Corium

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Le « corium  » est un magma métallique puis métallique et minéral constitué des éléments fondus du cœur d'un réacteur nucléaire, puis des minéraux qu'il peut absorber lors de son trajet.

Plus précisément, il est initialement constitué du combustible nucléaire, des éléments de l'assemblage combustible et des divers équipement du cœur (barres de contrôle, instrumentation) ou de la paroi de la cuve du réacteur avec lesquels il entre en contact.

Le corium se forme à très haute température (~ 3 000 °C, température de fusion de l'oxyde d'uranium) quand le cœur n'est plus refroidi, comme lors d'accidents nucléaires tels ceux de Three Mile Island, de Tchernobyl, ou de Fukushima.

Il dispose d'une importante puissance thermique résiduelle, c'est-à-dire que contrairement à la lave d'un volcan qui finit par se refroidir au contact de l'air, le corium continue à émettre de la chaleur pendant des années, laquelle diminue graduellement en raison de la désintégration des produits de fission, après arrêt du réacteur[1] Il est hautement toxique, radioactif, extrêmement dense et extrêmement chaud. S'il n'est pas réfrigéré et s'il reste concentré, il peut faire fondre la plupart des matériaux et percer tout ce qui se trouve sous lui.

Depuis quelques années, afin de contrôler les potentiels accidents avec formation d'un corium perçant une cuve de réacteur après fusion du cœur, il est envisagé d'équiper les nouvelles centrales ou des centrales nucléaires existantes de dispositifs de récupération et refroidissement du corium.

Terminologie[modifier | modifier le code]

Le terme « corium » est un néologisme formé de core (en anglais, pour le cœur d'un réacteur nucléaire), suivi du suffixe -ium présent dans le nom de nombreux éléments du tableau périodique des éléments : lithium,calcium,uranium, plutonium, hélium, strontium etc.

Les accidents producteurs de corium[modifier | modifier le code]

Chute du corium, avec débris, et production de vapeur et éventuellement d’hydrogène
Le corium attaque ensuite le béton

La formation du corium est la conséquence d'un manque de refroidissement du réacteur.

En effet, après arrêt de la réaction en chaîne, il ne reste plus de chaleur due à la fission mais celle due à la radioactivité (effet thermique de la désintégration naturelle des différents produits de fission). Cette puissance, dite résiduelle, dépend prioritairement de l'historique de puissance du réacteur précédant l' accident, mais aussi de la nature et de l'enrichissement du combustible, de l’épuisement du combustible (avancement du cycle) et de l’éventuelle période de déactivation.

La puissance résiduelle si elle n'est pas évacuée par les circuits de refroidissement fait monter la température du combustible. Au delà d'un certain seuil (1200°C environ), une réaction d'oxydation se produit sur les gaines de Zircaloy des crayons de combustibles. Cette réaction est très exothermique (augmentation de la température de 1 à 10 K/s selon Sehgal,1999) ce qui provoque la fusion de l'assemblage combustible. L'étape suivante est la rupture des gaines d'assemblage et donc le relâchement de gaz de fission qui contaminent le cœur et le circuit primaire (c'est une rupture de la première barrière de protection). Si l'élévation de température se poursuit, les éléments combustibles fondent et coulent en fond de cuve.

Le combustible en fusion, mélangé au zirconium partiellement oxydé et une partie des internes inférieurs de la cuve s'accumulent en fond de cuve du réacteur (selon Sehgal, 1999).

S'il s'agit d'un réacteur peu puissant (jusqu’à 600 MWe), la cuve peut être refroidie par inondation du puits de cuve pour éviter son percement.
Pour les réacteurs de 1300 à 1600 MWe, le faible étalement du corium en fond de cuve rend le refroidissement par inondation du puits de cuve insuffisant pour prévenir le percement de la cuve. De plus il engendre un risque d'explosion de vapeur en cas de rupture de la cuve. L’inondation du puits de cuve n'est pas un dispositif standard de sûreté nucléaire et relève des procédures « ultimes » de limitation des impacts d'une catastrophe nucléaire. La priorité étant donnée au rétablissement d'un refroidissement du cœur, via l'injection d'eau dans le circuit primaire (injection de sûreté) beaucoup plus efficace qu'un noyage du puits de cuve.

Si le corium en fond de cuve n'est pas suffisamment refroidi, il continue sa montée en température jusqu’à atteindre le point de fusion de la cuve, la percer et se répandre dans le bâtiment réacteur (c'est une rupture de la deuxième barrière de protection). L'enceinte de confinement joue alors seule le rôle de 3e barrière, les dispositifs de sauvegarde (aspersion, dispositif ultime U5) permettent d'en éviter la rupture.

