Le pompage à Fukushima... Suite...

http://www.portail-beton.fr/putzmeister-au-secours-de-fukushima/

160 m3/h ? Mieux que rien mais toujours notoirement insuffisant : Le débit en fonctionnement nominal d'un coeur de REB à 2400 MW thermiques est d'environ 10m3 par SECONDE (1) soit près de 36000 m3/h. Au ralenti (arrêt d'urgence, puissance résiduelle de 150MW thermiques), le débit nécessaire passe à environ 0.65m3/s soit 2340 m3/h, valeur qui tend à décroitre au fil du temps, dans des conditions optimales. En cas de fusion totale ou partielle du cœur et même sans déconfinement, à 160m3 par heure je pense qu'on ne fait "qu'arroser le rôti brulé" c'est-à-dire dégager beaucoup de vapeur ?

D'autre part si la cuve du 2 est percée et le cœur "parti", à quoi bon arroser ? Cela ne fera-t-il pas que diluer et disperser un peu plus le corium dans le milieu naturel ? Quant à bétonner, peut-on le faire sereinement sur des températures extrêmes ? Est-il utile de bétonner la cuve si le cœur n'y est déjà plus ?

Que de questions... On est loin de la "normalité" !

Sources :

Étude École polytechnique de Paris, 2009 (cas typique d'un REB 3900 MW type "KERENA" ?)
http://catalogue.polytechnique.fr/site.php?id=217&fileid=1289

Étude post-accidentelle de Fukushima, École Polytechnique de Montréal, 18/3/2011
http://www.polymtl.ca/nucleaire/docs/FukushimaDiapo.pdf

(1) Avec une estimation de débit massique de l'eau à 1000 Kg/m3, le calcul de débit volumique doit être un peu plus complexe car le réacteur travaille en sortie en régime d'eau bouillante (vapeur)

A ce propos, je me demande s'il est possible de modéliser, même grossièrement, le temps nécessaire pour atteindre un arrêt à froid. En supposant, comme vous le faites remarquer, que ça veuille encore dire quelque chose dans l'état où se trouve le combustible, surtout pour ce pauvre coeur du n°1 bousillé à 70 %.

Question subsidiaire :
si j'ai bien calculé, on est à un débit 14 à 15 fois moindre que ce qui serait employé en temps normal. En plus de quoi j'ai lu quelque part (dans le doc québécois en fait) que la présence excessive de vapeur gêne les échanges thermiques (ce que mes vagues souvenirs de thermo sur les gradients de température et les chaleurs massiques tendent à confirmer, mais de là à le mettre en équation...).
J'ajouterais mon grain de sel avec la croûte probablement formée par l'évaporation de l'eau de mer utilisée les premiers jours qui doit faire tampon entre le combustible et l'eau (mais c'est peut-être négligeable par rapport au reste, je n'en ai aucune idée).
Compte-tenu de tout ça, j'imagine que le pouvoir réfrigérant du flux d'eau chute encore plus. Y a-t-il moyen d'estimer à la louche cette efficacité par comparaison avec le débit normal sur un coeur en bon état et dans des conditions de température et pression nominales ?

En même temps, est-ce qu'on peut imaginer que les opérateurs pilotent simplement "à vue", en asservissant grossièrement le débit à la température/pression mesurée en haut des cuves ?

Au passage, on est bien d'accord que ce débit rikiki est dû avant tout à la volonté de limiter l'accumulation d'eau contaminée dans les sous-sols ?

Bonsoir

trifouillax a écrit:

http://www.portail-beton.fr/putzmeister-au-secours-de-fukushima/

Comme annonce publicitaire, on fait difficilement mieux.. Troisième degré !!
Un peu "rouleur de caisse" à mon goût, mais vous pouvez avoir une autre opinion.

C'est vrai que 160 m³/h ce n'est peut-être pas suffisant mais pour l'instant on tient.
C'est surtout pour les piscines qu'on utilise les "pompes à béton".
Pour les cuves des réacteurs on injecte l'eau douce par les circuits hydrauliques qui sont évidemment ouverts. Vous m'excuserez mais j'ai un trou sur le volume injecté dans le cuves.
Dans la jargon ça s'appelle un "gavé ouvert".

