N° C 250/6 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
Proposition de décision du Conseil adoptant un programme de recherche sur la sécurité 
des réacteurs 
(Présentée par la Commission au Conseille 17juin 1983.) 
LE CONSEIL DES COMMUNAUTÉS 
EUROPÉENNES, 
vu le traité instituant la Communauté européenne 
de l'énergie atomique, et notamment son article 7, 
vu la proposition de la Commission, après consulta­
tion du comité scientifique et technique, 
vu l'avis du Parlement européen, 
vu l'avis du Comité économique et social, 
considérant que le Conseil a adopté le 22 juillet 
1975 une résolution sur les problèmes technologi­
ques de sécurité nucléaire ; 
considérant que le Conseil a adopté le 18 février 
1980 une résolution sur les surrégénérateurs rapides; considérant que le Conseil a, par la décision , 
arrêté un programme de recherche d'action directe 
sur la sécurité des réacteurs, 
considérant qu'il est opportun de compléter le pro­
gramme d'action directe sur la sécurité des réacteurs 
par un programme d'action à frais partagés utilisant 
les compétences et les installations des États mem­
bres, 
DÉCIDE: 
Article premier 
Un programme de recherche sur la sécurité des réac­
teurs, tel qu'il est défini dans l'annexe, est arrêté 
pour une période de quatre ans à compter du 1er jan­
vier 1984. 
considérant que le Conseil a, par la décision , 
approuvé les structures et procédures de gestion et 
de coordination des activités de recherche, de déve­
loppement et de démonstration communautaires; 
considérant que le Conseil a, par la décision , 
arrêté un programme-cadre définissant une stratégie 
scientifique et technique européenne; 
considérant que la Commission a communiqué au 
Conseil un programme d'action pour le développe­
ment de l'énergie nucléaire de fission; 
considérant que la mise en œuvre de programmes de 
recherche en matière de sécurité nucléaire est l'un 
des principaux moyens dont dispose la Commission 
pour contribuer à la production sans danger d'éner­
gie nucléaire et à la protection des travailleurs, de la 
population et de l'environnement, et que cette mise 
en œuvre recouvre les options et objectifs spécifi­
ques visés par le programme-cadre et le programme 
d'action pour le développement de l'énergie 
nucléaire de fission ; Article 2 
Le montant estimé nécessaire pour la réalisation de 
ce programme est évalué à 81 300 000 Écus et le per­
sonnel est évalué à dix-sept agents. 
Article 3 
Le programme défini à l'annexe peut être soumis à 
révision à la fin de la troisième année conformément 
aux procédures appropriées. 
Article 4 
Pour la mise en œuvre de ce programme, la Com­
mission est assistée par le comité consultatif en 
matière de gestion et de coordination «fission 
nucléaire», dont le mandat et la composition ont été 
définis dans la décision (structures et procé­
dures de gestion et de coordination). 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/7 
ANNEXE 
PROGRAMME DE RECHERCHE À FRAIS PARTAGÉS SUR LA SÉCURITÉ DES 
RÉACTEURS 
Le programme comporte des travaux de recherches théoriques et expérimentaux à effectuer en 
collaboration, portant sur la prévention des accidents, sur l'étude détaillée des accidents et de 
leurs conséquences, et sur les méthodologies utilisées pour l'évaluation probabiliste des risques. 
Le programme comprend deux parties: 
a) une partie consacrée à la sécurité des réacteurs à eau légère où les points spécifiques suivants 
seront étudiés : 
— facteurs humains et interactions homme/machine, 
— protection des installations nucléaires contre l'explosion des nuages de gaz, 
— problème mécaniques et de matériaux posés par les composants en acier des réacteurs à 
eau légère, 
— thermohydraulique et dégradations sévères subies par le combustible au cours des acci­
dents de perte de réfrigérant primaire, 
— problèmes de la distribution de la combustion et du contrôle de l'hydrogène produit en 
cas d'accident, 
— terme source dû aux produits de fission en situations accidentelles sévères, 
— dispersion atmophérique des produits de fission à la suite d'un accident, 
— méthodologies utilisées pour l'évaluation probabiliste des risques; 
b) une partie consacrée à la sécurité des réacteurss rapides refroidis au sodium où les points 
spécifiques suivants seront étudiés: 
— instrumentation, contrôle et protection, 
— analyse des transitoires, 
— intégrité des composants et structures, 
— aspects «sécurité» de la technologie du sodium, 
— comportement du combustible en régime transitoire et phénomènes postaccidentels 
(expériences en pile), 
— cheminement des produits de fission pour les accidents sévères, 
— mouvement et interaction des matériaux fondus pour les accidents sévères. 
Le programme sera mis en œuvre par voie de contrats. 
N° C 250/8 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
PROPOSITION DE PROGRAMME DE RECHERCHE À FRAIS PARTAGÉS 
SÉCURITÉ DES RÉACTEURS 
(Annexe technique) 
PREMIÈRE PARTIE 
1. PROPOSITION DE PROGRAMME DE RECHERCHE À FRAIS 
PARTAGÉS 
SÉCURITÉ DES RÉACTEURS À EAU LÉGÈRE (1984-1987) 
INTRODUCTION 
Les centrales nucléaires à eau légère ont atteint un stade de développement industriel et commer­
cial dès le début des années 1970. À l'heure actuelle, plus de deux cents centrales de ce type sont 
en fonctionnement dans le monde et plus de cent trente sont en construction. Dans les pays de la 
Communauté, environ quarante centrales sont en fonctionnement et une trentaine en construc­
tion pour des puissances électriques installées respectives de 40 000 et 37 000 MW électriques. La 
mise en œuvre des programmes d'équipement a été dès le début accompagnée par l'exécution 
d'importants programmes de recherche sur la sûreté. Alors que l'on peut reconnaître que les cen­
trales existantes sont exploitées dans de bonnes conditions de sécurité, on doit admettre que les 
programmes de recherche en la matière doivent être poursuivis, et cela pour plusieurs raisons: 
leurs résultats sont nécessaires aux constructeurs et aux exploitants de centrales pour leur permet­
tre d'améliorer le niveau de protection, non seulement des travailleurs, des populations et de 
l'environnement, mais également des installations en adoptant des mesures de prévention et de 
sauvegarde appropriées. Ils visent une amélioration des connaissances et des phénomènes les 
plus significatifs et permettent par là une évaluation et une quantification des marges de sécurité 
associés à la conception et à l'exploitation des installations en cours de construction ou en fonc­
tionnement. Les résultats de la recherche en matière de sûreté sont indispensables aux responsa­
bles chargés des autorisations et des contrôles pour leur permettre de mieux préciser les limites de 
fonctionnement des installations et de définir les mesures à prendre en cas d'accident. Dans le 
contexte politico-social actuel, les recherches sur la sûreté, en permettant une évaluation plus réa­
liste des risques associés à la production d'électricité d'origine nucléaire et en facilitant leur com­
paraison avec les risques inhérents à d'autres processus industriels, jouent un rôle important pour 
l'acceptabilité du nucléaire par le public. Enfin, la recherche sur la sûreté constitue un support 
nécessaire pour une approche communautaire dans le domaine des critères et normes de sûreté 
pour les centrales à eau légère. 
Les programmes de recherche en cours dans la Communauté et dans les pays industrialisés déve­
loppant la filière des centrales à eau légère, notamment aux États-Unis, ont subi une profonde 
évolution au cours des dernières années. L'accident survenu en 1979 à la centrale US de TMI-2 a 
mis en lumière l'importance du rôle et du comportement des opérateurs en conditions accidentel­
les et des scénarios d'événements pouvant conduire à des dégradations sévères des éléments com­
bustibles. 
Par ailleurs, au fur et à mesure que les problèmes posés par les accidents types pris en compte 
pour la conception des réacteurs étaient mieux connus, on s'est orienté, d'une part, vers l'étude 
des événements anormaux qui, quels que soit leur ampleur, perturbent le fonctionnement normal 
des installations, et, d'autre part, vers l'étude des accidents beaucoup plus graves et improbables. 
Ces tendances se retrouvent dans la proposition de programme ci-dessous. 
La recherche communautaire sur la sécurité des réacteurs à eau légère 
En ce qui concerne les problèmes technologiques de sécurité nucléaire, les activités de recherche 
sur le plan communautaire sont menées dans le cadre du programme pluriannuel du Centre com­
mun de recherche, dont la sécurité des réacteurs constitue depuis 1973 le volet le plus important. 
Le programme en cours (1980-1983) dispose d'un budget de 172 millions d'Écus et d'un effectif 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/9 
de 716 personnes, dont plus de la moitié pour la filière des réacteurs à eau légère. Il comprend 
des activités théoriques et expérimentales pour l'analyse des accidents et de leurs conséquences et 
pour l'amélioration des méthodologies et de l'instrumentation nécessaire à leur prévention. Un 
effort important est consacré au développement et à l'application de méthodologies nouvelles et 
avancées dans le but de réduire les incertitudes de l'évaluation probabiliste des risques. 
Les activités analytiques et expérimentales sont principalement concentrées sur l'étude des phé­
nomènes physiques, prépondérants pour les accidents de perte de réfrigérant et en général pour 
les transitoires conduisant aussi à une sévère dégradation du cœur. Les objectifs de ces études 
sont d'améliorer et de valider les codes de sécurité et, autant que possible, d'obtenir des informa­
tions nouvelles pour établir des procédures d'exploitation et des procédures d'urgence plus effi­
caces. 
Deux importants projets sont en cours dans ce domaine: l'installation hors pile Lobi et l'installa­
tion en pile Super-Sara. 
Les objectifs principaux de Lobi sont: 
— l'exécution d'expériences de perte de réfrigérant par simulation de ruptures des tuyauteries 
avec différentes tailles de brèches dans trois différents points possibles de la boucle en 
défaut de Lobi dans le but d'examiner l'influence du comportement thermohydraulique des 
composants individuels du système primaire au cours d'un accident de perte de réfrigérant 
(phase de dépressurisation) en mesurant toutes les grandeurs thermohydrauliques significati­
ves, particulièrement celles concernant le refroidissement du cœur, 
— l'application des résultats expérimentaux à la validation à l'amélioration des codes de calcul 
de la dépressurisation et des théories qui leur sont associées pour l'analyse de sûreté des 
réacteurs à eau légère. 
Le programme d'essai Super-Sara consistait en une série d'expériences en pile (dans le réacteur 
Essor), expériences redéfinies en 1980 sur une base internationale. Durant les années 1980-1982, 
la construction de la boucle, la préparation des essais expérimentaux et la discussion du contenu 
technique des différentes phases du programme avec les experts et les délégations nationales se 
sont poursuivies. 
Ces activités sont complétées par deux autres projets: 
— Le projet Intégrité du système primaire, qui est principalement consacré au développement 
de procédures et de méthodes de calcul pour la détection des défauts dans les structures et 
pour une prédiction fiable de la durée de vie des structures et composants de réacteur. Parmi 
ceux-ci, la cuve est clairement le plus important, et le choix des paramètres et conditions aux 
limites pour les essais expérimentaux et pour les calculs en tient compte. Le CCR joue le 
rôle de coordinateur pour la mise en œuvre du programme international pour l'inspection 
des composants en acier (Pisc) patronné par le CSNI. Le CCR prépare aussi un nouveau 
programme expérimental sur une cuve de réacteur à échelle 1/5. Le but de ce programme est 
de mettre en place une approche systématique du problème de l'inspection. 
— Le projet Fiabilité et évaluation des risques, dont les deux activités principales, fortement 
liées entre elles, sont l'analyse des séquences accidentelles et le Système européen de don­
nées de fiabilité (ERDS). L'activité «analyse des séquences accidentelles» est consacrée à 
l'identification et à la modélisation des catégories de séquences d'accident en deçà et 
au-delà de l'accident de dimensionnement, en tenant compte en particulier de la chronologie 
des événements et de l'interface homme/système. 
L'objectif principal de l'ERDS est de mettre en œuvre un système centralisé de banque de 
données qui fournira les informations nécessaires à l'évaluation des risques pour les réac­
teurs à eau légère. Cette banque de données, du moins certaines parties de celle-ci, est en 
train de devenir opérationnelle. Les données sont fournies par différents organismes natio­
naux, et l'objectif le plus important à l'heure actuelle est d'effectuer une analyse systé­
matique de ces données. 
En 1979, un modeste programme de recherche à frais partagés a été décidé pour la période 
1979-1983. Ce programme sur la «Sécurité des réacteurs thermiques à eau» disposait d'un 
budget de 6,3 millions d'Écus. Il a permis de financer théoriquement à 50 %, mais en pra­
tique à 37 % en raison de la limitation du budget, des recherches effectuées dans des orga­
nismes ou laboratoires nationaux des États membres, sur les trois thèmes suivants: 
N° C250/10 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
— des études d'effets séparés relatives au phénomène de perte de réfrigérant primaire, 
notamment dans la phase de remouillage/renoyage du cœur (volet A), 
— des études relatives à la protection des installations nucléaires contre les explosions de 
nuages de gaz (volet B), 
— des études sur la dispersion atmosphérique des produits radioactifs libérés suite à un 
accident (volet C). 
Ce programme actuellement en cours d'exécution se terminera à la fin de l'année 1983. On peut 
d'ores et déjà prévoir que ses résultats, qui seront publiés, représenteront pour les trois thèmes 
abordés un acquis scientifique important pour la Communauté. 
La Commission entend poursuivre et renforcer son rôle central dans le domaine de la sûreté 
nucléaire à travers les deux types d'action à sa disposition que sont l'action directe réalisée dans 
les laboratoires du CCR et l'action à frais partagés réalisée dans les laboratoires des États mem­
bres. Dans cette optique, le programme d'action qu'elle propose pour le développement de l'éner­
gie nucléaire de fission, dont la sûreté nucléaire constitue l'objectif majeur, tient largement 
compte des résultats des deux programmes en cours, brièvement rappelés ci-dessus. En ce qui 
concerne l'action à frais partagés relative à la sécurité des réacteurs à eau légère, le second pro­
gramme proposé pour une durée de quatre ans, tout en poursuivant les recherches entreprises 
dans le cadre du premier programme, couvrira un éventail de sujets techniques nettement plus 
large. 
Domaines techniques retenus — Élaboration du programme 
Comme cela avait été fait dans le passé pour la définition du premier programme «Sécurité des 
réacteurs thermiques à eau», la Commission a consulté en 1981 et 1982 le groupe de travail com­
munautaire n° 2 «Sécurité des réacteurs à eau légère — Recherches» pour sélectionner les thèmes 
à prendre en compte dans le nouveau programme de recherche élargi. Pour approfondir la situa­
tion dans certains domaines, la Commission, sur avis du groupe de travail n° 2, a réuni des sous-
groupes de travail ad hoc qui ont proposé des recommandations qui sont à la base des proposi­
tions ci-dessous. En ce qui concerne la suite qu'il convenait de donner aux trois thèmes de 
recherche qui faisaient l'objet du premier programme, il a été convenu que les recommandations 
seraient faites par les trois sous-groupes compétents qui, depuis l'approbation de ce premier pro­
gramme, agissent pour le compte du CCMGP-Sécurité. Ces trois sous-groupes ont donc fourni 
des recommandations, qui ont également été prises en compte dans la présente proposition. 
Enfin, pour certains sujets plus directement liés à l'action directe en cours au CCR, la Commis­
sion a fait des propositions qui ont été communiquées pour avis au groupe de travail n° 2 mais 
n'ont pas donné lieu, faute de temps, à un échange de vue approfondi dans le cadre de ce groupe 
de travail. Les conclusions et recommandations établies par les différents sous-groupes spéciali­
sés cités ci-dessus sont disponibles. 
On peut classer les recherches envisagées en trois catégories: celles visant la prévention des acci­
dents, c'est-à-dire celles qui débouchent sur des mesures propres à réduire leur probabilité 
d'occurrence, celles qui consistent à acquérir une connaissance plus complète des phénomènes 
accidentels afin de permettre d'en limiter les conséquences, celles qui portent sur les techniques 
et méthodes d'évaluation probabilistes des risques. Toutefois, cette classification ne doit pas être 
interprétée de façon trop rigide puisque des connections évidentes existent entre ces trois caté­
gories. Il faut noter que certains des domaines retenus ne sont pas spécifiques des centrales 
nucléaires à eau légère mais peuvent concerner d'autres types d'installations nucléaires: c'est 
notamment le cas des facteurs humains et des interactions homme/machine, de la protection des 
centrales contre les nuages de gaz explosif et, à un degré moindre, de certaines parties des recher­
ches proposées sur d'autres thèmes. Ces domaines ont été néanmoins placés dans la proposition 
de programme relative aux réacteurs à eau légère puisqu'en raison de leur nombre prépondérant 
ces derniers seront les principaux bénéficiaires des résultats de la recherche pour ces domaines. 
1.1. FACTEURS HUMAINS ET INTERACTION HOMME/MACHINE (point l.A.2.2 
du programme d'action) 
Objectifs 
Le rôle de l'homme et les problèmes d'interface entre l'homme et la machine ont été 
analysés et pris en compte de longue date dans les activités non nucléaires, où l'on avait 
compris qu'il était économiquement rentable de se préoccuper de ces problèmes et 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/11 
d'optimiser l'intervention de l'homme en fonction des caractéristiques de son comporte­
ment et de ses possibilités. Dans d'autres processus, tels que par exemple les transports 
aériens, l'intervention humaine était étudiée dans l'optique de la sécurité. Dans la con­
duite des installations nucléaires, sans pour autant négliger le'rôle de l'opérateur, on 
avait tendance à penser que des automatismes convenablement étudiés et conçus pour­
raient toujours, en dernier ressort, faire face aux situations dangereuses. L'accident de 
TMI-2 a remis en question cette tendance et, depuis, de nombreuses réflexions et études 
ont été entreprises dans les États membres, aux États-Unis et sur le plan international 
(OCDE, AEN, HALDEN,...). 
Sur le plan communautaire, le CCR a organisé en 1979, 1980 et 1981 plusieurs work-
shops internationaux sur le comportement des opérateurs en situations accidentelles; 
par ailleurs, un groupe de spécialistes s'est réuni à plusieurs reprises, dès 1981, sous 
l'égide du groupe de travail n° 2, «Sécurité des réacteurs à eau légère — Recherches». 
Les propositions ci-dessous reflètent largement les conclusions de ce groupe de spécia­
listes, qui a pris en compte les résultats des workshops organisés par le CCR. Les buts à 
atteindre sont clairement définis, ils visent une amélioration de la qualification et de 
l'entraînement des opérateurs et une amélioration des moyens à leur disposition, notam­
ment au niveau des salles de contrôle. La réalisation de simulateurs perfectionnés, de 
salles de contrôle de conception avancée est facilitée par les progrès techniques effec­
tués dans le domaine des composants et de l'informatique, mais l'étude de tels systèmes 
procède plus du développment que de la recherche et est généralement dans les mains 
des industriels, qui travaillent en étroite liaison avec les exploitants mais qui devraient 
disposer de connaissances théoriques plus approfondies et plus étendues sur les réac­
tions et la fiabilité humaine en situation non routinière. 
Les objectifs des recherches proposées ici se situent pour une bonne part en amont de 
l'interface homme/machine que constitue par exemple une salle de contrôle ou un simu­
lateur. Ces recherches devront permettre d'améliorer les connaissances de base sur le 
comportement des opérateurs du point de vue des mécanismes d'acquisition des infor­
mations en tenant compte des facteurs, des circonstances et de l'environnement qui les 
influencent. Les aspects relatifs à l'organisation du travail des équipes d'opérateurs et 
aux moyens de communication doivent être étudiés plus systématiquement. Ces con­
naissances théoriques pourront ensuite être appliquées à la définition de modèles utili­
sables pour l'évaluation probabiliste des risques et pour l'amélioration et la rationalisa­
tion des procédures; elles permettront aussi d'orienter le développement et de valider de 
nouveaux systèmes sophistiqués d'aide au diagnostic. 
Pour la recherche communautaire, il s'agit là d'un domaine nouveau: dans les États 
membres les activités correspondantes sont limitées et l'important programme proposé 
ci-dessous les regroupera et les centralisera. La mise en œuvre de l'ERDS par le CCR 
facilitera la collecte, le traitement et l'utilisation de données relatives à la fiabilité 
humaine qui sont nécessaires aux recherches envisagées. Le développement au CCR des 
méthodologies utilisés pour les analyses probabilistes des risques (PRA) facilitera 
l'application de ces techniques à la fiabilité humaine. Les activités à frais partagés pré­
vues ci-dessous et l'action directe menée au CCR seront done étroitement imbriquées. 
