interaction corium béton ( ICB donc )
Compte tenu de la température importante des matériaux fondus en provenance de la cuve
(Toxydes > 2500 K) entretenue par la puissance résiduelle et de la température de fusion du béton
(autour de 1600 K pour un béton siliceux), l’ICB se traduit principalement par la fusion des parois du
puits de cuve. Le béton étant composé majoritairement de SiO2, CaCO3 et H2O, sa décomposition
conduit au relâchement dans le bain de phases condensées (SiO2, CaO) et gazeuses (H2O, CO2). Le bain
de corium contient donc les oxydes lourds en provenance du coeur (UO2, ZrO2), les oxydes légers en
provenance du béton (principalement SiO2 et CaO) et des métaux (Fe, Cr, Ni, Zr), le tout étant soumis
au brassage induit par les gaz de décomposition du béton. Le mélange éventuel des métaux avec les
espèces oxydes condensées ou gazeuses peut donner lieu à des réactions d’oxydation potentiellement
exothermiques et productrices de nouvelles espèces gazeuses, telles que H2, CO et SiO(g).
:
http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/Formation_recherche/Theses/Theses-soutenues/DPAM/Documents/2010-these-introini.pdf

http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/Publications_documentation/BDD_publi/DSR/SAGR/Documents/rapport_RetD_AG_VF.PDF

"Comme le souligne cette synthèse, il n’est pas possible, sur la base des résultats des essais réalisés
(essais 1D et 2D globaux, essais d’éjection de corium, essai de pénétration d’eau), de conclure
actuellement quant à la possibilité de stabilisation et de refroidissement d’un bain de corium en cours
d’ICB par injection d’eau en partie supérieure."

Les progrès dans ce domaine sont malaisés du fait des difficultés technologiques (effets de taille,
ancrage de croûte, représentativité du mode de chauffage, …) auxquelles se heurte la réalisation
d’essais en matériaux réels à une échelle suffisamment grande.
Compte tenu de ces résultats et face aux difficultés rencontrées, il est envisagé de tester des
dispositifs alternatifs de stabilisation du corium à définir dans le cadre du programme MCCI-2, tout en
poursuivant les études sur les phénomènes associés au refroidissement du corium par aspersion d’eau.

Bonjour,

Relevé ce jour sur le "physics forum" Américain, pour ce que cela vaut, aucune référence n'étant donnée :

Le dégagement radioactif d'une seule unité (Crayon ? Assemblage ? Kilo ?) de combustible délivrant une puissance thermique de 40 MW par jour lors de la fusion initiale dégagerait encore un débit de dose de 500 Sv/h relevé à une distance de 1 m une année après l'événement.

http://www.physicsforums.com/showthread.php?t=480200&page=505

Ces données semblent-elles plausibles ?

Bonsoir

Trouvé ce soir sur le blog de Sylvestre Huet, Sciences2

http://sciences.blogs.liberation.fr/home/2011/05/fukushima-dai-ichi-vaste-chantier-la-centrale-nucl%C3%A9aire-japonaise-lest-aux-sens-propre-et-figur%C3%A9-un-chantier-car.html

"En tous cas, la visite du bâtiment du réacteur N°1 aurait montré qu'il y a de l'eau sous l'enceinte du réacteur. Donc, si une partie du corium à percolé par des trous ou fissures ou défauts de joints, il est aujourd'hui dans l'eau. [...] La chute du corium au fond des cuves a tout aussi paradoxalement contribué à son refroidissement : l’eau ne montait pas assez haut dans les cuves pour rejoindre la place normale du combustible, mais la chute du corium l’a plongé dans l’eau du fond... et il s'y est refroidi grace à son renouvellement permanent par les injections d’eau de mer, puis d’eau douce."

Euh, c'est du corium ou des des spaghettis? Bon, c'est ma petite revanche, pour ce qui est d'écrire des âneries, les antinucléaires n'ont pas le monopole...