Je ne pense pas que la cuve du réacteur n°2 soit percée. C'est simplement toute la plomberie des circuits annexes qui est en vrac.
D'après les informations nous n'en sommes pas au corium. Mais c'est à suivre.

Par contre la présence excessive de vapeur peut gêner les échanges thermiques. Tout comme l'eau de mer et le sel qui a du corroder les surfaces, mais en quelle proportion ???
(ce que mes vagues souvenirs de thermo sur les gradients de température et les chaleurs massiques tendent à confirmer, mais de là à le mettre en équation...).

Là où les opérateurs pilotent "à vue", c'est sur le n°1 où ils essayent de mettre le moins d'eau possible en limitant la montée en pression.

KLOUG

tout ça m'a l'air cohérent avec ce que j'imaginais, mis à part le débit que je croyais destiné aux cuves.

Pour la question globale d'atteindre l'arrêt à froid, c'est vraiment l'âge du capitaine ou on a quand même une petite idée du temps qu'il faudra ?

Allez je vous laisse
Suis toujours avec mes copies. 19 d'un examen de 4 heures §
L'examen de synthèse du Master radioprotection.
KLOUG

D'accord, je vous laisse y aller pour cette fois, mais je veux ma réponse dès demain .

Bonjour
L'activité des produits de fission est fonction du temps de fonctionnement (de la puissance donné par l'unité en ordonnée) des réacteurs et donc aussi de l'âge du combustible (et pas du capitaine).
Sur les deux illustrations suivantes (200 jours et 500 jours de fonctionnement) on constate qu'il faut attendre au delà des 100 jours pour voir une diminution significative de l'activité gamma totale.
C'est aussi détaillé en fonction de plusieurs groupe de PF selon leur énergie dans le groupe I on trouve l'iode-131


C'est même au delà de 300 jours que l'on voit vraiment l'activité diminuer.
Voila le pourquoi des 6 à 9 mois (entre 180 et 270 jours).

A bientôt
KLOUG

Bonjour les amis,

J'ai (tri)fouillé un peu sur le refroidissement dont on est sans nouvelle "fraiches" depuis le 26/3 et l'annonce faite par Tepco d'utilisation d'eau douce. Ah si, le grand chef Shadok m'informe entre temps que Tepco débute ce matin un autre pompage mais pour commencer à vider les sous-sols de quelques 60.000 tonnes d'eau accumulées par les pompages précédents. Nous n'en tiendrons donc pas compte pour nos estimations de refroidissement.

Tepco, dans le même bulletin, signale que la réparation des systèmes de pompage principaux est entravée par la stagnation de cette eau fortement radioactive. Ceci signifie donc que les pompes principales ne sont toujours pas opérationnelles.

L'opérateur rapporte dans son compte-rendu journalier l'utilisation de "pompes mobiles alimentées par la ligne d'alimentation secondaire" sur les circuits primaires des unités 1 (depuis le 25/3), 2 (le 36/3) et 3 (le 25/3). Pas de précisions complémentaires sur les débits ni le matériel utilisé, dommage. Évidemment, en cas d'arrêt de production, température, pression et débit tendent vers zéro mais avec un hystérésis de plusieurs mois. C'est cette phase de décroissance lente de ces paramètres de cœur qui est intéressante. Je suppose que des simulations ont été faites dans un schéma de perte totale de refroidissement et que l'on sait à peu près comment se comporte un cœur dans ce cas. Sachant que le refroidissement a été nul durant la phase accidentelle critique puis limité jusqu'au 25/3, on devrait avoir une bonne petite idée des conséquences modélisées ?

Autre interrogation : En supposant que les gaines des assemblages aient lâché, que deviennent les "pastilles" de combustible ? On peut supposer qu'elle tombent dans le fond de la cube par gravité, et ensuite ? Est-il possible d'agir sur ces éléments dispersés ? Quel est leur comportement en-dehors de leur contexte ? Peut-on intervenir sur ce dernier par de l'acide borique ? Les pastilles deviennent-elles systématiquement du corium ?

