Le "corium"

Vous vous amusez avec moi ou quoi ?
Je veux bien essayer de participer et répondre dans la mesure de mes moyens mais pas à des questions sans aucun sens.
Je ne pense pas non plus que la vocation de ce forum soit de chercher le ridicule.
Désolé mais ce sera sans moi pour ce genre de choses.

Bonjour
Restons courtois.
Il s'agit d'un problème plutôt de compréhension, plutôt que de questions qui n'auraient pas de sens.

En dehors de la modération le fait d'avoir un corium critique ou pas ne change rien d'un point de vue température. C'est plus un problème de masse fissile.
Donc un problème aussi de physique et de géométrie. La même masse peut-être critique ou pas selon la masse qu'elle occupe et la présence d'eau.
Quand aux gaz dégagés, pas de surprise. Côté quantité ce sont essentiellement ceux qu'on trouvent dans les produits de fission.
KLOUG

Juste pour apporter un complément d'information pour TMI, Sur la filière REP, en situation accidentelle, les circuits de sauvegarde injectent dans le circuit primaire de l'eau fortement concentrée en acide borique afin d'"empoisonner" le cœur. Le bore étant modérateur (et pourvu que le cœur ne soit pas dénoyé), la forte concentration en bore permet de maitriser sa criticité. C'est ainsi que je comprend la phrase relative à TMI. le circuit de refroidissement (circuit primaire) jouant également le rôle de modérateur, son maintien en eau (phase liquide) et en circulation est l'objectif des circuits de sauvegarde.

Sur la filière REB, je me risquerait à dire que l'empoissonnement au bore est également prévu dans certaines situations mais il me semble que ça n'a pas été le cas ici. à confirmer tout de même.

Space

Le bore n'est pas un modérateur !
C'est même le contraire d'un modérateur !

Exact!!! il faut parler d'un absorbeur de neutron.
merci de la correction

Bonjour,

alors là je tombe complètement des nues... je n'ai jamais voulu m'amuser avec qui que se soit...

Mes questions sont peut-être "dépourvues de sens" pour un spécialiste, mais pas pour un boétien comme moi, je vais d'ailleurs essayer de vous expliquer pourquoi j'ai posé ces questions (en souhaitant que cela montre que je ne fais rien d'autre qu'essayer de comprendre un peu ce qui a eu lieu à Fukushima) :

- concernant la relation criticité/température : pour moi (mais je me suis peut-être trompé) critique = réaction en chaîne, s'il y a réaction en chaîne, alors il y a dégagement d'énergie et donc augmentation locale de la température, mais une hausse de la température (me semble-t-il) ralentit la réaction, je me posais donc la question : lequel des deux effets l'emporte ou y a-t-il un équilibre?

- concernant le rôle de la criticité dans la perforation de la cuve : vous (JG) avez écrit :

Citation :

L'IRSN ne parle là que de puissance thermique, c'est à dire considérait alors une masse non active. Avec les bouffées neutroniques et quelques autres éléments que l'on a, ce discours n'est plus d'actualité.

(p4 de ce fil).
J'en ai donc conclu que c'était l'activité de la masse qui était à l'origine de la perforation de la cuve (ce qui ne me semble pas totalement insensé puisque les aciers fortement irradiés se fragilisent (me semble-t-il)).

- pour l'eau et la criticité là aussi quand je lis ce que vous (JG) avez écrit :

Citation :

mais la cuve a toujours été sous eau et la circulation toujours maintenue. C'est cela qui a permis au corium de ne jamais entrer en criticité et de se refroidir

(c'est moi qui souligne). Quand je lis donc cette citation, ben j'en conclu que le fait d'être sous eau a empéché l'entrée en criticité... non?
Pour un boétien : pourquoi pas? Peut-être que l'eau a fragmenté le corium et donc pas de masse critique, certaines fontes chauffées très fortement et lachées dans l'eau se fragmententbien en tous petits morceaux... Je posais simplement des questions...
Je n'avais pas du tout pensé à l'explication de space, mais je ne la comprends cependant pas : il est absolument impossible que l'eau rentre dans le corium liquide, donc le bore contenu dans l'eau n'a pu jouer un rôle dans le non criticité du corium de TMI.

