Corium

Le corium est un magma métallique et minéral constitué d'éléments fondus du cœur d'un réacteur nucléaire et des minéraux qu'il peut absorber lors de son trajet.

Le terme « corium » est un néologisme formé de core (en anglais, pour le cœur d'un réacteur nucléaire), suivi du suffixe -ium présent dans le nom de nombreux éléments du tableau périodique des éléments : lithium, calcium, uranium, plutonium, hélium, strontium

Initialement constitué du combustible nucléaire (principalement de l'oxyde d'uranium enrichi et du plutonium dans le cas du combustible MOX, très utilisé en France), des éléments de l'assemblage combustible et des divers équipements du cœur (barres de contrôle, instrumentation) ou de la paroi de la cuve du réacteur avec lesquels il entre en contact, il se forme à très haute température (environ , température de fusion de l'oxyde d'uranium) quand le cœur n'est plus refroidi, comme lors d'accidents nucléaires tels ceux de Three Mile Island, de Tchernobyl, ou de Fukushima.

vignette|upright|Le réacteur , fondu, de la Centrale nucléaire de Three Mile Island après l'accident de Three Mile Island :1 : tuyau d'arrivée 2B ;2 : tuyau d'arrivée 1A ;3 : cavité ;4 : couche supérieure de fragments du cœur partiellement fondus ;5 : croûte ;6 : matière fondue ;7 : couche inférieure d'oxydes d'uranium et de zirconium partiellement fondus ;8 : région potentiellement appauvrie en uranium ;9 : manchon de guidage d'instruments à l'intérieur du cœur, endommagé ;10 : trou dans l'enceinte de cloisonnement ;11 : couche de matière fondue dans la structure de l'enceinte partiellement contournée ;12 : tuyaux et grille supérieure endommagée.

Description Le corium a une importante puissance thermique résiduelle, c'est-à-dire que contrairement à la lave d'un volcan qui finit par se refroidir au contact de l'air, le corium continue à générer de la chaleur pendant des années, laquelle diminue graduellement en raison de la désintégration des produits de fission, après arrêt du réacteurCinq ans après l'arrêt, la puissance résiduelle du cœur non fondu d'un réacteur de - ayant fonctionné un an sans interruption est voisine de par valeur supérieure ; après 15 ans elle est de l'ordre de (un gros radiateur électrique)..

Dans un premier temps, il s'agit d'une matière métallique issue de la fusion des barres de contrôle ou d'un corium oxydique ( + Zircaloy, plutonium) issu des crayons de combustible. Ces matériaux se mélangent ensuite avec du bore et divers produits de fission (actinides) et avec des éléments issus de la cuve (fer, chrome, nickel...) puis du béton de confinement ou constituant le radier et les parties inférieures du bâtiment. Hautement toxique, radioactif, extrêmement dense et extrêmement chaud, il peut faire fondre la plupart des matériaux et percer tout ce qui se trouve sous lui s'il n'est pas réfrigéré et s'il reste concentré.

Pour mieux contrôler les potentiels accidents formant un corium pouvant percer une cuve de réacteur après fusion du cœur, certaines centrales nucléaires sont équipées de dispositifs de récupération et de refroidissement du corium après percement de la cuve, ou de dispositifs permettant de refroidir le corium tout en le maintenant dans la cuve.

Récupérateur de corium

vignette|upright|left|Le « core-catcher » ou récupérateur de corium, tel que prévu dans l'EPR. Le récupérateur de corium est une « chambre d’étalement » maintenue au sec en fonctionnement normal ; elle n'est automatiquement remplie d'eau par un système passif qu'après étalement de l'éventuel corium dans la cavité.

Dans le réacteur pressurisé européen (EPR), le réacteur ATMEA1 et le réacteur russe VVER-1200 (AES-2006), un dispositif particulier (le « cendrier » ou core-catcherCore Catcher.) composé d'éléments réfractaires en céramiqueCore-catcher-Komponenten für EPR . a été prévu pour contenir puis refroidir le corium, s'il venait à percer la cuve du réacteur, afin de l'empêcher de s'enfoncer dans le sol.