On peut remarquer que Tepco signale avoir remplacé le 18/4 les tuyauteries (Hose) d'injection d'eau dans les circuits primaires des cœurs. Ça tient en une ligne sur le compte-rendu mais sur le terrain...

Je suis donc preneur de toute info supplémentaires sur les mesures de débits injectés dans les circuits primaires ainsi que les températures actuelles (eau cuve et circuit vapeur) des dits circuits, sachant que la température nominale moyenne d'un cœur REB est estimée à 290° sous une pression de 75 Bar.

Le bulletin journalier Tepco (19/4.02) :
http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/11041902-e.html

Doc comparative des réacteurs (Areva, très didactique, beaucoup de schémas clairs) :
http://www.areva.com/mediatheque/liblocal/docs/pdf/finances/hors-mediacenter/atd/atd_session_3/areva-pdf_atd-3-bases-technologie-reacteurs_fr.pdf

La dernière phrase du document est : "La sûreté avant tout" !

Bonjour

trifouillax a écrit:

L'opérateur rapporte dans son compte-rendu journalier l'utilisation de "pompes mobiles alimentées par la ligne d'alimentation secondaire" sur les circuits primaires des unités 1 (depuis le 25/3), 2 (le 36/3) et 3 (le 25/3). Pas de précisions complémentaires sur les débits ni le matériel utilisé, dommage. Évidemment, en cas d'arrêt de production, température, pression et débit tendent vers zéro mais avec un hystérésis de plusieurs mois. C'est cette phase de décroissance lente de ces paramètres de cœur qui est intéressante. Je suppose que des simulations ont été faites dans un schéma de perte totale de refroidissement et que l'on sait à peu près comment se comporte un cœur dans ce cas. Sachant que le refroidissement a été nul durant la phase accidentelle critique puis limité jusqu'au 25/3, on devrait avoir une bonne petite idée des conséquences modélisées ?

Autre interrogation : En supposant que les gaines des assemblages aient lâché, que deviennent les "pastilles" de combustible ? On peut supposer qu'elle tombent dans le fond de la cube par gravité, et ensuite ? Est-il possible d'agir sur ces éléments dispersés ? Quel est leur comportement en-dehors de leur contexte ? Peut-on intervenir sur ce dernier par de l'acide borique ? Les pastilles deviennent-elles systématiquement du corium ?

Non pas de précisions sur les débits ni le matériel utilisé pour refroidir les réacteurs.
Pour la deuxième interrogation les pastilles tombent au fond et sont sont délitées (c'est ce que pense des experts AIEA et c'est assez possible). Il y aurait une possibilité de criticité (très hypothétique bien que toujours possible) mais les scénarios étudiés ne le prévoit pas dans l'état actuel.
Pour la modélisation, il faudrait voir les experts IRSN ou ceux de la DEN et là je n'ai pas d'éléments de réponse.

KLOUG

En même temps on peut peut-être se faire une idée à partir du volume d'eau dans le sous-sol ?

La contribution des piscines et de leur arrosage doit être quasi-négligeable puisqu'il s'agit juste de ce qui a pu déborder pendant les secousses sismiques et peut-être de ce qu'on a mis à côté avant d'avoir des tuyaux raisonnablement précis (largage par hélicoptère, camions de pompiers dans les premiers jours de panique). Ce qu'on rajoute n'est que la compensation de ce qui s'évapore. En supposant bien sûr qu'il n'y ait pas de fuites dans les bassins.

Je suppose donc qu'on peut dire que pratiquement tout ce qui reste stocké vient des circuits primaires.

Si on fait un calcul très grossier, 20.000 m3 par réacteur sur 20 jours (date où Tepco nous a donné le chiffre) ça ferait environ 40 m3/h, ce qui paraît vraiment faible par rapport au demi mètre cube par seconde nécessaire au refroidissement nominal.

Quelle fraction ça représente de ce qui circule dans la cuve, je n'en sais rien. Je n'arrive pas à visualiser la manière dont ils alimentent le circuit. C'est bêtement de la boucle ouverte ou il y a quand même une partie en circuit fermé ?