Voilà c'est tout...

PS : merci à Kloug

Voilà ce que j'ai compris par rapport à ce que tu as dit, de béotien à béotien, avec mes mots à moi que j'espère pas trop inexacts ni sortis de leur contexte...
Que les klowns me pardonnent mes approximations...

Glubb a écrit:

- concernant la relation criticité/température : pour moi (mais je me suis peut-être trompé) critique = réaction en chaîne, s'il y a réaction en chaîne, alors il y a dégagement d'énergie et donc augmentation locale de la température, mais une hausse de la température (me semble-t-il) ralentit la réaction, je me posais donc la question : lequel des deux effets l'emporte ou y a-t-il un équilibre?

Que l'on me reprenne,si ce n'est pas le cas, mais je crois que non, l'augmentation de température, n'est pas le principal effet d'une masse qui entre en criticité, c'est la bouffée neutronique, pas un explosion ni dégagement important d'énergie... (c'est wiki qui le dit)

Glubb a écrit:

- concernant le rôle de la criticité dans la perforation de la cuve : vous (JG) avez écrit :

Citation :

L'IRSN ne parle là que de puissance thermique, c'est à dire considérait alors une masse non active. Avec les bouffées neutroniques et quelques autres éléments que l'on a, ce discours n'est plus d'actualité.

(p4 de ce fil).
J'en ai donc conclu que c'était l'activité de la masse qui était à l'origine de la perforation de la cuve (ce qui ne me semble pas totalement insensé puisque les aciers fortement irradiés se fragilisent (me semble-t-il)).

Je ne retrouve pas le post en question, mais le début du fil donne pas mal de points qui pourraient éclaircir ta lanterne à ce propos, vidéo à l'appui...

Glubb a écrit:

- pour l'eau et la criticité là aussi quand je lis ce que vous (JG) avez écrit :

Je n'avais pas du tout pensé à l'explication de space, mais je ne la comprends cependant pas : il est absolument impossible que l'eau rentre dans le corium liquide,

Evidemment, mais dans l'incident du TMI, seul 30% du coeur a fondu et l'eau borique a circulé selon moi entre des assemblages non fondus (JG a bien dit que circulation d'eau il y avait encore), ce qui aurait suffi à freiner suffisament la réaction et limiter la casse.
Si j'ai bien compris, à Fukushima, les réacteurs sont "passés à sec" très vite et le corium n'a pas rencontré grand chose ( a fortiori pas de bore) pour freiner ni sa formation , ni sa progression, ni son activité en attendant que les techniciens réagissent .
Et comme la criticité dépend de la masse/concentration de matière fissile (je ne suis pas sûre de bien m'exprimer...) ... un ("gros") corium dont la masse critique sera atteinte sera encore plus actif et va donc jouer du chalumeau en fond de cuve . dEs petits bouts de corium seront moins "dangereux" car la masse critique aura moins de probabilités d'être atteinte
Et de l'eau pourra circuler entre des petits morceaux , le bore pourra faire son boulot. Sans eau , point de bore (Tchernobyl, ,c'était par dessus car tout était à ciel ouvert) , et le corium pourra avoir l'activité qu'il veut...

J'ai bon les klowns circaciens ?

Dans le phénomène de criticité, il y a aussi outre la concentration de matière fissile, de facteur hydrogéné: la géométrie. La forme géométrique la plus défavorable étant la sphère. Toute autre forme géométrique tendra à améliorer la dispersion des neutrons vers l'extérieur de la forme géométrique.

Ouf, pas dit de bêtises semble t-il...
Merci pour la précision Deedoff!
Question subsidiaire : qu'appelles tu "facteur hydrogéné" ?

Le facteur hydrogéné est tout constituant à base de l'atome hydrogène dans différentes molécules (H2O, paraffine,...) qui ont la particularité de ralentir les neutrons et donc de faciliter la capture de ceux-ci par des éléments fissiles ou fertiles.
On gère la criticité (ou la non-criticité) selon 3 principes: la masse (concentration de matière fissile)), la géométrie, et ce que j'appel le "facteur hydrogéné".