En ce qui concerne le projet américain AP1000, selon ses concepteurs, il est prévu de maintenir le corium à l'intérieur de la cuve et de refroidir celle-ci par l'extérieurBains de corium au fond de la cuve d’un réacteur à eau sous pression (REP) lors d’un accident grave, rapport, IRSN, 2005..

Accidents producteurs de corium vignette|upright|Chute du corium, avec débris, et production de vapeur et éventuellement d’hydrogèneDocument de formation de la NRC concernant la sûreté nucléaire, page 100 section 4.3.6, fig 4.3.1, Commission de réglementation nucléaire des États-Unis (consulté le 12 mars 2021).. vignette|upright|Le corium attaque ensuite le bétonDocument de formation de la NRC concernant la sûreté nucléaire, page 112 section 4.4.6, fig 4.4.1, nrc.gov, consulté le 12 mars 2021..

La formation du corium est la conséquence d'un défaut de refroidissement du cœur d'un réacteur nucléaire ayant pour conséquence une surchauffe de tous les éléments le constituant.

En effet, après arrêt de la réaction en chaîne, il ne reste plus de chaleur due à la fission mais celle due à la radioactivité (effet thermique de la désintégration naturelle des différents produits de fission).

Cette puissance, dite résiduelle, dépend prioritairement de l'historique de puissance du réacteur précédant l'accident, mais aussi de la nature et de l'enrichissement du combustible, de l’épuisement du combustible (avancement du cycle) et de l’éventuelle période de désactivation.

La puissance résiduelle, si elle n'est pas évacuée par les circuits de refroidissement, fait monter la température du combustible. Au-delà d'un certain seuil ( environ), une réaction d'oxydation se produit sur les gaines de Zircaloy des crayons de combustibles. Cette réaction est très exothermique (augmentation de la température de Sehgal, 1999.) ce qui provoque la fusion de l'assemblage combustible. L'étape suivante est la rupture des gaines d'assemblage et donc le relâchement de gaz de fission qui contaminent le cœur et le circuit primaire (c'est une rupture de la première barrière de protection). Si l'élévation de température se poursuit, les éléments combustibles fondent et coulent en fond de cuve.

Le combustible en fusion, mélangé au zirconium partiellement oxydé et une partie des internes inférieurs de la cuve s'accumulent en fond de cuve du réacteur.

S'il s'agit d'un réacteur peu puissant (jusqu’à ), la cuve peut être refroidie par inondation du puits de cuve pour éviter son percementEléments de réflexion sur la stratégie de rétention d’un corium en cuve de réacteur, Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection, 21 janvier 2015..

Pour les réacteurs de , le faible étalement du corium en fond de cuve rend le refroidissement par inondation du puits de cuve insuffisant pour prévenir le percement de la cuve. De plus il engendre un risque d'explosion de vapeur en cas de rupture de la cuve. L’inondation du puits de cuve n'est pas un dispositif standard de sûreté nucléaire et relève des procédures « ultimes » de limitation des impacts d'une catastrophe nucléaire. La priorité étant donnée au rétablissement d'un refroidissement du cœur, via l'injection d'eau dans le circuit primaire (injection de sûreté) beaucoup plus efficace qu'un noyage du puits de cuve.

Si le corium en fond de cuve n'est pas suffisamment refroidi, il continue sa montée en température jusqu’à atteindre le point de fusion de la cuve, la percer et se répandre dans le bâtiment réacteur (c'est une rupture de la deuxième barrière de protection). L'enceinte de confinement joue alors seule le rôle de , les dispositifs de sauvegarde (aspersion, dispositif ultime U5) permettent d'en éviter la rupture.

Selon le CEA et l'IRSNTenaud et al. (2006), R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives, Rapport conjoint IRSN - CEA (avec contribution EDF pour le chap. 8) référencé Rapport IRSN-2006/73 Rev 1, Rapport CEA-2006/474 Rev 1 et présentation succincte., quand le corium attaque le sol de béton (et/ou d'autres matériaux plus en hauteur s'il a été expulsé de manière explosive), .