Le circuit complètement ouvert ça me semble délirant, ou alors ça voudrait dire que depuis qu'on en parle ce ne seraient plus 60.000 mais 100.000 m3 ou plus qui seraient stockés dans la cave ! Même en se servant des piscines comme évaporateurs (ce qui n'est pas le cas, j'espère !), je ne vois pas comment ils réussiraient à l'éliminer, sauf à la vider en douce dans l'océan (ce qui n'est, j'espère encore plus, pas le cas !).

Ca peut paraître un peu simplet de présenter ça comme une problème de baignoire niveau CM2, mais j'aimerais quand même savoir ce que vous en pensez.

@Kloug sur les courbes d'activité : merci !

Si j'ai bien pigé, ces courbes expriment le dégagement de rayons gamma pour un joule. Je suppose que ce joule fait référence à la chaleur dégagée en fonctionnement (avant l'arrêt du coeur) et qu'il suffit de multiplier par la puissance (thermique pure) du coeur pour avoir une idée des gammas qu'il émet un certain temps après son arrêt ?

Toujours si j'ai bien pigé, la courbe la plus haute représente la somme des autres (l'énergie gamma totale).
On dirait que c'est le groupe II qui est prépondérant. Il n'y a pratiquement plus que lui qui agit au bout d'environ 50 jours. Par curiosité, qu'est-ce qu'il y a dans ce groupe ?

Quand on compare les deux graphiques on voit bien que la radioactivité d'un coeur qui a fonctionné plus longtemps met plus de temps à décroître, mais ce qui m'étonne un peu c'est que les courbes de puissance totale se superposent presque aux alentours de 200-300 jours.

Ceci dit, ces courbes répondent à la question d'au bout de combien de temps le coeur commence à émettre une radioactivité tolérable, mais quel est le lien avec la chaleur dégagée ?
Je veux dire, dans la situation qui nous occupe il me semble que c'est avant tout la question du minimum d'eau qu'on doit envoyer dans les cuves pour éviter de dégrader encore plus le combustible qui est prépondérante, non ?

Bonjour

Ces courbes expriment le dégagement de rayons gamma en énergie par unité de puissance produite.
Ce joule fait référence à la chaleur dégagée en fonctionnement (avant l'arrêt du coeur)
oui et ça fait pas mal de gammas émis. Reveir sur la discussion à propos de l'activité d'un assemblage combustible après fonctionnement.

Toujours si j'ai bien pigé, la courbe la plus haute représente la somme des autres (l'énergie gamma totale)
Oui
On dirait que c'est le groupe II qui est prépondérant.
Oui ce sont des gamma d'énergie moyenne se situant aux alentours de 0.75 Mev (⁹⁵Zr par exemple)

Quand on compare les deux graphiques on voit bien que la radioactivité d'un coeur qui a fonctionné plus longtemps met plus de temps à décroître, mais ce qui m'étonne un peu c'est que les courbes de puissance totale se superposent presque aux alentours de 200-300 jours.
Ce sont des courbes en log log par toujours aisées à lire. mais grosso modo au delà d'un certain temps, la période de fonctionnement ne joue plus.

Ceci dit, ces courbes répondent à la question d'au bout de combien de temps le coeur commence à émettre une radioactivité tolérable, mais quel est le lien avec la chaleur dégagée ?
Disons que tu as mille fois moins environ 300 jours après l'arrêt.
On compte qu'avec un arrêt la puissance résiduelle comme sur un réacteur de Fukushima est de 6 MW. A trois cents jours il reste de l'ordre de 6 kW

Il faut effectivement un minimum d'eau qu'on doit envoyer dans les cuves pour éviter de dégrader encore plus le combustible.

KLOUg

Si j'ai bien pigé, la bonne nouvelle c'est que, quelle que soit la date à laquelle les réacteurs ont été rechargés, on pourra commencer à resprirer dans un mois ou deux.
La mauvaise c'est qu'il peut s'en passer, des choses, d'ici là !

Et donc le refroidissement en lui-même n'influe pas du tout sur le temps de décroissance de la puissance émise ?
La seule contrainte c'est d'évacuer suffisamment de chaleur pour ne pas faire de dégâts (stress de la cuve et de la plomberie ou dégradation du combustible), mais aucun moyen d'accélérer la décroissance ?

