Le "corium"

Bonjour,

Puisque Tepco lui-même a finalement reconnu le 16/5 que corium il y avait, ce fil se propose de donner quelques détails sur ce curieux corium.

Commençons par un complément du document évoqué hier sur le fil "informations" ; Il s'agit d'une simulation de "blackout station" c'est à dire de la perte totale d'alimentation électrique dans la salle de contrôle d'un réacteur à eau bouillante, effectuée par l'ORNL/OSTI/DOE, le laboratoire National Américain d'Oak Ridge en 1981. La situation évoque un accident majeur (perte totale et prolongée d'énergie) dans la centrale de l'unité 1 de la centrale de Browns Ferry, située sur la rivière Tennessee, dans l’État de l'Alabama aux USA.

Le réacteur visé par cette simulation est un BWR General Electric de 1152 MW similaire aux unités 2 et 3 touchées par l'accident de Fukushima (GE Mark1 BWR-4) mais plus récent et plus puissant.

Voici le résultat "timeline" de cette étude ; En ordonnée : l'épaisseur du radier en béton (800 cm) situé sous la piscine de suppression et en abscisse le temps en minutes après le "blackout".



Résumé de cette étude : La cuve (RPV) lâche après 7 heures et les 8m d'épaisseur du ravier en béton sont complétement percés par le corium en 14 heures.

Le document original de 1981 est téléchargeable sur le site de l'ORNL :

http://www.ornl.gov/info/reports/1981/3445600211884.pdf

Wouha... percer 8 m de béton en 14h

Bien mieux que mon perfo... et moins fatigant !

Fred a écrit:

Wouha... percer 8 m de béton en 14h

Plus précisément en 6h30, le radier est attaqué à +450 et transpercé à +830.

Poursuivons sur le corium, maintenant que nous savons qu'il perce du béton rapidement, de quoi est-il composé ?

C'est un mélange de "choses" qui ont fondu dans la cuve d'un réacteur à la suite d'un accident de criticité (surchauffe).

Ce corium se forme quelques heures après la perte totale et prolongée d'énergie nécessaire (blackout station) pour ralentir les transferts thermiques de la puissance résiduelle d'un cœur de réacteur.

En effet, l'arrêt d'urgence (procédure "scram") ne stoppe pas complétement le réacteur ; En cas de défaut de refroidissement la puissance résiduelle ne diminue pas mais tend plutôt à augmenter. La température et la pression commencent alors à croitre rapidement dans le cœur, les pastilles de combustible s'échauffent, le niveau d'eau diminue dans la cuve et découvre un peu plus les "crayons", ce qui provoque un peu plus de chaleur, etc.

C'est une réaction en chaine qui ne peut être ralentie voire stoppée que par une reprise de l'alimentation électrique primaire, secondaire ou tertiaire dans un délai d'environ 8 heures après la coupure.

Les éléments du cœur se décomposent donc rapidement sous l'effet d'une chaleur intense et l'ensemble finit par former un magma porté à environ 2800° C qui s'auto-entretient. On a souvent comparé le corium à de la lave ou du magma, ce n'est pas tout à fait exact car le corium puise sa température de l'intérieur alors qu'une coulée de lave finit par s'éloigner pour finalement se détacher de sa source principale ; La lave se trouve finalement isolée thermiquement et refroidit relativement rapidement.

D’où le combustible puise t-il cette énergie incroyable ? Il faut savoir qu'une simple "pastille" de 7g de combustible dégage autant d'énergie qu'une tonne de charbon dans un volume extrêmement restreint ; Un crayon de combustible est composé de 360 pastilles ; Un assemblage contient 60 crayons et un cœur contient de 400 (réacteur 1) à 548 (réacteurs 2 et 3) assemblages. Au total : de 8,6 millions à 11,8 millions de pastilles par réacteur.

Qu'en est-il de la masse du corium ? Elle est estimée à environ 50 tonnes dans le réacteur 1 et environ 2 fois plus dans les réacteurs 2 et 3, plus puissants donc comportant plus de combustible.