Activités 
Le programme couvre trois domaines qui logiquement se suivent du point de vue chro­
nologique. Par conséquent, le travail initial vise le premier domaine. Cependant, cela 
n'empêche pas qu'une certaine activité ne puisse être entreprise en même temps dans les 
autres domaines : 
— la collecte et l'analyse des données relatives au comportement humain, 
— la modélisation du comportement de l'homme, 
— la prise en considération de l'aptitude de tels modèles à être utilisés dans les éva­
luations probabilistes des risques et au niveau de la conception. 
Les thèmes de recherche sont groupés à l'intérieur de ces domaines. Pour plus de détails 
et pour les avis des experts, on se référera aux annexes. 
N° C 250/12 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
1.1.1. Collecte et analyse des données sur le comportement humain 
Des travaux supplémentaires sont nécessaires, particulièrement sur les processus 
d'acquisition des connaissances dans les situations de la vie réelle. Le manque de pro­
grès dans ce domaine est le résultat de l'absence de données qualitatives et quantitatives 
provenant de situations authentiques. Il faut établir une base de données adéquate, telle 
que les mécanismes conduisant à des erreurs génériques puissent être déduits à la suite 
de la collecte d'information concernant les erreurs humaines dans les industries 
nucléaires et non nucléaires. Beaucoup d'informations, dans ce dernier cas, existent 
dans les industries chimiques, les charbonnages, l'industrie de l'acier (travaux CECA): 
— techniques courantes de collecte de données quantitatives sur le comportement 
humain. Prise en considération et spécification d'un système homogène et d'un 
protocole pour obtenir de telles informations. Développement possible d'équipe­
ments automatiques de collecte de données dn Une, 
— information existant dans les archives des centrales nucléaires, 
— applicabilité d'une grande quantité d'informations provenant des activités non 
nucléaires, 
— techniques pour étendre l'applicabilité de données objectives à des situations autres 
que celles durant lesquelles elles ont été collectées, 
— organisation de séries d'essais particuliers pour obtenir plus d'informations 
spécifiques, 
— taxonomie de données courantes et schémas de classification, 
— méthodologies pour l'analyse des événements, prenant en compte l'interaction des 
défaillances humaines et des défaillances d'équipements, 
— relation existant entre les facteurs de la fiabilité humaine et le cycle complet de la 
vie de l'installation, 
— effets propres à l'environnement, à l'intelligence et à l'émotivité sur l'individu 
humain, 
— problèmes d'organisation et de communication dans le cycle complet de la vie des 
centrales nucléaires. 
1.1.2. La modélisation du comportement humain 
Une attention particulière est donnée aux aspects «fiabilité» des modèles de comporte­
ment: 
— étude et évaluation critique des modèles existants, 
— prise en considération et application de techniques de modélisation mathématique 
complexes pour développer de nouveaux modèles, 
— exercices de comparaison de modèles: organisation d'exercices benchmark, d'expé­
rimentations controllées, etc., à la fois sur installations réelles et sur simulateurs. 
1.1.3. La prise en considération de l'aptitude de tels modèles à être utilisés dans les évaluations 
probabilistes des risques et au niveau de la conception 
Deux domaines principaux d'utilisation sont prévus pour ces modèles: 
— leur incorporation et leur influcence dans l'analyse probabiliste des risques. Études 
d'évaluations probabilistes des risques et leur application à la gestion du risque et à 
l'assurance de la fiabilité, 
— l'utilisation en retour de l'information pour la conception. Cet aspect a de nom­
breuses facettes incluant la conception des salles de contrôle et les cheminements 
de l'information, les procédures d'exploitation, le développement et la validation 
d'installations avancées de support pour l'exploitation des systèmes. 
Il s'agit là d'un vaste domaine qui ne peut être entièrement couvert par ce pro­
gramme. Par conséquent, une approche pas à pas sera suivie. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/13 
Conditions à respecter pour le programme 
— Liaison étroite avec les activités du CCR et les autres programmes de recherche cor­
respondant de la DG V et de la DG III. 
— Liaison étroite avec les laboratoires possédant une expérience adéquate (domaine 
non nucléaire inclus). Une participation au programme Halden est particulièrement 
recommandée, ainsi qu'aux programmes américains de l'EPRI et de la NRC sur les 
facteurs humains, ainsi qu'aux programmes Scandinaves. (À noter la proposition de 
programme Cost sur les systèmes de socio-technologies et sur la sécurité indus­
trielle.) Il est essentiel d'obtenir des informations sur les activités des laboratoires 
qui effectuent des travaux dans ce domaine dans la Communauté européenne. 
— Relations de travail étroites avec les producteurs d'électricité. Des contacts réguliers 
entre spécialistes des facteurs humains et exploitants sont essentiels et doivent être 
encouragés par des propositions positives. 
— Beaucoup d'informations existent sur les méthodes d'évaluation des facteurs 
humains dans les industries dangereuses non nucléaires. Il est nécessaire d'étudier 
la faisabilité de la transposition de telles techniques aux activités nucléaires. 
Contribution de la Communauté 
Programme communautaire d'investigations à mettre en œuvre sur la base de contrats 
de recherche. 
Fonds nécessaires: 3 600 000 Écus. 
1.2. PROTECTION DES INSTALLATIONS NUCLÉAIRES CONTRE L'EXPLO­
SION DE NUAGES DE GAZ (point l.A.2.6 du programme d'action) 
Objectifs 
La protection des centrales et installations nucléaires contre les explosions externes 
d'origine accidentelle, en l'espèce de nuages de gaz lourds (hydrocarbures) relâchés au 
voisinage des centrales, par exemple lors d'un accident de transport, a reçu une atten­
tion croissante depuis plusieurs années. Cela vaut également pour divers types d'instal­
lations non nucléaires (plateformes, terminaux gaziers, parcs de stockage). Cette protec­
tion peut faire appel à des mesures réglementaires concernant l'implantation d'installa­
tions dangereuses et le transport de substances inflammables, et aussi à des mesures 
préventives, au niveau du projet des centrales et de leurs auxiliaires. 
La phénoménologie de telles explosions externes non confinées est très complexe et 
encore mal connue. C'est pourquoi des recherches théoriques et expérimentales, portant 
sur leurs divers aspects (formation et migration du nuage explosif, formation et propa­
gation d'une onde de pression suite à la déflagrationl/détonation, interactions de cette 
onde, etc.) s'avèrent indispensables. De telles études ont été entreprises, avec une 
modeste ampleur, dans le cadre du volet B du premier programme de recherche à frais 
partagés (1979-1983) et elles ont permis de regrouper et parfois stimuler une part signifi­
cative des travaux menés dans les États membres. Cette action doit maintenant être 
poursuivie et complétée, car aussi bien l'étroitesse des ressources disponibles que la 
relative nouveauté du domaine ont alors contraint à focaliser les recherches sur quel­
ques aspects prioritaires: intercomparaison de modèles déterministes et validation par 
une expérience prototypique de lâchers instantanés (2 000 m3) en conditions isothermes 
à Thorney Island, pour l'aspect «dispersion»; mise au point de codes simples décrivant la 
formation et propagation d'ondes de pression à l'exclusion cependant d'une prédiction 
détaillée de la combustion, et validation par des campagnes expérimentales d'ampleur 
moyenne (explosions de ballons) pour l'aspect; effort analytique portant sur la descrip­
tion de ces phénomènes en présence de structures et validations par mesures sur 
maquettes ou à la table d'eau, pour l'aspect «propagation» et interactions d'ondes de 
choc. 
N° C 250/14 Journal officiel des Communautés européennes 19.9.83 
La Commission, en étroite liaison avec le sous-groupe du CCMGP chargé de suivre les 
travaux relatifs au volet B du premier programme, a examiné la suite qu'il convenait de 
lui donner dans le cadre d'un second programme en tenant compte à la fois des résul­
tats acquis, des aspects non couverts et de l'évolution générale du domaine et de cer­
taines techniques expérimentales. Les conclusions de cet examen ont été prises en 
compte dans la liste proposée ci-dessous. 
Activités 
On peut les classer en cinq catégories; la première et la dernière n'ont pu être traitées 
dans le premier programme à frais partagés. 
1.2.1. Terme source 
On entend par là les circonstances et paramètres initiaux du relâchement accidentel, 
avant formation et migration du nuage explosif. On s'attachera à la phénoménologie et 
à la physique de la phase initiale de formation du nuage, en particulier à partir de gaz 
initialement liquéfiés, ainsi qu'aux mécanismes de l'évaporation. 
1.2.2. Dispersion 
Les lâchers de Thorney Island fournissent déjà un éventail précieux de cas de référence. 
L'analyse détaillée de ces données, leur confrontation aux prédictions de divers modè­
les et codes devront être effectués dans le cadre du second programme. Des lâchers 
complémentaires, par exemple non isothermes, pourraient compléter les résultats des 
premières campagnes de mesures. Toutefois, un but implicite de ces campagnes expéri­
mentales est également de valider l'emploi de souffleries et veines hydrauliques pour la 
simulation à échelle réduite de la migration de nappes de gaz lourd, au sol ou à la sur­
face de l'eau, en présence d'obstacles ou d'ilôts de chaleur. La faisabilité de telles simu­
lations a été démontrée au cours du premier programme, et des moyens d'analyse très 
sophistiqués sont devenus opérationnels. De ce fait, un effort majeur devra être pour­
suivi dans un domaine qui devrait permettre à frais réduits l'étude de cas ou géométries 
réalistes. 
Par ailleurs, tous les modèles prédictifs actuellement disponibles sont déterministes et 
ne rendent pas compte de la variabilité intrinsèque importante de la dispersion, ni de la 
structure très irrégulière des nuages, qui peut influencer fortement le phénomène 
d'explosion. 
Une attention majeure sera donc accordée à l'élaboration de modèles stochastiques et à 
des études et validations détaillées, par exemple en soufflerie. Ce point rejoint celui 
évoqué sous 1.7 pour la dispersion atmosphérique des produits radioactifs. 
1.2.3. Combustion et formation d'une onde de pression 
Beaucoup reste à faire dans ce secteur complexe et peu maîtrisé. Pour l'essentiel, on ne 
dispose pas de théorie, modèles, codes satisfaisants de la combustion/propagation de la 
flamme dans un nuage non confiné ou partiellement confiné; or, l'impulsion de pres­
sion engendrée dépend de manière très critique de l'histoire de cette propagation. On ne 
dispose que de renseignements fragmentaires et de résultats le plus souvent à échelle de 
laboratoire sur les mécanismes d'accélération de flamme et la transition éventuelle de la 
déflagration à la détonation. 
L'effort encore limité consenti dans le premier programme devra donc être poursuivi et 
intensifié, aussi pour incorporer d'autres aspects: influence de la structure irrégulière du 
nuage, de confinements partiels ou obstacles et de la topographie; ou pour se rappro­
cher de conditions plus réalistes : influence de la forme de la nappe explosive, du point 
d'allumage, de la présence d'aérosols, etc. Pour l'essentiel il s'agira d'études et simula­
tions d'effets partiels. Une campagne concertée d'essais sur le terrain, à échelle majeure, 
pourra être entreprise au cours de l'exécution du programme ou, les cas échéant, rem­
placée par une participation à une expérience internationale de ce genre. Bien entendu, 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N°C 250/15 
la mise au point de modèles et codes prédictifs accompagnera ces divers développe­
ments. 
1.2.4. Propagation et interactions d'ondes de pression 
Les efforts limités entrepris avec le premier programme devront être poursuivis. Au 
moins un code élaboré (hypothèse isentrope) sera mis au point. Il sera éventuellement 
couplé à une description de la combustion et de la réponse de structures. Les essais sur 
le terrain seront poursuivis, pour traiter du cas de sources multiples, de la propagation 
au-dessus de la mer et de l'influence de la topographie, ou pour valider certains aspects 
des codes prédictifs. 
1.2.5. Réponse des structures 
Cet aspect fondamental mais très distinct de ce qui précède n'a pas été traité dans le 
premier programme. Les nombreuses données disponibles sur la réponse aux explosions 
et les dommages à des bâtiments conventionnels sont difficilement extrapolables aux 
structures renforcées des centrales nucléaires, c'est pourquoi des essais sur maquettes ou 
éléments structurels, l'examen des conséquences pour la sûreté d'une installation de 
dommages simultanés devront être entrepris en étroite liaison avec le CCR, qui dispose 
de compétences spécifiques dans ce domaine. 
Contribution de la Communauté 
Programme commun d'investigations à mettre en œuvre sur la base de contrats de 
recherche. 
Fonds nécessaires: 4 200 000 Écus. 
1.3. PROBLÈMES MÉCANIQUES ET DE MATÉRIAUX POSÉS PAR LES COM­
POSANTS EN ACIER DES RÉACTEURS À EAU LÉGÈRE (point l.A.2.3 du 
programme d'action) 
Objectifs 
L'intégrité des composants en acier des centrales à eau légère, notamment de leurs cir­
cuits primaires, est essentielle pour la sécurité de ces installations. D'importants pro­
grammes de recherches ont été consacrés jusqu'ici à ce domaine. Les résultats ont été 
utilisés pour améliorer les procédés de fabrication et les techniques de contrôle de la 
qualité. On s'est orienté ensuite vers le développement et la mise en œuvre de contrôles 
systématiques et périodiques tout au long de la vie des installations. La détection pré­
coce des défauts et le suivi de leur évolution était justifié notamment par des phénomè­
nes de fragilisation des aciers sous irradiation. Récemment, cette tendance à privilégier 
le contrôle s'est trouvée renforcée par la découverte de la présence de défauts sous revê­
tements, par les problèmes de chocs thermiques, etc. 
La coopération internationale dans le domaine de la mécanique et des matériaux des 
composants en acier des centrales à eau légère existe de longue date et est centralisée 
dans un groupe de travail patronnée conjointement par le CSIN (OCDE-AEN) et la 
Commission. De 1976 à 1980, un exercice international de détection de défauts préexis­
tant dans des pièces d'acier qui ont circulé dans un grand nombre de laboratoires spé­
cialisés a été organisé (Pisc I). Le CCR a joué un rôle important dans cet exercice en 
assurant l'analyse destructive des échantillons, le traitement et l'exploitation des résul­
tats obtenus par ces laboratoires. L'expérience qui en est résulté a conduit à la mise sur 
pied d'un second programme, Pisc II, plus particulièrement orienté vers la validation 
des techniques non destructives de détection, localisation et évaluation des défauts et à 
la définition de procédures d'inspection efficaces et fiables; le CCR assure là aussi la 
coordination centrale. 
Dans la même période (1976-1980), une étude ayant pour but l'évaluation de la possibi­
lité de rupture des cuves de réacteur a été promue conjointement par le CCR, le CEA et 
N° C 250/16 Journal officiel des Communautés européennes 19.9.83 
Framatome, avec la participation des industries européennes qui fabriquent des cuves. 
L'étude, basée sur l'expérience de fabrication et d'inspection d'une quinzaine de cuves, 
a permis d'identifier des relations paramétriques entre conditions de charge, propriétés 
des matériaux et prestations demandées aux systèmes d'inspections. Pour le programme 
1984-1987, la continuation d'un important effort de recherche est prévue au CCR dans 
le domaine de la détection précoce des défauts et sur le développement de méthodolo­
gies pour la prédiction de la durée de vie des composants de circuits primaires. 
La Commission a jugé opportun de proposer des recherches relatives aux problèmes 
mécaniques et de matériaux posés par les composants en acier des circuits primaires des 
réacteurs à eau légère dans le cadre d'une action à frais partagés pour soutenir et com­
pléter les activités menées au CCR dans ce secteur. L'action à frais partagés constitue 
un cadre parfaitement adapté en raison de la coopération internationale étroite qui s'est 
établie à l'occasion des exercices Pisc et dans le cadre du programme théorique expéri­
mental sur les modèles à échelle réduite de cuve et les modèles de manchettes de raccor­
dement (safe end) à échelle 1 démarré au CCR. Les laboratoires nationaux participant à 
l'exercice Pisc II seront en mesure de prendre en charge des actions à frais partagés pro­
posées par le groupe Pisc lui-même et soutenues par des groupes de travail internatio­
naux en tant qu'élargissement de ce qui se fait actuellement à partir du programme du 
CCR. Les actions envisagées se focaliseront sur les points suivants: 
— dans le domaine de l'évaluation de l'efficacité et de la fiabilité des méthodes de 
contrôle non destructif, des études paramétrique de sensibilité de ces méthodes à 
différents facteurs et des exercices de comparaison et de validation (Benchmark) de 
ces méthodes seront entrepris ; 
— dans le domaine de la mécanique de la rupture, des travaux sur les contraintes rési­
duelles et thermiques prolongeront et rentabiliseront les activités en cours au CCR. 
Un dernier domaine, relativement indépendant des précédents, concerne les problèmes 
mécaniques provoqués par des accidents d'origine externe, notamment par les séismes. 
Il s'agira, dans un premier temps, de faire le point des connaissances disponibles, 
d'effectuer des comparaisons entre les différentes méthodes d'investigation et d'organi­
ser un exercice de validation de code appliqué à un cas élémentaire. 
Il convient de noter que la plupart des recherches proposées ci-dessous, bien qu'elles 
soient directement appliquées aux centrales à eau légère, ont un intérêt plus général. 
Activités 
1.3.1. Évaluation de l'efficacité des techniques de contrôle non destructif 
Il existe plusieurs domaines où une contribution très efficace au programme d'inspec­
tion des composants en acier (Pisc II) pourrait être apportée. Ces domaines sont ceux 
qui, sous le nom d'«études paramétriques», ont débuté fin 1982 dans le cadre d'un pro­
gramme très limité faisant partie du programme du CCR mais qui devraient être étendus 
dans les directions proposées par les groupes d'experts internationaux. Les actions 
demandées sont typiquement des actions à frais partagés, puisqu'elles doivent utiliser les 
équipements, les connaissances et la main-d'œuvre spécialisée des organismes dévelop­
pant et utilisant les techniques de contrôle non destructif et appliquant les procédures 
d'inspection pour l'industrie nucléaire en général et pour les composants de réacteur en 
particulier. 
Six groupes de paramètres qui demandent des efforts parallèles sont identifiés. 
— L'effet des caractéristiques des défauts, de leur géométrie et emplacement sur leur 
détection, leur localisation et la détermination de leur forme. 
— L'effet des caractéristiques des équipements sur la détection des défauts, leur loca­
lisation et la détermination de leur forme. 
— L'effet des caractéristiques du revêtement sur la détermination de la forme des 
défauts. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N°C 250/17 
— Les paramètres intervenant dans l'usage des techniques électromagnétiques de 
détection au voisinage de la surface. 
— L'effet des tensions résiduelles sur la détection des défauts, leur localisation et la 
détermination de leur forme. 
— L'évaluation des résultats incluant le traitement du signal et la visualisation. 
Les organisations nationales à même d'exécuter des actions sur ces études paramétri­
ques utiliseront aussi bien les procédures d'inspection classiques à l'heure actuelle que 
des techniques avancées de contrôle non destructif. 
Les matériaux considérés sont généralement de l'acier de cuve, et les défauts sont des 
défauts réels, introduits artificiellement ou provoqués, pour permettre tous les exercices 
de comparaison possibles, de type benchmark. 
Comme conséquence des résultats obtenus dans l'exercise Pisc, des procédures de vali­
dation et des démonstrations seront nécessaires. Des programmes d'information, des 
actions de support et de coordination pourraient s'avérer nécessaires. 
Actions telles que: 
— information et sensibilisation sur les codes, les normes et les organismes réglemen­
taires concernés par l'inspection en service, 
— fabrication et collecte d'échantillons et de structures pour les laboratoires d'évalua­
tion, 
— coordination pour une meilleure utilisation du matériel disponible dans la Commu­
nauté européenne, ce qui est typiquement de la compétence de la Commission. 
1.3.2. Détection, surveillance et détermination des formes des défauts apparaissant en cours de 
fonctionnement dans les structures sous pression et évaluation de la durée de vie de ces 
structures. 
Le programme vise en général à évaluer la capacité qu'ont les techniques combinées de 
contrôle non destructif à prédire, par une surveillance périodique ou continue, la durée 
de vie restante des structures sous pression. 
