l‘accident de fukushima daiichi - scmsa.eu · l‘accident de fukushima daiichi 1. description...

Bertrand MERCIER - Présentation du 29 avril 2011

Que s’est-il passé à Fukushima Daiichi ?

Commissariat à l’Energie Atomique et aux Energies Alte rnatives.Direction de l’Energie Nucléaire.

[email protected]@cea.fr

L‘accident deFukushima Daiichi

Remerciements : Diaporama inspiré de planches communiquées par le Dr. Matthias Braun (AREVA)


1. Description réacteur BWR

2. Déroulement de l’accident

3. Etat actuel des 4 réacteurs

L‘accident de Fukushima Daiichi 1. Description réacteur BWR

Fukushima Daiichi

� Unit I - GE Mark I BWR (439 MW), En service depuis 1971 (mars)

� Unit II-IV - GE Mark I BWR (760 MW), En service depui s 1974


L‘accident de Fukushima Daiichi 1. Description réacteur BWR

Génie Civil

Bâtiment en béton armé

étage supérieur : poutres métalliques


en.w

ikip

edia

.org

/wik

i/Bro

wns

_Fer

ry_N

ucle

ar_P

ower

_Pla

nt

Enceinte

� Dry-Well en forme de poire

� Wet-Well en forme de Tore


L‘accident de Fukushima Daiichi1. Description réacteur BWR

Etage Supérieur


L‘accident de Fukushima Daiichi1. Description réacteur BWR

Etage supérieur(Construction métallique)

Bâtiment Réacteur (partie en béton armé)

Coeur

Cuve

Enceinte sèche (Dry well)

Enceinte humide (Wet Well) / Chambre de condensation

Piscine d’entreposage

Circuit vapeur

Retour Eau liquide


L‘accident de Fukushima Daiichi2. Séquence accidentelle

11/3/2011 14:46 - Séisme

� Magnitude 9

� Panne Réseau nord Japon

� Peu de dégâts pour les réacteurs eux-mêmes (localement 0,4g )

Arrêt d’urgence (AU)

� Arrêt instantané des réactions de Fission

� Mais puissance thermique résiduelle issue des Produits de Fission

• Après AU ~6%

• 1 jour après ~1%

• 5 jours après ~0.5%



Isolation de l’enceinte

Démarrage des groupes électrogènes et des circuits de refroidissement du réacteur à l’arrêt.

Le réacteur est à l’état sûr.

La puissance thermique résiduelle est évacuée

Mer




11/3 à 15:41 Arrivée du Tsunami

� La centrale est conçue pour résister à un Tsunami de 6.5m hauteur.

� Tsunami réel = 14m !!

� Inondation des groupes électrogènes

� Désamorçage probable des infrastructures d’alimentation en eau de mer

Perte totale des alimentations électriques

� Les batteries sont encore disponibles.



Le RCCS reste opérationnel :

� La vapeur générée par le réacteur actionne une turbine

� Elle se condense dans le Tore

� La turbine actionne une pompe

� Elle pompe l’eau d’une bâche àeau externe et du tore et l’injecte dans la cuve.

� Mais il faut :• Que les batteries fonctionnent

• Que la température de l’eau du tore soit inférieure à 100°C

L’absence d’évacuation de la chaleur accumulée dans le tore fait que ce système ne peut pas fonctionner indéfiniment…


Arrêt de la turbine (et de la pompe)• 11/3 sur R1, 13/3 sur R3

(Batteries déchargées )

• 14/3 sur R2(Défaillance Pompe)

La puissance résiduelle continue àproduire de la vapeur dans la cuve : Augmentation de la pression dans la cuve.

Ouverture des soupapes de sécuritéDécharge vapeur dans le tore

Baisse du niveau de l’eau liquide dans la cuve.











Dénoyage des crayons combustibles

~50% de dénoyage

� Hausse temperature gaine, mais endommagement limité

~2/3 de dénoyage

� Temperature gaine atteint ~900°C

� Ruptures de gaine

� Relâchement des produits de fission



~3/4 de dénoyage

� Température gaine ~1200°C

� Zirconium réagit avec la vapeur

� Zr + 2H20 ->ZrO2 + 2H2

� Réaction exothermique !

� Production d’hydrogène• Unit 1: 300-600kg• Unit 2/3: 300-1000kg

� L’ hydrogène est chassé dans le tore puis dans l’enceinte sèche



Il faut réalimenter en eau (passage en mode gavé/ouvert).

Nécessité de baisser la pression dans la cuve par des décharges dans le tore.

La baisse de pression accentue la vaporisation et fait encore baisser le niveau d’eau dans la cuve.

Mais la réalimentation en eau (de mer) enraye ce processus

� R1: 12/3 (27h sans eau)

� R2: 14/3 (7h sans eau)

� R3: 13/3 (7h sans eau)



Products de fission relâchés

� Xe, Cs, I,…

� Les PF se condensent sous forme d’aérosols

� U/Pu restent dans la cuve

Le relâchement se fait par des valves de la cuve vers le tore

� L’eau du tore retient une partie des aérosols

Le Xenon et les aérosols restants pénètrent dans l’enceinte sèche



Enceinte

� 3ème barrière

� ~3cm d’acier

� Dimensionnée à 4-5 bar

Dépressurisation de l’enceinte

� R1 le 12/3

� R2 et R3 le 13/3



Avantage

� Evacuation des calories

� Réduction de la pression à ~4 bar

Inconvénient

� Rejet des gaz rares

� Rejet d’aérosols (Iode, Cs)

� Rejet d’hydrogène



R1 + R3

� Explosion 500 kg hydrogène

� Environ 60 GJ équivalent à 10 m3 d’essence

� Destruction de l’étage supérieur



R2

� TEPCO a voulu éviter une troisième explosion hydrogène

� La pression dans l’enceinte serait montée à 8 Bars le 15/3.

� Le tore a probablement étéendommagé.

� L’enceinte peut-être aussi

� Rejets significatifs de PF

� C’est là où les débits de dose semblent avoir été les plus élevés.


Cheminement possible du trop plein d’eau



Quid du réacteur N°4 ?

Explosion hydrogène de radiolyse ?

Fissuration liner piscine ? Explosion chimique ?



� Etage supérieur démoli ou très dégradé.

� Les arrivées d’alimentations éléctriques semblent avoir étérétablies.

� Le coeur des réacteurs R1, R2, R3 a fondu mais les cuves ne semblent pas avoir percé (le corium serait restéen cuve)

� Eau de refroidissement injectée dans la cuve (7m3/h/réacteur).

� Tore maintenu à ~100°C

� Un volume d’eau contaminée est apparu dans le bâtiment des turbines.

� Tepco cherche à récupérer ces eaux contaminées et irradiantes qu’il faudra évacuer et traiter.

L‘accident de Fukushima Daiichi3. Etat actuel des 4 réacteurs ?

En réserve : refroidissement en mode gavé


l‘accident de fukushima daiichi - scmsa.eu · l‘accident de fukushima daiichi 1. description...

Documents