- Corium
-
Le « corium » est un magma résultant de la fusion des éléments du cœur d'un réacteur nucléaire. Il est constitué du combustible nucléaire, des éléments de l'assemblage combustible et des divers éléments du cœur avec lesquels il rentre en contact. Le corium ne se forme que lors d'accidents nucléaires tels ceux de Three Mile Island, de Tchernobyl, ou de Fukushima.
Le corium se forme à très haute température (~ 3 000 °C, température de fusion de l'oxyde d'uranium) et peut donc faire fondre la plupart des matériaux. Il dispose d'une importante puissance résiduelle, c'est-à-dire qu'il continue à émettre de la chaleur, en raison de la désintégration des produits de fission, après arrêt du réacteur. Il est hautement toxique et radioactif en plus d'être extrêmement chaud.
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 radioactifs : uranium, plutonium, neptunium, américium, etc.
Sommaire
Accidents
La formation du corium est la conséquence d'un manque de refroidissement du réacteur. En effet, même après arrêt de la réaction en chaîne, les éléments combustibles continuent à produire de l'énergie sous forme thermique par la désintégration naturelle des différents produits de fission. Si cette énergie n'est pas évacuée par le circuit de refroidissement, le combustible peut monter en température jusqu'à atteindre localement son point de fusion.
Ce phénomène peut briser les barrières de protection, entraînant la dissémination de produits radioactifs. Lors de la formation du corium, les gaines combustibles sont percées, ce qui constitue la rupture de la première barrière de protection. Si le corium coule en fond de cuve et que le cœur est totalement dénoyé, il peut percer la cuve du réacteur et, ce faisant, briser la deuxième barrière de protection et se répandre dans le bâtiment réacteur.
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.
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 28 mars 1979 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. Cette bulle privant de refroidissement le haut des éléments combustibles pendant plusieurs heures, la moitié du cœur fusionna et forma un corium qui coula au fond de la cuve. La cuve ne fut pas percée et le bâtiment du réacteur ayant joué son rôle d'ultime barrière de confinement, la seule contamination extérieure qui fut à déplorer fut due à des 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 26 avril 1986 sur un réacteur RBMK. 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. Environ 400 mineurs provenant des environs de Moscou et du bassin houiller de Donbass creusèrent une galerie de 150m de longueur jusque sous le réacteur afin d'éviter cette seconde catastrophe. 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.
Accident nucléaire de Fukushima
En mars 2011, lors des accidents qui ont concerné 4 des 6 réacteurs de la Centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, à la suite du tsunami engendré par le séisme du 11 mars 2011, de magnitude 9, qui a dévasté le nord-est de l'île de Honshū, les cœurs de 3 des 6 réacteurs de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi ont commencé à fondre suite à la perte de leur refroidissement.
Le 12 mai 2011, « Tepco a finalement reconnu que les barres de combustibles du réacteur numéro 1 avaient fondu seulement cinq heures et demie après le tsunami »[1] et s'étaient transformées en Corium. Des « éléments de preuves, provenant de sources internes à Tepco mais non encore officialisées, indiquent que les réacteurs 2 et 3 également ont fondu, le numéro 3 s'étant même effondré dans sa cuve. »[2].
Prise en compte de la problématique
Dans le réacteur pressurisé européen (EPR), dans le réacteur ATMEA1, ainsi que dans le réacteur russe VVER-1200 (AES-2006), un dispositif particulier (le "cendrier" ou "core-catcher"[3]) composé d'éléments réfractaires en céramique[4] 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 l'AP1000, selon ses concepteurs, il est prévu de maintenir le corium à l'intérieur de la cuve et de refroidir celle-ci par l'extérieur[5].Voir aussi
Articles connexes
Liens externes
(fr) Site du CEA
Bibliographie
- "R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives" (Rapport IRSN-2006/73 Rev 1 - Rapport CEA-2006/474 Rev 1) [6].
- "Analysis of in-vessel retention and ex-vessel fuel coolant interaction for AP1000", 2004 (NUREG/CR–6849 ERI/NRC-04-201)[7].
Références
- Fusion de trois réacteurs à Fukushima : les médias français regardent ailleurs, Arrêt sur Images, 2011. Consulté le 20/05/2011
- Révélations sur la crise de Fukushima Daiichi, Courrier International, 2011. Consulté le 20/05/2011
- http://en.wikipedia.org/wiki/Core_Catcher]
- Core-catcher-Komponenten für EPR -
- Bains de corium au fond de la cuve d’un réacteur à eau sous pression (REP) lors d’un accident grave - rapport IRSN de 2005
- R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives (Rapport IRSN-2006/73 Rev 1 - Rapport CEA-2006/474 Rev 1)
- Analysis of In-Vessel Retention and Ex-Vessel Fuel Coolant Interaction for AP1000
Catégories :- Composant de réacteur nucléaire
- Néologisme technologique
Wikimedia Foundation. 2010.