Bonjour à tous.
@Trifouillax

Il y a un professeur d'université au Brésil, qui met tous les jours sur internet, certaines des données qui vous intéressent sous forme de diagramme :
http://www.ic.unicamp.br/~stolfi/EXPORT/projects/fukushima/plots/cur/Main.html

Une vraie mine d'or, ces graphiques !

Pour ce qui concerne le débit, ça semble être autour de 100 à 150 l/min depuis fin mars dans les trois réacteurs. Mais il n'y a plus de données sur le 1 et le 3 depuis le 3 avril.
Le 2 semble avoir reçu un débit deux fois plus important vers la fin mars.
Sur les trois courbes il y a un point à 700l/min juste à la fin (à la date d'aujourd'hui) qui m'a tout l'air d'un bug de GnuPlot (à moins que Tepco n'ai précisément décidé de tout réalimenter depuis ce matin !).

Les trois courbes sont assez similaires. La même forme d'hyperbole depuis le moment où ils ont commencé à réalimenter, ce qui, j'imagine, correspond au temps nécessaire pour évacuer la chaleur accumulée hors refroidissement avant d'arriver à un équilibre.

Même si les données sont fragmentaires, on dirait que les températures en bas du coeur sont stabilisées un peu au-dessus de 100°C

Là franchement je ne pige pas comment ils arrivent à refroidir avec aussi peu d'eau. Si on en croit les doctes calculs de polytechniciens cités par trifouillax, c'est dans les 40 m3/min qu'on devrait envoyer en nominal !
Si on en croit les graphiques, on envoie en gros 200 fois moins. C'est énorme comme différence, non ?
A croire que ces débits sont par seconde et pas par minute. Là ça reviendrait dans des ordres de grandeur comparables.

Je ne pige pas non plus les mesures de pression.
Sur le 1 ça me semble logique : la pression s'est établie vers 5 bars quand ils ont recommencé à alimenter en eau, et depuis elle monte constamment à cause du débit faible du refroidissement, ce qui va sans doute finir par un nouveau dégazage si rien ne change.
Pour les deux autres, on dirait bien que la cuve est à pression atmosphérique, voire même en dépression sur le 3. Mais où part la vapeur, dans ce cas ?

Pour ce qui est du débit, en prenant une valeur moyenne de 150 l/min ça donnerait très grossièrement 650 m3 par jour. Il faudrait 3 mois pour arriver à 60.000 m3 avec cette valeur.
Si on suppose que l'unité des graphiques est fausse et que les débits sont donc 60 fois plus élevés, ça commence à devenir plus plausible : 39 000 m3 par jour, donc un circuit fermé (je ne sais pas comment) qui aurait des fuites (ou peut-être des sorties volontaires) de l'ordre de 5 à 10% du volume circulé.

Bonjour

Pas mal effectivement les courbes.
Je lis aussi un débit de 100 à 150 l/min depuis fin mars dans les trois réacteurs.

Les trois courbes sont assez similaires. La même forme d'hyperbole depuis le moment où ils ont commencé à réalimenter, ce qui, j'imagine, correspond au temps nécessaire pour évacuer la chaleur accumulée hors refroidissement avant d'arriver à un équilibre.
C'est ça.

Là franchement je ne pige pas comment ils arrivent à refroidir avec aussi peu d'eau. Si on en croit les doctes calculs de polytechniciens cités par trifouillax, c'est dans les 40 m3/min qu'on devrait envoyer en nominal !
Attention. quand le réacteur fonctionne (on va prendre le 2 par exemple) la puissance est d'environ 2300 MW thermique à évacuer.
On comprend qu'il faille une telle quantité d'eau.
A l'arrêt t= 0 la puissance résiduelle est de l'ordre de 6 MW et 15 minutes plus tard de 0.1 MW
Il faut moins d'eau pour évacuer la puissance résiduelle. Évidemment c'est combustible intact. Donc 150 l/min ce n'est pas impossible, même pour des éléments détériorés.
Encore une fois prudence avec toutes les valeurs que les japonais donnent.

