Le « récupérateur de corium » (ou « core catcher » en anglais, littéralement « attrape-cœur »), parfois qualifié de « cendrier »CPDP EPR et choix de société ; Problématique « Risques », Débat public sur l’EPR, voir ou 14 sur 26 de la version PDF de ce document est un nouvel équipement proposé par l’industrie nucléaire ou imposé par l’autorité de sûreté nucléaire compétente pour récupérer le corium issu de la fusion accidentelle d’un réacteur nucléaire. Cette récupération se fait dans une « chambre d’étalement » dont le plancher constitué d’une épaisse couche de béton et d’acier refroidi est lui-même recouvert d’une couche de « béton sacrificiel » afin que ce corium ne s’enfonce pas dans le sol et qu’il ne quitte pas cette zone de « confinement ».
Dans la disposition aujourd’hui la plus consensuelle, la première pièce de ce dispositif est le fond du « puits de cuve ». La seconde est un bouchon provisoire (béton sacrificiel qui cédera en fondant), la troisième est un « canal de déviation » du corium, et la quatrième est une « chambre d'étalement du corium » (acier + « béton sacrificiel » + système de refroidissement par eauDécision du président de l’Autorité de sûreté nucléaire n°CODEP-CAE-2012-023533 du 9 mai 2012 fixant à la société Bouygues TP, mandataire du groupement Bouygues TP / Quille / Baudin Chateauneuf, des prescriptions applicables aux installations de fabrication de béton de précontrainte et de béton sacrificiel situées dans le périmètre de l’installation nucléaire de base (INB) sur la commune de Flamanville (Manche)) et un système de refroidissement et éventuellement de supervision (mesure des températures, radiation, pressions, etc.).
Utilité et fonctionnement Le corium d’un réacteur est constitué de combustibles et d’éléments de structure du cœur d’un réacteur nucléaire fondus et mélangés, il est à une très haute température, et émet un rayonnement intense, ce qui le rend rapidement corrosif pour tous les matériaux connus. Si tout se passe bien, dans le récupérateur, environ de corium peuvent être stabilisées en quelques heures et solidifiées en quelques jours si le fond est un plancher d’acier dont la base est constituée d’ailettes (échangeur thermique capable d’évacuer jusqu’à environ selon des d’essais à l’échelle 1 réalisés par Framatome ANP à Erlangen, cités in de la Revue Contrôle de l’ASN, : le réacteur EPR 164, pdf voir page 45) refroidies par de l’eau, et en un mois si le fond est en matériel réfractaire refroidi, mais dans les deux cas le refroidissement doit ensuite se poursuivre.
Les seuls matériaux susceptibles de freiner un corium sont des céramiques hautement réfractaires, et des aciers spéciaux qui doivent être constamment refroidis (puissance résiduelle à évacuer : environ ) pour une masse de corium d’environ .
Selon les modèles disponibles, l'étalement du corium sera discontinu avec formation de langues de corium, puis le mélange corium-béton se traduira par l'apparition d'une peau visco-plastique en surface (un peu comme sur les laves volcaniques vitreuses), alors que dans le réacteur le mélange initial principalement constitué d'oxydes d’uranium et de zirconium formerait une croûte solide en surface. Le corium produisant sa propre chaleur, s'il forme des accumulations passagères, doit à terme s'étaler dans la chambre d'étalement(Journeau, 2006, ). L'incertitude principale résiderait dans la taille du trou de perforation de la porte fusible ouvrant sur la conduite d'évacuation vers cette chambre. Si ce trou est trop petit, l'étalement du corium pourrait se faire trop lentement.
Selon l’ASN, ce récupérateur est . Dans l’EPR, le corium est dévié par un canal de transfert, en pente et aux parois de zircone, dans une chambre spéciale, de manière à ne pas rester sous le réacteurde la Revue Contrôle de l’ASN, : le réacteur EPR 164.pdf voir notamment la page 37 : Figure 2 - Schéma du puits de cuve, du canal de transfert et de la chambre d’étalement du corium.
Histoire Avant la catastrophe de Tchernobyl et celle de Fukushima, le risque de formation d'un corium ( selon l'ASN) était jugé très faible. Depuis, la prise en compte du corium fait partie des nouvelles priorités en matière de sécurité nucléaire.
Par exemple, EDF, dans la centrale nucléaire de Fessenheim s’est vu imposer, avant le , d’une part, d’augmenter l'épaisseur et la surface de la « zone d'étalement du corium » (prescription FSH1-25) dans le cadre de sa mise aux normes imposée au vu des conclusions d'un « réexamen de sûreté » par l’ASNCommuniqué ASN, L’ASN prend position sur la poursuite d’exploitation du réacteur de la centrale nucléaire de Fessenheim, 2011-07-04, consulté 2012-01-04.
D'autre partEDF-FSH-13[ECS-19], page 5/11 in [Décision n°2012-DC-0284 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 26 juin 2012 fixant à Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) des prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin) au vu des conclusions des évaluations complémentaires de sûreté (ECS) de l’INB ], avant le , l'opérateur doit aussi mettre en place ; enfin, plusieurs systèmes redondants capables de détecter l'arrivée de corium dans le puits de cuve ainsi que l'apparition d'hydrogène dans le bâtiment réacteur doivent être installés et être opérationnels avant le [Décision ASN n° 2011-DC-0231 (PDF - 153,02 Ko)] ; Décision n°2011-DC-0231 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juillet 2011 fixant à Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire de Fessenheim (Haut Rhin) au vu des conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur de l’INB , publiée 4 juillet 2011.
