Aktis n°26 jun/jui/aoû 2017
Aktis n°26 jun/jui/aoû 2017
  • Prix facial : gratuit

  • Parution : n°26 de jun/jui/aoû 2017

  • Périodicité : trimestriel

  • Editeur : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

  • Format : (150 x 210) mm

  • Nombre de pages : 12

  • Taille du fichier PDF : 6,7 Mo

  • Dans ce numéro : mieux connaître l'hydruration des gaines pour prévoir leur rupture.

  • Prix de vente (PDF) : gratuit

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L’HYDRURATION DES GAINES, UN ENJEU MAJEUR POUR LA SÛRETÉ DU PARC NUCLÉAIRE FRANÇAIS Dans les réacteurs à combustible solide, la gaine contient, protège et isole les matériaux radioactifs. Le choix des matériaux de gainage est dicté par un savant compromis entre leurs propriétés mécaniques et leurs caractéristiques neutroniques (telles qu’ils absorbent le moins possible les neutrons dans le domaine d’énergie choisi pour le fonctionnement). Ainsi, les gaines des réacteurs à eau sous pression français sont constituées d’alliages de zirconium. Suite à l’action de l’eau sous pression en réacteur (mais aussi dans une moindre mesure dans les piscines d’entreposage), les gaines subissent une hydruration qui les fragilise, accroissant le risque de leur rupture et pouvant conduire à empêcher le refroidissement du cœur en situation accidentelle. Ces aspects sont des enjeux majeurs de sûreté, d’autant plus que les gestions avancées du combustible dans les réacteurs et l’évolution du réseau électrique ont tendance à augmenter les sollicitations sur le combustible par l’allongement des campagnes et par une demande accrue de flexibilité d’exploitation. L’IRSN s’intéresse activement au phénomène d’hydruration, du point de vue théorique, en recherchant la compréhension des phénomènes physiques qui l’engendrent et, le cas échéant, l’amplifient, et d’un point de vue expérimental, en réalisant et participant à des expérimentations dans le but d’apporter le support nécessaire aux développements théoriques. L’article Mieux connaître l’hydruration des gaines pour prévoir leur rupture rend bien compte d’une activité de l’Institut qui revêt une grande importance pour l’exploitation sûre des réacteurs du parc nucléaire français. Cette recherche fait de l’IRSN un acteur de premier plan à l’échelle mondiale en matière de sûreté du combustible nucléaire. Giovanni Bruna, Directeur scientifique Aktis est la lettre d’information scientifique de l’IRSN. Elle présente les principaux résultats de recherches menées par l’Institut dans les domaines de la radioprotection, de la sûreté et de la sécurité nucléaire. Gratuite, elle est aussi diffusée sous forme de mail. Éditeur IRSN - standard  : +33 (0)1 58 35 88 88 - www.irsn.fr - Directeur de la publication  : Jean-Christophe Niel - Directeur de la rédaction  : Matthieu Schuler - Rédactrice en chef  : Sandrine Marano - Comité de lecture  : Giovanni Bruna, Matthieu Schuler - Comité éditorial  : Gauzelin Barbier, Giovanni Bruna, Aleth Delattre, Jean-Michel Evrard, Christine Goudedranche, Pascale Monti, Audrey de Santis, Matthieu Schuler - Rédaction  : Sandrine Marano - Réalisation  : www.grouperougevif.fr - 24855 Impression  : Idéale Prod, certifiée Imprim’Vert - ISSN  : 2110-588X - Droits de reproduction sous réserve d’accord de notre part et de mention de la source. Conformément à la loi N o 2004-801 du 6 août 2004 relative à la protection des personnes physiques à l’égard des traitements de données à caractère personnel et modifiant la loi N o 78-17 du 6 janvier 1978 relative à l’informatique, aux fichiers et aux libertés, tout utilisateur ayant déposé des informations directement ou indirectement nominatives, peut demander la communication de ces informations et les faire rectifier le cas échéant. G 2 Aktis n°26 – Eté 2017 Antoine Devouard/IRSN SOMMAIRE ÉDITO Giovanni Bruna AVANCÉES DE LA RECHERCHE ffl PAGE 3 Quantifier les incertitudes pour mieux évaluer les conséquences après un accident nucléaire FOCUS ffl PAGE 5 Mieux connaître l’hydruration des gaines pour prévoir leur rupture FORMATION PAR LA RECHERCHE ffl PAGE 9 Un nouveau modèle de pyrolyse de matériaux semi-transparents Évaluer les doses neutroniques secondaires en protonthérapie VIE DE LA RECHERCHE PAGE 11 Installations de recherche Thèses Soutenances Glossaire GLO PAGE 12 Photo de couverture - Rupture sur une gaine de Zircaloy en raison d’hydrures radiaux. IRSN