Avec l'augmentation de la puissance des réacteurs, des dispositifs de récupération et d’étalement du corium sont développés afin d'assurer leur refroidissement en cas de percement de la cuve : les récupérateurs de corium.
Selon le CEA et l'IRSN[2], quand le corium attaque le sol de béton (et/ou d'autres matériaux plus en hauteur s'il a été expulsé de manière explosive), « une quantité importante de gaz incondensables est libérée provoquant une montée en pression progressive de l’enceinte de confinement. Afin d’éviter la rupture de l’enceinte qui pourrait en résulter, un dispositif d'éventage-filtration (dispositif U5) a été installé sur les réacteurs à eau sous pression et peut être mis en œuvre 24 heures après le début de l’accident, en cas de défaillance du système d’aspersion enceinte »[2].

Un scénario-catastrophe surnommé « syndrome chinois » envisage le cas où le corium perce ou fait exploser sous la pression le bâtiment réacteur puis s'enfonce dans le sol, brisant la troisième et ultime barrière de protection et se répandant dans le milieu naturel.

Retours d'expérience[modifier | modifier le code]

Ce sont surtout ceux des accidents historiques suivants :

Accident de Three Mile Island[modifier | modifier le code]

Un incident sur les pompes principales d'alimentation en eau du circuit secondaire de la centrale nucléaire de Three Mile Island le 28 mars 1979 a conduit, à la suite de nombreuses défaillances et erreurs, à la formation d'une bulle de vapeur dans le haut du cœur du réacteur de 900 MW électriques (2722 MW thermiques) mis en service commercial 3 mois plus tôt. Cette bulle privant de refroidissement le haut des éléments combustibles pendant plusieurs heures, environ 45 % du cœur fusionna et forma un corium qui coula au fond de la cuve (Broughton et al., 1989 ; Akers et McCardell, 1989 ; Libmann, 2000 ; Osif et al., 2004). La cuve ne fut pas percée et le bâtiment du réacteur ayant joué son rôle d'ultime barrière de confinement, la seule contamination extérieure qui fut à déplorer fut due à des erreurs de manutention d'effluent liquide.

Catastrophe de Tchernobyl[modifier | modifier le code]

Une production de corium a eu lieu lors de la catastrophe de Tchernobyl en Ukraine le 26 avril 1986 dans un réacteur RBMK de 1000 MWe (3200 MWth). La dalle de béton supportant le réacteur menaçait d'être transpercée par le corium formé à la suite de l'accident. Le professeur Vassili Nesterenko avait diagnostiqué que si le cœur en fusion atteignait une nappe d'eau accumulée par l'intervention des pompiers, une explosion de vapeur était susceptible de se produire et de disséminer des éléments radioactifs à une très grande distance. Une nouvelle équipe de pompiers est envoyée pour évacuer cette eau en ouvrant les vannes de vidange de la piscine de suppression située sous le plancher de la cavité du réacteur. Ceux-ci travailleront toujours sans protection et y laisseront leur vie.

Environ 400 mineurs provenant des environs de Moscou et du bassin houiller de Donbass creusèrent une galerie de 150 m de longueur jusque sous le réacteur afin de refroidir le cœur. Cette galerie qui devait initialement abriter un système de refroidissement par azote liquide fut finalement remplie de béton pour isoler le corium de l'environnement extérieur.

Lors des inspections faites dans les 10 ans qui ont suivi, 1370 tonnes (± 300 tonnes) de corium[3] ont été retrouvées dans les différents locaux du bâtiment réacteur transpercé sur trois niveaux. Borovoi & Sich[3] et Pazukhin (1997)[4] ont estimé que ce corium avait ainsi progressé en perçant d'épais murs et planchers de béton jusqu'au sous-sol en quelques jours (en 4 jours selon Borovoi et 9 jours selon Pazukhin).

Les déversements de sable sur le cœur dans le cours de l'accident, la présence de serpentinite et une quantité importante de produits de décomposition du béton se sont mélangés au corium (sa masse ne contenait qu'environ 10 % d’uranium), réduisant sa puissance volumique. Cette diminution de puissance plus sa dispersion ont interrompu sa progression à l'intérieur du bâtiment réacteur avant qu'il ne s'enfonce vers la nappe[5].