PG

Eh oui Pierre, en parlant d'âneries, n'est-ce pas sur ce même blog que M. Charles aurait confié qu'il était bien plus facile de refroidir une centaine de tonnes de corium "liquide" (70 T de combustible + les supports, barres de contrôle etc.) à 2400° que les mêmes assemblages à l'état solide car au moins, "l'eau recouvre le corium alors qu'elle ne recouvrait plus les assemblages intacts " ?

A vue de nez le cœur une fois fondu doit remplir entre le quart et le tiers inférieur de la cuve, je crois que tout le monde a du mal à matérialiser un tel bazar... On est surtout très loin des simulations sur ordinateur ou en labo sur des masses restreintes. Si l'enfer existe, il doit ressembler un peu à ça ?

A TMI, il n'y avait que 20 Tonnes de corium (45% du cœur avait alors fondu), ici on en a probablement entre 100 et... 500 Tonnes - sans compter d'éventuelles fusions dans les piscines - sur l'ensemble du site.

http://www.irsn.fr/FR/base_de_connaissances/Installations_nucleaires/La_surete_Nucleaire/Les-accidents-nucleaires/three-mile-island-1979/Pages/L-accident-de-Three-Mile-Island.aspx?dId=c64d2d86-5f28-4517-8b40-445805ca9bae&dwId=ccfa8ce8-8e94-4bf5-ab02-ad9c8eebaaf7

http://blogs.mediapart.fr/blog/jaguilar/220311/inventaire-du-combustible-present-sur-le-site-des-centrales-de-fukushima-0

Bonjour,

dites, soit tout va bien, soit tout va mal, mais le peu de nouvelles commence à me laisser perplexe. Plus spécifiquement: un corium perce 8 m de béton en quelques heures. Celui du réacteur 1 joue les syndromes chinois depuis deux mois et demi, ou c'est une idée de ma part? Auquel cas il est évidemment sorti de la passoire qui lui servait de contenant, et a disparu depuis longtemps dans les profondeurs... sans exploser au contact de la nappe océanique, ça se serait vu et senti, je suppose. Ou ai-je loupé quelque chose?

Evidemment, la diffusion de toutes le cochonneries contenues dans un cœur va durablement élever la radioactivité ambiante au Japon central pour 10, 50 ou 1000 ans, et on va enfin pouvoir tester les hypothèses sur les expositions aux environs de 100mSv et moins et leurs effets sanitaires, du moins si les études épidémiologiques ne sont pas volontairement sabotées.

Mais si je n'ai pas loupé quelque chose, la centrale elle-même c'est fini, il n'y a plus grand-chose à faire? Je ne sais même pas sur quoi ils balancent toute cette flotte? Dans un trou sans fond? Merci de m'éclairer!

P

Rebonjour, et correction: j'ai trouvé la réponse, avec un peu d'aide de l'UCS. D'après ce que j'ai lu, le pompage d'eau aurait suffisamment refroidi le corium jusqu'à présent pour qu'il ne perce pas le béton, ni même peut-être le fonds de la cuve. Sauf que je ne comprends pas comment c'est physiquement possible, et qu'en plus croire Tepco sur quoi que ce soit devient de plus en plus difficile.

Une question sûrement idiote, et je la pose pour m'entendre dire non: les explosions "d'hydrogène" dans les premiers jours ne peuvent pas être le résultat de la chute de corium dans la nappe océanique? C'aurait été beaucoup plus gros, non?

P

Bonjour,

le lien passionnant fourni par Pachasansa dans ce topic (http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/Publications_documentation/BDD_publi/DSR/SAGR/Documents/rapport_RetD_AG_VF.PDF), permet de comprendre entre autres :

- à quel point on sait finalement peu de choses sur le comportement du corium. Même pour TMI on n'est pas certain de la raison pour laquelle le corium n'a pas transpercé la cuve.
- que les interactions avec le béton dépendent d'une multitude de paramètre (vitesse de propagation, forme et configuration du corium, composition du béton...etc) qui les rendent très imprévisibles.
- qu'il est impossible de faire des expériences à taille réelle (pour des raisons évidentes), et qu'il est très difficile de déduire des expériences la réalité du comportement du corium dans un accident à grande échelle.