L’ASN a également imposéDécision n° 2008-DC-0114 du 26 septembre 2008 de l'ASN]26 - 09 – 2008 / Bulletin Officiel de l'ASN ; Décision n° 2008-DC-0114 du 26 septembre 2008 de l'Autorité de sûreté nucléaire fixant à Électricité de France - Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions relatives au site électronucléaire de Flamanville (Manche) pour la conception et la construction du réacteur « Flamanville 3 » (INB ) Voir point [INB167-21] page7/15 à EDF de faire en sorte dans le futur site électronucléaire de Flamanville (Manche) que .
L'un des premiers plans français de chambre de récupération, ou le premier, semble avoir été proposé par Framatome ANP.
En 2010, en France, le « collège de l'ASN » a pris position pour la mise en place systématique d’un récupérateur de corium dans toutes les futures installationsCommuniqué ASN, Prise de position du collège de l’ASN : « Quel niveau de sûreté pour les nouveaux réacteurs nucléaires construits dans le monde ? » Paris, le 06 juillet 2010.
En 2011, l'ASN rappelle que ses prises de décision d'autorisation des poursuites d’exploitation sous conditions (par exemple, pour le réacteurs de Fessenheim) La lettre de l'Autorité de sûreté nucléaire , Paris, le 01 août 2011.
Recherche Il est impossible et dangereux d'expérimenter avec un vrai corium.
On dispose de quelques retours d'expérience d'accidents, mais très peu de données existent concernant leur comportement réel, même pour les coriums de Tchernobyl et de Fukushima (difficiles à approcher en raison de la température et radioactivité qu’ils dégagent). Les coriums ne peuvent être photographiés par un robot qu’une fois formés et refroidis, les physiciens doivent donc recourir à des modélisations et simulationsSpindler, B., Veteau, J.M., 2004, Simulation of spreading with solidification : assessment synthesis of THEMA code, Rapport CEA-R6053 expérimentales pour évaluer leur chaleur résiduelle et les « événements » de perforation, relocalisation et diffusion ; de même pour leur comportement et les modifications physicochimiques qui les affectent quand ils rencontrent de l'eau ou différents matériaux.
Il a été possible d'étudier et comparer expérimentalement (et séparément) les effets de métaux fondus à très haute température, ou d'une très forte radioactivité sur les matériaux susceptibles d'être en contact avec un corium (béton et céramiqueFoit, J.J., 2002, Spreading on ceramic and concrte substrate in KATS experiments, Proc. Annu. Meeting Nucl. Technol). Plusieurs expériences et diverses modélisationsSpengler C., Allelein H.-J., Spindler B., Veteau J.M., Foit J. J., Alsmeyer H., Artnik J. (2004), Blind Benchmark Calculations for Melt Spreading in the ECOSTAR Project, Proc. Int. Congress Advances nucl. Power Plants (ICAPP’04), Pittsburgh, PA. ont ensuite porté sur le comportement de coriums ou d'équivalent expérimentaux (corium prototypique) ou modélisés au contact de différents matériaux (eau, béton, aciers…) ou lors de leur passage au travers de ces matériaux, et sur sol plat ou en pente. Le « Centre de recherche de Rossendorf » (FZR) à la fin des années 1990 a réalisé un parangonnage sur ce thème, et a participé aux calculs de référence retenus pour le modèle qui sera sélectionné pour l'EPR. Ces calculs ont été faits sur des bases légèrement simplificatrices (la source de chaleur interne est supposée uniformément répartie, de même que les structures de convection thermique dans la matière en fusion ; de plus, certains calculs ont d’abord été fait sur des modèles 2D, alors que le corium évolue dans les quatre dimensions (espace-temps)Hans-Georg Willschütz, CFD-Calculations to a Core Catcher Benchmark ; département de recherche sciences et technique du Centre de recherche de Rossendorf (FZR) ; ref FZR-257; avril 1999, PDF, 20 p.. Des logiciels spéciaux (THEMA du CEA) ; CORFLOWex : Wittmaack, R., 2000, Numercial simulation of corium spreading in the EPR with CORFLOW, Wiss. Ber. FZKA, 6475, 201-211 de Framatome ANP et CROCO de l’IRSN ont été utilisés pour modéliser la production et le refroidissement de corium en cuve ou hors cuve, et surtout pour modéliser l’étalement du corium. Des validations des modèles ont été approchées par des expériences dites CORINE (IRSN) et KATS (FzK) en matériaux simulants. Les deux expériences VULCANO-E, par le consortium CEA-EDF-IRSN, et COMAS, par Siempelkamp, ont utilisé des matériaux « réels »Dossier de la Revue Contrôle de l’ASN, : le réacteur EPR 164, pdf voir p. 21. Des essais d’étalement à grande échelle ont été faits par FZK dans le cadre d'un programme européen dit « Ex-Vessel Core Melt Stabilization Research (ECOSTAR) ». Maxim Konovalikhin a évalué ce qui pourrait se produire en cas de corium immergé sous l'eauKonovalikhin Maxim. J. (2001), Investigations on melt spreading and coolability in a LWR severe accident, Kärnkarfsäkerhet 8, Kungl Tekniska Högskolan (Institut royal de technologie de Stockholm), thèse de doctorat souteneu en novembre 2001, PDF, 73 p..
Selon les données apportées par ces modèles et tests, le corium, quand il s'accumule sous le réacteur qu'il a percé, est encore plus fluide qu’une lave ; la couche de béton « sacrificiel » de fond du puits de cuve ne doit être ni trop épaisse, ni trop fine. En effet, ce béton doit fondre et s'éroder à la bonne vitesse de manière que la totalité du corium contenu dans la cuve ait eu le temps de s’accumuler en amont de la « porte fusible » avant que celle-ci ne fonde, sachant que des coulées multiples de corium sont possibles par différents trous ou successivement par le même trou lors de scénarios accidentels à basse puissance résiduelle.