Risque d'un Fukushima en France?

Salut à tous,

J’ai récemment visité la centrale nucléaire de Cattenom en lorraine et j’ai été positivement rassuré par les mesures de sécurité mises en place.

Néanmoins, je n’ai pas eu d’infos concernant les mesures en places qui empècheraient un accident tel que celui de Fukushima où la hausse très forte de la température à l’intérieur de la cuve a généré de l’hydrogène, qui a soufflé le toit de la centrale au contact de l’oxygène.

Je ne parle pas des systèmes Diesel de secours qui permettent de s’assurer que le coeur est refroidit, je parle de situations où comme à Fukushima le coeur n’est plus refroidit par le flux de l’eau parce que ces systèmes de secours seraient indisponibles

Je n’ai pas trouvé d’infos là dessus sur le site de l’IRSN

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Bonjour Fred, par conception les centrales REP ont un système qui empêche l’accumulation d’hydrogène dans l’enceinte réacteur et donc une explosion du type Fukushima (pas totalement garanti d’après l’IRSN mais le système recombineur est sensé être efficace sur le papier)

Page 8-10 : aktis005.pdf (irsn.fr)
Trois phénomènes pouvant conduire à la ruine brutale du confinement (irsn.fr)

Ensuite si le cœur n’est plus refroidit, il va fondre, il n’existe pas de moyen d’arrêter de la réaction résiduelle dans un cœur, il doit être refroidit car la puissance résiduelle reste importante.

Radioactivite : Arrêt du réacteur (laradioactivite.com)

Sinon on tombe dans des systèmes comme le récupérateur de corium etc, situation accidentelle grave.

C’est dans ces situations que se détachent des systèmes comme celui de Terrapower avec des températures basses d’exploitation qui en principe même en cas de perte du refroidissement permettent d’éviter une fusion grave.

PS : Corrigez moi si je dis une connerie.

Il y a quand même une différence importante : la perte du système de refroidissement est moins rapidement problématique sur un REP (comme en France) que sur un REB (comme à Fukushima) car les générateurs de vapeur, de par leur volume et l’eau qu’ils contiennent, peuvent assurer le refroidissement de manière passive (thermosiphon) pendant un temps non-négligeable.
Sur les REB, il n’y a pas de générateur de vapeur (moins d’inertie et moins de volume d’eau) et (à Fukushima) la condensation de l’eau du circuit primaire est faite en contrebas de la cuve (donc pas de circulation naturelle par thermosiphon). En plus, (à Fukushima,) les barres de contrôle sont insérées par le bas de la cuve, qui est donc pleine de trous, ce qui peut facilité/accélérer le percement de la cuve par le corium.

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Merci pour les détails, c’est intéressant de pouvoir estimer la résilience des différents designs.

Et oui, on ne connait pas bien les BWR en France.
Certes, il n’y plus de GV, par contre il existe des Isolation Condenser « en option » (seul l’Unit 1 de Fukushima en avait un), et pour les modèles récents les Passive Heat Removal System.
D’autre part, un gros avantage c’est que, vu qu’un BWR c’est jamais qu’un gros GV, une fois isolé, la vapeur peut servir à faire tourner les pompes du Reactor Core Isolation Cooling Sytem. C’est une autre forme d’inertie, indépendante de l’alimentation (c’est pour ça que les RCIC ont été jugées suffisantes pour les autres Units). Je ne connais pas l’équivalent de pompes primaires de PWR tournant à la vapeur sortie GV.

Pour le détail des accidents graves, ya ça

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