Pour citer un passage qui peut permettre de répondre partiellement à ta question :
"Dans le cas d'érosion de la cuve par le jet du corium, le phénomène est plus intense lorsque la quantité du corium est importante ou lorsque la hauteur d'eau résiduelle est faible. Ceci peut conduire à une rupture très rapide au moment du contact de la cuve avec le jet. Cependant, certaines expériences ont mis en évidence l'apparition d'une croûte entre le jet et le métal fondu qui ralentit fortement la vitesse d'érosion".

Pour moi ( = à prendre avec des pincettes, je ne suis pas spécialiste), même si la cuve est percée, seule une petite partie du corium a pu s'échapper pour l'instant parce que le corium est au moins partiellement solidifié en fond de cuve par l'eau injectée.

Par contre rien ne dit, même après deux mois et demi, que le pire ne puisse encore arriver, c'est à dire que l'un des trois coeurs fondus finisse par entièrement percer le ravier.

Bonjour,
Après lecture, je me permets d'intervenir sur ce sujet.
Il est possible de refroidir un corium mais pas de façon directe. Il est par contre, possible de refroidir le récepteur de corium ou une dalle destinée à le recevoir avec de l'eau et donc de dissiper l'énergie du corium par contact.
C'est ce qu'avaient prévus les techniciens de Tchernobyl, par exemple en construisant une dalle sous le corium, elle même refroidie à l'eau ou à l'azote.
C'est aussi la façon dont fonctionne le récupérateur de corium des VVER 1000 : les parois du récupérateur sont refroidies à l'eau.

De l'eau ne peut se concevoir directement en contact avec un corium. Celle-ci est crackée à partir de 700° environ (thermolyse) et, le corium étant très radioactif, l'eau est dissociée par radiolyse.
Dans les 2 cas (qui n'en font un seul en pratique), on constate autour du corium une bulle de gaz (hydrogène/oxygène puis vapeur) plus ou moins importante suivant l'importance de la masse du corium, son activité et sa température mais jamais de l'eau en contact avec la masse en fusion.
Bien entendu, la radiolyse et la thermolyse participe à la perte d'énergie du corium (sur le long terme) mais pas à un refroidissement à proprement parlé.
A ma connaissance, à part un refroidissement extérieur du support (par exemple en baignant la cuve tant que celle-ci n'est pas percée), il n'existe aucun moyen d'accélérer la dissipation de l'énergie un corium.

Bonjour à tous,

Selon cette source officielle: http://atmc.jp/plant/rad/?n=1
le niveau de radiations au réacteur n°1 de Fukushima est de 204 sv/H

C'est beaucoup non? mesuré au lieu D W: c'est-à-dire Dry Well = le tore de base.

Sur NHK, http://www3.nhk.or.jp/daily/english/25_07.html cette nouvelle: "High levels of cesium detected above No.1 reactor"

"TEPCO detected 360 becquerels of cesium-134 per cubic meter above the No.1 reactor, where most of the fuel rods are believed to have melted. The amount is 18 times the allowable limit for the plant's perimeter."

Que se passe-t-il au réacteur 1?

(je vous rejoins sur ce forum, après avoir lu hier l'invitation de Pierre sur le blog de S.H)

toujours les mêmes !

je vous conseille le suivi de ce forum également : http://www.physicsforums.com/showthread.php?t=480200&page=514

il apparaît :
1 - que de telles hausses étaient déjà enregistrées régulièrement en avril...
2 - que Tepco indiquerait sur ces tableaux que ces mesures seraient défectueuses (en tout cas incohérentes avec les autres capteurs)
http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/f1/images/11052506_level_pr_data_1u-e.pdf
3 - que s'il ne s'agit pas de matériels défectueux, on revient sur l'hypothèse donnée par Triffouillax dans le topic "informations"

En 1957, lors de l'accident de Windscale au Royaume-uni, les scientifiques et ingénieurs de l'usine (Windscale était un site militaire de production de Plutonium pour les armes atomiques) ne comprenant rien à ce qui se passait dans le réacteur, Arthur Wilson et d'autres responsables du site décidèrent de se faire une idée "de visu" du problème en ouvrant une trappe de mesure donnant directement sur le cœur du réacteur.