Pour faire simple: un élément fissile ou fertile possède une "fenêtre de fissibilité" qui en fonction de la vitesse du neutron qui va le percuter. Si le neutron est trop lent ou si il trop rapide: rien ne se passe. Si il est a bonne vitesse, la fission se produit.

Mais bon, la neutronique est quelque chose de compliqué, et je n'ai que ces quelques notions de base.

Jansson-Guilcher a écrit:

Il y a bien d'autres façons plus simples pour connaître l'avancée du corium et ses caractéristiques physico-chimiques, à commencer par une spectrographie et une spectroscopie aérienne ou satellitaire.
On a aussi la possibilité de relevés dans plusieurs gammes de fréquences, IR etc....

Des questions nocturnes d'un non spécialiste ^^
Ca veut dire quoi IR ?
Et puis je me demandais si on pouvait localiser un corium avec une neutrométrie (ou neutrographie ?).
Merci de m'éclairer !

pif a écrit:

Jansson-Guilcher a écrit:

Il y a bien d'autres façons plus simples pour connaître l'avancée du corium et ses caractéristiques physico-chimiques, à commencer par une spectrographie et une spectroscopie aérienne ou satellitaire.
On a aussi la possibilité de relevés dans plusieurs gammes de fréquences, IR etc....

Des questions nocturnes d'un non spécialiste ^^
Ca veut dire quoi IR ?
Et puis je me demandais si on pouvait localiser un corium avec une neutrométrie (ou neutrographie ?).
Merci de m'éclairer !

Infra rouge?

Une masse critique ne se refroidit pas, là est toute la différence ! C'est la définition même d'un corium.
La décroissance calorifique d'une masse sous-critique est relativement rapide. Elle perd environ 50% de son énergie en 2 mois et 90% en 1 an mais pour ça, il faut "passer en résiduelle" !

A Tchernobyl, alors que la catastrophe a eu lieu le 26 avril, la masse a pu être éteinte (désactivée) le 6 mai.
Après que le puis de réacteur ait cédé sous le poids et la température de la masse et des 5000 tonnes larguées, celle-ci s'est "étalée" et séparée en 2 fuseaux, qui sont passés sous-critiques. Elle a aussi et surtout été "étendue" (comme "diluée") par le plomb et les gravats et du bore et du borax ont pu y être intégré par fusion (plus de 600 tonnes de bore/borax pour une masse active de 40 tonnes environ dont "seulement" 100 kgs de PU)

Selon les dires d'un technicien de l'époque : "Les émissions radioactives se sont arrêtées comme quand on coupe une lumière avec un interrupteur".
En réalité, elles ont baissé à 1/60 de leur activité quasi "instantanément" passant de 230/250 Röntgen à 3/5 Röntgen. Dans les quelques jours qui ont suivi, elles sont tombées à moins de 1 Röntgen.
Ensuite, il a fallut environ 3 mois pour l'amener à une température permettant d'éviter l'isolation thermique (effet de caléfaction) et commencer à pouvoir espérer un refroidissement plus rapide et ainsi éloigner définitivement les risques de reprises de criticité, y compris les réactions de fusions aneutroniques dues à l'hydrogène et/ou au deutérium.

Manque de pot, on ne savait pas qu'il y avait cet agglomérat de PU mais c'est une autre histoire ! Malgré tout, Tchernobyl a été très bien géré et à fait l'objet, de nombreux "coups de chance" qui ont permis de stabiliser la situation et éteindre la réaction :
le coeur a été ouvert par l'explosion mais les parois sont restées "intactes" ce qui a permis d'y "glisser" les largages.
les 3/4 du PU (300 kgs) sont partis avec l'explosion : c'est une catastrophe environnementale mais si les 400 kgs de PU étaient restés dans la masse, il est certain que l'extinction aurait été une autre paire de manches voire impossible.
La masse s'est scindée en 2 grâce à une ancienne conduite (vanne Parosbrosnoy)
On a eu assez de temps et en même temps, pas mis trop de temps, pour larguer les proportions suffisantes de bore et borax et on a eu la chance qu'une quantité suffisante soit "ingurgitée" par le corium.
La masse s'est arrêtée dans sa progression avant d'atteindre les sols.