Accident de Fukushima[modifier | modifier le code]

Article détaillé : Accident nucléaire de Fukushima.

En mars 2011, lors des accidents qui ont concerné 4 des 6 réacteurs de la Centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, à la suite du tsunami et du séisme du 11 mars 2011 (de magnitude 9) qui ont dévasté le Nord-Est de l'île de Honshū, les cœurs de 3 des 6 réacteurs de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi ont commencé à fondre à la suite de la perte de leur refroidissement.

Le 12 mai 2011, l'opérateur Tepco admettait que les barres de combustibles du réacteur 1 avaient fondu seulement cinq heures et demie après le tsunami »[6]. Mais selon les inspecteurs de l’AIEA, les calculs indiquent que le cœur du réacteur no 1 aurait fondu trois heures après le séisme puis percé la cuve encore deux heures après. Le cœur no 2 aurait commencé à fondre 77 heures après le séisme en perçant la cuve encore trois heures après. Enfin le cœur no 3 aurait fondu 40 heures après le séisme et percé sa cuve 79 heures encore après[7].

Contenu en radioéléments et radioactivité d'un corium[modifier | modifier le code]

Ces deux facteurs varient selon le type de réacteur, le contenu en combustible initial (uranium enrichi, MOx…) et l'âge du combustible au moment de l'accident ; dans l'exemple ci-dessous, le corium ne contenait qu'environ 10 % (en masse) d’uranium.

Niveaux (moyennes) de radioactivité mesurés pour 12 radioisotopes sous le réacteur n°4 de la centrale nucléaire de Tchernobyl, en avril 1986.
En mégabecquerel par gramme

Recherche[modifier | modifier le code]

De nombreux travaux ont porté sur le comportement du béton à haute température[8], d'autres matériaux des réacteurs[9], et surtout sur les propriétés thermophysiques des coriums[10],[11],[12] et individuellement[13] des matériaux qui les composent (dont le zirconium[14] et le dioxyde d'uranium[15] et divers alliages contenant de l'uranium (ex : U-Fe et U-Ga)[16]).

Ces études ont porté sur de nombreux facteurs : viscosité[17] et rhéologie des métaux en fusion (et en cours de solidification[18], densité, émissivité, conductivités thermiques, température initiale, radioactivité, capacité érosive, vaporisation, couches limites thermiques, physico-chimiques et rhéologiques, les transferts de calories des liquides vers des solides[19], etc.).

Pour produire ou caler des modèles suffisamment crédibles, on a étudié le comportement rhéologique de basaltes (différentes compositions de basalte et mélange basalte contenant jusqu'à 18 %m d'UO2), ainsi que de mélanges de différentes compositions (principalement UO2, ZrO2, FexOy et Fe pour les scénarios en cuve, plus SiO2 et CaO pour les scénarios hors-cuve) [20].
Divers auteurs ont montré que la viscosité de coriums ne peut être décrite par des modèles classiques par exemple de suspensions de sphères non-interactives[20] ; une loi de type Arrhenius[21] a été proposée, avec un facteur multiplicatif tel que n = exp(2.5Cφ)[20], C étant compris entre 4 et 8. C est plus important dans le cas des faibles vitesses de cisaillement et de refroidissement.
Des échantillons trempés ont fait l’objet d’analyses de structure qui ont montré que ce facteur dépend de la morphologie de la particule. Enfin, ce type de loi rhéologique avec un facteur C de 6,1, a permis de recalculer de façon satisfaisante un essai d'étalement en corium à 2100 K sur un plan horizontal[20].

Il s'agit de comprendre et modéliser[22] pour anticiper ou mieux maîtriser le comportement du corium lors de sa formation, sa coulée, son étalement[23] et son refroidissement. Il faut aussi comprendre la cinétique chimique complexe du corium au cours de son évolution. Ce besoin découle notamment de la démonstration qu'un accident nucléaire grave avec rupture de confinement primaire était plus probable qu'on ne n'avait initialement calculé.

Ces études se font généralement sous l'égide de l'AIEA et en Europe, avec le soutien de la Commission européenne via par exemple :

  • le projet CSC (Corium Spreading and Coolability) ;
  • le projet ECOSTAR (European Core Stabilization Research) ;
  • le projet ENTHALPY (European Nuclear Thermodynamic database for Severe Accidents)  ;
  • le GAREC (Groupe d’Analyse de la R&D sur la Recupération du Corium) ;
  • le Centre Commun de Recherches d'Ispra et l'installation FARO[24] ;
  • le Laboratoire d'essais pour la maîtrise des Accidents graves (LEMA).