Arthur s'écria peu après : "J'ai trouvé le problème !" en examinant à l’œil nu plusieurs barres de combustible rougies et en feu avant de rectifier sa déclaration : "J'ai trouvé mais nous avons un sacré problème sur les bras..."

Arthur Wilson était employé sur le site de Windscale/Sellafield depuis 1951 et commençait déjà à souffrir de maux bizarres dans les jambes, il fut reconnu invalide en 1961 et toucha ensuite une pension d'invalidité de 400 Livres par an, les médecins déclarant que son état était probablement du aux doses de radiation accumulées mais qu'il ne pouvait obtenir plus, ne souffrant pas d'un cancer...

M. Wilson était très conscient des dangers encourus lors de cet acte "héroïque", il fut l'un des premiers "liquidateurs" nucléaires mais déclara peu après cet incident qu'il pensait qu'il avait été nettement moins exposé que la dizaine de travailleurs qui tenta, suite à sa découverte, de décharger manuellement les barres de combustible enflammées à l'aide de longues perches qui ressortaient de l'enfer rougies à blanc sans que les barres d'uranium n'aient bougé d'un pouce...

La proportion du combustible fondu lors de l'accident de Windscale est estimée à environ 10% du chargement total soit 150 "canaux" (les barres étaient horizontales) sur 1500 et aurait rejeté 740 TBq d'Iode 131 dans la belle campagne du Cumbry. Il a été classé au niveau 5 de l'échelle INES.

Le récit des liquidateurs de Windscale (Anglais) :

http://www.no2nuclearpower.org.uk/articles/windscale_fire.pdf

Tepco a publié le 26 mai son estimation de désintégration radioactive suite au SCRAM du 11/3 :

http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/images/handouts_110526_01-e.pdf

En comparant avec le graphe publié par l'UCS un peu plus haut, on passe d'une puissance initiale de 50MW par jour et par kilo de combustible en cas de fusion à 10 MW initiaux devenant donc 1 MW après 6 mois dans les calculs de Tepco. Ce dernier tableau est manifestement obsolète dès sa publication car il ne tient pas compte de la puissance dégagée par la fusion du cœur alors que l'opérateur à lui-même admis récemment que cet événement s'était bien produit peu après le SCRAM (arrêt d'urgence).

Quelques questions sur le processus de fission et le corium :

- Les barres de contrôle / barres d'urgence même si elles sont fondues avec le combustible au sein du corium pourraient dans certaines conditions continuer à "modérer" les neutrons ? Autrement dit, le bore / cadmium survit-il au point de fusion de l'assemblage ?

- En ce qui concerne la géométrie de la criticité, le calcul approximatif est relativement simple en cas de cuve "idéale" c'est-à-dire : Si aucun neutron émis ne peut s'échapper (cuve RPV intacte), ils finiront toujours par revenir tôt ou tard sur le combustible, mais avec un retard qui ralentira d'autant la réaction en chaîne (effet "modérateur"). Si la cuve est endommagée il faut tenir compte des "pertes neutroniques" ce qui ralentirait d'autant la criticité ?

- La demi-vie d'un neutron isolé est d'environ 15 minutes donc après ce délai, la moitié des neutrons émis se seront désintégrés (Béta ?) ?

- Quand un neutron émis par un atome d'U235 revient après son "petit tour" percuter un atome d'U238, ce dernier se décale en un atome d'U239 qui devient à son tour N239 puis Pu239 ; C'est essentiellement cette chaîne de décalage qui produit l'énergie et la chaleur récupérée ensuite par le réacteur ?

- Est-il correct de penser que quand, dans une unité de temps donnée, plus de la moitié des neutrons "ralentis" reviennent sur le combustible alors la réaction en chaîne est critique alors qu'elle ne l'est pas dans toute autre condition ?

- L'eau de mer peut-elle jouer le rôle de modérateur ? Dans l'affirmative, est-elle plus ou moins efficace que l'eau douce toujours dans cette optique de modération neutronique ?

Merci pour tout retour d'information !