S'il se confirme que les 3 cœurs ont intégralement fondu, il s'agit donc d'environ 250 tonnes de corium se situant - à ce jour - dans un espace indéfini mais compris dans le meilleur des cas entre le bas de cuve RPV (c'est assez peu probable) et l'affleurement de la nappe océanique sous le site de Fukushima, quelques dizaines de mètres sous les réacteurs.

Si on pense au réacteur n°3 dont la température augmentait régulièrement avant injection d'acide borique, on peut supposer qu'il reste encore quelque chose dans la cuve?

Bonjour Nat,

A priori l'acide borique semble avoir "touché" sa cible donc une partie au moins du corium serait encore en cuve. Maintenant il faut rester très circonspect car Tepco est loin de diffuser toutes les infos en temps réel et il n'est pas impossible qu'il nous manque un ou plusieurs éléments.

La température du 3 baisse peut-être également au fur et à mesure de l’excursion du corium c'est à dire de son éloignement des capteurs de température du RPV.

L'interview de Roland Debordes, président de la CRIIRAD, qui évoque la formation du corium et la situation actuelle à Fukushima :

http://www.lexpress.fr/actualite/monde/fukushima-les-japonais-avancent-a-l-aveugle_994563.html?xtor=x

trifouillax a écrit:

Bonjour Nat,

A priori l'acide borique semble avoir "touché" sa cible donc une partie au moins du corium serait encore en cuve. Maintenant il faut rester très circonspect car Tepco est loin de diffuser toutes les infos en temps réel et il n'est pas impossible qu'il nous manque un ou plusieurs éléments.

La température du 3 baisse peut-être également au fur et à mesure de l’excursion du corium c'est à dire de son éloignement des capteurs de température du RPV.

Bonjour, et merci trifouillax!
On peut espérer que le corium y est toujours d'après la proximité de la baisse de température et de l'injection d 'acide borique...

Tres intéressant cet article, petite question en passant:

-quel est le processus qui "perce" le béton ? J'imagine que ca doit être un mélange entre fusion, évaporation, chocs thermiques et compagnie... Mais j'ai du mal a imaginer ou s'en va le volume de béton qui occupait le trou ? Se "joint il au "magma", part il dans l’atmosphère ou sur les bord du trou poussée par le "poids" du corium qui s'enfonce ?...

Après si il continu a creuser, c'est pratique remarque, le magma radioactif va rejoindre celui du centre de la terre et zou il y a plus qu'a boucher le trou...

Bonsoir

engos a écrit:

-quel est le processus qui "perce" le béton ? J'imagine que ca doit être un mélange entre fusion, évaporation, chocs thermiques et compagnie... Mais j'ai du mal a imaginer ou s'en va le volume de béton qui occupait le trou ? Se "joint il au "magma", part il dans l’atmosphère ou sur les bord du trou poussée par le "poids" du corium qui s'enfonce ?... Après si il continu a creuser, c'est pratique remarque, le magma radioactif va rejoindre celui du centre de la terre et zou il y a plus qu'a boucher le trou...

Pour avoir fait des recherches bibliographiques lorsque j'étais sur les bancs du CNAM, pas tout neuf, le corium va en fait vaporiser le béton et produire des aérosols.
Si je me souviens bien c'était une taille de l'ordre du micron (je vérifierais avec mes documents au bureau). C'est comme ça que disparait le béton.
Évidemment les interactions font que ces aérosols sont alors chargés avec des produits radioactifs, soit de mainière homogène soit par dépôt en surface de l'aérosol.
KLOUG

Whow ! Donc vu l’épaisseur de béton a vaporiser, ça doit faire un joli petit nuage bien cracra...

Decidement, il doit pas faire bon habiter sous le vent de la centrale...

Merci pour les précisions Kloug. La question de la décroissance radioactive du corium se pose évidemment ; Le tableau ci-dessous publié par l'UCI montre que 2 mois après la fusion du combustible, la chaleur produite par la radioactivité représente environ 30% de la puissance initiale et environ 10% une année après l’événement.