"L'arrêt froid" a été obtenu environ en 6/7 mois, juste après la construction du sarcophage. La température ambiante a demandé environ 2 ans.

IR = infra rouge , je pense (les infra-rouges signent la chaleur, c'est bien ça ?)

Sur la page :
http://ajw.asahi.com/article/0311disaster/fukushima/AJ201108055286
Le journaliste fait état de l'analyse de TEPCO sur la difficulté à refroidir la cuve du réacteur 3 : "Analysis conducted so far has hinted at the possibility that, unlike in the No. 1 and No. 2 reactors, part of the melted fuel in the No. 3 reactor did not fall through to the bottom of the pressure vessel but has stayed on the grid-like core support plate. The current injection method cannot pump water into there, resulting in inefficient cooling and increasing the amount of radioactive water."
Mon résumé/traduction : les analyses conduisent à penser qu'une partie du corium soit resté "accroché" au niveau de la plaque qui supportait le coeur. L'actuelle méthode d'injection d'eau s'effectuant à un niveau inférieur dans la cuve, elle n'est pas [suffisamment] efficace.

Deux observations :
1/ l'iconographie nous présente une cuve dont la partie du corium fondu qui a migré au fond y est encore sagement installée, et surtout n'a pas eu le moindre effet sur le fond de la cuve !!
2/ le manque de référence au MOX : il est surprenant que l'opérateur ne mentionne jamais, ne serait-ce que comme hypothèse, le fait que ce type de combustible plus "chaud" que celui employé dans les deux autres réacteurs fondus puisse être tout ou partie de l'explication.

NB ; ma seconde observation est basée sur l'hypothèse selon laquelle le corium résultant de la fusion d'un coeur composé d'un combustible MOXé héritera d'au moins une partie significative de ses propriétés de production de chaleur. Quelqu'un pourrait infirmer ou confirmer cela ?

J'espère ne pas avoir dit une énormité.

Il est question de ce dont il a déjà été fait mention, à savoir qu'une partie ou totalité du corium résiduel, aujourd'hui durci, (entre quelques tonnes et 20 tonnes maxi) est resté coincé en hauteur dans la cuve,
- soit au niveau du bas des supports de guidage des barres, hypothèse la plus probable car les barres commencent par fondre en haut, compte tenu que c'est la partie qui est dénoyée en premier.
- soit quelque part dans les supports.

Forcément, si tel est le cas, il ne devient possible de refroidir la cuve que par l'extérieur or, il faut compter entre 6 et 9 mois ...1 an pour que cette masse en décroissance résiduelle arrive à un arrêt froid.

Le danger de ce cas de figure est qu'aucune modélisation ne montre les supports suffisamment solides pour maintenir 20 tonnes "en suspension" très longtemps.
A terme, la masse finit donc par tomber. 20 tonnes lâchés d'une hauteur de quelques mètres, emportent le fond de cuve, à tous les coups.

Ceci dit, dans la situation actuelle....bon !

Bonjour,

Citation :

Une masse critique ne se refroidit pas, là est toute la différence ! C'est la définition même d'un corium.
La décroissance calorifique d'une masse sous-critique est relativement rapide. Elle perd environ 50% de son énergie en 2 mois et 90% en 1 an mais pour ça, il faut "passer en résiduelle" !

Ben voilà, suffisait de m'expliquer cela... ça répond complètement à mes deux premières questions :
- température d'un corium actif/inactif ;
- comportement d'un corium actif/inactif sur l'acier de cuve.


Je reprendrai les autres questions antérieures plus tard, je souhaiterai avant tout bien comprendre les propriétés physico-chimiques d'un corium actif versus inactif :

a) température :
le corium inactif se refroidit car la seule chaleur produite en son sein provient de l'activité des PF, au contraire dans un corium actif il y a l'énergie issue de l'activité des PF et surtout celle provenant de la réaction de fission.
Est-ce exact?
Vous (JG) indiquez qu'"une masse critique ne peut se refroidir". Qu'est-ce que ça veut dire exactement : que tant qu'il y a des éléments fissiles l'énergie produite est telle qu'il est impossible de la dissiper rapidement et que donc la température reste constante?
Finalement un corium actif (quelque soit sa géométrie : sphérique ou étalée) ne commencera à pouvoir se refroidir que lorsqu'il cesse d'être actif (humm, c'est pas mal ça ) , là aussi est-ce exact?
Toujours à propos de la température, celle-ci influence-t-elle la criticité : j'entends par-là est-ce qu'elle intervient dans la probabilité que de la fission ait lieu? Si oui quelle(s) sont (s'il y en a) les répercussions de ce fait sur le comportement d'un corium actif?