Gestion de crise - Modélisation AVANCÉES DE LA RECHERCHE QUANTIFIER les incertitudes pour mieux évaluer évoluer LES CONSÉQUENCES après un ACCIDENT NUCLÉAIRE Après un accident nucléaire, comme cela a été le cas après celui de Fukushima, les décisions concernant la protection des populations, la consommation des denrées alimentaires et les zones habitables seraient notamment prises sur la base de recommandations de l’IRSN. Elles se fonderaient sur les résultats de modélisations qui évaluent les transferts des radionucléides dans l’environnement et la chaîne alimentaire humaine. Or les modèles, dont le développement s’est intensifié après l’accident de Tchernobyl, contiennent des incertitudes qui sont inhérentes ou propres aux données utilisées (météorologiques, rejets, etc.). Des recherches sont entreprises pour les caractériser et si possible, les réduire. Pour évaluer les conséquences sanitaires et environnementales d’un rejet accidentel d’éléments radioactifs dans l’atmosphère, l’IRSN utilise plusieurs types de modèles (1)  : dispersion atmosphérique, dépôts des éléments radioactifs, transferts dans les sols, aux plantes et aux animaux, et évaluation des doses à l’homme (via différentes voies d’exposition  : inhalation, immersion dans le panache radioactif, ingestion d’aliments contaminés…). Les résultats fournis par les logiciels fondés sur ces modèles contiennent des incertitudes ; celles-ci proviennent du manque de connaissance sur les rejets, sur les données météo rologiques (données d’entrée), et des défauts de la modélisation numérique, des paramètres déterministes du modèle, etc. Ces incertitudes sont essentielles à quantifier et il est nécessaire de développer des outils et des méthodes permettant de les prendre en compte pour une meilleure évaluation du risque radiologique. L’analyse consiste d’abord à recenser les variables incertaines et à évaluer les incertitudes associées. Puis, « l’étude de sensibilité globale » permet de voir comment une petite variation de ces données incertaines influe sur les résultats des simulations, tels que les concentrations dans l’air, la quantité de radionucléides déposés au sol ou les doses. Une telle étude a été réalisée durant un postdoctorat par Sylvain Girard sur le cas d’étude de l’accident de Fukushima en utilisant le modèle de dispersion atmosphérique à longue distance (ldX) de l’IRSN. L’analyse bibliographique a permis de définir des plages dans lesquelles faire varier les paramètres physiques et météorologiques incertains (vent, pluie, vitesses de dépôt des radionucléides…). Puis il a réalisé une étude de sensibilité globale, qui consiste à faire varier tous les paramètres incertains pas à pas, pour parcourir tout l’espace possible des variables d’entrée et à réaliser une simulation pour chaque variation. Deux méthodes Pour définir les variations et classer les résultats, deux méthodes d’étude de sensibilité globale ont été utilisées. L’une est une méthode de criblage (méthode Morris) qui permet de classer les variables en trois catégories  : peu influentes, moyennement influentes, et très influentes. Cette première approche a mis en évidence la grande sensibilité des résultats vis-à-vis de la nature et de la quantité des rejets, notamment les rejets d’iodes. Elle a également permis de montrer que les variables les plus influentes changent au cours du temps, et ne sont pas les mêmes en fonction de la variable de sortie que l’on prédit, que l’on soit près de la source ou loin de la source, ou qu’il s’agisse de la dose liée à l’inhalation ou à l’exposition externe. La seconde, appelée méthode de Sobol, a permis de quantifier plus finement la part de l’incertitude du résultat due aux variables d’entrée. Cette méthode est plus précise que le criblage de Morris, mais elle nécessite un plus grand nombre de simulations. Il a été nécessaire de passer par la construction d’un émulateur, ou méta-modèle, qui est une approximation du modèle complexe moins coûteuse en temps de calcul, construite en utilisant des méthodes statistiques (ici, un processus INRIA, CEREA CONTACT Irène KORSAKISSOK irene.korsakissok@ irsn.fr Bureau de modélisation des transferts dans l’environnement pour l’étude des conséquences des accidents (BMCA) Marie SIMON-CORNU marie.simon-cornu@ irsn.fr Service d’étude et de surveillance de la radioactivité dans l’environnement (SESURE) (1) Les modèles de dispersion atmosphérique permettent, à partir d’une estimation des rejets (« terme source ») et de la météorologie, de simuler la concentration de radionucléides dans l’atmosphère, et la répartition des dépôts sur le sol et la végétation. Ces modèles, ldX pour la « longue distance » et pX dédié à la courte distance, sont couplés à un module d’évaluation des doses liées à l’exposition des populations à la radioactivité (dose externe et par voie d’inhalation). Ils sont inclus dans la plateforme opérationnelle C3X utilisée à l’IRSN pour évaluer les conséquences d’un accident et préconiser des actions de protection des populations. D'autres modèles simulent les transferts des dépôts radioactifs dans le sol, les plantes et les animaux. Ainsi, SYMBIOSE, couplé à C3X, permet notamment de prendre en compte la dose aux populations humaines liée à l’ingestion de denrées contaminées pour la gestion d’une crise. Aktis n°26 – Eté 2017 3



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