Le CCR a démarré en 1982/1983 et prévoit de développer dans les années 1984-1987 un 
programme théorique et expérimental sur des cuves de PWR à échelle 1/5 et sur des 
éléments de tuyauteries à l'échelle 1, et plus spécifiquement les manchettes de raccorde­
ment. Les installations expérimentales disponibles permettent de programmer des histo­
grammes de charge, d'effectuer des explorations automatiques par ultra-sons de l'inté­
rieur des cuves; elles permettent l'acquisition et l'analyse automatique des signaux US 
et l'utilisations des techniques d'émission acoustique, de jauges de contrainte, d'holo­
graphie laser. En complément aux travaux exécutés par le CCR, l'action à frais partagés 
devra permettre aux équipes spécialisées de certains laboratoires des États membres 
d'effectuer des campagnes de mesure sur les cuves et installations du CCR ainsi que des 
travaux préparatoires de support concernant principalement: 
— évaluation des possibilités de l'émission acoustique pour la détermination de la 
forme des défauts et pour la détermination du risque d'avoir des défauts, 
— évaluation comparative des différentes techniques ultrasonores et des différents 
codes de traitement analytique des défauts apparaissant au cours du fonctionne­
ment, 
— corrélation entre les différentes techniques de contrôle non destructif (ultra-sons, 
émission acoustique, rayons X), 
— essai et comparaison avec les codes FEM des techniques expérimentales d'analyse 
des contraintes (par exemple, interférométrie laser, émission thermique), 
— exercice benchmark sur la mécanique de la rupture dans le domaine élastroplasti-
que pour des structures en charge en géométrie tridimensionnelle (tubulures de rac­
cordement). 
N° C 250/18 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
1.3.3. Mécanique de la rupture 
Contraintes résiduelles et thermiques 
Examen des problèmes existant dans les domaines suivants: 
— mesure de la distribution des contraintes résiduelles à l'intérieur et au voisinage des 
soudures, 
— contraintes résiduelles associées au revêtement et fissures sous revêtement, 
— influence des procédés de fabrication et du traitement thermique sur les contraintes 
résiduelles et comparaisons des codes et des spécifications, 
— effet de l'essai hydrostatique sur les contraintes résiduelles, 
— influence des contraintes résiduelles sur le comportement de la transition ductile/ 
fragile. 
Analyse numérique des problèmes de mécanique de la rupture dans le domaine 
élasto-plastique. 
Il est proposé d'effectuer un exercice de calcul «circulaire» pour arriver à une meilleure 
compréhension des techniques les plus aptes à être appliquées, en particulier en ce qui 
concerne les problèmes suivants: 
— type de modélisation ou voisinage de l'extrémité des fissures, 
— choix optimal des paramètres d'itération dans l'analyse élasto-plastique, 
— traitement de la propagation des fissures stables. 
Il est suggéré additionnellement de comparer les résultats des analyses numériques par­
tiellement ou totalement avec les résultats obtenus expérimentalement en définissant les 
limites et particularités de l'analyse utilisée. 
1.3.4. Problèmes mécaniques consécutifs à des ondes de choc causées par des accidents d'origine 
externe (en particulier par des séismes) 
Les examens des limites d'applicabilité des différentes méthodes utilisées pour calculer 
les conséquences des charges séismiques (ou d'autres charges dues à des accidents d'ori­
gine externe) sur les structures internes (y compris les composants du réacteur et les 
tuyanteries) devraient être entrepris en trois étapes: 
— préparation d'un inventaire des méthodes d'analyse et d'essais, 
— comparaison des différentes approches, de façon à définir les convergences et les 
divergences, 
— développement de méthodes améliorées. 
Contribution de la Communauté 
Programme commun d'investigations à mettre en œuvre sur la base de contrats de 
recherche. 
Fonds nécessaires: 4 800 000 Écus. 
1.4. THERMOHYDRAULIQUE ET DÉGRADATIONS SÉVÈRES SUBIES PAR LE 
COMBUSTIBLE AU COURS DES ACCIDENTS DE PERTE DE RÉFRIGÉ­
RANT PRIMAIRE (points l.A.2.4 et l.A.2.5 du programme d'action) 
Objectifs 
L'accident survenu à la centrale US de TMI-2 a été un élément prépondérant parmi les 
facteurs qui ont conduit à une réorientation des programmes de recherche dans ces 
domaines depuis 1979. 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/19 
Alors que la tendance était auparavant orientée vers l'étude détaillée de l'accident de 
perte de réfrigérant primaire «grosse brèche» et que l'on considérait que toutes les autres 
situations étaient moins pénalisantes que cet accident-enveloppe, on attache désormais 
une grande importance à d'autre scénarios pouvant conduire à des détériorations impor­
tantes du combustible et pouvant aller jusqu'à des situations irréversibles. Le cas des 
petites brèches affectant le circuit primaire n'était que le cas le plus caractéristique de ce 
type de scénarios qui sont étudiés en détail en raison de leurs conséquences au niveau 
de l'installation de l'environnement des travailleurs et des populations. Sur le plan com­
munautaire, dans le cadre du programme d'action directe exécuté au CCR, la boucle-
système hors pile Lobi, initialement prévue pour l'étude des transitoires relatifs a un 
accident de perte de réfrigérant primaire «grosses brèches» et «brèches intermédiaires» 
dans la phase de dépressurisation, a été modifié pour permettre la réalisation des transi­
toires «petites brèches». 
Le volet Loca-ECCS (volet A) du programme de recherche à frais partagés en cours 
d'exécution est consacré à la réalisation d'expérimentations «hors pile» d'effets séparés 
relatifs à la thermohydraulique et aux échanges thermiques dans la phase remouillage/ 
renoyage du coeur. Il s'agit de recherches d'intérêt général en géométries mono- et bidi-
mensionnelles et en régime diphasique. Les effets provoqués par des géométries de 
canal déformé, simulant le gonflement des gaines, et par la composition des barreaux 
ont été pris en compte dans plusieurs expériences, et l'on peut admettre que cette partie 
du programme était, à la limite, entre la thermohydraulique et la thermomécanique. 
En 1982, la Commission, en étroite liaison avec le sous-groupe du CCMGP chargé de 
suivre l'exécution du premier programme dans ce domaine, a examiné la suite qu'il con­
venait de lui donner au-delà de 1983. Elle a estimé qu'il était nécessaire de poursuivre 
les travaux fondamentaux entrepris dans le domaine de la thermohydraulique et des 
transferts de chaleur en régime diphasique, Ces recherches devront permettre d'établir 
des corrélations et des modèles directement utilisables pour l'établissement de codes 
réalistes (best-estimate). L'accent devra être mis sur les situations de perte de réfrigérant 
«petites brèches» et sur le développement de techniques de mesure appropriées au 
régime diphasique. Les effets dus à la simulation à échelle réduite des phénomènes 
devront être mis en évidence de façon à valider l'application des résultats obtenus aux 
cas réels des réacteurs. Le sous-groupe a également recommandé une poursuite progres­
sive des recherches pour les situations conduisant à la dégradation du cœur, notamment 
dans le domaine du refroidissement du combustible déformé et allant même jusqu'au 
remouillage des débris produits après une fusion des gaines. Ce domaine spécifique de 
recherche sur les combustibles dégradés a été examiné plus en détail en 1981 et 1982 par 
un groupe de spécialistes réunis sous l'égide du groupe de travail n° 2, «Sécurité des 
réacteurs à eau légère — Recherches». Ce groupe a pris en considération les nombreux 
travaux en cours ou programmés dans les pays de la Communauté et en dehors de la 
Communauté, notamment aux États-Unis, ainsi que sur le plan international, dans le 
cadre du CSNI (OCDE-AEN) et il a fait des recommandations dont la Commission a 
tenu compte en proposant une série d'expériences de type «effets séparés» se référant 
à deux catégories de situations: celles impliquant des conditions de cœur dégradé pou­
vant aller jusqu'à la formation de débris (rubble bed) et même jusqu'à la fusion localisée 
de pastilles de combustible; dans ce cas, la situation n'est pas irréversible si son évolu­
tion peut être stabilisée par le rétablissement d'un mode quelconque de refroidissement. 
C'est dans ce domaine que la majorité des efforts devront porter^ et plus particulière­
ment sur la formation et la caractérisation des débris en fonction des oifférents régimes 
de refroidissement, sur le refroidissement en régime monophasique et diphasique des 
cœurs dégradés et sur les réactions et les propriétés physiques des matériaux dans des 
gammes croissantes de température. Une autre catégorie de situation, irréversible celle-
là, impliquant la fusion du cœur et des plaques-support à l'intérieur de la cuve, le pas­
sage du corium à travers la cuve et l'enceinte de confinement, devra être prise en 
considération mais avec un degré de priorité moindre que pour les situations non irré­
versibles. Dans une première étape, l'attaque du radier par le cœur devrait être étudiée. 
Cependant, les premiers résultats de l'examen des combustibles et des parties internes 
de la cuve de TMI-2 devront être pris en compte pour la définition plus détaillée des 
travaux à entreprendre. 
Les résultats des expérimentations de type «effets séparés» doivent être confrontés, cor-
rélés et validés par des expériences en pile de grande envergure, de type «intégrales», qui 
simulent ou reproduisent l'ensemble des phénomènes qui apparaissent dans les scéna-
N° C 250/20 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
rios accidentels. Les liens existant entre les phénomènes fondamentaux étudiés séparé­
ment et les phénomènes globaux, tels qu'ils ressortent des expérimentations en pile, ne 
peuvent être mis en évidence que par un travail théorique approfondi d'analyse et de 
modélisation. 
La Commission, qui est convaincue de la nécessité d'aborder les problèmes liés aux 
dommages subis par les combustibles en conditions accidentelles sévères, sur les trois 
plans que constituent les expérimentations «effets séparés», les expériences globales en 
pile et les aspects théoriques d'analyse et de modélisation, a proposé la création, dans le 
cadre de l'action directe, d'un groupe de spécialistes en matière d'analyse et de modéli­
sation. Ce groupe devra disposer des résultats d'expériences en pile significatives en ce 
qui concerne les dommages sévères subis par les combustibles; à la suite de l'abandon 
du projet Super-Sara, le programme français Phebus constitue sur le plan européen le 
programme le plus apte à fournir les informations requises; cependant, les programmes 
américains, tels que PBF, canadiens, tels que NRU, ou internationaux, tels que Loft, 
devront également être pris en considération. La disponibilité des résultats du pro­
gramme Phebus devra logiquement être recherchée dans le cadre de l'action à frais par­
tagés, et les négociations avec les États tiers pour l'accès aux résultats des autres pro­
grammes mentionnés ci-dessus devront aussi être envisagées selon les modalités propo­
sées au point 4 ci-dessous. Comme on le voit, l'action à frais partagés proposée dans ce 
domaine et l'action directe seront donc étroitement imbriquées et complémentaires. 
D'une façon générale, l'objectif de la Commission, en proposant les recherches ci-des­
sous, sera à la fois de promouvoir un certain nombre de travaux spécifiques (effets sépa­
rés) mais aussi de permettre la mise à la disposition sur le plan communautaire des 
résultats des programmes en pile importants qui sont en cours ou sont envisagés dans 
certains États membres ou certains États tiers en utilisant les capacités d'analyse du 
CCR dans ce domaine. 
Activités 
1.4.1. Accident de perte de réfrigérant — Thermohydraulique (température du combustible: 
<1200°C) 
Suite au domaine A du premier programme: 
a) études fondamentales basées sur des travaux expérimentaux à échelle réduite avec 
une évaluation détaillée conduisant à des modèles qui seront utilisés dans les codes 
best estimate et faciliteront l'interprétation des expériences à grande échelle : 
— études des phénomènes au voisinage du point de transition, 
— transfert thermique de base dans les grappes et les géométries simples en cas 
de «Loca petites brèches» et dans des conditions «haute pression — bas débit 
massique», 
— effets de condensation en relation avec l'injection d'eau du système de refroi­
dissement de secours du cœur, 
— études des phénomènes de séparation de phase dans une jonction d'une tuyau­
terie horizontale avec un débit biphasique à faible vitesse, particulièrement en 
cas de haute pression, 
— répartition spatiale des phases d'un débit biphasique, zones d'interface, vitesse 
relative des phases, particulièrement en cas de grand diamètre (D > 200 mm); 
b) travaux d'évaluation/modélisation sur les données expérimentales disponibles 
venant des expériences «effets séparés» à grande échelle et des expériences de type 
«intégrales» dans un but de validation et d'évaluation de codes et de mise à l'échelle 
des données pour leur transposition aux conditions d'échelle des réacteurs. Dans ce 
domaine, les travaux seront étroitement coordonnés avec les activités menées dans 
le cadre de l'action directe, et les compétences spécifiques du CCR pourront être 
utilisées en support aux actions à frais partagés qui porteront notamment sur: 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/21 
— l'engorgement par mélange biphasé à contre-courant, et phénomène de by-pass 
pour le refroidissement d'urgence du cœur (région du cœur), 
— l'engorgement par mélange biphasé à contre-courant dans les tuyauteries, 
— phénomène de convection naturelle monophasique et biphasique (configura­
tion de «Loca petites brèches»), 
— modélisation des tubes en «U» des générateurs de vapeur fonctionnant en con­
dition biphasique côté primaire et côté secondaire. 
1.4.2. Études sur les cœurs dégradés et les dommages sévères subis par les combustibles, situa­
tions récupérables 
L'évolution de telles situations, impliquant la formation de débris et éventuellement un 
peu de fusion localisée, peut vraisemblablement être stoppée par le rétablissement de 
systèmes de refroidissement et des actions appropriées. (À noter les connections avec la 
phénoménologie propre aux LMFBR). 
Les études dans ce domaine devront viser à définir les limites à l'intérieur desquelles le 
rétablissement d'un refroidissement permanent pourra être garanti. La connaissance des 
limites de refroidissement potentiel est nécessaire pour pouvoir définir les actions qui 
s'imposent et établir les procédures permettant de stabiliser la situation. 
a) Réaction des matériaux, processus physico-chimiques et leur ciné­
tique 
— Oxydation des gaines. 
— Oxydation à haute température du zircaloy et de l'acier inoxydable dans diffé­
rents mélanges vapeur/hydrogène. 
Influence de la pression sur la cinétique de l'oxydation. 
Influence des réactions endothermiques sur la chronologie de la fusion. 
— Liquéfaction gaine/combustible, candling et remise en place. 
Formation d'eutectique U02/Zr02 à basse température, mécanismes de pro­
gression de la fusion. 
— Interaction entre matériaux. 
Libération d'alliage absorbant en fonction de la température et son influence 
sur le blocage des sous-canaux. 
b) Formation et refroidissement des lits de débris 
Formation de débris pour différents régimes de refroidissement. 
Effet de trempe sur l'intégrité des assemblages de combustible en fonction de 
la vitesse d'échauffement, environnement chimique et modes de trempe. 
Caractéristiques chimiques des débris résultant de la trempe. 
— Aspects thermo-hydrauliques du refroidissement des cœurs dégradés. 
Phénomènes hydrauliques en régime mono- et biphasiques dans les lits de 
débris. Perméabilité, formation de voies d'écoulement, fluidisation, caractéri-
sation des débris; validité des études sur des débris uniformes et sur des géo-
métries simples. Prise en considération de lits de débris plus complexes. 
Transfert thermique dans un lit de débris refroidi par un mélange biphasique. 
Trempe d'un lit de débris surchauffé par une injection d'eau par le fond ou le 
sommet du cœur, mise en évidence des facteurs limitatifs (bouchons de 
vapeur, par exemple). 
N° C 250/22 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
c) Modélisation mathématique 
Dans une certaine mesure, un travail continu de modélisation théorique est envisagé 
pour les codes de calcul avancés concernant les accidents sévères. Ceci comprendra 
des exercices benchmark utilisant un projet de centrale nucléaire de référence (non 
spécifique). Un workshop pourrait être organisé pour discuter des résultats et émettre 
des recommandations. 
1.4.3. Études sur les cœurs dégradés et les dommages sévères subis par les combustibles — Situa­
tions irréversibles 
Ce domaine commence quand les limites potentielles de refroidissement indiquées plus 
haut sont dépassées. L'injection de réfrigérant, si elle a lieu, ne serait pas suffisam­
ment efficace pour éviter une fusion globale et l'effondrement du combustible sur les 
plaques support. 
La progression de l'accident pourrait aller jusqu'au passage à travers les plaques sup­
port, la défaillance de la cuve et les interactions des débris avec l'enceinte de confine­
ment. 
Le travail proposé ici concerne les problèmes relatifs à l'attaque du radier. On devrait 
commencer par établir des spécifications d'une installation expérimentale et, dans la 
mesure du possible, prendre en compte une installation déjà existante. 
Le programme sera précisé en détail après les examens de TMI-2 en 1983/1984. 
Les problèmes spécifiques sont: 
— la possibilité de refroidissement des débris sous eau dans la cavité du réacteur en 
considérant une géométrie réaliste des débris, 
— la probabilité et les effets d'une explosion de vapeur après chute des débris dans la 
cavité du réacteur, 
— l'hydrodynamique du refroidissement des débris, suite à leur inondation par de 
l'eau venant d'en haut: par exemple, eau de décharge des accumulateurs et partage 
de l'énergie entre la production de vapeur et absorption par le béton, 
— l'attaque, par les débris du cœur fondu, du sol et des murs de la cavité du réacteur et 
évaluation des limites de la pénétration, 
— l'effet des interactions chimiques entre les gaz dégagés et la phase «acier» dans les 
débris fondus, sur la composition des gaz atteignant l'enceinte de confinement et 
sur la constitution physique et chimique des débris en fusion, 
— le refroidissement à long terme et la forme finale des débris du cœur après pénétra­
tion dans le radier de béton. 
1.4.4. Expériences en pile — Comportement du combustible en conditions accidentelles sévères 
Participation de la Commission au programme Phebus et à d'autres programmes inter­
nationaux ou mis en œuvre par des États tiers: Loft, PB F, NRU, Epri,... 
Contribution de la Communauté 
Programme communautaire d'investigations à mettre en œuvre sur le base de contrats 
de recherche. 
Fonds nécessaires: 14 200 000 Écus. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/23 
1.5. PROBLÈMES DE LA DISTRIBUTION, DE LA COMBUSTION ET DU CON­
TRÔLE DE L'HYDROGÈNE PRODUIT EN CAS D'ACCIDENT (point l.A.2.6. 
du programme d'action) 
Objectifs 
Dans l'optique de l'étude d'un accident de perte de réfrigérant primaire suivi du fonc­
tionnement correct du système de refroidissement d'urgence du cœur, les phénomènes 
de production d'hydrogène, tant par réaction zirconium-eau-vapeur que par radiolyse, 
sont suffisamment lents pour permettre aux systèmes de dilution ou de recombinaison 
d'intervenir avant d'atteindre le taux limite d'inflammabilité. Les réglementations pré­
vues à cet égard se limitent en général à fixer un pourcentage maximum d'oxydation des 
gaines pour limiter la quantité d'hydrogène produit au cours de l'accident de dimen-
sionnement(design basis accident). 
Lorsqu'on étudie des scénarios d'accident conduisant à la surchauffe des éléments com­
bustibles découverts au-delà de 1 200 °C pouvant occasionner des détériorations de 
plus en plus importantes du cœur, le phénomène de la production d'hydrogène est 
beaucoup plus rapide et important. Dans ce cas, les risques qui pourraient en résulter 
pour l'intégrité de l'enceinte et des systèmes de sauvegarde situés à l'intérieur de celle-ci 
doivent être pris en compte et des mesures appropriées doivent être envisagées. Ceci a 
été mis en évidence par l'accident de TMI-2 à la suite duquel des programmes de 
recherche ambitieux ont été mis en œuvre, notamment aux États-Unis par Epri et San-
dia. La Commission a décidé, dès 1979, de réunir dans le cadre de son groupe de travail 
n° 2, «Sécurité des réacteurs à eau légère — Recherches», un sous-groupe de spécialistes 
qui a établi en août 1981 un rapport sur l'état de l'art en la matière. Les conclusions de 
ce rapport et les discussions ultérieures qui ont eu lieu dans le cadre de ce sous-groupe 
ont mis en évidence, en tenant compte des programmes de recherche en cours dans la 
Communauté et aux États-Unis, la nécessité d'entreprendre une action de recherche 
communautaire. Les domaines retenus sont: la distribution de l'hydrogène dans 
l'enceinte de confinement qui posent des problèmes essentiels en matière d'évaluation 
et de limitation des risques, la combustion et l'étude des possibilités de détonations des 
mélanges hydrogène-air-vapeur, le contrôle, notamment en ce qui concerne les mesures 
de concentration en hydrogène, oxygène et vapeur. 