b) comportement vis à vis de l'acier de la cuve :
je reste sur une question : les emmissions de rayons ionisants ont-elles un effet sur la perforation de la cuve, ou bien est-ce complètement négligeable face à la puissance thermique de ce corium?

c) influence de la présence d'eau en cuve sur activité ou inactivité du corium :

Citation :

A TMI, le système de refroidissement n'est jamais tombé complètement en panne. Il a perdu de la pression, a formé des vortex, des "bulles"...mais la cuve a toujours été sous eau et la circulation toujours maintenue. C'est cela qui a permis au corium de ne jamais entrer en criticité et de se refroidir avant de percer la cuve.

et KLOUG a écrit :

Citation :

La même masse peut-être critique ou pas selon la masse qu'elle occupe et la présence d'eau.

et space à écrit :

Citation :

Le bore étant modérateur (et pourvu que le cœur ne soit pas dénoyé), la forte concentration en bore permet de maitriser sa criticité. C'est ainsi que je comprend la phrase relative à TMI. le circuit de refroidissement (circuit primaire) jouant également le rôle de modérateur, son maintien en eau (phase liquide) et en circulation est l'objectif des circuits de sauvegarde.

Je ne comprends toujours pas. Une fois le corium formé, le bore contenu dans l'eau n'a plus aucune importance, non?
Ou alors le bore a été incorporé dans le corium lors de sa formation : il était en phase liquide, dans l'eau, l'eau s'est évaporée, le bore s'est déposé sur les assemblages avant leur fusion et a été de ce fait incorporé au corium lors de sa formation?
Pourquoi KLOUG dit-il que l'eau intervient dans la criticité?


Dernier point pour préciser la façon dont je m'exprime (et qui a induit une confusion) :
je suis un scientifique, mais pas un physicien nucléaire, dans ce domaine mes notions sont celles peut-être d'une première année de DEUG des années 90.
En tant que scientifique je cherche toujours à comprendre de la façon la plus claire possible le phénomène qui m'intéresse, certaines de mes questions sont donc certainement a-priori dépourvues de sens ou peuvent donner l'impression d'être "trop" précises : ceci s'explique uniquement par ma façon d'aborder le problème, nullement par une volonté de nuire à qui que se soit.

Merci de votre patience, bon WE et à bientôt.

Bonjour
Prenons du plutonium 239 par exemple qui est une matière fissile.
Le phénomène de criticité peut être plus rapide si on met la matière en solution liquide par exemple.
Il faudra moins de masse pour provoquer une réaction en chaîne.
En fait l'eau se comporte d'une part comme un modérateur pour les neutrons rapides (il y a donc un ralentissement). Devenant thermiques (0,025 eV) ils peuvent à leur tour créer des fissions. Mais l'eau est aussi un excellent réflecteur de neutrons. Ce qui veut dire qu'un neutron qui part vers l'extérieur pour revenir vers la matière fissile !
On fait donc très attention dans les stockages de matières fissiles à être d'une part très en-dessous des masses critiques et d'autre part d'éviter d'avoir des matériaux hydrogénés servant de réflecteurs (de l'eau par exemple) .
Je parle bien ici de matières fissiles et pas de combustibles nucléaires où les matières fissiles sont diluées avec d'autres éléments.
Vous avez probalement entendu parler de l'incident de l'an dernier aux ateliers plutonium à Cadarache. On a retrouvé plus de matières (Pu) que ce qui avait été déclaré, mais très en-dessous des masses critiques. C'est dans ce genre d'installation où l'on fait très attention à l'eau.
Vous pouvez également regarder ce qui s'est passsé en septembre 1999 à Tokai-Mura au Japon (accident de criticité).
A bientôt
KLOUG

Pourquoi parlez vous toujours de bore ? Il n'y a aucun rapport entre la masse en fusion ou fondue, même après refroidissement et l'eau boriquée (acide borique).