En supposant que le dégagement de chaleur initial suite à la fusion totale du cœur du 1 (soit le 12 mars d'après la Tepco) soit de 50 MW par Kilo de combustible, ceci représenterait 70000*50= 3.5*10exp+6 MW pour le réacteur 1 donc une puissance résiduelle à éliminer d'environ 1 TW à ce jour (calculs non vérifiés suite à un manque de temps).

Ces chiffres sont astronomiques à première vue...

Oops.. J'ai oublié de poster la source du tableau :
http://allthingsnuclear.org/post/5751562346/decay-heat-in-fukushima-reactors (Anglais)

Et il s'agit bien de données de l'UCS (Union of Concerned Scientists) et non des cyclistes lol...

interaction corium béton ( ICB donc )
Compte tenu de la température importante des matériaux fondus en provenance de la cuve
(Toxydes > 2500 K) entretenue par la puissance résiduelle et de la température de fusion du béton
(autour de 1600 K pour un béton siliceux), l’ICB se traduit principalement par la fusion des parois du
puits de cuve. Le béton étant composé majoritairement de SiO2, CaCO3 et H2O, sa décomposition
conduit au relâchement dans le bain de phases condensées (SiO2, CaO) et gazeuses (H2O, CO2). Le bain
de corium contient donc les oxydes lourds en provenance du coeur (UO2, ZrO2), les oxydes légers en
provenance du béton (principalement SiO2 et CaO) et des métaux (Fe, Cr, Ni, Zr), le tout étant soumis
au brassage induit par les gaz de décomposition du béton. Le mélange éventuel des métaux avec les
espèces oxydes condensées ou gazeuses peut donner lieu à des réactions d’oxydation potentiellement
exothermiques et productrices de nouvelles espèces gazeuses, telles que H2, CO et SiO(g).
:
http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/Formation_recherche/Theses/Theses-soutenues/DPAM/Documents/2010-these-introini.pdf

http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/Publications_documentation/BDD_publi/DSR/SAGR/Documents/rapport_RetD_AG_VF.PDF

"Comme le souligne cette synthèse, il n’est pas possible, sur la base des résultats des essais réalisés
(essais 1D et 2D globaux, essais d’éjection de corium, essai de pénétration d’eau), de conclure
actuellement quant à la possibilité de stabilisation et de refroidissement d’un bain de corium en cours
d’ICB par injection d’eau en partie supérieure."

Les progrès dans ce domaine sont malaisés du fait des difficultés technologiques (effets de taille,
ancrage de croûte, représentativité du mode de chauffage, …) auxquelles se heurte la réalisation
d’essais en matériaux réels à une échelle suffisamment grande.
Compte tenu de ces résultats et face aux difficultés rencontrées, il est envisagé de tester des
dispositifs alternatifs de stabilisation du corium à définir dans le cadre du programme MCCI-2, tout en
poursuivant les études sur les phénomènes associés au refroidissement du corium par aspersion d’eau.

Bonjour,

Relevé ce jour sur le "physics forum" Américain, pour ce que cela vaut, aucune référence n'étant donnée :

Le dégagement radioactif d'une seule unité (Crayon ? Assemblage ? Kilo ?) de combustible délivrant une puissance thermique de 40 MW par jour lors de la fusion initiale dégagerait encore un débit de dose de 500 Sv/h relevé à une distance de 1 m une année après l'événement.

http://www.physicsforums.com/showthread.php?t=480200&page=505

Ces données semblent-elles plausibles ?

Pachasansa a écrit:

Le mélange éventuel des métaux avec les espèces oxydes condensées ou gazeuses peut donner lieu à des réactions d’oxydation potentiellement
exothermiques et productrices de nouvelles espèces gazeuses, telles que H2, CO et SiO(g).

Merci Pacha, de la chaleur + de l'hydrogène, on tourne donc toujours autour des même problèmes si ce n'est qu'ils se voient maintenant probablement exportés quelque part en-dehors de la cuve...