Les aspects relatifs à la production de l'hydrogène sont déjà abordés au point 1.4.2 
ci-avant; la .priorité devra donc être donnée à l'étude de la distribution et de la combus­
tion. Cependant, le domaine du contrôle ne devra pas être négligé. L'action à frais par­
tagés est bien adaptée à ce type de travaux qui touchent plusieurs disciplines scientifi­
ques, pour certaines desquelles le CCR n'a pas de compétence spécifique. Les connec­
tions avec les autres thèmes de recherche prévus dans le cadre de cette proposition sont 
étroites, plus particulièrement avec les travaux sur les conditions de cœur dégradé et 
avec les recherches sur le terme source. En ce qui concerne la combustion de l'hydro­
gène, bien que les problèmes soient différents en raison de la densité des gaz considérés, 
il existe des liens entre ce domaine et les recherches proposées au point 1.4.2 sur les 
explosions de nuages de gaz. Des contacts appropriés devront être établis entre les labo­
ratoires concernés par ces recherches. 
Activités 
Dans ce domaine, une étroite coopération avec les programmes US, Epri et Sandia est 
essentielle. 
Dans son ensemble, le programme proposé commence par des études théoriques et 
expérimentales de la distribution des gaz dans des enceintes de confinement réalistes; 
les possibilités de combustion sont ensuite examinées dans le but de pouvoir définir les 
méthodes de contrôle technique satisfaisant pour les gaz produits durant un accident. 
1.5.1. Distribution de l'hydrogène et des autres gaz 
Les problèmes de distribution des gaz dans l'atmosphère de l'enceinte après Loca sont 
prépondérants en ce qui concerne leur contrôle sur le plan technique et l'évaluation du 
risque. 
N° C 250/24 Journal officiel des Communautés européennes 19.9.83 
La connaissance de la distribution atmosphérique à l'intérieur des compartiments des 
enceintes de confinement compartimentée nécessite des études analytiques et expéri­
mentales sur la distribution dans ces compartiments de l'hydrogène, de l'oxygène, de la 
vapeur et de l'azote. Les recherches débuteront par des études de base (par exemple, de 
type «effets séparés») pour aller jusqu'à des expériences intégrales. 
Préalablement à ces expériences, des études analytiques devront être exécutées pour 
optimiser le programme sur la distribution dans son ensemble. La séparation de l'hydro­
gène et de l'oxygène par processus physique est un phénomène particulièrement intéres­
sant dans les premières phases d'un accident. 
Des travaux sont nécessaires sur la précision des analyses théoriques et les mesures pra­
tiques de concentration dans les conditions accidentelles. 
Il est nécessaire de développer une méthode simple et fiable pour la mesure des concen­
trations en hydrogène et en oxygène. 
Pour les situations avancées de cœur dégradé et les conditions de cœur complètement 
fondu, il est nécessaire de procéder à des développements, des comparaisons et des véri­
fications expérimentales de codes supplémentaires. 
Les aspects relatifs à la distribution de toutes les procédures d'atténuation devront être 
soigneusement analysés si on veut pouvoir évaluer les avantages de ces procédures (voir 
contrôle technique). 
1.5.2. Processus de combustion 
Tenant à l'esprit les travaux en cours, plusieurs domaines pourraient bénéficier des 
recherches menées par les laboratoires européens. 
Tandis que les limites d'inflammabilité et d'explosivité sont bien connues pour les 
mélanges binaires hydrogène-air, les données relatives aux mélanges ternaires ou multi­
ples en présence de vapeur, de gaz inertes ou d'aérosols sont très limitées. Des données 
fiables sur les limites d'explosivité des mélanges hydrogène-air-vapeur sont nécessaires, 
en particulier dans le cas d'enceintes de confinement compartimentées réalistes. 
En plus'des aspects concernant les effets de la distribution sur les phénomènes de com­
bustion, une attention spéciale devrait être portée aux conditions physiques avant et 
après une possible ignition. Ceci nécessite un travail combiné sur le plan analytique et 
sur le plan expérimental. Dans la mesure du possible, des expériences devraient fournir 
des explications fiables permettant de prédire la cinétique des réactions de combustion, 
particulièrement la possibilité de transitions déflagration-détonation dans des condi­
tions réelles. Ceci incluera l'influence des ondes de pression produites et les interactions 
avec les structures. L'ensemble devrait être introduit dans les codes sur l'hydrogène 
pour l'étude de scénarios-types. 
1. S .3. Contrôle technique 
Plusieurs procédures et principes différents sont actuellement en cours de discussion et 
d'évaluation et quelques-uns vont être testés dans le programme américain. 
Des recommandations définitives sur des techniques spécifiques né peuvent être faites 
tant que chaque procédure n'aura pas été analysée en profondeur, expérimentée et que 
ses résultats ne seront pas disponibles. Des travaux sur le plan européen, complémentai­
res du programme américain dans ce domaine, sont fortement recommandés (particuliè­
rement sur les aspects distribution). Ces travaux seront exécutés dans la dernière partie 
du programme proposé. 
Contribution de la Communauté 
Programme commun d'investigation à mettre en œuvre sur la base de contrats de recher­
che. 
Fonds nécessaires: 3 600 000 Écus. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/25 
1.6. TERME SOURCE DÛ AUX PRODUITS DE FISSION EN SITUATIONS 
ACCIDENTELLES SÉVÈRES (point l.A.2.5 du programme d'action) 
Objectifs 
L'évaluation du terme source implique la connaissance de l'inventaire des produits de 
fission existant potentiellement dans une centrale nucléaire au moment et dans les dif­
férentes phases d'un accident, la connaissance des processus de relâchement et de trans­
port des produits de fission dans le circuit primaire puis dans l'enceinte de confinement 
et enfin dans l'environnement. Cette évaluation doit être qualitative: elle doit pour cela 
préciser les différentes formes physiques et chimiques sous lesquelles les produits de fis­
sion sont libérés et évoluent et elle doit être quantitative. La connaissance du terme 
source joue un rôle central dans l'évaluation réaliste des risques des accidents considé­
rés et permet la définition des mesures d'intervention et des installations de sauvegarde 
qui doivent être prévues pour y faire face. 
Sur le plan réglementaire, les hypothèses prises en compte au niveau du terme source 
pour l'évaluation des conséquences radiologiques des accidents de référence sont très 
largement conservatives, notamment en ce qui concerne les relâchements de produits de 
fission solides et semi-volatils; seuls les rejets de gaz nobles sont correctement évalués. 
À la suite de la publication du rapport Wash 1 400, des spécialistes américains tels que 
Levenson et Rahn ont attiré l'attention sur le pessimisme des hypothèses et des modéli­
sations utilisées et sur le rôle joué par l'eau dans la rétention de l'iode et du césium. 
Leur point de vue a été conforté par les premières constatations faites à l'occasion de 
l'accident de TMI-2, à la suite duquel d'importants programmes de recherche ont été 
décidés aux États-Unis, par la NRC et Epri, et en Europe. Ces programmes touchent 
aussi bien la chimie de certains produits de fission que la formation et le comportement 
d'aérosols denses. Dans le domaine de la coopération internationale, les Suédois ont 
proposé d'utiliser l'installation de Marviken pour exécuter un programme de recherche 
ambitieux sur les aérosols. Ce programme débutera en 1984, et plusieurs États membres 
ont déjà fait connaître leur intention d'y participer. Par ailleurs, le groupe de travail spé­
cialisé du CSIN (OCDE-AEN) avait établi en 1979 un rapport sur l'état de l'art en 
matière d'aérosols nucléaires. Ce rapport vient d'être révisé et adapté aux centrales à 
eau légère puisque sa première version était pour une bonne part consacrée aux réac­
teurs rapides refroidis au sodium. En 1982, le groupe de travail communautaire 2, «Sécu­
rité des réacteurs à eau légère — recherches» a estimé que de nombreux problèmes 
restaient encore à résoudre dans le domaine du terme source et qu'il était souhaitable 
d'envisager des recherches dans le cadre du second programme de recherche à frais par­
tagés. 
La Commission a réuni en juillet 1982 un petit groupe de spécialistes qui ont passé en 
revue les activités menées ou programmées à l'intérieur et en dehors de la Communauté. 
Ils ont recommandé l'exécution de travaux de caractère fondamental, limités à l'étude 
d'effets séparés et ne nécessitant pas de grandes installations. Les recherches porteront 
sur les processus de relâchement des produits de fission à partir des combustibles pour 
des températures élevées, sur les problèmes de chimie de l'iode en milieu aqueux, de 
transport des produits de fission dans le circuit primaire et surtout de nombreuses 
recherches sur le transport et le comportement des produits de fission et des aérosols 
dans l'enceinte de confinement. Des études préparatoires devront être entreprises par les 
services de la Commission dès 1983 afin de définir de façon plus précise un certain 
nombre de thèmes potentiels et de tenir compte des résultats d'expérimentations actuel­
lement en cours aux États-Unis et en Europe. Cela implique la nécessité d'une certaine 
flexibilité dans l'exécution des actions proposées ici; il conviendrait notamment de pré­
voir le lancement des appels d'offre en plusieurs phases. 
Les résultats de ces recherches permettront d'améliorer la modélisation des différents 
phénomènes, telle qu'elle est utilisée jusqu'à présent dans les codes spécialisés. De plus, 
les recherches proposées ici permettront de mieux définir les données de départ néces­
saires à l'étude des problèmes de dispersion atmosphérique des rejets radioactifs qui 
seront traités au point suivant (1.7). 
N° C 250/26 Journal officiel des Communautés européennes 
Activités 
1.6.1. Relâchement des produits de fission à partir du combustible 
— Identification claire de la forme chimique de l'iode et des autres produits de fission 
au moment du relâchement à partir du combustible pour des températures élevées. 
En raison des réactions chimiques complexes qui sont possibles, ces travaux 
devraient être effectués sur des combustibles irradiés de type courant dans un envi­
ronnement vapeur-hydrogène. 
— Taux de relâchement des produits de fission semi-volatils à partir de combustibles 
irradiés dans la gamme de températures 1 200-2 100 °C. 
1.6.2. Chimie des produits de fission 
— Données thermochimiques à haute température et équilibre entre phases pour de 
nombreuses espèces de produits de fission, réactions avec les matériaux, avec les 
autres produits de fission et avec les éléments composant la vapeur, à haute tempé­
rature. Effets physiques et chimiques de la combustion de l'hydrogène. 
— Chimie de l'iode en phase aqueuse, particulièrement à températures élevées 
(jusqu'à 300 °C); effet sur la cinétique des réactions connues et la stabilité des 
espèces intermédiaires supposées; étude particulière de la formation d'iode organi­
ques à basses concentrations; développement possible d'un code. 
1.6.3. Cheminement des produits de fission dans le circuit primaire et jusqu'à l'enceinte de confi­
nement 
— Revue critique des modèles non utilisés dans Trap-Melt et développement de cer­
tains d'entre eux en fonction des nécessités et des prévisions d'évolution future. 
Exercice de comparaison de codes vers 1985. 
— Recherches expérimentales sur les processus de coagulation gravitationelle. 
— Les domaines suivants devraient être tenus à l'esprit comme sujets potentiels de 
travaux. 
Effets de petites explosions de vapeur à l'intérieur du circuit primaire. 
Aérosols produits par fragmentation et expulsion par la haute pression du circuit 
primaire. 
Importance d'une atténuation possible dans le réservoir de décharge. 
Existence possible d'aérosols très denses dans certaines séquences d'accident et 
leur stabilité ultérieure. 
1.6.4. Cheminement des produits de fission et comportement des aérosols dans l'enceinte de con­
finement (à noter les programmmes LMFBR passés et en cours dans ce domaine) 
Processus de condensation, influence de la chaleur de décroissance des gaz nobles, 
développement et couplage des codes thermohydrauliques et des codes aérosols, 
possibilité de développement d'un code combiné. 
— Importance et modélisation des procédés de déposition par diffusiophorèse. 
Développement de modèles couplés incluant des mécanismes d'élimination par 
processus naturels et à l'aide de systèmes spécifiques. Exercices de comparaison de 
codes et exercice benchmark. 
— Validation expérimentale des processus d'agglomération, et plus particulièrment 
par coagulation gravitationnelle. 
Études des processus possibles de resuspension à partir des murs et des puisards à 
différents stades de l'accident. 
— Atténuation à travers les passages des fuites. Études exploratoires destinées à défi­
nir l'atténuation liée à certains types des passages des fuites et à voir quels sont les 
paramètres les plus significatifs. 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/27 
Contribution de la Communauté 
Programme commun d'investigations à mettre en œuvre sur base de contrats de recher­
che. 
Fonds nécessaires: 6 000 000 d'Écus. 
1.7. DISPERSION ATMOSPHÉRIQUE DES PRODUITS DE FISSION À LA 
SUITE D'UN ACCIDENT (point l.A.2.7 du programme d'action) 
Objectifs 
Les problèmes relatifs aux rejets de produits radioactifs à partir d'une centrale nucléaire 
en cas d'accident et de la dispersion atmosphérique de ces rejets sont essentiels pour la 
détermination des conséquences radiologiques qui en découlent, aussi bien au voisinage 
immédiat de la centrale qu'à l'échelle régionale. Ces problèmes prennent une acuité par­
ticulière en Europe où, en raison de la dimension des États et de la proximité des fron­
tières d'un nombre élevé de centrales nucléaires, les conséquences des rejets dépassent 
le cadre national. 
C'est essentiellement pour cette raison que la Commission avait proposé une activité de 
recherche dans ce domaine dans le cadre du premier programme de recherche à frais 
partagé (1979-1983) (volet C de ce programme). 
Il convient de souligner que les études en cours dans le domaine C du premier pro­
gramme à frais partagés, tout comme celles proposées pour le second programme, se 
limitent aux aspects du transport atmosphérique de polluants actifs, à l'exclusion donc 
du terme source traité au point 1.6 ci-avant et de l'évaluation des conséquences radiolo­
giques, qui font appel à d'autres disciplines (')• D'autre part, ces études ont essentielle­
ment trait aux accidents hypothétiques majeurs, qui se situent au-delà de l'accident de 
dimensionnement pris en compte pour les évaluations de sûreté des centrales. Pour ces 
catégories d'accidents, les zones intéressées, les surélévations de panache, les durées de 
migration sont sensiblement plus importantes que pour un accident de dimensionne­
ment et on sort du domaine familier de la météorologie/dispersion atmosphérique à 
échelle «locale» (jusqu'à une dizaine de kilomètres) pour passer au moins à l'échelle 
«régionale» (plusieurs dizaines de kilomètres). De ce fait, et aussi en raison de l'impor­
tance accrue d'effets partiels (topographie, inversions/stratifications, entraînement 
géostrophique, interface terre/mer, etc.), le traitement de la dispersion atmosphérique ne 
se prête plus guère aux simplifications extrêmes de l'échelle locale, et les connaissances, 
modèles et validations y sont aussi bien moins abondants et généralement insuffisants. 
Par ailleurs, il faut noter que les modèles disponibles sont tous déterministes. Or, la 
«variabilité», le caractère semi-stochastique du transport atmosphérique, est un aspect 
très fondamental, qui n'a été que peu étudié jusqu'ici. Cette prise en compte de la varia­
bilité vaut essentiellement pour des rejets brefs ou d'intensité variable dans le temps, 
caractéristiques de situations d'accident. 
Un volume modeste de travaux a pu être entrepris dans le cadre du premier programme 
à frais partagés. Il est apparu d'emblée que la dotation et le temps disponible ne permet­
traient, au mieux, que de jeter les bases d'une action coordonnée à plus long terme et 
qu'une poursuite à partir de 1984 serait en tout cas nécessaire, point de vue d'ailleurs 
soutenu alors par le CCMGP (avis du 27 mars 1980). C'est pourquoi le premier pro­
gramme s'est surtout consacré à inventorier et mieux évaluer les problèmes posés et 
l'importance relative, à échelle régionale, des multiples aspects et facteurs partiels con­
courant à la dispersion. 
C'est ainsi que certains travaux théoriques et expérimentaux concernent l'effet de sillage 
des bâtiments, la surélévation de panaches et l'effet de l'ilôt de chaleur urbain, la brise 
de mer/terre, la dispersion par vent faible ont été entrepris, mais aucune expérience «sur 
le terrain» d'ampleur majeure n'a pu être envisagée dans le cadre du premier pro­
gramme. De tels projets seront proposés dans le cadre de ce second programme. 
C) Voir proposition de programme «radioprotection». 
N° C 250/28 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
Les travaux de recherche proposés ci-dessous sont conformes aux recommandations du 
sous-groupe du CCMGP chargé de suivre l'exécution du volet C du premier pro­
gramme; leur mise en œuvre tiendra compte de l'intention exprimée par divers partici­
pants au programme actuellement en cours de se regrouper pour effectuer certaines 
campagnes expérimentales, aussi bien sur le terrain qu'en soufflerie. 
Un rapport évident existe entre ces recherches dans le cadre de la sûreté nucléaire et les 
travaux menés au plan communautaire au titre de l'article 37, de l'environnement et de 
la radioprotection. Les liens existants seront consolidés et les travaux projetés apporte­
ront une contribution valable, d'intérêt élargi, dans un domaine encore très insuffisam­
ment exploré. 
Activités 
1.7.1. Caractéristiques des rejets 
Les paramètres d'un rejet accidentel (durée, surélévation,...) conditionnent parfois très 
significativement le processus de transport atmosphérique ultérieur. Cet aspect, qui, 
sauf pour la modélisation des jets chauds, n'a pas été abordé dans le programme en 
cours, devra être traité dans le second programme. 
1.7.2. Effets partiels 
Des études complémentaires à celles qui sont en cours actuellement seront nécessaires. 
Elles porteront sur la dispersion au-dessus de la mer et la transition terre/mer/(terre), 
l'influence du cisaillement du vent sur la dispersion latérale, les dépôts sec ou humide, 
l'influence des durées d'émission et transport, etc. Ces diverses études comprendront 
nécessairement des validations expérimentales, sur le terrain à échelle limitée et/ou en 
soufflerie ou veine hydraulique (tournante). 
1.7.3. Modélisation de la dispersion et validations 
Divers modèles ont été élaborés et parfois validés dans le premier programme, sur base 
de données statistiques pluriannuelles. Toutefois l'importance de certains facteurs, 
topographie et cisaillement en particulier, devra être mieux cernée, et cela conduira à 
des essais partiels, sur le terrain ou en soufflerie et veine hydraulique. 
Par ailleurs, dans le programme en cours, une étude en soufflerie a démontré la puis­
sance des méthodes d'analyse digitale d'image pour l'étude de l'évolution et de la struc­
ture fine de panaches simulés, pour diverses conditions atmosphériques. De telles étu­
des devraient être poursuivies, aussi au plan théorique et plus fondamental. En perspec­
tive, ces travaux devraient conduire à l'élaboration de modèles probabilistes du transfert 
atmosphérique. 
1.7.4. Validations expérimentales en vraie grandeur 
Des campagnes limitées ont pu être conduites dans le cadre du premier programme (tra­
ceurs et sondages météorologiques), portant essentiellement sur des effets partiels ou 
validation de modèles à échelle locale, mais aucune expérience «sur le terrain» 
d'ampleur majeure n'a pu être entreprise. De tels projets sont maintenant à envisager; 
ils feront nécessairement appel aux moyens regroupés de plusieurs laboratoires et 
n'interviendront probablement pas en tout début de second programme. 
Certains aspects (diffusion au-dessus de la mer, transition terre/mer/(terre), influence 
du relief local ou régional) ont déjà été évoqués aux points 1.7.2 et 1.7.3 ci-avant. 
D'autres validations, au moins partielles, de modèles à échelle régionale (sites côtiers et 
sites continentaux) sont certainement nécessaires, en complément aux diverses simula­
tions envisagées, mais demanderont un approfondissement préalable avec le sous-
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/29 
groupe concerné et d'autres milieux. Leur extension à l'échelle intermédiaire (mesos-
cale, au-delà de 50-100 km) sera concevable à un stade ultérieur, en liaison avec d'autres 
activités (programme radioprotection, etc.). 
Contribution de la Communauté 
Les études ou validations expérimentales prévues devront bénéficier d'une dotation 
financière tenant compte des difficultés des expériences sur le terrain qui sont tributai­
res des aléas des conditions météorologiques et climatiques : 
Programme commun d'investigations à mettre en œuvre sur la base de contrats de 
recherches 
Fonds nécessaires: 6 500 000 Écus 
1.8. MÉTHODOLOGIES UTILISÉES POUR L'ÉVALUATION PROBABILISTE DES 
RISQUES (point l.A.2.1 du programme d'action) 
Objectifs 
Au cours des dernières années, les travaux dans le domaine de l'analyse du risque, basés 
sur des méthodologies probabilistes, ont considérablement progressé. 
Les études dans ce domaine se sont poursuivies par la suite, en particulier aux États-
Unis, où cette méthode d'analyse a connu une première application importante dans 
l'analyse de la sécurité des réacteurs à eau légère (Wash 1400 ou rapport Rasmussen). 