Sur le 1 ça me semble logique : la pression s'est établie vers 5 bars quand ils ont recommencé à alimenter en eau, et depuis elle monte constamment à cause du débit faible du refroidissement, ce qui va sans doute finir par un nouveau dégazage si rien ne change.
Pour les deux autres, on dirait bien que la cuve est à pression atmosphérique, voire même en dépression sur le 3. Mais où part la vapeur, dans ce cas ?
Ne pas oublier, il y a toujours des fumées blanches qui sortent des réacteurs

Et forcément, il y a des fuites.

KLOUG

En effet, très, trop intéressants ces graphes, Merci beaucoup Loreleï !

Ce qui est très troublant au premier abord, si les relevés sont exacts, c'est que les niveaux d'eau sur les 3 cœurs sont stabilisés à environ - 2m du haut des assemblages qui font environ 4m, soit la moitié du combustible dénoyé en permanence depuis l'accident. Quelque chose ne colle pas, on pompe très peu comparativement à ce qu'il faudrait et les cœurs sont toujours partiellement à l'air ?

Oui Pierre, pas de doute : Sur le 1 la pression dépasse 10 bar et continue à augmenter ; Le nominal en exploitation est de 80 bar sur un REB mais ceci tranche fortement avec le 2 et le 3 qui pourraient être "soupapés" vers l'extérieur, volontairement ou involontairement (cuve fissurée).

Voilà pour les premières impressions, très "mitigées".

J'espère que ces données sont fiables et resteront accessibles, pour info elles semblent provenir pour partie de Tepco et de la Nisa mais pour partie d'un mystérieux "Centre d'information des Citoyens de Tokyo" qui semble être un groupe d'ingénieurs et de scientifiques tendance "écolo/antinuc" :

http://www.cnic.jp/english/cnic/index.html

KLOUG a écrit:

A l'arrêt t= 0 la puissance résiduelle est de l'ordre de 6 MW et 15 minutes plus tard de 0.1 MW

Hello Kloug,

Les 2 sources que je cite dans le premier post précisent environ 6,5% de puissance résiduelle à l'instant de la remontée des croix de contrôle soit 1380x0.065= 90 MW thermiques pour le 1 et 2381x0.065 = 155 MW thermiques pour le 2 et le 3 qui sont des Mk1 BWR4 de seconde génération. Une semaine après l'arrêt durgence, les puissances résiduelles passent à respectivement 6.2 MW et 10.7 MW, soit un débit massique de refroidissement nécessaire de 0.026 et 0.045 Kg/seconde soit encore 96 tonnes par heure pour le 1 et 162 tonnes par heure pour le 2 et le 3. Je redonne la source spécifique sur l'accident de Fukushima, le tableau se trouve p. 23 :

http://www.polymtl.ca/nucleaire/docs/FukushimaDiapo.pdf

Sur le fond du débat les débits ne sont pas si vitaux que ça car vu le dénoyage continu de la moitié haute des assemblages constaté sur les relevés évoqués ci-dessus, la seule explication plausible semble être une perte d'étanchéité (fissure ?) sur la partie médiane des cuves ce qui expliquerait pourquoi les niveaux ne peuvent être supérieurs à cette limite ; N'oublions pas que les échangeurs travaillent en mode vapeur donc les circuits primaires sont connectés en haut de cuve. Les températures de haut de cuve sont repassées en mode "liquide" récemment et non plus ne mode gazeux donc il ne devrait plus y avoir de fuite - ni de pression - dans la partie vapeur / turbine du circuit primaire. J'en déduis que Tepco ne pompe pas plus car dans ce cas précis ce n'est en fait d'aucune utilité et ne fait que renforcer la production d'effluents liquides partant polluer les "petits poissons" et aussi et surtout les voisins Coréens et Chinois déjà assez énervés par les rejets précédents. Cela contrarie en plus directement les efforts actuels de pompage des sous-sols.