Bonsoir

Trouvé ce soir sur le blog de Sylvestre Huet, Sciences2

http://sciences.blogs.liberation.fr/home/2011/05/fukushima-dai-ichi-vaste-chantier-la-centrale-nucl%C3%A9aire-japonaise-lest-aux-sens-propre-et-figur%C3%A9-un-chantier-car.html

"En tous cas, la visite du bâtiment du réacteur N°1 aurait montré qu'il y a de l'eau sous l'enceinte du réacteur. Donc, si une partie du corium à percolé par des trous ou fissures ou défauts de joints, il est aujourd'hui dans l'eau. [...] La chute du corium au fond des cuves a tout aussi paradoxalement contribué à son refroidissement : l’eau ne montait pas assez haut dans les cuves pour rejoindre la place normale du combustible, mais la chute du corium l’a plongé dans l’eau du fond... et il s'y est refroidi grace à son renouvellement permanent par les injections d’eau de mer, puis d’eau douce."

Euh, c'est du corium ou des des spaghettis? Bon, c'est ma petite revanche, pour ce qui est d'écrire des âneries, les antinucléaires n'ont pas le monopole...

PG

Eh oui Pierre, en parlant d'âneries, n'est-ce pas sur ce même blog que M. Charles aurait confié qu'il était bien plus facile de refroidir une centaine de tonnes de corium "liquide" (70 T de combustible + les supports, barres de contrôle etc.) à 2400° que les mêmes assemblages à l'état solide car au moins, "l'eau recouvre le corium alors qu'elle ne recouvrait plus les assemblages intacts " ?

A vue de nez le cœur une fois fondu doit remplir entre le quart et le tiers inférieur de la cuve, je crois que tout le monde a du mal à matérialiser un tel bazar... On est surtout très loin des simulations sur ordinateur ou en labo sur des masses restreintes. Si l'enfer existe, il doit ressembler un peu à ça ?

A TMI, il n'y avait que 20 Tonnes de corium (45% du cœur avait alors fondu), ici on en a probablement entre 100 et... 500 Tonnes - sans compter d'éventuelles fusions dans les piscines - sur l'ensemble du site.

http://www.irsn.fr/FR/base_de_connaissances/Installations_nucleaires/La_surete_Nucleaire/Les-accidents-nucleaires/three-mile-island-1979/Pages/L-accident-de-Three-Mile-Island.aspx?dId=c64d2d86-5f28-4517-8b40-445805ca9bae&dwId=ccfa8ce8-8e94-4bf5-ab02-ad9c8eebaaf7

http://blogs.mediapart.fr/blog/jaguilar/220311/inventaire-du-combustible-present-sur-le-site-des-centrales-de-fukushima-0

Bonjour,

dites, soit tout va bien, soit tout va mal, mais le peu de nouvelles commence à me laisser perplexe. Plus spécifiquement: un corium perce 8 m de béton en quelques heures. Celui du réacteur 1 joue les syndromes chinois depuis deux mois et demi, ou c'est une idée de ma part? Auquel cas il est évidemment sorti de la passoire qui lui servait de contenant, et a disparu depuis longtemps dans les profondeurs... sans exploser au contact de la nappe océanique, ça se serait vu et senti, je suppose. Ou ai-je loupé quelque chose?

Evidemment, la diffusion de toutes le cochonneries contenues dans un cœur va durablement élever la radioactivité ambiante au Japon central pour 10, 50 ou 1000 ans, et on va enfin pouvoir tester les hypothèses sur les expositions aux environs de 100mSv et moins et leurs effets sanitaires, du moins si les études épidémiologiques ne sont pas volontairement sabotées.

Mais si je n'ai pas loupé quelque chose, la centrale elle-même c'est fini, il n'y a plus grand-chose à faire? Je ne sais même pas sur quoi ils balancent toute cette flotte? Dans un trou sans fond? Merci de m'éclairer!

P

Rebonjour, et correction: j'ai trouvé la réponse, avec un peu d'aide de l'UCS. D'après ce que j'ai lu, le pompage d'eau aurait suffisamment refroidi le corium jusqu'à présent pour qu'il ne perce pas le béton, ni même peut-être le fonds de la cuve. Sauf que je ne comprends pas comment c'est physiquement possible, et qu'en plus croire Tepco sur quoi que ce soit devient de plus en plus difficile.

