise en
contact du corium avec cette dernière.

Il s’agit du réservoir « IRWST »(In-Containment Refueling Water
Storage Tank) contenant une
grande quantité d'eau borée deconcentration et de température
surveillées et homogènes. Ceréservoir est situé à un niveau
supérieur à la zone d'étalement ducorium pour permettre un noyage
passif par écoulement gravitaire.

Figure 11 :Réacteur EPR - Récupérateur decorium.
Corium étalé et refroidi par ledessus et par le dessous.
Crédit photo : AREVA

CoriumPlaques de refroidissement© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

49

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

Figure 12 :Réacteur EPR - Récupérateur decorium.
Vue de dessus de la chambred'étalement.
Crédit photo : AREVA

Au moins pendant les douze premières heures de l'accident, l'eau venantdu réservoir IRWST s'écoule par gravité (refroidissement « passif » ducorium étalé) (voir figure 13).
Figure 13 :Réacteur EPR - Refroidissement
PASSIF du corium étalé au moins
pendant les douze premières
heures de l'accident.
Crédit photo : AREVA© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

Après la mise en service de l'aspersion, l'eau injectée au moyen d'une(ou des deux) pompe(s) de ce système élève le niveau de l'eau jusqu'auniveau des boucles primaires (refroidissement « actif ») ; l'eau permet lepiégeage par barbotage des produits de fission sortant du corium ainsi
que la condensation de la vapeur d'eau créée par la chaleur dégagée parle corium (voir figure 14).

50

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

Figure 14 :Réacteur EPR - Refroidissement
ACTIF du corium étalé après lesdouze premières heures del'accident.
Crédit photo : AREVA

6/3/3

Dispositions concernant les traversées de l’enceinte deconfinement
Les Directives Techniques pour la conception et la construction de lanouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression
précisent que « pour ce qui concerne les fuites de l'enceinte deconfinement, il ne doit pas y avoir de chemin de fuite directe del'enceinte de confinement à l'extérieur. Les tuyauteries susceptibles detransporter des substances radioactives à l'extérieur de l'enceinte deconfinement doivent conduire à des bâtiments périphériques présentant
des capacités de confinement adéquates ».
Par conception, toutes les traversées de l’enceinte de confinement (ycompris le tampon d’accès des matériels) débouchent dans d’autres
bâtiments, dont l’atmosphère est ventilée et filtrée (voir un exemple
figure 15). Ainsi, en cas d'accident grave, ces bâtiments assurent uncertain piégeage de la radioactivité. Il s'agit là d'une différence
notable par rapport aux réacteurs actuels en exploitation.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN-2008/98

51

/53

6/ L’approche retenue
pour le réacteur EPR

Figure 15 :Réacteur EPR - Le tampon
d’accès des matériels débouchedans un bâtiment dontl’atmosphère est ventilée etfiltrée.
Crédit photo : AREVA

Tampon d’accèsdes matériels© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN -2008/98

52

/53

7/ Conclusions

7/

Conclusions
En 1979, l'accident de fusion du cœur de la tranche 2 de la centrale deThree Mile Island aux Etats-Unis a mis en évidence que des cumuls dedéfaillances étaient susceptibles de conduire à un accident grave.
Les rejets dans l'environnement provoqués par cet accident ont été très
faibles grâce au retour du refroidissement du cœur et au maintien del'intégrité de la cuve. Pourtant, pendant plusieurs jours, les responsables
de la centrale et les autorités locales et fédérales se sont demandé
comment les choses étaient susceptibles d'évoluer et s'il fallait évacuer
des populations.
Cet accident a marqué un tournant dans l’étude des accidents graves.
Pour les REP en exploitation, des études ont été faites, avec un souci deréalisme, en recherchant des améliorations (prévention de la fusion ducœur, limitation des conséquences d’une fusion du cœur, procédures) defaçon pragmatique pour des installations dont la conception de baseétait figée et en définissant des dispositions permettant d'assurer laprotection des populations dans les meilleures conditions possibles. Ce
travail est constant, tenant compte de l'acquisition de nouvelles
connaissances issues des avancées de la recherche expérimentale
continue dans ce domaine.
Pour ce qui concerne les conséquences radiologiques d’un accident
grave, en France, pour la population la plus radiosensible, avec un termesource S 3, les niveaux d'intervention associés à la mise en œuvre desactions de protection de la population en situation d'urgenceradiologique sont atteints respectivement jusqu’à 6 km pourl’évacuation et 18 km pour la mise à l’abri et la prise d’iode stable, pourdes conditions météorologiques moyennes.
De plus, des discussions sont actuellement en cours pour abaisser leniveau d’intervention relatif à la prise d’iode stable dans un but
d’harmonisation avec les pays frontaliers, en tenant compte desdiscussions au niveau international (Agence Internationale de l'Energie
Atomique, Commission Européenne).

© IRSN/2008 --- Tous droits réservésdoc référence
Accidents graves desréacteurs à eau deproduction d’électricité
15 décembre 2008
•IRSN -2008/98

53

/53

7/ Conclusions

Enfin, les limites de contamination pour la commercialisation desproduits alimentaires définies par la Commission Européenne pour le casd’un nouvel accident sont très basses.
Ces constatations ont conduit à essayer de réduire encore lespossibilités de rejets et leur amplitude pour les réacteurs en exploitationet à limiter plus sévèrement les rejets pour les réacteurs de troisième
génération. Ainsi, pour le réacteur EPR, des objectifs de sûreté ambitieux
ont été fixés dès 1993 prévoyant une réduction significative des rejets
radioactifs pouvant résulter de toutes les situations d’accident
concevables, y compris les accidents avec fusion du cœur. Ceci implique
la mise en œuvre de dispositions de conception spécifiques, telles que lerécupérateur de corium.

© IRSN/2008 --- Tous droits réservés