Aktis n°30 sep 18 à fév 2019
Aktis n°30 sep 18 à fév 2019
  • Prix facial : gratuit

  • Parution : n°30 de sep 18 à fév 2019

  • Périodicité : trimestriel

  • Editeur : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

  • Format : (150 x 210) mm

  • Nombre de pages : 12

  • Taille du fichier PDF : 3,2 Mo

  • Dans ce numéro : le béton à l'épreuve du temps.

  • Prix de vente (PDF) : gratuit

Dans ce numéro...
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UNE RECHERCHE FINALISÉE ET FONDAMENTALE POUR ÉVALUER LE PROJET CIGÉO 2 Noak/Le bar Floréal/IRSN Aktis n°30 – automne 2018 À la veille du débat public sur le Plan national de gestion des matières et déchets radioactifs, l’IRSN fait un point sur des résultats de recherche récents relatifs à la maîtrise des risques liés au stockage en couche géologique profonde de déchets radioactifs. Ces recherches visent à nourrir l’expertise menée par l’Institut sur le projet « Cigéo », confié à l’Andra et qui est destiné à concevoir un centre industriel de stockage géologique des déchets de haute activité et moyenne activité à vie longue. La demande d’autorisation de création de ce centre est actuellement prévue en 2019. L’IRSN met en place des programmes de recherche finalisée sur plusieurs points clés pour la sûreté du futur stockage, notamment dédiés à l’évaluation de la performance de confinement des différentes barrières ouvragées, telles que les colis de déchets, les surconteneurs, les ouvrages de scellement, ainsi que de la barrière géologique elle-même. Dans ce numéro, l’impact de l’introduction de matériaux exogènes constitutifs de certaines barrières (le béton) dans une roche naturelle (l’argilite) est présenté. Ces travaux, très complexes du fait de la multitude des mécanismes physiques et chimiques impliqués, nécessitent de comprendre et de prévoir sur des millénaires les comportements d’objets pour lesquels il n’existe pas ou peu de connaissances antérieures. Les résultats de ces recherches finalisées sont cruciaux pour que l’IRSN puisse porter un avis d’expert éclairé sur le projet et sur la qualité de la démonstration de sûreté que soumettra l’exploitant de cette installation d’importance majeure pour la gestion des risques liés aux déchets les plus radioactifs que l’industrie nucléaire produit en France. Jean-Christophe Niel, Directeur général de l’IRSN 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  : Patrice Bueso - Rédactrice en chef  : Sandrine Marano - Comité de lecture  : Jean-Michel Bonnet, Nathalie Lemaitre - Comité éditorial  : Gauzelin Barbier, Jean-Michel Bonnet, Aleth Delattre, Audrey de Santis/UMAPS, Céline Dinocourt, Richard Gonzalez, Christine Goudedranche, Nathalie Lemaitre, Sandrine Marano, Pascale Monti - Rédaction  : Sandrine Marano - Réalisation  : www.grouperougevif.fr - 25 717 - Impression  : Idéale Prod, certifiée Imprim’Vert - ISSN  : 2 110-588 - Droits de reproduction sous réserve d’accord de notre part et de mention de la source. Conformément au règlement (UE) général de protection des données (RGPD) n°2016/679 du Parlement européen et du Conseil du 27 avril 2016, entré en vigueur le 25 mai 2018 et conformément à la loi n°2018-493 relative à la protection des données personnelles. Toutes les données personnelles collectées directement ou indirectement dans le cadre de la lettre AKTIS sont traitées aux fins de mise à disposition de la lettre AKTIS. Les utilisateurs sont informés qu'ils disposent d'un droit d'accès, de modification, de suppression et d'effacement des informations personnelles les concernant. Ces droits peuvent être exercés sur simple demande écrite auprès de IRSN/DSDP/BC2S BP17 92262 Fontenay-aux-Roses cedex ou par mél  : contact.aktis@irsn.fr SOMMAIRE ÉDITO Jean-Christophe Niel APPLICATIONS DE LA RECHERCHE PAGE 3 Analyse de l’accident de Fukushima-Daiichi  : des enseignements pour les outils de simulation de l’IRSN FOCUS PAGE 5 Le béton à l'épreuve du temps dans un stockage géologique de déchets radioactifs FORMATION PAR LA RECHERCHE PAGE 9 Évaluer précisément la dose d’une alphathérapie Des données nouvelles pour les modèles de feux sous-oxygénés VIE DE LA RECHERCHE PAGE 11 Moisson de prix pour les chercheurs de l’IRSN - Deux prix pour Alexia Lapière - Prix de la meilleure présentation orale pour Jacques Jabbour - Conférence HEIR  : un prix pour Manon Jacquemin - Deux nouveaux prix pour Nadia Benabdallah Thèses - Campagne de recrutement des doctorants 2019 - Les dernières soutenances de thèse Glossaire GLO PAGE 12 Photo de couverture - Volume élémentaire représentatif numérique 3D d’une pâte de ciment IRSN/Nicolas Seigneur