Une question sûrement idiote, et je la pose pour m'entendre dire non: les explosions "d'hydrogène" dans les premiers jours ne peuvent pas être le résultat de la chute de corium dans la nappe océanique? C'aurait été beaucoup plus gros, non?

P

Bonjour,

le lien passionnant fourni par Pachasansa dans ce topic (http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/Publications_documentation/BDD_publi/DSR/SAGR/Documents/rapport_RetD_AG_VF.PDF), permet de comprendre entre autres :

- à quel point on sait finalement peu de choses sur le comportement du corium. Même pour TMI on n'est pas certain de la raison pour laquelle le corium n'a pas transpercé la cuve.
- que les interactions avec le béton dépendent d'une multitude de paramètre (vitesse de propagation, forme et configuration du corium, composition du béton...etc) qui les rendent très imprévisibles.
- qu'il est impossible de faire des expériences à taille réelle (pour des raisons évidentes), et qu'il est très difficile de déduire des expériences la réalité du comportement du corium dans un accident à grande échelle.

Pour citer un passage qui peut permettre de répondre partiellement à ta question :
"Dans le cas d'érosion de la cuve par le jet du corium, le phénomène est plus intense lorsque la quantité du corium est importante ou lorsque la hauteur d'eau résiduelle est faible. Ceci peut conduire à une rupture très rapide au moment du contact de la cuve avec le jet. Cependant, certaines expériences ont mis en évidence l'apparition d'une croûte entre le jet et le métal fondu qui ralentit fortement la vitesse d'érosion".

Pour moi ( = à prendre avec des pincettes, je ne suis pas spécialiste), même si la cuve est percée, seule une petite partie du corium a pu s'échapper pour l'instant parce que le corium est au moins partiellement solidifié en fond de cuve par l'eau injectée.

Par contre rien ne dit, même après deux mois et demi, que le pire ne puisse encore arriver, c'est à dire que l'un des trois coeurs fondus finisse par entièrement percer le ravier.

Bonjour,
Après lecture, je me permets d'intervenir sur ce sujet.
Il est possible de refroidir un corium mais pas de façon directe. Il est par contre, possible de refroidir le récepteur de corium ou une dalle destinée à le recevoir avec de l'eau et donc de dissiper l'énergie du corium par contact.
C'est ce qu'avaient prévus les techniciens de Tchernobyl, par exemple en construisant une dalle sous le corium, elle même refroidie à l'eau ou à l'azote.
C'est aussi la façon dont fonctionne le récupérateur de corium des VVER 1000 : les parois du récupérateur sont refroidies à l'eau.

De l'eau ne peut se concevoir directement en contact avec un corium. Celle-ci est crackée à partir de 700° environ (thermolyse) et, le corium étant très radioactif, l'eau est dissociée par radiolyse.
Dans les 2 cas (qui n'en font un seul en pratique), on constate autour du corium une bulle de gaz (hydrogène/oxygène puis vapeur) plus ou moins importante suivant l'importance de la masse du corium, son activité et sa température mais jamais de l'eau en contact avec la masse en fusion.
Bien entendu, la radiolyse et la thermolyse participe à la perte d'énergie du corium (sur le long terme) mais pas à un refroidissement à proprement parlé.
A ma connaissance, à part un refroidissement extérieur du support (par exemple en baignant la cuve tant que celle-ci n'est pas percée), il n'existe aucun moyen d'accélérer la dissipation de l'énergie un corium.

Bonjour à tous,

Selon cette source officielle: http://atmc.jp/plant/rad/?n=1
le niveau de radiations au réacteur n°1 de Fukushima est de 204 sv/H

C'est beaucoup non? mesuré au lieu D W: c'est-à-dire Dry Well = le tore de base.

Sur NHK, http://www3.nhk.or.jp/daily/english/25_07.html cette nouvelle: "High levels of cesium detected above No.1 reactor"

"TEPCO detected 360 becquerels of cesium-134 per cubic meter above the No.1 reactor, where most of the fuel rods are believed to have melted. The amount is 18 times the allowable limit for the plant's perimeter."

Que se passe-t-il au réacteur 1?

(je vous rejoins sur ce forum, après avoir lu hier l'invitation de Pierre sur le blog de S.H)