Tout ceci évoque une triple impasse technologique :

1) On ne peut pomper plus car le circuit est ouvert, probablement en milieu de cuve
2) On ne peut intervenir sur le cœur du fait de la radioactivité provoquée par le (1)
3) Le combustible se dégrade et entretient un peu plus le (2)

Bonsoir à tous,

@Trifouillax

Jorge Stolfi est le nom du professeur universitaire d'informatique qui met tous les jours en ligne l'actualisation de ces graphiques, soit via son compte twitter que tout le monde peut consulter, soit via le forum américain de discussion d’ingénierie de physique nucléaire sur le sujet Fukushima :

http://physicsforums.com/showthread.php?t=480200&highlight=missing&page=265

Par ailleurs je signale également la dernière vidéo (en anglais ) de l'expert nucléaire Gundersen qui fait une analyse de graphiques qui ressemblent beaucoup à ceux de Jorge Stolfi.

http://fairewinds.com/

Pas d'accord avec Arnie : Si la cuve du 2 était fissurée vers le bas le niveau d'eau ne serait pas stable vers -2 m, il varierait en fonction du pompage qui varie lui-même selon les jours. Comme le niveau de la cuve est stabilisé dans le temps, la fuite éventuelle devrait se situer à la hauteur de ce niveau. Ou alors Tepco stabilise volontairement à ce niveau et la question devient : Pourquoi ?

Bon allez, je vais quand même faire un peu de thermodynamique. La dernière fois que j'ai posé une équation dans ce domaine, c'était en math spé, pile l'année de Tchernobyl. Ca se fête .

En gros le débit nécessaire pour une puissance P à dissiper, c'est simplement la chaleur massique de l'eau C multipliée par le débit (massique) D multiplié par la différence de température dT entre l'eau et la matière à refroidir multiplié par le coefficient de rendement R de l'échange.
P = C D dT R
Tout ça en faisant comme si l'eau restait liquide, mais on va dire que le calcul du rendement tiendra compte de la vaporisation.
Je vais prendre pour la source froide une température ambiante de 20°C, ce qui est discutable car en fonctionnement on réchauffe l'eau avant de l'injecter dans la cuve (pour éviter les chocs thermiques, je suppose).
Pour le rendement on va avoir une foi aveugle dans nos amis Québécois et le calculer d'après leurs chiffres à 7 jours pour le réacteur n°3. Si j'ai pas psychoté sur la calculette Windows, ça fait un poil plus de 70%.

Avec ce modèle grossier, un débit de 150 l/min ça nous donne une puissance dissipable d'environ 35 MW.
Ca m'a l'air cohérent avec ce que disent les Québecois, c'est même trois fois supérieur à ce qu'ils donnent pour 7 jours après l'arrêt.
J'imagine que la différence pourrait s'expliquer par le fait que la moitié du coeur est à l'air. C'est un peu comme de refroidir une résistance chauffante (qu'on arrive pas à débrancher !) en ne la trempant qu'à moitié dans l'eau !

La partie émergée baigne dans de la vapeur à 100°C ou plus donc, comparé au liquide en circulation forcée, le tranfert de chaleur est inexistant. Son refroidissement ne peut a priori se faire que par conduction thermique à l'intérieur des assemblages, ce qui nécessite un abaissement plus important de la température de la partie efficacement refroidie.
Ca veut dire aussi que la température en bas du coeur (celle qu'on voit sur les graphiques) est sans doute très inférieure à celle qui règne au sommet.

@trifouillax

en consultant le document de l'Union of Concerned Scientists, qui fournit des schémas détaillés de la cuve, je constate qu'il n'y a a priori pas de tuyau qui débouche entre le bas et le haut du coeur :


Je suppose que le coeur est toujours isolé des turbines, donc à part le circuit d'urgence RCIC je ne vois pas ce qui pourrait servir à faire passer l'eau. Sauf si on peut bricoler une dérivation pour shunter le circuit primaire, en réalimentant les pompes de circulation par l'entrée que j'ai repérée par un point d'interrogation. Mais ça me semble assez tordu comme solution.
Les autres conduites sont de toute façon situées au-dessus du niveau du combustible, donc peu importe leur état, ça n'expliquera pas le niveau de l'eau.