D'autres travaux analogues, tels que l'étude allemande des risques de centrales nucléai­
res (GRS 1980 ou rapport Birkhofer) y ont fait suite. Depuis, des travaux du même type 
ont été entrepris dans d'autres pays. 
Quoiqu'une incertitude assez grande affecte encore les évaluations quantitatives des ris­
ques basées sur l'analyse des probabilités d'événements, cette méthodologie constitue la 
base du «Proposed policy statement on safety goals for nuclear power plants» que la 
Nuclear Regulatory Commission a publié en février 1982. Cette approche probabiliste 
dans l'analyse de sécurité est de la plus grande importance, car, pour la première fois, 
on essaie de développer une méthodologie capable d'évaluer le niveau de risque associé 
, à une décision technique. 
Dans la mesure où cette méthodologie est appliquée avec succès, son importance dépas­
sera le domaine nucléaire. On peut estimer qu'à terme elle pourra être appliquée pour 
l'évaluation quantitative et la comparaison des risques associés aux différentes activités 
importantes de notre société industrielle. Elle pourra ainsi contribuer à une définition 
plus objective de l'acceptabilité des risques. En Europe, une coopération fructueuse -
s'est établie entre les différents instituts qui ont développé une approche probabiliste de 
l'évaluation des risques. Cette coopération a été favorisée par le rôle joué par le CCR 
qui, dans ce domaine, dispose d'une équipe dont la compétence reconnue s'exerce dans 
le cadre du programme «analyse de fiabilité, évaluation du risque et banque de don­
nées». Cependant, dans la mesure où les méthodologies utilisées diffèrent d'un pays à 
l'autre, le problème de l'acceptabilité même de l'approche probabiliste se pose et ne sera 
résolu que si l'on arrive à renforcer le caractère interchangeable des méthodes et des 
modèles utilisés. En conclusion d'un workshop tenu à Ispra en mai 82 sur «US PRA Pro­
cédures Guide Analysis and Impact on European Practices», les experts européens pré­
sents, dans l'optique de se rapprocher de cet objectif, ont recommandé l'organisation 
d'exercices benchmark de validation et de comparaison sur des aspects spécifiques 
d'évaluation probabiliste des risques. À titre d'exemple, un premier exercice auquel par­
ticipent dix organisations est en cours d'exécution, le CCR assure le secrétariat techni­
que et en tirera les conclusions et les enseignements voulus. 
Cette expérience doit désormais être poursuivie plus systématiquement. L'action à frais 
partagés se prête bien à ce type d'exercices benchmark auxquelles toutes les équipes spé­
cialisées qui sont opérationnelles dans la Communauté devraient participer. Le CCR, 
N° C 250/30 Journal officiel des Communautés européennes 19.9.83 
en étroite liaison avec les gestionnaires du programme de recherche à frais partagés, 
continuera déjouer un rôle central, aussi bien dans l'organisation que dans le traitement 
des résultats. Un premier choix de thèmes pour les exercices envisagés sera défini en 
mai 1983, au cours de la réunion du groupe d'experts sur la fiabilité (sous-groupe du 
CCMGP, «sécurité des réacteurs»). 
Activités 
Entre cinq et dix exercices benchmark (BE), dont le déroulement sera échelonné sur la 
durée du programme, sont proposés. Les sujets sont indiqués ci-dessous de façon géné­
rale. Ils seront définis plus en détail aux cours des discussions avec les groupes d'experts 
et les équipes participantes 
— Arbre d'événement: cet exercice benchmark est prévu pour analyser les différentes 
procédures par lesquelles les évaluations de la fiabilité d'un système sont couplées 
entre elles dans l'analyse.probabiliste d'un cas d'accident. 
— Analyse des séquences d'accident: l'analyse mentionnée ci-dessus est également 
abordée dans cet exercice benchmark. Ici, l'interaction entre le développement de 
l'accident en terme de conséquences et/ou de comportement des paramètres physi­
ques et l'analyse de la fiabilité du système sera prise en compte. 
— Défaut de cause/mode commun : cet exercice benchmark aborde le problème, d'une 
part, en ce qui concerne l'identification et la classification de ces défauts, d'autre 
part en ce qui concerne leur traitement analytique. 
— Données de fiabilité: cet exercice benchmark permettra d'examiner les procédures 
utilisées pour mettre ensemble les données brutes d'origine variée, de façon à éva­
luer les paramètres de fiabilité pour les composants. 
— Modélisation du comportement humain: cet exercice benchmark aborde le pro­
blème important des données et du comportement humain. 
— Probabilité de défaillance et réponse des structures aux séismes: ces deux exercices 
benchmark portent sur l'analyse des méthodes permettant d'examiner la distribu­
tion de la résistance des structures en fonction de la charge. 
— Analyse des conséquences: le but de cet exercice benchmark est de comparer les 
différentes méthodes d'analyse du transfert vers l'environnement des substances 
radioactives. 
Contribution de la Communauté 
Programme commun d'investigations à mettre en œuvre sur la base de contrats de 
recherche. 
Fonds nécessaires: 1 800 000 Écus. 
1.9. PARTICIPATION À DES PROJETS DE RECHERCHE INTERNATIONAUX 
OU À DES PROGRAMMES EXÉCUTÉS EN DEHORS DE LA COMMU­
NAUTÉ 
Le coût élevé des programmes de recherche sur la sûreté utilisant de grandes installa­
tions expérimentales et la coopération internationale active qui s'est établie dans ce 
domaine conduisent inévitablement à la mise en place de projets de recherche interna­
tionaux autres que ceux qui sont mis en œuvre et proposés de longue date dans le cadre 
de la Communauté. 
À l'heure actuelle, trois possibilités sont offertes: 
— Le programme Loft proposé par l'Usdoe et pour lequel un consortium a été orga­
nisé sous l'égide de l'OCDE-AEN. Ce projet prolonge l'utilisation du réacteur 
d'essai Loft après exécution du programme patronné par la NRC. Un série de tests 
supplémentaires ont été prévus dans les domaines suivants : 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/31 
pertes de réfrigérant primaire «grandes et petites brèches», défaillances «côté secon­
daire», relâchement des produits de fission en cas de perte de réfrigérant, études 
thermohydrauliques en cas de déformation du combustible suite à une perte de 
réfrigérant. 
Le consortium est ouvert aux États membres de la Communauté, et plusieurs 
d'entre eux ont déjà décidé d'y participer. 
— Le projet Marviken V, proposé par la Suède, sur le comportement dans un circuit 
primaire de réacteur à eau légère des produits de fission volatils et des aérosols 
lourds générés au cours de la fusion du cœur. De nombreux organismes apparte­
nant à des pays de la Communauté ou à des États tiers, tels que Epri ou Ontario-
Hydro ont annoncé leur participation. 
— Le programme Clean-up TMI-2, proposé par US doe, qui porte sur un grand nom­
bre de sujets, parmi lesquels on peut citer: les problèmes de caractérisation et de 
transport des produits de fission dans l'enceinte de confinement, les techniques de 
décontamination, l'examen du cœur et des parties internes. Des organismes appar­
tenant à des États membres ont décidé de participer à ce programme sous des for­
mes variables: détachement de personnel, examen d'échantillons,... 
Comme on peut le constater, ces trois projets internationaux couvrent des sujets 
techniques étroitement connectés ou directement en rapport avec les propositions 
de recherches retenues ci-dessus pour ce deuxième programme de recherche à frais 
partagés, notamment dans le domaine de la thermohydraulique et des dégradations 
sévères subies par le combustible en cas de Loca (Loft, TMI-2) et dans celui du 
terme source dû aux produits de fission en situations accidentelles (Loft, TMI-2, 
Marviken). Par ailleurs, ces trois projets seront mis en œuvre durant la période 
1983-1986, parallèlement au deuxième programme d'action à frais partagés (1984-
1987). 
Une participation effective de la Commission à l'ensemble ou à des parties spécifiques 
de l'un ou de plusieurs de ces projets internationaux présente certains avantages : 
— elle permettra de procurer aux États membres qui ne participent pas bilatéralement 
à ces projets des informations complètes sur les résultats et l'état d'avancement de 
travaux, 
— sur certains points spécifiques, elle fera bénéficier les actions à frais partagés en 
cours de résultats et d'informations utiles à leur bon déroulement, 
— elle permettrea l'utilisation des résultats à la mise en place, sur le plan communau­
taire, dans le cadre de l'action à frais partagés, d'exercices benchmark de validation 
de codes et de modèles. 
Outre la libre disponibilité pour la Commission des résultats de ces projets interna­
tionaux, une participation effective de la Commission permettra le détachement 
auprès du projet considéré de personnel scientifique appartenant aux contractants 
participant au programme de recherche à frais partagés, la participation à l'analyse 
des résultats, la pratique d'examen d'échantillons et le développement d'équipe­
ment de mesure avancé dans les laboratoires de contractants du programme de 
recherche à frais partagés. 
Les services de la Commission ont examiné les différents cas qui rendraient possible 
une participation effective ou une coopération entre la Commission et ces projets dans 
le cadre de l'action à frais partagés proposée ici. Deux cas peuvent être envisagés. 
— Une participation impliquant une contribution financière de la Commission, limi­
tée et compatible avec les fonds alloués dans les domaines considérés. Dans ce cas, 
la Commission pourrait conclure des contrats avec les promoteurs des projets après 
avoir consulté le «CCG fission nucléaire» (')• Les crédits nécessaires à la conclusion 
de ces contrats seraient pris dans les fonds alloués au volet correspondant du pro­
gramme à frais partagés proposé ici. Ce schéma pourrait être appliqué pour une 
adhésion de plein droit de la Commission au consortium Loft. Des contacts préli­
minaires pris avec l'Usdoe indiquent qu'une participation de la Commission pour­
rait être envisagée sur la base d'une contribution globale d'un million d'Écus. 
(') Comité consultatif en matière de gestion et de coordination remplaçant le CCMGP «sûreté 
des réacteurs». 
N° C 250/32 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
— Une participation modulée selon les cas, pouvant aller jusqu'à une adhésion à part 
entière au projet, donc accès à ses résultats, mais cette adhésion serait négociée sur 
la base d'un échange d'informations techniques. La Commission paierait sa partici­
pation en mettant à la disposition des promoteurs des projets les résultats et les rap­
ports d'avancement relatifs à certaines parties du présent programme d'action à 
frais partagés liées au domaine traité dans le projet considéré. Selon les cas, cette 
fourniture d'informations techniques pourrait être assortie d'une contribution 
financière d'un montant qui, comme dans le premier cas, devrait être compatible 
avec les sommes allouées au domaine technique considéré. Les modalités de ce 
type d'arrangement donneraient lieu à l'établissement, entre la Commission et les 
promoteurs des projets, de contrats dont la conclusion serait soumise à l'avis du 
«CCG fission nucléaire». Ce schéma pourrait être envisagé pour une participation 
de la Commission à tout ou partie du projet Marviken V. 
Il faut noter que la solution basée sur la mise à disposition de rapports d'avance­
ment et de résultats de programmes communautaires ne lèse pas les intérêts des 
États membres, et plus particulièrement de ceux qui participent déjà sur base bila­
térale aux projets internationaux en question. En effet, les résultats et l'avancement 
des travaux communautaires donnent lieu dans les réunions internationales, dans les 
congrès et colloques divers à des communications; par ailleurs, lorsque les résultats 
des programmes communautaires sont publiés officiellement, ils tombent dans le 
domaine public. Les modalités proposées ci-dessus ne font donc qu'accélérer un 
processus de diffusion des résultats de la recherche communautaire qui ne peut 
qu'améliorer les échanges d'informations techniques entre États membres et États 
tiers. 
La participation de la Commission au programme Clean-up TMI-2 pourrait être 
envisagée selon l'un ou l'autre des deux schémas possibles indiqués ci-dessus. 
Notons toutefois que la participation des laboratoires du CCR à l'analyse de cer­
tains échantillons est d'ores et déjà prévue. 
Les deux schémas retenus ici pour assurer la participation de la Commission à des pro­
jets de recherche internationaux pourront également être appliqués pour négocier 
l'accès à des résultats de recherches menées sur le plan national dans certains États tiers. 
On peut penser, par exemple, aux programmes Epri et Sandia sur l'hydrogène, Sandia 
sur le terme source, et Rosa IV sur la thermohydraulique, fortement connectés aux 
points 1.5, 1.6 et 1.4 ci-dessus, et plus particulièrement aux programmes sur les domma­
ges sévères subis par le combustible PBF, Epri (États-Unis), NRU (Canada), qui ont 
déjà été mentionnés aux points 1.4 et 1.4.4 ci-avant. 
PARTIE II 
2. SÉCURITÉ DES RÉACTEURS SURRÉGÉNÉRATEURS RAPIDES À 
MÉTAL LIQUIDE (LMFBR) — PROPOSITION DE PROGRAMME DE 
RECHERCHE À FRAIS PARTAGÉS 
INTRODUCTION 
La plupart des États membres de la Communauté ont consacré des efforts importants au déve­
loppement de surrégénérateurs rapides à métal liquide au cours de ces vingt-cinq dernières 
années. Durant cette période on a consenti des efforts financiers très considérables pour assurer 
le développement de ces réacteurs. Aujourd'hui, les dépenses de développement des surrégénéra­
teurs rapides représentent encore quelque 20 % du total des dépenses de recherche et développe­
ment dans le secteur énergétique. Ces efforts ont donné lieu à un bilan impressionnant de 
réalisations techniques. Non seulement de nombreux réacteurs expérimentaux et réacteurs proto­
types ont été construits et mis en service avec succès, mais on achève pratiquement la construc­
tion d'une importante centrale de 1 200 MW e. Jusqu'à présent, aucune autre région du monde ne 
peut se prévaloir de pareilles réalisations. 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/33 
Le tableau ci-dessous mentionne les projets de construction de réacteurs terminés ou envisagés, 
par pays ou groupes de pays participants. Les dates figurant entre parenthèses sont celles du 
début de la mise en service. 
Pays 
Royaume-Uni 
France 
République fédérale 
d'Allemagne 
Italie Réacteurs expérimen­
taux et d'essai 
DFR(1963) 
Rapsodie(1967) 
KNKIIO 
(1977) 
PEC(1986) Prototypes 
(200-300 MWe) 
PFR(1974) 
Phénix (1974) 
SNR 300 (2) 
(1986) Installations de démons­
tration (1 200 MWe) 
CFR (projet non 
encore adopté) 
Super-Phénix (') 
(1984) 
SNR 2 O 
projet non encore 
adopté 
(') En collaboration avec l'Italie, la république fédérale d'Allemagne, la Belgique et les Pays-
Bas. 
(2) En collaboration avec la Belgique et les Pays-Bas. 
(3) En collaboration avec la France, l'Italie, la Belgique et les Pays-Bas. 
Le tableau illustre une tendance à la coopération qui s'est développée entre plusieurs États mem­
bres dans le domaine de la construction d'unités de démonstration. D'importants accords de 
coopération ont été signés entre des organismes de recherche et des partenaires industriels (pro­
ducteurs d'électricité et sociétés de conception et de construction) dans divers États membres. 
Outre la Communauté, la plupart des pays industrialisés du monde ont également consacré des 
efforts considérables à la construction de réacteurs surrégénérateurs rapides. 
Aux États-Unis, l'EFFBR expérimental de 200 MWth a fonctionné de 1963 à 1972 et a permis 
d'acquérir une expérience précieuse des divers systèmes de réacteurs. Le réacteur expérimental 
EBR-II de 62,5 MWth a fonctionné depuis 1965. La construction du réacteur expérimental FFTF 
(400 MWth) quij en raison de sa puissance, fonctionnera pratiquement comme une unité de 
démonstration, a été achevée en 1980. Les études de développement et les expériences consacrées 
à l'évolution des équipements, à la technologie du sodium, au cycle de combustible, ainsi que la 
confirmation des prescriptions en matière de licences sont terminées. La construction du Clinch 
River Breeder Reactor (CRBR) a été interrompue sous l'administration Carter et l'avenir de ce 
projet de démonstration demeure encore incertain. 
Au Japon, le réacteur rapide expérimental Joyo, appelé à développer une puissance de 100 MWth 
(printemps 1983), est en service depuis 1977. La conception du réacteur prototype Monju (300 
MWe) est terminée et sa construction a été décidée récemment. La mise au point de modèles pré­
liminaires d'un réacteur de démonstration plus important est en cours. On envisage d'entamer la 
construction d'un tel réacteur de démonstration un an après la mise en service de Monju et 
d'enchaîner par la construction en série de plusieurs réacteurs à usage quasi-commercial de 
dimensions et de conception similaires à celles du réacteur de démonstration. 
En Union soviétique, le développement et la construction de réacteurs rapides constituent un élé­
ment de l'expansion de la puissance économique nationale. Actuellement, deux réacteurs expéri­
mentaux [BOR-60 (60 MWth) et BR-10 (10 MWth)] sont en service. Depuis 1973, le réacteur de 
démonstration BN-350 a développé avec succès la puissance de 350 MWe pour assurer la désali­
nisation de l'eau de mer. Le deuxième réacteur de démonstration, BN-600 MWe, est en service 
depuis 1981. Le modèle du réacteur commercial rapide BN-1600 (1600 MWe) a atteint le stade du 
développement. On étudie les possibilités d'accroître la puissance du réacteur BN-600 pour la 
porter à 800 MWe. 
RECHERCHE COMMUNAUTAIRE SUR LA SÉCURITÉ DES RÉACTEURS 
SURRÉGÉNÉRATEURS RAPIDES 
Pour que les réacteurs rapides deviennent acceptables, il importe de démontrer que leurs perfor­
mances en termes de sécurité, de protection contre les radiations et d'impact écologique sont 
N° C 250/34 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
équivalentes, en conditions normales et accidentelles, aux performances des réacteurs thermiques 
en service actuellement. 
Une des tâches prioritaires des programmes de démonstration et de sécurité des réacteurs rapides 
actuellement utilisés dans divers pays de la Communauté consiste à démontrer que cette condi­
tion peut être remplie. 
Les enseignements recueillis lors de l'exploitation de réacteurs rapides «prototype» (Phénix, PFR) 
démontrent qu'un réacteur rapide est capable de fonctionner dans le cadre des contraintes géné­
rales d'implantation relatives aux décharges radioactives contrôlées auxquelles les réacteurs ther­
miques sont normalement soumis. Les doses radioactives supportées par les opérateurs n'ont 
également pas excédé les plafonds admissibles. 
Toutefois, dans le cadre de la poursuite et de la diversification des efforts en matière de dévelop­
pement du logiciel et de l'élaboration de données physiques fiables au plan de la conception et 
du rendement, il convient d'approfondir l'étude des divers aspects de sécurité susceptibles de 
compromettre la mise en service des réacteurs rapides futurs, et en particulier: 
— d'empêcher que des incidents mineurs ne dégénèrent en accidents, 
— d'identifier les facteurs qui sont à l'origine des accidents et de décrire les phénomènes transi­
toires subséquents, ainsi que leurs effets sur des composants-clé de l'installation, 
— d'étudier les répercusions radiologiques des accidents, plus particulièrement la redistribution 
interne de la radioactivité consécutive à un accident, ainsi que la définition des termes-
source permettant d'évaluer le risque externe. 
Des programmes de sécurité reprenant les objectifs précités constituent un complément essentiel 
à la construction et au fonctionnement de réacteurs prototypes et de démonstration. 
Jusqu'à présent, les initiatives de la Communauté visant à encourager l'amélioration de la sécu­
rité des surrégénérateurs rapides ont été de deux ordres: 
a) l'exécution par le Centre commun de recherche (CCR) du propre programme de recherche 
de la Communauté; 
b) les activités d'amélioration de la coordination et de la collaboration dans le cadre des pro­
grammes nationaux, d'une part, et du programme du CCR, d'autre part, par le biais du 
comité de coordination des réacteurs rapides ('). 
En ce qui concerne le point a), les activités actuelles du CCR, et plus précisément celles qui relè­
vent du programme pluriannuel 1980-1983, sont réparties en trois chapitres fondamentaux. 
La genèse des accidents et la phase transitoire 
Les activités portent essentiellement sur les études théoriques et les expériences relatives à l'ébul-
lition du métal liquide, sur le développement du code européen d'accidents, ainsi que sur l'inter­
action combustible/réfrigérant. Les études sur l'ébullition du métal liquide visant à recueillir des 
données sur le comportement du réfrigérant en conditions de fonctionnement anormales, par 
exemple l'obstruction d'un faisceau d'aiguilles, une chute de débit provoquée par une panne de 
pompe ou des excursions de puissance. Le code européen d'accidents (EAC) est un système 
modulaire de codes informatiques décrivant les diverses phases d'accidents hypothétiques; la 
variante pilote de ce code est déjà en service. La recherche sur l'interaction combustible/réfrigé­
rant porte sur les thèmes suivants: développement de modèles et de codes physiques, études 
expérimentales des facteurs ayant un impact sur les processus d'interaction ou sur le déclenche­
ment des explosions de vapeur et la vérification des postulats théoriques relatifs à ces mécanis­
mes. 