Jansson-Guilcher a écrit:

Pourquoi parlez vous toujours de bore ? Il n'y a aucun rapport entre la masse en fusion ou fondue, même après refroidissement et l'eau boriquée (acide borique).

le bore et les autres éléments contenus dans les grappes de commandes se retrouve fondu avec la masse de combustible

Casing a écrit:

Jansson-Guilcher a écrit:

Pourquoi parlez vous toujours de bore ? Il n'y a aucun rapport entre la masse en fusion ou fondue, même après refroidissement et l'eau boriquée (acide borique).

le bore et les autres éléments contenus dans les grappes de commandes se retrouve fondu avec la masse de combustible

???? mais de quel bore parlez vous
Il n'y a jamais eu de bore dans les barres de contrôle. A Fukushima, il n'y a que des REP et on est plus dans les années 60. Ces réacteurs ont quand même fait l'objet de mises en conformité, de modernisations. Ce sont des barres Ag-In-Cd, bien évidemment !
Les barres sont à 81% de 47Ag, 14 % 49In et 5% de 48Cd.

Même dans les REB, ça fait bien longtemps que l'on n'intègre plus de bore dans les barres de contrôle. Les barres sont d'ailleurs maintenant communes REB/REP. De toute façon, même quand on utilisait du bore dans les barres, c'était dans des proportions très réduites (0,5...1%), pas de quoi éteindre 50 tonnes de matière fissile emballée !
Dernier point, en aucune façon, les éléments composants les barres, lorsqu'ils sont fondus et (peut être) intégrés dans le corium ne participent à un éventuel "contrôle" de la criticité. Ces éléments ont tous une densité bien inférieure à celle de l'Uranium (entre 7 et 9), de surcroît qui diminue à l'état liquide (par exemple la M.V de l'Ag de 9,4, tombe à 9 à 1200 ° ....de mémoire, chiffres exacts à vérifier).
Ils ont tous également un point de vaporisation (ou d'ébullition) bien plus bas que la température d'un corium (toujours de mémoire : +- 2100° pour l'Ag et le l'In et 750° pour le Cd)
Ces éléments légers se retrouvent en périphérie supérieure de la masse en fusion sous forme d'un plasma (une espèce de "bouillon gazeux élémentaire" de tous les éléments les plus légers). Le "coeur", décentré vers le bas est composé des éléments les plus lourds comme le PU, l'U, les oxydes d'U, PU...
D'autre part, une partie des éléments les plus légers parmi les légers ou ceux qui se vaporisent à basse température (comme le Cd), partent dans l'atmosphère sous forme de gaz.

Les barres Ag-In-Cd sont également en passe d'être obsolètes. Elles ont connu une seconde jeunesse pendant une dizaine d'année avec des apports minimes d'hafnium ou de gadolinium mais ce sont des améliorations qui ne changent pas grand chose en définitive.
Pour justement éviter les "inconvénients" ci-dessus, les russes ont développé de nouveaux matériaux, (notamment le titanate de dysprosium dont la métallurgie est actuellement la plus avancée) qui ont pour principale propriété de ne pas réagir avec les autres matériaux de leur environnement. Ces matériaux ont donc, en cas de fusion, tendance à ne pas se mélanger sous forme plasmatique aux autres matériaux. Ils ont d'autres propriétés très intéressantes comme un point de fusion tet de vaporisation très élevés.

Jansson-Guilcher a écrit:

A Fukushima, il n'y a que des REP et on est plus dans les années 60. Ces réacteurs ont quand même fait l'objet de mises en conformité, de modernisations.

Bonjour
Je ne comprends plus rien. Des REP à Fukushima ? Sauf erreur de ma part, tout le monde parle de REB, ou BWR, depuis le début pourtant.
Vous parlez de modernisation : sous-entendez-vous que l'on peut passer d'un REB à un REP ? Je ne suis pas spécialiste, mais là, ça ne me semble pas vraiment possible...