Des codes de calculs et des logiciels spécifiques ont été développés (ex : logiciel CRUST du CEA pour modéliser le comportement mécanique de la croute qui se forme en surface d'un corium, et qui interfère avec son déplacement, le refroidissement de la coulée (cf croute isolante freinant le relâchement de la chaleur latente) du corium fondu et son rayonnement) (Gatt et al., 1995)

Corium prototypique[modifier | modifier le code]

Pour éviter de s'exposer aux risques et dangers d'un vrai corium, les physiciens nucléaires utilisent un faux corium (dit « corium prototypique »), substitut dont les caractéristiques sont supposées assez proches du vrai.

C'est avec ce corium prototypique, porté à très haute température que sont réalisés les tests jugés par leurs promoteurs comme étant les plus crédibles pour tester divers scénarios d'accidents majeurs (impliquant tous la fonte du coeur d'un réacteur), notamment en France par le CEA de Cadarache, en collaboration avec EDF, l'IRSN, AREVA, le CERDAN, laboratoire PROMES, de nombreux chercheurs, en lien avec le groupe « Hautes Températures » de la Société Française de Thermique.

Ce « corium prototypique » a une densité et des propriétés rhéologiques proches de celles du vrai corium, et des propriétés physiques en grande partie comparables. Il en diffère cependant thermodynamiquement (ce n'est pas une source de chaleur autocatalytique, c'est-à-dire autoentretenue par la radioactivité) et a une composition isotopique différente puisqu'il est composé d'uranium appauvri ou d'uranium naturel en remplacement de l’uranium enrichi. Quelques produits de fissions quand ils sont présents, présentent alors une composition isotopique naturelle…) qui le rendent bien moins dangereux qu'un vrai corium[25].

Prise en compte de la problématique[modifier | modifier le code]

Le « core-catcher » ou récupérateur de corium tel que prévu dans l'EPR.
Il est maintenu au sec en fonctionnement normal ; il n'est automatiquement rempli d'eau par un système passif, qu'après étalement de l'éventuel corium dans la cavité.

Dans le réacteur pressurisé européen (EPR), dans le réacteur ATMEA1, ainsi que dans le réacteur russe VVER-1200 (AES-2006), un dispositif particulier (le « cendrier » ou core-catcher[26]) composé d'éléments réfractaires en céramique[27] a été prévu pour contenir puis refroidir le corium, s'il venait à percer la cuve du réacteur, afin de l'empêcher de s'enfoncer dans le sol.

Article détaillé : Récupérateur de corium.

En ce qui concerne le projet américain AP1000, selon ses concepteurs, il est prévu de maintenir le corium à l'intérieur de la cuve et de refroidir celle-ci par l'extérieur[28].

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]