Accidents de fusion du cœur, Modélisation Analyse de l’accident de FUKUSHIMA-DAIICHI  : des enseignements pour LES OUTILS DE SIMULATION de l’IRSN L’IRSN mène, dans le domaine des accidents de fusion du cœur, des recherches théoriques et expérimentales qui permettent de développer les modèles implémentés dans des logiciels à même de simuler ces accidents. C'est le cas du logiciel ASTEC, qui a été utilisé dans le cadre du projet BSAF, pour analyser la progression de l’accident de Fukushima-Daiichi et les rejets radioactifs associés. Deux enseignements principaux ont été tirés de l’exercice  : la nécessité d’harmoniser les modèles décrivant la progression de l’accident dans la cuve et l’intérêt de combiner des méthodes directe et inverse (à partir des mesures dans l’environnement) pour caractériser le déroulement de l’accident et les rejets associés. Dans la perspective de devoir démanteler et assainir le site de Fukushima-Daiichi, le gouvernement japonais a sollicité l’OCDE/AEN dès 2011 pour mieux caractériser, par la simulation, l’état des trois réacteurs accidentés et en particulier la localisation des débris de combustible (1). Le projet BSAF (2) est ainsi né en 2011 pour analyser la progression de l’accident sur les six premiers jours, en utilisant une base de données élaborée par les Japonais (3). Cette première phase du programme (voir Aktis n°21), qui s’est déroulée jusqu’en 2015, a permis d’améliorer la compréhension du déroulement de l’accident en comparant les données mesurées au cours de l’accident aux simulations réalisées avec les principaux logiciels de calcul d’accident de fusion du cœur (ASTEC pour l’IRSN, MAAP, MELCOR et SAMPSON pour les autres participants à BSAF). Elle a aussi contribué à mieux évaluer l’état des réacteurs accidentés et la répartition des débris de combustible dans et hors de la cuve, informations utiles pour préparer les opérations de récupération de ces débris. Le projet a été poursuivi jusqu’en 2018 pour, d’une part affiner les résultats de la phase 1, afin de permettre aux organismes participants d’aboutir à une vision plus consensuelle de la progression de l’accident dans la cuve et, d’autre part, étendre l’analyse sur trois semaines après le début de l’accident. De plus, cette phase du projet visait à mieux comprendre le comportement des produits de fission (PF) et à caractériser les rejets radioactifs. Outre les informations sur le déroulement de l’accident, le projet a été fertile en enseignements sur les logiciels de simulation eux-mêmes. Dès la phase 1, des écarts importants ont été constatés entre les outils de simulation pour plusieurs résultats de calculs  : la progression des débris et des mélanges fondus dans la cuve, la production d’hydrogène associée et l’étendue de la phase d’interaction entre le corium et le béton (ICB) sous la cuve. Certains logiciels, comme le logiciel MELCOR, prédisent que les matériaux dégradés sont transférés progressivement et essentiellement sous forme de débris de combustible vers le bas de la cuve. Cette configuration calculée se traduit par une importante surface d’échange des débris avec la vapeur d’eau permettant d’extraire efficacement la chaleur, ce qui limite leur température et évite leur fusion avec formation d’un bain de corium, mais favorise leur oxydation par la vapeur d’eau qui génère une grande quantité d’hydrogène. D’autres logiciels, comme MAAP, décrivent la formation d’un bain de corium fondu dans le cœur qui s’étend radialement, bloque l’écoulement de vapeur et empêche le refroidissement du bain. Ce type de description conduit, à l’opposé de celle de MELCOR, à des niveaux de température élevés dans le cœur, à la formation et au transfert de grandes quantités de matériaux fondus et à une production beaucoup plus limitée d’hydrogène. La simulation avec ASTEC du scénario de dégradation aboutit à une configuration du cœur « intermédiaire » entre celle de MELCOR et de MAAP. APPLICATIONS DE LA RECHERCHE Partenaires du projet BSAF CONTACT Didier Jacquemain didier.jacquemain @irsn.fr Service des accidents graves – SAG (1) Le terme « débris » recouvre toutes les formes de combustible après l’accident  : combustible intègre mais fragilisé, combustible fragmenté mécaniquement, combustible fondu et re-solidifié sous différentes formes (bains fondus resolidifiés en masse, fragments re-solidifiés). (2) Benchmark Study of the Accident at the Fukushima-Daiichi Nuclear Power Station. (3) Organismes en charge du démantèlement  : TEPCO, IAE, IRID. PUBLICATIONSAndrews N. et al. « MELCOR-ASTEC Crosswalk of the Accident at the Fukushima Daiichi Unit 1, Phase 1 Analysis » NUREG Report NUREG/IA-0510 en 2019 Aktis n°30 – automne 2018 3



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