Excusez moi....j'ai écris l'inverse de ce que je voulais dire ... que des REB, bien sûr !
Pour le reste, après relecture...tout est bon

Dans les REP, au début, on a effectivement employé des barres intégrant du bore à hauteur de 2% maxi (% à vérifier, je crois que c'était plutôt moins de 2%) mais depuis fin des années 70; début 80, ça a été abandonné.
Par contre, dans les REB, de telles barres n'ont jamais été utilisées pour les mêmes raisons techniques qu'on ne peut utiliser d'acide borique dans l'eau du modérateur dans ce type de réacteur.

Excusez moi encore de vous avoir "mis le doute" !

Jansson-Guilcher a écrit:

...........
Dans les REP, au début, on a effectivement employé des barres intégrant du bore à hauteur de 2% maxi (% à vérifier, je crois que c'était plutôt moins de 2%) mais depuis fin des années 70; début 80, ça a été abandonné...............

On en fabrique pourtant toujours avec du B4C pour EDF et d'autres clients (mais pas pour les REB )

http://www.areva.com/FR/activites-919/l-activite-fbfc-pierrelatte-composants-pour-assemblages-combustibles.html

Si on en fabrique encore, c'est qu'il y a sans doute encore quelques REP anciens qui ont besoin de barres de carbure de bore, notamment dans les grappes noires ,mais ce n'est plus la norme et ça doit être loin d'être une majorité.
Peut être Fessenheim ou Bugey 2 ...je ne sais pas ! EDF a aussi en exploitation des vieux REP en Angleterre ...
Aux USA, il est certain que ce type de barres doivt encore être utilisé dans certains réacteurs puisque certains datent des années 70 mais là encore, ça doit être minoritairement maintenant.
Ce n'est pas mon domaine ce genre de chose. Il faudrait voir avec quelqu'un qui travaille dans l'exploitation.

Quoi qu'il en soit, à Fukushima, ça ne peut pas être le cas ...

Jansson-Guilcher a écrit:

Excusez moi encore de vous avoir "mis le doute" !

Pas de problème JG ! L'erreur est humaine, on en fait tous, et un forum n'est pas une publication ;-)
L'important c'est qu'on tombe d'accord au final. Et merci de nous éclairer sur pas mal de domaines que je ne maîtrise pas !

Bonjour,

Toujours des questions en suspend :

a) température :
le corium inactif se refroidit car la seule chaleur produite en son sein provient de l'activité des PF, au contraire dans un corium actif il y a l'énergie issue de l'activité des PF et surtout celle provenant de la réaction de fission.
Même si ça peut sembler totalement évident pour celui qui est de la partie, est-ce exact?

b) comportement vis à vis de l'acier de la cuve :
je reste sur une question : les émissions de rayons ionisants ont-elles un effet sur la perforation de la cuve, ou bien est-ce complètement négligeable face à la puissance thermique de ce corium?

c) influence de la présence d'eau en cuve sur activité ou inactivité du corium :
bon là ça s'éclaircit un peu :
- un point certain : les éléments fissiles (Pu, U, Oxydes de Pu...) se retrouvent seuls dans le bas, le reste surnage ou se vaporise ;
- mais alors qu'est-ce qui fait qu'un corium devient actif ou non? J'exclue le cas de Tchernobyl où JG a bien expliqué que l'absence de criticité du corium était lié à l'apport massif de "5000 tonnes de bore/borax/sables/argiles....pendant une dizaine de jours pour éteindre 50 tonnes dont 400 kgs de PU", et à la grande quantité de débris.
- pourquoi le refroidissement à TMI a-t-il empêché le corium de devenir actif?
- et inversement pourquoi le corium de Fukushima est-il devenu actif?
En bref, qu'est-ce qui fait qu'un corium devient actif ou non?

Rôle de l'eau dans la criticité : merci à Kloug, son explication est claire, après je ne sais absolument pas si ça peut intervenir dans le cas du corium compte tenu du fait qu'il n'y aucune possibilité de mélange eau/corium (!!).

D'avance merci pour vos explications, surtout au sujet de l'activité/inactivité du corium.