(fr) Site du CEA

(fr) Le blog de Fukushima

Bibliographie[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. Cinq ans après l' arrêt, la puissance résiduelle du cœur d'un réacteur de 1 000 MWe - 3 200 MWth ayant fonctionné un an sans interruption est voisine de 100 kW par valeur supérieure; après 15 ans elle est de l'ordre de 6 kW (un gros radiateur électrique)
  2. a et b Tenaud et al. (2006), R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives, Rapport conjoint IRSN - CEA (avec contribution EDF pour le chap 8) référencé Rapport IRSN-2006/73 Rev 1, Rapport CEA-2006/474 Rev 1 et présentation succincte
  3. a et b Borovoi, A.A., Sich, A.R., 1995, The Chornobyl accident revisited, Part II: State of the Nuclear Fuel located within the Chornobyl Sarcophagus, Nucl. Safety, 36, 1- 32.
  4. Pazukhin, E.M., 1994, Fuel containing lavas of the Chernobyl NPP fourth block: Topography, Physicochemical properties, and formation scenario, Radiochem. 36, 109-154.
  5. Journeau, Christophe, Ingénieur des Arts et Manufactures, Expert-Sénior au Commissariat à l’Energie Atomique (2006), L'étalement du corium : Hydrodynamique, rhéologie et solidification d'un bain d'oxydes à haute température Thèse de doctorat en mécanique et énergétique, soutenue le : 21 juin 2006
  6. Fusion de trois réacteurs à Fukushima : les médias français regardent ailleurs, Arrêt sur Images, 2011. Consulté le 20/05/2011
  7. IV. Occurrence and Development of the Accident at the Fukushima Nuclear Power Stations
  8. Harmathy, T.Z. (1970), Thermal properties of concrete at elevated temperatures, J. Mater. 5, 47-74.
  9. Hohorst, J. K. (1990), SCDAP/RELAP5/MOD3 code Manual Volume 4: MATPRO – A Library of Materials Properties for Light Water Reactor Accident Analysis, Rapport EG&G Idaho NUREG/CR 5273
  10. Journeau, C., Boccaccio, E., Brayer, C., Cognet G., Haquet, J.-F., Jégou, C., Piluso, P., Monerris, J. (2003), Ex-vessel corium spreading : results from the VULCANO spreading tests, Nucl. Eng. Des. 223, 75-102.
  11. Journeau, C., Piluso, P., Frolov, K. N. (2004), Corium physical properties for Severe Accident R&D, Proceedings of Int. Conf. Advanced Nucl. Power Plant ICAPP ’04, Pittsburgh, Pennsylvanie
  12. Cognet, G., 2003, Corium Spreading and Coolability (CSC) Final Summary Report, EU cosponsored research on reactor safety/severe accidents: Final summary reports - 'EXV' cluster projects, Office Official Publication European Communities, Luxembourg, EUR 19962 EN.
  13. Cleveland, J., 1997, Thermophysical properties of materials for water-cooled reactors, Rapport Technique AIEA TECDOC-949, Vienne, Autriche
  14. Paradis, J.F., Rhim, W.K (1999), Thermophysical properties of zirconium at high temperature, J. Mater. Res., 14, 3713-3719
  15. Fink, J. K., Pietri, M. C., 1997, Thermophysical properties of uranium dioxide, Argonne National Lab. Report ANL/RE-97/2.
  16. Gardie, P. (1992), Contribution à l’étude thermodynamique des alliages U-Fe et U-Ga par spectrométrie de masse à haute température, et de la mouillabilité de l’oxyde d’yttrium par l’uranium, Thèse de doctorat, Institut National Polytechnique, Grenoble.
  17. Ramacciotti, M., Journeau, C., Sudreau, F., Cognet, G., 2001, Viscosity models for corium melts, Nucl. Eng. Des. 204, 377-389
  18. Ramacciotti, M., Journeau, C., Abbas, G., Werozub, F., Cognet, G. (1998), Propriétés Rhéologiques de mélanges en cours de solidification, Cahiers Rhéol., XVI, 303-308
  19. Bardon, J.P., 1988, Heat transfer at solid-liquid interface, basic phenomenon, recent works, Proc. 4th Eurotherm Conf., vol.1, Nancy, Sept. 1988.
  20. a, b, c et d Ramacciotti Muriel (1999), Etude du comportement rhéologique de mélanges issus de l’interaction corium/Béton, Thèse dirigée par Robert Blanc et soutenue à l’Université d'Aix-Marseille 1, 214 pages, 122 références bibliographiques (Fiche INIST-CNRS, Cote INIST : T 130139
  21. La loi d'Arrhenius décrit la variation de la vitesse d'une réaction chimique avec la température.
  22. Gatt, J.-M., Buffe, L., Marchand, O., 1995, Numerical modelling of the corium-substratum system, 13th Int Conf Structural Mech. Reactor Technol. (SMIRT 13), Porto Allegre, Brazil
  23. Dinh, T.N., Konovalikhin, M.J., Sehgal, B.R., 2000, Core Melt Spreading on a reactor Containment Floor, Progr. Nucl. Energ., 36, 4, 405-468
  24. Tromm, W., Foit, J. J., Magallon, D., 2000, Dry and wet spreading experiments with prototypic materials at the FARO facility and theoretical analysis, Wiss. Ber. FZKA, 6475,178-188
  25. Christophe Journeau (2008), Contribution des essais en matériaux prototypiques sur la plate-forme Plinius à l'étude des accidents graves de réacteurs nucléaires, mémoire d'habilitation à diriger des recherches en mécanique énergétique (université d'Orléans), Commissariat à l'énergie atomique, Cadarache, LEMAG ; Juin 2008, CEA-R-6189, ISSN:0429-3460, PDF, voir notamment p 20/227 pages
  26. Core Catcher
  27. Core-catcher-Komponenten für EPR -
  28. Bains de corium au fond de la cuve d’un réacteur à eau sous pression (REP) lors d’un accident grave - rapport IRSN de 2005.
  29. Analysis of In-Vessel Retention and Ex-Vessel Fuel Coolant Interaction for AP1000