C) Comité créé par le Conseil en avril 1970 et chargé «d'étudier et de mettre en œuvre une coor­
dination et une coopération aussi large que possible entre les différents programmes au 
moyen des procédures les plus appropriées et de formuler toute suggestion utile à cet effet». 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/35 
La phase de post-dislocation consécutive à un accident 
Dans ce domaine, les activités portent sur une description plus réaliste de la phase de post-dislo­
cation, l'analyse du comportement du système de confinement primaire et l'évacuation de la cha­
leur post-accidentelle (PAHR). On a entamé l'évaluation des possibilités et des modèles repris 
dans le code américain «Simmer 2» dans une situation de calculs de post-dislocation et l'examen 
des chances de réalisation d'un programme expérimental de validation de ces calculs. 
Le programme de validation des codes de confinement (Code Validation Programme for Con-
tainment — Cova) est pratiquement achevé. Pour améliorer la concordance entre les expériences 
et les résultats numériques, on a imposé l'utilisation de codes à éléments finis. La validation de 
codes pour des assemblages (Code Validation for sub-assemblies — Covas), qui concerne les 
codes utilisés pour l'analyse plastique dynamique des structures, se poursuit. 
Les études sur l'évacuation de la chaleur post-accidentelle s'appuient sur des expériences prati­
quées hors réacteurs ou en réacteurs. Les expériences hors réacteur, qui seront prises en charge 
par l'installation Faro, actuellement terminée, porteront sur l'étude de l'interaction combustible/ 
réfrigérant et sur les phénomènes «Pahr» dans un contexte «réaliste» d'accident avec utilisation 
de matériaux effectivement utilisés dans un réacteur. Les expériences en réacteur (Sandia aux 
États-Unis, réacteur Mélusine à Grenoble et réacteur BR-2 à Mol) visent à mettre en évidence la 
réfrigérabilité de débris du cœur susceptibles de se former en cas d'accident hypothétique grave et 
de se fixer sur diverses parties de la cuve de réacteur. Les travaux portent également sur un pro­
gramme exhaustif de développement et de contrôle des modèles et codes physiques servant à pré­
voir les gradients thermiques qui se développent dans un lit de débris et dans des dispositifs de 
retenue des débris. 
La recherche sur les matériaux 
Dans le domaine des aciers inoxydables en particulier, le CCR procède à des recherches dans 
divers domaines: la mécanique de rupture, l'accent étant mis sur les matériaux irradiés; l'étude de 
la propagation des fissures sous fluage pour les aciers austénitiques de type AIS1 304 et 316 dans 
des conditions de service spécifiques (charge, température, ductilité sous fluage, etc.); des études 
sur le comportement dynamique des matériaux et sur la définition des lois constitutives corres­
pondantes. Ces dernières études ont revêtu une importance primordiale dans le cadre des pro­
grammes Cova et Covas. En fin de compte, elles doivent permettre de comprendre la manière 
dont les structures réelles du réacteur réagissent à diverses conditions de chargement ( tempéra­
ture, état de contrainte) et à divers stades de détérioration (soudage, fluage, fatigue mécanique, 
irradiation). Un important dispositif d'essai sous charge dynamique élevée est en cours de cons­
truction à Ispra. On s'en servira pour étudier les modalités selon lesquelles les résultats acquis 
pour de petits spécimens (20 mm2 de section au maximum) peuvent être extrapolés à des struc­
tures importantes (5 000 mm2 au maximum) de matériaux endommagés. 
Les activités de coordination réalisées au quartier général de Bruxelles sont principalement axées 
sur les domaines de sécurité suivants: 
— le concours du groupe de travail «sécurité» (SWG) — un groupe d'experts relevant du comité 
de coordination des réacteurs rapides — a permis de consolider les progrès réalisés dans la 
préparation de critères communs et de recommandations techniques communes de sûreté 
dans le domaine des réacteurs rapides. 
Le sous-groupe WAC (Whole Core Accident Codes — Codes d'accidents généralisés à tout 
le cœur) du SWG (Safety Working Group — Groupe de travail «sécurité), qui fait également 
fonction de groupe d'experts dans le cadre du comité consultatif en matière de gestion de 
programme (CCMGP) a créé le code européen d'accidents et a continué à faire des proposi­
tions en vue de son perfectionnement; il a également favorisé les calculs comparatifs de 
codes européens et américains, appliqués à des accidents de cœur sélectionnés (sur-puis­
sance transitoire et perte de débit). Le sous-groupe Cont (Containment Loading and Res-
ponse — Charge et réponse du confinement) du SWG, qui a fait également fonction de 
groupe d'experts dans le cadre du comité consultatif en matière de gestion du programme 
«sécurité», a étudié le comportement du confinement primaire et des structures internes lors 
d'un accident hypothétique de dislocation du cœur; les experts ont élaboré une évaluation 
critique de l'adéquation des instruments mathématiques disponibles. Le sous-groupe a égale­
ment suivi de près des travaux en cours portant sur l'évaluation des conséquences des acci­
dents d'assemblages sur les structures voisines et, plus récemment, il a abordé des problèmes 
de confinement secondaire dans une perspective d'évaluation réaliste du terme-source radio­
actif. 
N° C 250/36 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
— Le concours du groupe de travail «codes et normes» (GTCN), un autre groupe d'experts 
dépendant du comité de coordination des réacteurs rapides, a permis de réaliser des progrès 
constants dans l'évaluation continue des divergences caractérisant les codes et normes utili­
sés dans la Communauté pour la conception, la construction et le contrôle de qualité des 
composants de réacteurs rapides, ainsi que dans le domaine des spécifications des maté­
riaux. Le groupe a procédé à une comparaison et à une évaluation systématiques des procé­
dures, codes de conception, spécifications et caractéristiques de matériaux en provenance 
des États membres et, lorsque c'était possible, des pays tiers. Il a également procédé à un 
examen attentif de l'état d'avancement des méthodes non destructives destinées à l'inspec­
tion en service des LMFBR. 
DÉFINITION ET PRÉPARATION DU PROGRAMME DE RECHERCHE À FRAIS 
PARTAGÉS 
La Commission suggère d'utiliser également à l'avenir les actions à frais partagés pour améliorer 
la coordination des programmes nationaux et compléter les activités existantes du CCR. 
La préparation du programme de recherche à frais partagés LMFBR pour 1984-1987 a débuté 
vers la fin de 1982 avec le concours du groupe de travail «sécurité» du comité de coordination des 
réacteurs rapides. Lors de la sélection des thèmes, les efforts ont essentiellement eu pour but 
d'élaborer un programme compatible avec les objectifs de la résolution du Conseil, du 18 février 
1980, concernant les réacteurs surrégénérateurs rapides (') et ils avaient également pour objet de 
compléter et de valoriser les recherches entreprises dans les États membres et, le cas échéant, de 
combler les lacunes existantes. 
La résolution du Conseil susmentionnée souligne l'importance de l'option «surrégénérateurs rapi­
des» du point de vue de l'approvisionnement énergétique futur de la Communauté, insiste sur la 
nécessité de poursuivre l'effort de développement et de démonstration, réaffirme l'importance 
primordiale de l'objectif «sécurité» en tant qu'effort de développement et de démonstration et 
invite la Communauté à accorder son soutien à la réalisation des objectifs précités. La sélection 
des thèmes a également été conditionnée par les critères suivants: 
— rentabiliser au maximum le soutien communautaire en sélectionnant un nombre restreint de 
secteurs importants où l'aide communautaire est susceptible de favoriser de manière opti­
male la coordination et la collaboration entre les programmes nationaux respectifs, 
— rechercher les domaines d'intérêt commun aux États membres, en évitant les aspects qui 
relèvent d'une conception spécifique, 
— conférer une importance appropriée aux aspects «prévention des accidents», sans négliger 
pour autant l'analyse des accidents (y compris les accidents graves) et l'atténuation de leurs 
conséquences, 
— prévenir les doubles emplois en ce qui concerne les thèmes proposés au CCR et s'assurer que 
l'action directe et l'action à frais partagés se complètent et se renforcent mutuellement. 
Le programme proposé comprend sept chapitres, intitulés comme suit: 
1. Instrumentation, contrôle et protection 
2. Analyse des transitoires (sécurité en cours de fonctionnement) 
3. Intégrité des composants et structures 
4. Aspects «sécurité» de la technologie du sodium 
5. Comportement du combustible et phénomènes post-défaillance (expériences en réacteur) 
6. Transport des produits de fission en cas d'accidents graves 
7. Mouvement des matériaux fondus et interaction en cas d'accidents graves. 
(') JOn° C51 du 29. 2. 1980, p. 5. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/37 
Les chapitres 1, 2 et 3 concernent essentiellement la prévention des accidents. Ces trois chapitres 
mettent l'accent sur: 
— la détection précoce des défaillances et les mesures visant à empêcher qu'elles ne dégénè­
rent en accidents, 
— l'amélioration de la description des transitoires thermo-hydrauliques en cours de fonctionne­
ment, en vue d'une meilleure définition des marges d'exploitation, 
— la fiabilité de conception des structures jouant un rôle important au plan de la sécurité, en 
vue d'améliorer la prévision de la durée de vie des composants et les marges de sécurité. 
Les chapitres 4 et 5 du programme concernent des activités visant à résoudre des problèmes parti­
culiers relatifs à l'analyse des accidents qui, bien que potentiellement graves, ne assortissent pas 
nécessairement à la catégorie des accidents du cœur entier. Ces chapitres visent donc: 
— l'étude des aspects «sécurité» liés à l'utilisation du sodium en tant que réfrigérant en vue, 
d'une part, d'exploiter à fond son rendement de réfrigération favorable en améliorant la 
modélisation de l'écoulement, en particulier en cas de défaillance (convection naturelle) et, 
d'autre part, d'améliorer l'évaluation des répercussions liées à la manipulation de grandes 
quantités de sodium entrant accidentellement en contact avec l'air, l'eau et le béton, 
— l'amélioration de la connaissance du comportement transitoire du combustible et des divers 
types de panne de combustible, de même que l'amélioration de la connaissance des phéno­
mènes «post-défaillance» dans le cœur, en vue, notamment, de contrôler les conditions dans 
lesquelles un accident d'assemblage pourrait se propager à des assemblages proches. 
Les chapitres 6 et 7 concernent la description des conséquences d'une avarie grave du cœur. Ils 
ont pour objet: 
— de décrire la manière dont les matériaux radioactifs se distribuent dans l'enceinte de confine­
ment après un accident grave, d'évaluer l'enceinte de confinement et de générer les termes-
source nécessités par les codes servant au calcul de tout dommage subséquent hors site, 
— de décrire les déplacements des matériaux fondus du cœur ainsi que les interactions consé­
cutives à des avaries graves de combustible. 
2.1. INSTRUMENTATION DE PROTECTION ET DE CONTRÔLE (point l.B.2.1 du 
programme d'action) 
Objectifs 
La finalité première de ce chapitre du programme est l'amélioration de la sécurité par le 
biais d'une action préventive. On atteindra cet objectif en diminuant la fréquence et la 
gravité des contraintes appliquées aux structures du réacteur et en améliorant, sa capa­
cité de réagir et de pallier la charge subséquente et les autres phénomènes transitoires, 
dans les limites admissibles de sécurité et d'endommagement des matériaux. 
Les concepteurs des systèmes de contrôle et de protection des LMFBR sont confrontés 
avec des problèmes d'encombrement et de complexité: d'encombrement d'abord, parce 
que le cœur est petit comparativement au nombre d'instruments de mesure nécessités 
par les impératifs de sécurité et de disponibilité du milieu des LMFBR; de complexité 
ensuite, étant donné qu'il est souhaitable de combiner les mesures de diverses variables 
en vue de réaliser un équilibre optimal entre les risques contradictoires de panne et le 
déclenchement d'une action intempestive. 
À condition de disposer d'éléments logiques programmables compacts, relativement 
simples et d'un prix de revient peu élevé, on peut augmenter sensiblement la souplesse 
de manipulation des signaux, le traitement et la capacité de corrélation, obtenir une fia­
bilité et une disponibilité élevées à coût réduit, tout en surmontant par la même occa­
sion certains problèmes liés à l'obsolescence des composants, par exemple la possession 
de pièces de rechange adéquates. 
N° C 250/38 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
Toutefois, si le recours à la microélectronique permet d'espérer un rendement maximal, 
il ne suffit pas de se borner à remplacer des éléments logiques par des micro-ordina­
teurs; il importe de réétudier l'approche globale de la conception des systèmes de con­
trôle et de protection et des impératifs en matière de brevets. 
D'autre part* les systèmes fondés sur l'informatique ont leurs problèmes propres et l'on 
sait que les principales difficultés concernent la spécification et la fiabilité du logiciel ; 
la présence de matériaux rarement utilisés.pour des applications nucléaires et le recours 
à de nouvelles méthodes de transmission des signaux peuvent également faire pro­
blème. 
Les possibilités existantes ont été répertoriées pour le compte de la Commission, et le 
groupe de travail «sécurité» des LMFBR en a été informé en 1980. Depuis lors, quatre 
études ont été réalisées; elles avaient pour objet de confirmer l'intérêt éventuel et les 
possibilités offertes par les orientations envisagées, de proposer des thèmes d'action, de 
mettre en contact les experts de l'industrie électronique et de l'industrie nucléaire ainsi 
que d'autres utilisateurs d'ordinateurs de haute fiabilité. Une cinquième étude a permis 
de démontrer que les applications aux techniques de l'intelligence artificielle peuvent 
être «anticipées» au stade de la conception de systèmes de prise de décision et de diag­
nostic et de la modélisation du comportement des opérateurs. Les deux derniers thèmes 
font actuellement partie du programme d'activité «sécurité LWR», intitulé «Facteurs 
humains et interaction homme/machine» et conçu pour compléter les activités ci-des­
sous. 
Les tâches visées au programme concernent l'amélioration des capteurs, le traitement 
des signaux et la conception des systèmes. L'accent sera mis sur la validation et le déve­
loppement des applications informatiques en matière de sécurité nucléaire. 
Amélioration des capteurs 
Développement de capteurs améliorés pour la mesure du niveau thermique, du débit, du 
niveau d'impuretés, du flux neutronique, des radiations, du bruit, des déplacements, etc. 
Les améliorations spécifiques recherchées concernent: 
— pour les thermocouples et les capteurs de débit, une prolongation de la durée de vie 
en vue de réduire le nombre de pièces de rechange nécessaires à l'obtention d'une 
redondance appropriée entre les périodes d'accès et l'indication positive des 
défauts qui permet de mettre en évidence la redondance réelle; en ce qui concerne 
l'instrumentation placée dans la cuve du cœur, une manutention plus aisée en 
réduisant le nombre de conducteurs électriques traversant la dalle de fermeture du 
réacteur et la zone comprise entre la partie supérieure du cœur et la dalle, et une 
amélioration de la discrimination par rapport aux interférences de l'environne­
ment; 
— en ce qui concerne les capteurs utilisés pour la surveillance des accidents, le con­
trôle de la récupération et l'évaluation des dommages, large bande de mesure et 
résistance élevée à un environnement hostile et des méthodes de qualification 
homologuées. 
Techniques de traitement des signaux informatiques et applications 
Développement de techniques de traitement des signaux à des fins de surveillance, 
d'inspection, de contrôle et de protection lors de l'application à des problèmes LMFBR, 
d'outils informatiques et technologiques étrangers à l'industrie nucléaire, et validation 
de cette application dans un contexte LMFBR. La qualité des résultats escomptés 
devrait favoriser un degré d'automation élevé lors de l'utilisation de ces signaux et 
dispenser l'opérateur du souci de vérifier de multiples données. 
Conception des systèmes 
Développement de principes de conception reflétant les tendances générales en matière 
de répartition du contrôle, d'élaboration de structures de contrôle plus poussées et 
d'intensification des niveaux de contrôle, et qui soient conformes aux critères suivants : 
fiabilité démontrable, sécurité, rapidité de fonctionnement et amélioration du taux d'uti­
lisation de l'installation. 
19.9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/39 
Activités 
2.1.1. Amélioration des capteurs 
En ce qui concerne l'instrumentation du cœur, on estime qu'il convient d'adopter quatre 
groupes de moyens pour renforcer la sécurité, la fiabilité, la facilité de manipulation et 
la localisation: 
— développement de capteurs basés sur de nouveaux principes de mesure ou sur des 
principes différents: nouveaux capteurs de débit, de température et de pression, 
— poursuite de l'amélioration de la discrimination des radiations dans les capteurs de 
flux neutronique, amélioration des gaines minces protégeant les thermocouples, 
jauges de déformation ou détecteurs acoustiques du sodium, 
— regroupement des instruments de mesure en une seule sonde, de manipulation 
aisée, 
— examen des possibilités pratiques d'utiliser des équipements magnétiques, ou à 
ultrasons ou sans fil pour la transmission à un récepteur placé en un endroit plus 
accessible d'informations fournies par un capteur primaire monté éventuellement 
sur un assemblage ou à un endroit inaccessible. 
2.1.2. Techniques de traitement des signaux informatiques et applications 
Le but poursuivi consiste à augmenter la somme d'informations transmises par les cap­
teurs existants. En général, on mettra l'accent sur les applications de techniques telles 
que l'identification de modèle et le contrôle souple, aux fins de démontrer leur applica­
bilité à des LMFBR: 
— analyse des bruits thermiques et acoustiques provenant par exemple de l'ébullition 
ou d'éléments détachés, 
— amélioration de la discrimination entre les défauts et les imperfections d'usinage, 
dans le contrôle acoustique ou par courants de Foucault, 
— automatisation de la localisation des avaries de combustible par la méthode des 
détecteurs de neutrons retardés et toutes autres informations disponibles, 
— le bilan de réactivité et le contrôle de l'état des assemblages. 
Le programme comporte des activités de recherche, de développement et de démonstra­
tion jusqu'au stade du prototype. 
On tiendra compte des expériences dont peuvent déjà se prévaloir les installations expé­
rimentales existantes. 
2.1.3. La conception des systèmes 
— Réseaux internes. 
Le recours à des réseaux internes permet de faire des économies en matière de 
câblage et d'encombrement, d'accroître la capacité et la possibilité de sélectionner 
les signaux de manière extrêmement souple, à des fins de corrélation. 
On suggère d'adopter l'approche progressive suivante, débouchant sur la démons­
tration d'un système expérimental, mais sans l'inclure. 
— Analyse des compromis en matière de fiabilité des réseaux; tolérance des défauts 
fondée sur la redondance, diagnostic des défauts et reconfiguration automatique; 
système à sécurité intrinsèque; retards d'accès et durée de transmission des messa­
ges : maintenabilité, encombrement et coût. 
— Évaluation du type de signaux à introduire dans le réseau, compte tenu de 
l'ampleur du traitement primaire et de la nécessité d'une corrélation mutuelle. 
— Évaluation des limites imposées par l'environnement à l'utilisation des fibres 
optiques. 
N° C 250/40 Journal officiel des Communautés européennes 19.9.83 
— Construction d'un réseau expérimental à trois nœuds pour l'évaluation du ren­
dement, moyennant utilisation des facilités existantes en matière d'essais de 
communication. 
— Système de surveillance et de contrôle fondé sur microprocesseur intégré. 
Préalablement à la spécification détaillée et à la construction d'un dispositif expérimen­
tal intégré de surveillance du cœur, on effectuera une série d'essais comparatifs et 
d'optimisation, dans le but d'évaluer le rendement relatif des diverses techniques dont 
l'utilisation est proposée dans le cadre d'un système intégré, et de justifier leur inclusion 
dans ce système. 
À cette fin, il faudra se mettre d'accord sur la mise au point d'un éventail de données 
d'essai simulant le développement d'une défaillance d'assemblage. 
Le système expérimental intégré de surveillance du cœur utilisera les résultats enregis­
trés sur la base de toutes les autres activités, ainsi que les travaux précités relatifs à la 
communication des informations. Ce système comprendra un dispositif générateur de 
sortie ainsi qu'une unité d'affichage convenant à un réacteur rapide. On testera l'ensem­
ble du dispositif en se servant de signaux d'essai simulés et de données enregistrées à 
partir de réacteurs réels. Il devrait être possible de procéder aux aménagements permet­
tant d'alimenter le système en signaux émis par un réacteur. 