Par ailleurs, ça serait tout de même plus qu'étonnant que les trois cuves se soient fissurées tout court (le combustible et la plomberie auraient été satellisés ou vaporisés avant que les 15 ou 20 cm d'acier commencent à sentir les chatouilles), et encore moins toutes au niveau du milieu du coeur.
Or je ne vois qu'une fissure des cuves pour expliquer la limitation du niveau.
Admettons que quelque chose soit bousillé dans l'alimentation des buses qui servent à mettre l'eau en mouvement vers le fond de la cuve, je ne vois pas ce que ça changerait, à part que l'eau circulerait moins bien, donc un moins bon rendement du refroidissement qu'il faudrait compenser en faisant circuler plus d'eau. Au pire il y aurait peut-être des parties de combustible qui ne seraient plus dans le flux, avec un pouvoir réfrigérant assez minable mais quand même meilleur que si elles étaient dénoyées.

Je me dis que c'est peut-être tout simplement un choix pour éviter de lessiver encore plus les pastilles d'uranium (et de Mox pour le n°3 !) qui ne sont plus gainées depuis belle lurette, toujours pour limiter la casse au niveau des effluents.

Par ailleurs, je crois que le calarade Stolfi parlait plutôt de brêche dans l'enceinte de confinement, pas dans la cuve.

@Lorelei

Ca va paraître d'une prétention scandaleuse, mais je pense que le grand professeur Stolfi se plante sur l'analyse du n°2
Il semble se baser sur les capteurs nommés "Torus temperature" A et B, qui sont, si je ne me trompe pas, dans la grosse chambre à air en bas de l'enceinte, donc bien loin du combustible. Ca ne m'étonne pas que l'air y monte à 150°C : la cuve elle-même doit être sérieusement chauffée au voisinage de la partie dénoyée du combustible, et transmettre cette chaleur par simple convexion à l'atmosphère de l'enceinte de confinement, fuites ou pas fuites.
Ca veut juste dire que le système (passif) de condensation - qui est un peu la justification de l'existence de ladite chambre à air - fait son boulot et que la vapeur ne sature pas dans l'enceinte.
Si ce que j'imagine avant n'est pas trop délirant, rien d'étonnant à ce que la température en bas de coeur soit très inférieure à la température moyenne dans l'enceinte : ce capteur est sans doute placé à l'endroit le plus frais de tout le bazard .

Pour continuer avec le camarade Stolfi, il n'a pas l'air affolé par le fait que les cuves 2 et 3 soient à pression atmosphérique.
On peut imaginer que la température est suffisamment basse pour que la vapeur reste grosso modo à pression atmosphérique, mais ça me semble quand même étrange, avec la moitié supérieure du combustible qui doit être à une température très élevée. Quelqu'un aurait une idée de jusqu'où ça peut monter ?
Pour l'instant je me dis qu'une fuite, même relativement minime, dans une des tuyauteries débouchant au-dessus du combustible expliquerait bien mieux cette absence de pression.

Son interprétation de l'absence totale de différence de pression entre l'enceinte et la cuve me semble plausible : ça va dans le même sens que ce que révèlent les taux de radiation et l'analyse des cochonneries retrouvées dans l'eau de rinçage, à savoir que la chambre à air a bien dû rouler sur un clou à un moment ou à un autre. Pschittt...

@Pierre berger

Pas de souci, je n'ai pas assez de connaissances moi-même pour préjuger de ce qui est vrai de ce qui est faux. Je me contente de lire les différentes hypothèses émises par les experts ici et là et de recouper pour voir si cela concorde,

PS: Celui qui parle sur la vidéo n'est pas Stolfi mais Arnie Gundersen.

Zut, j'ai dit du mal d'un innocent. Pardon M'sieur Stolfi
Au passage, encore bravo pour la recherche d'infos.

Bravo Pierre, excellentissime le diaporama d'UCS sur l'accident :
https://s3.amazonaws.com/UCS_Videos/Fukushima-Tragedy.pps

On trouve notamment en p. 9 la coupe d'une barre de combustible... Tiens tiens, on dirait que les pastilles sont localisées dans la moitié inférieure du tube, ce qui pourrait expliquer que noyer la partie supérieure - un ressort - n'est pas absolument nécessaire ? A suivre...

Bonjour
La taille du ressort n'est pas précisé. Et ce n'est pas certain que sur un assemblage d'une telle longueur on en laisse la moitié vide. Ce système existe pratiquement sur tous les crayons combustible.
KLOUG