CELEX: 51983PC0299
Language: fr
Date: 1983-06-14
Title: PROPOSITION DE DECISION DU CONSEIL ADOPTANT UN PROGRAMME DE RECHERCHE SUR LA SECURITE DES REACTEURS ( 1984-1987 )

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                                    considérant que le Conseil a, par la décision            ,
EUROPÉENNES,                                                  arrêté un programme de recherche d'action directe
                                                              sur la sécurité des réacteurs,
vu le traité instituant la Communauté européenne
de l'énergie atomique, et notamment son article 7,            considérant qu'il est opportun de compléter le pro-
                                                              gramme d'action directe sur la sécurité des réacteurs
vu la proposition de la Commission, après consulta-           par un programme d'action à frais partagés utilisant
tion du comité scientifique et technique,                     les compétences et les installations des États mem-
                                                              bres,
vu l'avis du Parlement européen,
                                                              DÉCIDE:
vu l'avis du Comité économique et social,
considérant que le Conseil a adopté le 22 juillet                                  Article premier
1975 une résolution sur les problèmes technologi-
ques de sécurité nucléaire ;                                  Un programme de recherche sur la sécurité des réac-
                                                              teurs, tel qu'il est défini dans l'annexe, est arrêté
considérant que le Conseil a adopté le 18 février             pour une période de quatre ans à compter du 1er jan-
1980 une résolution sur les surrégénérateurs rapides;         vier 1984.
considérant que le Conseil a, par la décision          ,
approuvé les structures et procédures de gestion et                                    Article 2
de coordination des activités de recherche, de déve-
loppement et de démonstration communautaires;                 Le montant estimé nécessaire pour la réalisation de
                                                              ce programme est évalué à 81 300 000 Écus et le per-
considérant que le Conseil a, par la décision          ,      sonnel est évalué à dix-sept agents.
arrêté un programme-cadre définissant une stratégie
scientifique et technique européenne;
                                                                                       Article 3
considérant que la Commission a communiqué au
Conseil un programme d'action pour le développe-              Le programme défini à l'annexe peut être soumis à
ment de l'énergie nucléaire de fission;                       révision à la fin de la troisième année conformément
                                                              aux procédures appropriées.
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                                       Article 4
pour contribuer à la production sans danger d'éner-
gie nucléaire et à la protection des travailleurs, de la      Pour la mise en œuvre de ce programme, la Com-
population et de l'environnement, et que cette mise           mission est assistée par le comité consultatif en
en œuvre recouvre les options et objectifs spécifi-           matière de gestion et de coordination «fission
ques visés par le programme-cadre et le programme             nucléaire», dont le mandat et la composition ont été
d'action pour le développement de l'énergie                   définis dans la décision           (structures et procé-
nucléaire de fission ;                                        dures de gestion et de coordination).
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                                                        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.
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                   PROPOSITION DE PROGRAMME DE RECHERCHE À FRAIS PARTAGÉS
                                              SÉCURITÉ DES RÉACTEURS
                                                       (Annexe technique)
                                                    PREMIÈRE PARTIE
                   1. P R O P O S I T I O N 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
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          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:
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                     — 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
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        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.
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           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.
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             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.
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                  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,
 ---pagebreak--- 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
 ---pagebreak--- 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.
 ---pagebreak--- 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).
 ---pagebreak--- 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.
 ---pagebreak--- 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-
 ---pagebreak--- 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:
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                     —     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 m a t é r i a u x , processus p h y s i c o - c h i m i q u e s 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 U0 2 /Zr0 2 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) F o r m a t i o n et r e f r o i d i s s e m e n t 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).
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                  c) M o d é l i s a t i o n m a t h é m a t i q u e
                       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.
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        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.
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                     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.
 ---pagebreak--- 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).
 ---pagebreak--- 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.
 ---pagebreak--- 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».
 ---pagebreak--- 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-
 ---pagebreak--- 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,
 ---pagebreak--- 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 :
 ---pagebreak--- 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».
 ---pagebreak--- 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) — P R O P O S I T I O N DE P R O G R A M M E 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.
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           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                 Réacteurs expérimen-         Prototypes    Installations de démons-
                                                  taux et d'essai       (200-300 MWe)      tration (1 200 MWe)
            Royaume-Uni                        DFR(1963)              PFR(1974)            CFR (projet non
                                                                                           encore adopté)
            France                             Rapsodie(1967)         Phénix (1974)        Super-Phénix (')
                                                                                           (1984)
           République fédérale                 KNKIIO                 SNR 300 (2)          SNR 2 O
           d'Allemagne                         (1977)                 (1986)               projet non encore
                                                                                           adopté
           Italie                              PEC(1986)
           (') 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
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             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».
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           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.
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           — 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.
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        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.
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            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.
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                  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.
 ---pagebreak--- 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:
 ---pagebreak--- 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
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            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.
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                  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
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                    — 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.
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               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.
 ---pagebreak--- 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
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                 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 a s s e m b l a g e
                       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 a s s e m b l a g e
                       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
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                      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'U0 2 , 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.
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          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.
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                     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,
 ---pagebreak--- 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.