Contribution communautaire 
Trois millions d'Écus. 
2.2. ANALYSE DES TRANSITOIRES DE L'INSTALLATION (SÉCURITÉ EN 
COURS DE FONCTIONNEMENT) point l.B.2.3 du programme d'action) 
Objectifs 
La connaissance précise des paramètres liés à la production des phénomènes transitoi­
res et de leurs variations en cours de processus constitue une condition préalable impor­
tante à l'étude du risque de voir le phénomène transitoire dégénérer en incident et, 
d'autre part, à l'évaluation des effets du phénomène transitoire sur les structures attein­
tes: par exemple, une évaluation précise de la variation de température d'une partie spé­
cifique de l'installation fournit les données d'entrée correctes qui permettent d'évaluer 
les effets de ce paramètre sur l'intégrité structurale des composants touchés. 
Dans le cadre des ressources restreintes affectées à ce projet, l'on n'est en mesure d'étu­
dier qu'une partie limitée d'un sujet dont l'ampleur potentielle est considérable si l'on 
tient compte de la complexité de l'installation et de la rétroaction exercée par chaque 
partie de l'installation, système de contrôle compris, sur les autres. 
Par conséquent, l'objectif principal consiste à étudier la thermohydraulique transitoire 
de quelques composants-clé tels que: grandes cuves, tuyauteries et échangeurs thermi­
ques. En ce qui concerne ces derniers, le calcul des distributions de température et de 
vitesse qui accompagnent les phénomènes transitoires en cours de fonctionnement (par 
exemple, le démarrage, l'arrêt et les variations de charge) est basé sur des hypothèses qui 
tendent à soumettre ces structures à des charges thermiques élevées injustifiées. Il 
importe, dès lors, d'améliorer les codes existants et de les valider à la lumière des résul­
tats d'expériences. 
On abordera également l'amélioration des codes modulaires existants capables de simu­
ler le comportement adopté par des installations comportant un réacteur en piscine ou 
un réacteur à boucle refroidi au sodium après des perturbations thermohydrauliques et 
de puissance, en particulier lorsque les modules correspondent aux composants-clé pré­
cités. 
Activités 
Phénomènes thermohydrauliques en cuves de grande dimension, tuyauteries et échan­
geurs thermiques: 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/41 
— amélioration et développement des codes existants pour le mélange et la stratifica­
tion en chambres réservoir de grandes dimensions, tuyauteries et répartiteurs, et 
validation de ces codes, 
— insertion de modèles de chambres réservoir dans les codes dynamiques d'installa­
tion, 
— examen théorique et expérimental relatif aux problèmes de stripage thermique, 
— amélioration des codes modulaires existants pour l'analyse des phénomènes transi­
toires. 
Contribution communautaire 
1,7 million d'Écus. 
2.3. INTÉGRITÉ DES COMPOSANTS ET STRUCTURES (point l.B.2.2 du pro­
gramme d'action) 
Objectifs 
L'intégrité des structures en cas de fonctionnement normal et en conditions de défauts 
est un élément constitutif important de la sécurité des réacteurs. L'intégrité des struc­
tures doit être garantie pour des durées suffisamment longues dans des conditions de 
fonctionnement normal et face à un éventail nettement circonscrit de défauts. 
En ce qui concerne les réacteurs surrégénérateurs rapides à métal liquide, les compo­
sants et structures envisagés dans la présente proposition sont ceux qui sont en contact 
ou qui risquent d'entrer en contact avec le métal liquide, ses vapeurs ou les gaz de cou­
verture. 
La combinaison d'une pression de fonctionnement basse et d'une conductibilité thermi­
que élevée du réfrigérant se traduit fréquemment par l'utilisation, dans les réacteurs 
rapides, de structures et composants à parois minces et relativement souples ; en outre, 
l'usage d'acier austénitique est nettement plus répandu que dans le cas des réacteurs à 
eau légère, et les températures de fonctionnement sont également supérieures à celles 
qui se développent dans ces mêmes réacteurs. Dès lors, la conception et les codes de 
calcul ainsi que les méthodes de contrôles non destructifs doivent prendre en considéra­
tion des phénomènes et des caractéristiques de matériaux dont on n'a pas nécessaire­
ment une connaissance suffisante ou appropriée dans le contexte de la conception, de 
la construction et de l'exploitation des composants de réacteurs à eau légère. 
Bien qu'une part importante de l'effort de recherche ait porté sur les aspects «maté­
riaux» et «structures« des LMFBR, un certain nombre de domaines méritent de conti­
nuer à retenir l'attention. 
Le groupe de travail «codes et normes» (GTCN) du comité de coordination des réac­
teurs rapides a procédé à une comparaison et à une évaluation systématiques des pres­
criptions, codes de conception, codes de calcul, spécifications et données relatives aux 
matériaux utilisés par les États membres et, le cas échéant, par les pays tiers. Il a égale­
ment procédé à un examen d'ensemble de l'état de développement actuel des méthodes 
d'essais non destructifs pour l'inspection en service des réacteurs surrégénérateurs rapi­
des à métal liquide des pays de la Communauté. Il s'est avéré que les progrès réalisés 
par le groupe de travail étaient suffisants pour permettre l'identification de programmes 
expérimentaux qui pourraient efficacement être mis en œuvre dans le cadre d'actions à 
frais partagés. 
Le groupe d'experts Cont (Containment Loading and Response) du groupe de travail 
«sécurité» des réacteurs rapides a examiné les activités actuellement en cours dans le 
domaine du comportement dynamique des matériaux et des codes structuraux, dans le 
contexte d'accidents graves. 
Il importe de souligner que toutes les activités proposées dans le cadre de ce chapitre 
nécessitent des essais sur des spécimens importants et/ou des structures de modélisation 
dont la mise en œuvre n'est concevable qu'en faisant appel aux importants équipements 
d'essai spécialisés disponibles sur le territoire des États membres. 
La recherche proposée constitue un développement important du programme direct de 
recherche financé par la Commission dans le cadre du CCR et qui met particulièrement 
l'accent sur des phénomènes de fluage, d'interaction fluage/fatigue, de mécanique de 
N° C 250/42 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
rupture, de comportement dynamique des matériaux et d'analyse structurale. On envi­
sage d'associer étroitement les spécialistes du CCR aux efforts des laboratoires natio­
naux qui participent à la réalisation de ce programme. 
On développera ci-après les objectifs et la raison d'être des activités proposées dans le 
cadre du programme à frais partagés 1984-1987. 
Propriétés des matériaux, analyse structurale et validation des codes 
— Modélisation constitutive dans la plage des déformations inélastiques. 
La conception des réacteurs rapides nécessite un grand nombre d'analyses inélasti­
ques permettant de prévoir le comportement de structures présentant une confor­
mation complexe et qui fonctionnent à haute température et sous des charges alter­
nées élevées. 
Les descriptions mathématiques du comportement des matériaux (équations consti­
tutives) ainsi que leur procédure d'application constituent la base de la méthode 
d'analyse des déformations inélastiques. Bien que les équations constitutives aient 
fait l'objet de nombreuses recherches, leur vérification au niveau des modèles n'est 
pas totale en raison de la complexité considérable qui caractérise le comportement 
des matériaux à température élevée. 
— Prévision de durée de vie en service. 
Le comportement des composants à températures élevées est considérablement 
influencé par l'historique de fonctionnement et par la répartition initiale des con­
traintes. La conception nécessite l'élaboration de coûteux modèles de calcul et les 
résultats obtenus sont étroitement tributaires des données utilisées pour les maté­
riaux. Il est essentiel d'acquérir une connaissance précise des modalités selon les­
quelles l'élaboration d'un programme approprié d'essais de contrôle des matériaux 
intermédiaires et de calculs correspondants permet de prédire la durée de vie rési­
duelle des composants. Cette procédure favorisera l'évaluation correcte de la marge 
de sécurité des composants en cours d'exploitation. L'applicabilité des résultats 
découlant de ces essais à des spécimens ou à des composants (structure, propriétés 
mécaniques, fissures, déformation, essais non destructifs) dans le contexte d'un pro­
gramme de surveillance de la durée de vie en service n'a pas fait l'objet jusqu'à 
présent de vérifications approfondies et il importe d'établir et de valider les con­
nexions existant entre ces résultats et les procédures de calcul. Ceci concerne tout 
particulièrement les assemblages soudés. 
— Analyse dynamique (uniquement pour ce paragraphe : réf. point 1 .B.2.5). 
En cas d'événements internes ou externes (par exemple, avaries du générateur de 
vapeur, accidents du cœur, secousses sismiques, etc., les composants du réacteur, et 
en particulier la cuve, les tuyauteries et les structures de soutien, peuvent être sou­
mis à d'importantes contraintes mécaniques. On dispose déjà d'instruments infor­
matiques poussés mais il convient de consentir des efforts supplémentaires pour 
améliorer la description de certains aspects spécifiques. 
Propagation des défauts de structure 
Comparativement à l'ampleur des travaux qui ont été consacrés à l'étude des phéno­
mènes de structure au-dessous du seuil de fluage, on ne s'est guère préoccupé jusqu'à 
présent de la propagation des fissures à haute température. 
Pour les composants LMFBR fonctionnant à température élevée, la propagation des fis­
sures en raison d'un phénomène de fluage ou sous PefTet d'un mécanisme combiné-
fluage/fatigue lorsque le composant est soumis à d'importantes charges alternées, cons­
tituent un phénomène important dont il convient de tenir compte pour acquérir une 
conception sûre du réacteur. 
Bien qu'il importe de consacrer des essais de laboratoire à l'élaboration des paramètres 
de propagation des fissures affectant les matériaux constitutifs des composants, cette 
seule approche ne saurait suffire. L'évaluation de l'intégrité des composants suppose 
que l'on applique ces données à une structure de configuration plus complexe où le 
mécanisme des>contraintes diffère sensiblement de celui des essais de laboratoire. 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/43 
Activités 
2.3.1. Propriétés des matériaux, analyse structurale et validation des codes 
— Modélisation constitutive dans la plage des déformations inélastiques 
— Amélioration des équations constitutives élaborées jusqu'à présent et applica­
tion à l'analyse des structures de réacteur, compte tenu des propriétés essen­
tielles des matériaux et de leur évolution en fonction de la durée, de la tempé­
rature, des charges et de l'irradiation. 
— Validation de la méthode d'analyse développée par des expériences portant 
sur les formes, les matériaux (y compris les assemblages soudés) en appliquant 
des combinaisons de charge représentatives des conditions de fonctionnement 
réelles des réacteurs rapides. 
Le CCR collaborera à cette activité lorsqu'une tentative de développement d'équa­
tions constitutives (en particulier, en cas de matériaux endommagés) est en cours. 
— Prévision de la durée de vie en service 
À titre de référence, on suggère de porter son choix, par exemple, sur un composant 
en acier inoxydable du circuit primaire ou du circuit secondaire (par exemple, un 
coude de tuyauterie soumis à des contraintes élevées) ainsi que sur un composant 
en matériau ferritique destiné aux générateurs de vapeur (par exemple, des sections 
de tuyauterie). 
Dans les deux cas, on mettrait en œuvre les programmes suivants. 
— Essais de fluage des matériaux de base et des matériaux soudés après exposi­
tion thermique de longue durée, essais de fatigue aux températures de fonc­
tionnement. 
Ces essais seront appliqués à la fois à un composant accusant une géométrie et 
des dimensions représentatives ainsi qu'aux spécimens correspondants utilisés 
dans le cadre d'un programme de surveillance caractéristique de la longévité 
en service. 
— Détermination des propriétés de résistance résiduelle après fatigue, fluage ou 
exposition thermique. 
— Évaluation de la durée de vie en service des composants par confrontation 
entre les valeurs théoriques, d'une part, et les valeurs déduites des résultats des 
expériences précitées, d'autre part. 
— Analyse dynamique (uniquement pour ce paragraphe: réf. point l.B.2.5) 
— Développement et amélioration de codes destinés à être utilisés pour la con­
ception de grandes cuves à parois minces et de circuits de tuyauteries travail­
lant sous charges dynamiques (en particulier dans la perspective des interac­
tions fluide/structures et des problèmes du flambage). 
— Validation des codes précités par l'expérience: en particulier, en vue de déter­
miner les effets des sollicitations dynamiques sur des structures représentatives 
et leur capacité limite à supporter des charges. 
Au cours de ces dernières années, les codes destinés à l'évaluation du comportement 
structurel sous charge dynamique, c'est-à-dire lorsqu'il importe de tenir compte des 
interactions fluide/structure, ont atteint un stade de développement poussé. Toutefois, 
il convient de poursuivre le développement des codes et des expériences de validation 
sur modèles à l'échelle pour être en mesure d'améliorer la modélisation de certains 
aspects spécifiques, par exemple les chocs contre la dalle de fermeture du réacteur, con­
sécutifs à un HCDA, la modélisation des structures à l'intérieur de la cuve, la descrip­
tion des phénomènes de flambage. 
Par le biais du programme Cova et dans le cadre des diverses activités de coopération 
au niveau international, le CCR favorise l'élargissement des connaissances dans ce 
domaine. À l'égal d'autres secteurs d'activité, le CCR jouera un rôle pivot dans les 
orientations de recherche visant à garantir la complémentarité des efforts. 
2.3.2. Propagation des défauts de structures 
— Influence des contraintes résiduelles et thermiques sur la formation et la propaga­
tion des fissures de fatigue en conditions élastoplastiques 
N° C 250/44 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
— Étude des causes initiales des fissures (par exemple, soudures, gainages, etc.) 
et leur classification par ordre d'importance. 
— Étude et essais de résistance à la fatigue des composants ou de la structure. 
— Propagation des fissures par fatigue 
— Étude et essais relatifs à la propagation des fissures à travers les parois des 
tuyauteries en acier austénitique dans des conditions de charge réalistes. 
Évaluation des fuites à travers les fissures et de leur influence sur l'intégrité de 
la structure des tuyauteries (critère de la fuite avant rupture). 
— Essais sur spécimens de grandes dimensions et structures-modèle représentatives 
d'importantes structures soudées de réacteur, ayant subi des historiques de charge 
de réacteur caractéristiques, par exemple: 
— charges biaxiales, charges combinées biaxiales sur membrane, contraintes pri­
maires (mécaniques) et secondaires (thermiques, résiduelles) combinées, char­
ges alternées. 
Contribution de la Communauté 
1,1 millions d'Écus. 
2.4. ASPECTS «SÉCURITÉ» DE LA TECHNOLOGIE DU SODIUM (points l.B.2.3 
et l.B.2.6 du programme d'action) 
Objectifs 
Ce chapitre a pour objet l'examen des aspects «sécurité» inhérents à l'utilisation du 
sodium en tant que réfrigérant, en vue d'exploiter intégralement ses caractéristiques de 
bon réfrigérant par une amélioration de la modélisation de l'écoulement, en particulier 
en conditions de défauts, ainsi que le perfectionnement de l'évaluation des conséquen­
ces de l'utilisation de quantités importantes de sodium susceptibles d'entrer accidentel­
lement en contact avec l'air, l'eau et le béton. 
Modélisation de l'écoulement du réfrigérant «sodium» (point l.B.2.3) 
Les expériences réalisées de 1978 à 1980 sur des LMFBR prototypes ont attiré l'atten­
tion sur l'évacuation de la chaleur par convection naturelle et ont abouti à des échanges 
de vues au plan international sur les limites d'exploitation de ce procédé. On estime 
qu'il est possible de repousser encore plus loin cette marge de sécurité très importante 
en améliorant la modélisation de l'écoulement, en particulier en ce qui concerne les 
chambres réservoir de grandes dimensions et les assemblages de combustible obstrués. 
Les phénomènes d'ébullition se produisant dans un assemblage peuvent favoriser sensi­
blement le démarrage de la convection naturelle. Les nouveaux modèles d'écoulement 
devront faire l'objet d'une vérification expérimentale. 
Les recherches envisagées devraient conduire à l'élaboration d'un code valide utilisable 
pour la conception de systèmes de réfrigération LMFBR conformes aux normes de 
sécurité. 
Le Centre commun de recherche poursuivra vraisemblablement ses travaux sur les phé­
nomènes d'ébullition dans les assemblages, en reconstituant les conditions dans les­
quelles s'effectue l'évacuation de la chaleur à pleine puissance et de la chaleur de 
décroissance. 
Réactions du sodium avec l'air, l'eau et le béton (point l.B.2.6) 
L'évaluation des risques inhérents à l'utilisation de quantités importantes de sodium 
implique une connaissance satisfaisante des conséquences de l'entrée en contact du 
sodium avec l'air, l'eau et le béton, dans des conditions d'exploitation très diversifiées. 
19.9.83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/45 
Bien que les feux de sodium aient fait l'objet de recherches pendant un certain temps, 
on ne dispose pas encore d'un code généralisé permettant de décrire sans conservatisme 
excessif les feux de sodium pulvérisés et les feux de sodium en nappe survenant dans 
des cuves de diverses dimensions. La préparation du programme expérimental porte sur 
une description générale des dommages potentiels consécutifs à un incendie déclenché 
par la pénétration de sodium dans un espace rempli d'air, sous forme pulvérisée ou en 
jet. Les paramètres dont il y a lieu de tenir compte sont les suivants: température 
ambiante, caractéristiques de pression et de composition, géométrie de la cuve, degré de 
dispersion du sodium en jet ou pulvérisé. 
Dans le contexte des réactions sodium/eau, la caractéristique particulière dont l'étude 
s'impose est de savoir ce qui se produit lorsque le sodium pénètre dans un bassin d'eau 
dans un local clos rempli d'air, par exemple, le local entourant les générateurs de vapeur 
d'un LMFBR. Il importe d'être renseigné sur le comportement des mélanges hydro­
gène/oxygène, sur ]es limites d'explosibilité et les réactions qui se produisent dans des 
mélanges gazeux fortement saturés en particules d'oxyde de sodium (ou en hydroxydes), 
l'effet de la pression induite par les produits de réaction sur la vitesse de réaction 
sodium/eau et sur le taux d'hydrogène, ainsi que sur les effets des variations globales 
des ratios sodium/eau, de la géométrie du bassin, de la configuration de la zone de 
réaction et du modèle de mélange. 
Le résultat recherché est un code permettant de décrire ce scénario très complexe d'une 
manière suffisamment satisfaisante pour que l'on puisse évaluer les risques de détériora­
tion des structures et les risques de libération de sodium. 
L'activité axée sur les réactions sodium/béton vise à prévoir les conditions de pénétra­
tion des structures. On étudiera de manière expérimentale le béton nu et le béton recou­
vert d'une peau d'étanchéité en acier défectueuse et l'on établira un modèle en fonction 
de la teneur du béton en eau, des températures du béton et de la peau d'étanchéité au 
sodium ainsi que la pression. 
Les activités visées au présent titre concernent uniquement le sodium, à l'exclusion des 
mélanges sodium/combustible. La description du comportement de l'aérosol consécutif 
à un feu de sodium fait l'objet du chapitre qui traite du transport des produits de fis­
sion, en raison du rôle qu'il joue en tant qu'agent de floculation, sur le plan de la radio­
activité. 
Activités 
2.4.1. Modélisation de l'écoulement du réfrigérant «sodium» (point 1 .B.2.3) 
— Amélioration de la modélisation de la convection naturelle et de l'ébullition du 
sodium lorsque le réacteur est arrêté. On accordera une attention toute spéciale à la 
description du transfert de la chaleur entre le cœur et l'échangeur de chaleur inter­
médiaire, au champ thermique dans le plénum supérieur et au rendement de la 
décharge thermique externe et de l'échangeur de chaleur intermédiaire. 
— Validation des modèles décrits ci-dessus. 
— Validation des codes décrivant la réfrigération d'assemblages normaux, endomma­
gés et obstrués dans les conditions suivantes: 
— débits légèrement forcés, 
— convection naturelle 
lorsque le réacteur est à l'arrêt. 
Ces activités doivent, en principe, être rigoureusement coordonnées avec les tra­
vaux du CCR sur l'ébullition du sodium. 
2.4.2. Réaction du sodium au contact de l'air, de l'eau et du béton (point 1 .B.2.6) 
— Étude expérimentale et modélisation de feux de sodium déclenchés par des pulvéri­
sations ou des jets de sodium. 
N° C 250/46 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
— Étude expérimentale des réactions sodium/eau/air dans un local clos, en vue 
d'étendre les travaux à une étude des limites d'explosibilité du mélange hydro­
gène/oxygène en présence d'un amalgame dense de vapeur et d'aérosols «sodium». 
— Développement d'un modèle global monodimensionnel. 