Un scénario catastrophe surnommé « syndrome chinois » envisage le cas où le corium perce ou fait exploser sous la pression le bâtiment réacteur puis s'enfonce dans le sol, brisant la troisième et ultime barrière de protection et se répandant dans le milieu naturel.

Retours d'expérience Ce sont surtout ceux des accidents historiques suivants :

Accident de Three Mile Island

Un incident sur les pompes principales d'alimentation en eau du circuit secondaire de la centrale nucléaire de Three Mile Island le a conduit, à la suite de nombreuses défaillances et erreurs, à la formation d'une bulle de vapeur dans le haut du cœur du réacteur de électriques ( thermiques) mis en service commercial trois mois plus tôt. Cette bulle privant de refroidissement le haut des éléments combustibles pendant plusieurs heures, environ 45 % du cœur fondit et forma un corium qui coula au fond de la cuveBroughton , 1989 ; Akers et McCardell, 1989 ; Libmann, 2000 ; Osif , 2004.. Selon l'IRSN, le combustible avait commencé à fondre moins de 3 heures après le début de l'accidenthttps://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-IRSN/Documents/15_LAG_chap07.pdf.. La cuve ne fut pas percée et le bâtiment du réacteur a joué son rôle d'ultime barrière de confinement. La seule contamination extérieure à déplorer s'est produite à la suite d'erreurs de manutention d'effluent liquide.

Catastrophe de Tchernobyl

Une production de corium a eu lieu lors de la catastrophe de Tchernobyl en Ukraine le dans un réacteur RBMK de (). La dalle de béton supportant le réacteur menaçait d'être transpercée par le corium formé à la suite de l'accident. Le professeur Vassili Nesterenko avait diagnostiqué que si le cœur en fusion atteignait une nappe d'eau accumulée par l'intervention des pompiers, une explosion de vapeur était susceptible de se produire et de disséminer des éléments radioactifs à une très grande distance. Une nouvelle équipe d'employés de la centrale est formée pour évacuer cette eau en ouvrant les vannes de vidange de la piscine de suppression située sous le plancher de la cavité du réacteur.

Environ provenant des environs de Moscou et du bassin houiller de Donbass creusèrent une galerie de de longueur jusque sous le réacteur afin de refroidir le cœur. Cette galerie qui devait initialement abriter un système de refroidissement par azote liquide fut finalement remplie de béton pour isoler le corium de l'environnement extérieur.

Lors des inspections faites dans les dix ans qui ont suivi, () de corium A.A. Borovoi, A.R. Sich, « The Chornobyl accident revisited, Part II: State of the Nuclear Fuel located within the Chornobyl Sarcophagus », Nucl. Safety, 36, 1995 p. 1- 32. ont été retrouvées dans les différents locaux du bâtiment réacteur transpercé sur trois niveaux. Borovoi & Sich et Pazukhin (1997) E.M. Pazukhin, « Fuel containing lavas of the Chernobyl NPP fourth block: Topography, Physicochemical properties, and formation scenario », Radiochem. 36, 1994, p.109-154. ont estimé que ce corium avait ainsi progressé en perçant d'épais murs et planchers de béton jusqu'au sous-sol en quelques jours (quatre selon Borovoi et neuf selon Pazukhin).

Les déversements de sable sur le cœur dans le cours de l'accident, la présence de serpentinite et une quantité importante de produits de décomposition du béton se sont mélangés au corium (sa masse ne contenait qu'environ 10 % d’uranium), réduisant sa puissance volumique. Cette diminution de puissance plus sa dispersion ont interrompu sa progression à l'intérieur du bâtiment réacteur avant qu'il ne s'enfonce vers la nappeChristophe Journeau, L'étalement du corium : Hydrodynamique, rhéologie et solidification d'un bain d'oxydes à haute température , thèse de doctorat en mécanique et énergétique, soutenue le 21 juin 2006..

Accident de Fukushima