— Étude expérimentale et modélisation de la réaction du sodium en présence du 
béton nu et de béton recouvert d'une peau d'étanchéité défectueuse en acier. 
Contribution de la Communauté 
3,8 millions d'Écus. 
2.5. EXPÉRIENCES EN RÉACTEUR VISANT A EXAMINER LE COMPORTE­
MENT TRANSITOIRE DÛ COMBUSTIBLE ET LES PHÉNOMÈNES POST­
DÉFAILLANCE (points l.B.2.3 et l.B.2.4 du programme d'action) 
Objectifs 
Comportement transitoire du combustible 
La connaissance du comportement transitoire du combustible est essentielle à la déter­
mination des pannes de combustible et à l'évolution ultérieure de l'accident. S'il existe 
de nombreux codes décrivant de manière détaillée le comportement du combustible 
dans des conditions de fonctionnement normales, les codes relatifs au comportement 
transitoire du combustible n'ont pas encore atteint le même niveau de sophistication. 
Ceci résulte essentiellement du fait que le comportement du combustible, antérieur à la 
panne, revêt moins d'importance pour l'analyse des accidents hypothétiques par dislo­
cation du cœur sur lesquels a porté, pendant une longue période, l'essentiel des efforts. 
L'accent étant mis de plus en plus sur une évaluation plus réaliste des accidents, on 
accorde une priorité accrue aux phénomènes qui précèdent la panne. 
En règle générale, on a validé les codes de comportement transitoire du combustible 
développés à ce jour en exploitant les résultats des expériences réalisées dans le con­
texte de réacteurs puisés du type Cabri ou Treat. La plupart de ces expériences simulent 
des phénomènes transitoires relativement rapides correspondant à des accidents par 
perte d'écoulement ou sur-puissance et qui se traduisent par des défaillances de 
l'aiguille de combustible. Des données expérimentales supplémentaires s'imposent lors­
que les phénomènes transitoires sont plus lents. On suggère de réaliser des transitoires 
lents de surpuissance dans le réacteur HFR de Petten dans lequel des expériences ana­
logues ont déjà été effectuées en condition de perte de débit. Le HFR convient tout par­
ticulièrement pour les transitoires sur aiguille unique, avec des durées de doublement de 
puissance de 1 à 10 secondes. Le réacteur est en mesure de préconditionner les aiguilles 
de combustible pendant un certain temps au régime de puissance nominal avant que le 
phénomène transitoire soit déclenché. 
La boucle nécessaire à la réalisation des expériences existe déjà. Le ECN Petten pos­
sède également les facilités nécessaires à la réalisation des examens post-irradiatoires 
que requiert ce type d'expériences. 
Le groupe d'experts «Whole Core Accident Codes» (WAC) (accident généralisé à tout le 
cœur) relevant du groupe de travail «sécurité des réacteurs rapides» (GTS) a certaine­
ment souligné la nécessité d'améliorer la modélisation de l'élément combustible. Le 
groupe WAC a également recommandé de poursuivre le développement de l'un des 
codes de comportement du combustible existants en vue de l'intégrer, en fin de compte, 
dans le code européen d'accidents actuellement en cours de développement à Ispra. 
Les premiers contacts entre les États membres ont démontré que les expériences prévues 
dans le cadre de HFR revêtent un intérêt général. Les échanges de vues au sein du 
groupe de travail «sécurité des réacteurs rapides» ont abouti à des conclusions identi­
ques. 
Phénomènes de post-défaillance 
Deux types d'expériences en réacteur sont prévus: ils se réfèrent respectivement à une 
perte de source froide au niveau de la puissance de la chaleur de décroissance, et à un 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/47 
accident local au niveau de l'assemblage. Ces expériences portent essentiellement sur 
l'examen des phénomènes de déplacement des matériaux et sur le potentiel de refroidis­
sement des débris in situ. 
a) Perte de la source froide 
Des études récentes en matière de risques ont démontré qu'il n'est pas possible 
d'éliminer complètement les pertes de source froide consécutives à un arrêt du réac­
teur. On peut imaginer des situations (par exemple, les arrêts sûrs consécutifs a un 
séisme) où la probabilité de perte de source froide est de l'ordre de 10-Va. On sug­
gère de procéder à une expérience portant sur l'examen du comportement du cœur 
dans ces circonstances, en particulier en ce qui concerne le déplacement des maté­
riaux et la «compaction» du combustible. 
b) Accident au niveau d'un assemblage 
Lorsqu'un accident se produit au niveau d'un assemblage, le mouvement des maté­
riaux et leur interaction déterminent les chances de propagation des dégâts aux 
assemblages voisins. La propagation peut être la résultante d'une contrainte méca­
nique sur le tube hexagonal et résultant d'une augmentation de pression consécu­
tive, elle-même, à une interaction combustible/réfrigérant et à une attaque thermi­
que. L'attaque thermique est fonction d'un certain nombre de phénomènes, par 
exemple, l'isolation de la paroi du tube hexagonal par des combustibles solidifiés 
et les possibilités de refroidissement du faisceau de combustible endommagé. 
Les expériences envisagées portent sur la fusion de l'élément combustible, la formation 
des blocages et le comportement du bain de matière fondue. 
Activités 
2.5.1. Comportement transitoire du combustible (point 1 .B.2.3) 
Il est prévu de mettre en chantier, pendant deux ans, les activités suivantes: 1) défini­
tion d'un programme d'essais détaillé à réaliser dans le HFR qui se prête le mieux aux 
besoins des États membres, mettant en œuvre un programme de développement «réac­
teurs rapides» ; 2) réalisation d'une première série d'expériences. 
Les enseignements recueillis à l'issue de la phase préparatoire du programme ainsi que 
la première série des résultats d'expérience devraient permettre de prendre une décision 
en ce qui concerne la mise en œuvre d'un programme d'irradiations plus étoffé dont 
l'exécution pourrait s'étendre sur les années suivantes. 
2.5.2. Phénomènes post-défaillance (point l.B.2.4) 
a) Perte de la source froide 
Il est prévu de réaliser une simulation d'accident de perte de source froide dans un 
faisceau de trente-sept aiguilles en partant d'une réduction de débit de réfrigérant 
et en terminant par une fusion lente des aiguilles de combustibles. Le déplacement 
des gaines et la compaction du combustible revêtent un intérêt tout particulier pen­
dant la phase de fusion. 
Des études préalables ont démontré que le réacteur BR-2 du CEN de Mol se prête 
bien à de telles expériences. Dans ce réacteur on a déjà réalisé des expériences de 
blocage local qui ont été couronnées de succès (expériences MOL 7 C). 
b) Accident au niveau d'un assemblage 
On envisage deux séries d'expériences, dont l'une aura pour cadre le réacteur BR-2, 
et l'autre le réacteur Scarabée. 
Lors des expériences prévues dans le réacteur BR-2, on étudiera la séquence inté­
grale d'un accident, en partant de la formation d'un blocage local jusqu'à la fusion 
d'un assemblage, la formation d'un bain de matériaux fondus et de la propagation 
thermique à des assemblages voisins. Outre les aspects phénoménologiques, la 
N° C 250/48 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
simulation de la séquence d'accident généralisé devrait procurer des informations 
sur la phase «évolution» de l'accident susceptible de jouer un rôle significatif dans 
l'évaluation de la capacité de détecter une défaillance locale. Il est prévu d'effec­
tuer des expériences avec un seul faisceau d'aiguilles de combustible et, ensuite, 
avec deux sections de deux faisceaux. 
Il est suggéré d'effectuer des expériences analogues dans le cadre du programme 
Scarabée et de les restreindre à l'étude du comportement d'un bain de matériaux 
fondus et de son potentiel de refroidissement. L'intérêt de recourir à des expérien­
ces sur un seul phénomène réside dans la possibilité de faire varier plus aisément 
des paramètres spécifiques (par exemple l'U02, l'acier inoxydable, les ratios des 
produits de fission) et de pousser la sophistication des équipements de mesure. Par 
conséquent, les deux expériences (BR-2 et Scarabée) sont mutuellement complé­
mentaires. 
Tenant compte du fait que: 
— la mise en oeuvre intégrale des expériences suggérées suppose l'engagement d'un 
montant relativement important de ressources financières, 
— les études de faisabilité techniques ne sont pas achevées pour la totalité des expé­
riences envisagées (BR-2, Scarabée en partie), 
on suggère de prévoir une phase préparatoire de deux ans que l'on mettrait à profit pour 
mettre au point, avec le concours des experts nationaux, les modalités de réalisation des 
expériences. Le cas échéant, des études de faisabilité supplémentaires seront effectuées. 
Durant cette période, on envisage d'utiliser le réacteur Scarabée pour effectuer deux 
expériences, ainsi qu'une première série d'expériences dans le réacteur HFR. 
Vers la fin de 1985, on statuera sur une autre expérience Scarabée ainsi que sur la pour­
suite des programmes HFR et BR-2 sur la base d'autres travaux préparatoires. 
Contribution de la Communauté 
4,8 millions d'Écus. 
2.6. TRANSPORT DES PRODUITS DE FISSION (point l.B.2.6 du programme 
d'action) 
Objectifs 
Ce chapitre porte sur la description de la redistribution des matériaux radio-actifs après 
un accident grave, l'évaluation de l'enceinte de confinement et la génération des 
termes-source nécessaires aux codes utilisés pour le calcul de tout dommage ultérieur se 
produisant hors site. Bien que le confinement soit rarement en cause, l'analyse des ris­
ques nécessite des termes-source réalistes. La conception de l'enceinte de confinement 
et les systèmes de contrôle post-accidentels supposent des distributions internes réalis­
tes. 
Ce réalisme suppose que l'on évite tout conservatisme excessif et que l'on tienne 
compte de phénomènes ayant pour effet d'atténuer les conséquences d'un incident (par 
exemple, les réductions de potentiel chimique inhérentes à la formation, à l'absorption 
et à la solution de composés, ainsi que la diminution de mobilité résultant de la conden­
sation et de l'agglomération des aérosols). Ce même réalisme implique la faculté 
d'emprunter à d'autres chapitres ou ailleurs des indications réalistes en matière de tem­
pérature et de descriptions de la manière dont — et du moment où — des barrières aux 
produits de fission deviennent défaillantes en raison de surcharges excessives. Par ail­
leurs, le souci d'une approche plus mécaniste dans l'analyse des conséquences des acci­
dents ne devrait pas être confondu avec un souci de précision élevée. Une riposte 
d'envergure à des accidents de confinement doit demeurer un fait rare. 
Le groupe de travail «sécurité» et le «groupe charge et réponse du confinement» ont 
depuis 1978 examiné certains problèmes liés au transport et au confinement des pro­
duits de fission et ordonné des études visant à leur permettre de poursuivre la définition 
de leur programme de travaux. 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/49 
C'est sur la base de ces études que nous insistons sur l'intérêt de ménager des intervalles 
de temps, même peu importants, entre l'agression du confinement et une défaillance 
quelconque. En principe, une étude-pilote qui s'attacherait à déterminer l'ampleur des 
interactions chimiques entre les produits de fission et d'autres matières contenues dans 
les LMFBR favoriserait la sélection d'activités d'orientation. 
Pour tirer le meilleur parti des connaissances technologiques fondamentales issues de 
l'étude des réacteurs thermiques, le programme LMFBR est contraint de mettre l'accent 
sur des activités résultant de la présence de sodium en tant que réfrigérant et d'oxyde de 
sodium en tant que véhicule des produits de fission, au stade du confinement secon­
daire. L'évaluation des données thermochimiques fondamentales, l'analyse appliquée 
de la composition de phase ainsi que l'étude des aspects plus fondamentaux de la phy­
sique des aérosols constituent des activités banales. 
La mise en œuvre de ce programme doit déboucher sur un ou plusieurs codes acceptés, 
utilisables pour la description de la distribution théorique de la radioactivité consécu­
tive à un accident grave, sur un éventail recommandable de données d'entrée et sur des 
termes-source en vue de l'analyse des conséquences «hors site» d'un accident. 
Activités 
— Définition d'un éventail unifié de données thermodynamiques relatives aux 
matières présentes après la fusion d'un cœur LMFBR lors d'un HCDA, pour le cal­
cul des vitesses de libération des produits de fission et l'analyse des problèmes de 
compatibilité matière fondue/enceinte. 
Cette activité comprendra l'analyse théorique, la vérification expérimentale de dia­
grammes de phase et la vérification expérimentale de vitesses d'évaporation de 
variétés importantes du point de vue radiologique et contenant par exemple du plu­
tonium, des actinides supérieurs, de l'iode, du caesium ou du ruthénium. 
En outre, la description des réactions entre les matériaux fondus du cœur et le 
béton impliquera la connaissance des vitesses de réaction. 
Les expériences visant à recueillir des informations sur l'état d'équilibre compren­
dront certaines données cinétiques relatives à des matières bien définies. On a éga­
lement prévu d'évaluer les données existantes relatives aux réactions uranium/ 
béton, d'effectuer des expériences complémentaires sur des composés uranium/ 
plutonium ainsi que sur des mélanges plus complexes, dans la mesure jugée 
nécessaire. 
— Distribution de la radioactivité dans le circuit primaire d'un LMFBR pendant et 
après un accident grave du cœur. 
Cette activité couvrira la répartition de la radioactivité entre le combustible, les 
matériaux fondus (y compris le sodium) et des phases gazeuses, telles que les bulles 
et le gaz de couverture. 
Les données de sortie souhaitables sont constituées par un modèle décrivant la 
vitesse à laquelle la radioactivité quitte le circuit primaire par les fissures suscepti­
bles de se produire, par exemple, dans la structure épaisse et relativement complexe 
du toit. Étant donné la longueur considérable de certains chemins de fuite, il pour­
rait s'avérer nécessaire de tenir compte de la répartition des types de radioactivité 
dans la fuite. 
On poursuivra le développement des modèles existants au fur et à mesure que l'on 
disposera d'un plus grand nombre de données expérimentales. Les codes d'aérosols 
à valider (voir paragraphe suivant) devront être adaptés à la description de sys­
tèmes de bulles avec des limites mobiles. On réalisera des expériences sur le trans­
fert de variétés radioactives contenues dans des bulles chaudes vers le sodium, 
après des études comparatives visant à assurer la coordination avec les activités 
existantes à l'intérieur des États membres. 
— Distribution de la radioactivité dans l'enceinte de confinement secondaire. 
L'effort portera essentiellement sur les aérosols, principaux vecteurs de la radioacti­
vité, ainsi que sur l'estimation des variations de température et de pression se pro­
duisant lors des accidents. 
N° C 250/50 Journal officiel des Communautés européennes 19. 9. 83 
Une estimation plus précise des variations de température et de pression suppose la 
poursuite de la modélisation des feux de sodium (visés au chapitre «Aspects "sécu­
rité" de la technologie du sodium») et le transfert ultérieur de la chaleur vers les 
sources froides disponibles. 
Le chapitre précité comprend la vérification expérimentale des codes cinétiques des 
feux de sodium. Certaines de ces expériences procureront des données exploitables 
pour la vérification des codes d'aérosols dont les États membres ont déjà entrepris 
le développement. 
Le développement futur des codes d'aérosols comprendra normalement: 
— l'élaboration de modules décrivant des aérosols hyperdenses, 
— les phénomènes d'atténuation se produisant dans les passages générateurs de 
fuites, 
— le réexamen des équations fondamentales intervenant dans la description de 
l'agglomération, de la sédimentation par gravité et de la forme des particules, 
— la poursuite éventuelle des expériences tendant à vérifier que les modifications 
de composition d'un aérosol, consécutives à des modifications de composition 
de la source, ont fait l'objet d'une modélisation correcte, lorsqu'on aura eu 
l'occasion de procéder à une analyse critique des travaux récents dans ce 
domaine. 
Les codes d'aérosols pour LMFBR présentent de nombreuses caractéristiques 
communes à celles qui sont utilisées pour l'analyse des accidents LWR. 
— Évaluation des enceintes de confinement LMFBR 
Cette activité combine les résultats des activités précitées avec la description des 
structures de confinement, des fermetures, des matières et des systèmes d'épuration 
d'air, ce qui permettra de disposer des termes source nécessaires à l'évaluation des 
dommages hors site. 
Les scénarios à prendre en considération comprendront les défaillances des sys­
tèmes de confinement ainsi que les structures, en cas de besoin. 
Contribution de la Communauté 
2,9 millions d'Écus. 
2.7. MOUVEMENT ET INTERACTIONS DE MATÉRIAUX FONDUS (point l.B.2.4 
du programme d'action) 
Objectifs 
Lorsque des accidents LMFBR se traduisent par de graves détériorations du combusti­
ble, le mouvement des matières de fusion et ses interactions avec le réfrigérant et les 
structures du réacteur influencent considérablement l'évolution ultérieure de l'accident. 
Par exemple, si des quantités suffisantes de combustible fondu sont expulsées de la 
région proche du cœur lors d'un accident grave, la puissance du réacteur pourra être 
réduite à zéro avant même que des parties plus importantes du cœur soient touchées. 
D'autre part, si des matières fissiles sont acheminées vers des régions du cœur présen­
tant une réactivité plus importante, la puissance du réacteur peut augmenter et atteindre 
une ampleur telle que le cœur tout entier soit atteint, ce qui pourrait conduire, éventuel­
lement, à sa désintégration. On observera que ces scénarios sont basés sur l'hypothèse 
que les systèmes d'arrêt ont été inopérants, ce qui leur confère une probabilité très 
faible. 
Il en résulte qu'au cours de toutes les phases d'un accident aboutissant à une détériora­
tion grave du combustible, il convient de tenir compte du mouvement des matières. 
Étant donné la multiplicité des phénomènes relativement complexes qui entrent en jeu, 
19. 9. 83 Journal officiel des Communautés européennes N° C 250/51 
une modélisation mathématique relativement sophistiquée s'impose. Les échanges 
d'énergie, de masse et de moment entre les divers composants (acier, combustible, réfri­
gérant, produits de fission) ainsi que les phases (solide, liquide, gazeuse) revêtent une 
importance primordiale. Ces éléments influencent par exemple, la transformation de 
l'énergie thermique en énergie mécanique, laquelle détermine, à son tour, la charge et la 
défaillance éventuelle des structures du cœur et de l'enceinte de confinement. L'attaque 
des structures du cœur par des matières fondues constitue un autre facteur éventuel de 
défaillance des structures. 
Durant les phases préliminaires d'accident, des phénomènes tels que la solidification de 
matières fondues revêtent de l'importance dans la mesure où certains blocages formés 
réduisent ou arrêtent l'éjection de combustibles venant du cœur dans la chambre réser­
voir. 
Bien que les États membres ainsi que les États-Unis consacrent de nombreux efforts à la 
modélisation des mouvements des matières fondues et aux interactions qui en décou­
lent, le «réalisme» des résultats enregistrés à ce jour n'est pas encore pleinement satisfai­
sant. En règle générale, on émet des hypothèses «conservatrices», qui se traduisent par 
de très importants relâchements d'énergie mécanique lors d'accidents de perte de débit 
et de surpuissance transitoire. Actuellement, ces libérations à teneur énergétique élevée 
sont considérées comme physiquement exclues. 
Une description plus réaliste de ces phénomènes, objectif essentiel de la recherche pro­
posée, fournirait les arguments permettant d'éliminer un conservatisme exagéré. 
Outre le fait qu'une action communautaire constituerait une contribution directe à la 
recherche dans ce domaine, elle favoriserait également l'harmonisation des efforts en 
cours et stimulerait les échanges d'informations entre tous les pays engagés dans de tel­
les activités. 
Les travaux actuels du CCR ainsi que les activités prévues dans le cadre du prochain 
programme pluriennal de développement de l'EAC, de l'amélioration et de la validation 
du code Simmer, du FCI, des phénomènes de bouchage et de congélation, de l'évacua­
tion de la chaleur post-accidentelle, constituent une base appréciable au développement 
de l'action de la Communauté. 
Les groupes d'experts WAC (Whole Core Accident Codes) et Cont (Containment Loa-
ding and Response) du groupe de travail «sécurité» des réacteurs rapides (GTS) ont 
suivi de très près les programmes en cours dans le domaine décrit et ont fait des propo­
sitions en vue d'activités futures. 
Activités 
— Définition d'un éventail unifié de données thermophysiques et thermomécaniques 
relatives aux matières présentant de l'intérêt pour l'analyse des accidents graves. 
— Développement et validation des codes pour le traitement des phénomènes multi-
phases et multi-composants. 
— Étude expérimentale des problèmes spécifiques aux matériaux fondus, par exemple 
l'éjection à partir du cœur, l'interaction avec les structures de réacteur. 
Contribution de la Communauté 
6 millions d'Écus.