Le "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)

Citation :

le niveau de radiations au réacteur n°1 de Fukushima est de 204 sv/H

oui, c'est énorme, mais au vu de l'accident et à l'endroit de la mesure, c'est pas surprenant. On est très proche de la cuve à cet endroit...

Bienvenue Aimelle, si tu nous rejoins depuis hier. Pour ce qui concerne les évènements sur le réacteur n°1, je t'invite à regarder le fil d'info fleuve dans ce même forum spécial Japon,

klax

toujours les mêmes !

je vous conseille le suivi de ce forum également : http://www.physicsforums.com/showthread.php?t=480200&page=514

il apparaît :
1 - que de telles hausses étaient déjà enregistrées régulièrement en avril...
2 - que Tepco indiquerait sur ces tableaux que ces mesures seraient défectueuses (en tout cas incohérentes avec les autres capteurs)
http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/f1/images/11052506_level_pr_data_1u-e.pdf
3 - que s'il ne s'agit pas de matériels défectueux, on revient sur l'hypothèse donnée par Triffouillax dans le topic "informations"

En 1957, lors de l'accident de Windscale au Royaume-uni, les scientifiques et ingénieurs de l'usine (Windscale était un site militaire de production de Plutonium pour les armes atomiques) ne comprenant rien à ce qui se passait dans le réacteur, Arthur Wilson et d'autres responsables du site décidèrent de se faire une idée "de visu" du problème en ouvrant une trappe de mesure donnant directement sur le cœur du réacteur.

Arthur s'écria peu après : "J'ai trouvé le problème !" en examinant à l’œil nu plusieurs barres de combustible rougies et en feu avant de rectifier sa déclaration : "J'ai trouvé mais nous avons un sacré problème sur les bras..."

Arthur Wilson était employé sur le site de Windscale/Sellafield depuis 1951 et commençait déjà à souffrir de maux bizarres dans les jambes, il fut reconnu invalide en 1961 et toucha ensuite une pension d'invalidité de 400 Livres par an, les médecins déclarant que son état était probablement du aux doses de radiation accumulées mais qu'il ne pouvait obtenir plus, ne souffrant pas d'un cancer...

M. Wilson était très conscient des dangers encourus lors de cet acte "héroïque", il fut l'un des premiers "liquidateurs" nucléaires mais déclara peu après cet incident qu'il pensait qu'il avait été nettement moins exposé que la dizaine de travailleurs qui tenta, suite à sa découverte, de décharger manuellement les barres de combustible enflammées à l'aide de longues perches qui ressortaient de l'enfer rougies à blanc sans que les barres d'uranium n'aient bougé d'un pouce...

La proportion du combustible fondu lors de l'accident de Windscale est estimée à environ 10% du chargement total soit 150 "canaux" (les barres étaient horizontales) sur 1500 et aurait rejeté 740 TBq d'Iode 131 dans la belle campagne du Cumbry. Il a été classé au niveau 5 de l'échelle INES.

Le récit des liquidateurs de Windscale (Anglais) :

http://www.no2nuclearpower.org.uk/articles/windscale_fire.pdf

Tepco a publié le 26 mai son estimation de désintégration radioactive suite au SCRAM du 11/3 :

http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/images/handouts_110526_01-e.pdf

En comparant avec le graphe publié par l'UCS un peu plus haut, on passe d'une puissance initiale de 50MW par jour et par kilo de combustible en cas de fusion à 10 MW initiaux devenant donc 1 MW après 6 mois dans les calculs de Tepco. Ce dernier tableau est manifestement obsolète dès sa publication car il ne tient pas compte de la puissance dégagée par la fusion du cœur alors que l'opérateur à lui-même admis récemment que cet événement s'était bien produit peu après le SCRAM (arrêt d'urgence).

Quelques questions sur le processus de fission et le corium :

- Les barres de contrôle / barres d'urgence même si elles sont fondues avec le combustible au sein du corium pourraient dans certaines conditions continuer à "modérer" les neutrons ? Autrement dit, le bore / cadmium survit-il au point de fusion de l'assemblage ?

- En ce qui concerne la géométrie de la criticité, le calcul approximatif est relativement simple en cas de cuve "idéale" c'est-à-dire : Si aucun neutron émis ne peut s'échapper (cuve RPV intacte), ils finiront toujours par revenir tôt ou tard sur le combustible, mais avec un retard qui ralentira d'autant la réaction en chaîne (effet "modérateur"). Si la cuve est endommagée il faut tenir compte des "pertes neutroniques" ce qui ralentirait d'autant la criticité ?

- La demi-vie d'un neutron isolé est d'environ 15 minutes donc après ce délai, la moitié des neutrons émis se seront désintégrés (Béta ?) ?

- Quand un neutron émis par un atome d'U235 revient après son "petit tour" percuter un atome d'U238, ce dernier se décale en un atome d'U239 qui devient à son tour N239 puis Pu239 ; C'est essentiellement cette chaîne de décalage qui produit l'énergie et la chaleur récupérée ensuite par le réacteur ?

- Est-il correct de penser que quand, dans une unité de temps donnée, plus de la moitié des neutrons "ralentis" reviennent sur le combustible alors la réaction en chaîne est critique alors qu'elle ne l'est pas dans toute autre condition ?

- L'eau de mer peut-elle jouer le rôle de modérateur ? Dans l'affirmative, est-elle plus ou moins efficace que l'eau douce toujours dans cette optique de modération neutronique ?

Merci pour tout retour d'information !

Sur le document GE ci-dessous, on distingue bien la géométrie d'un cœur de BWR : La cuve (RPV) est située bien au-dessus de l"'ampoule" (D/W) dont une partie (Embedded Shell) est intégrée dans la base en béton du réacteur (Concrete basemat). Le corium doit donc attaquer en partie le béton avant de transpercer la cuve du DryWell ; Il retrouvera ensuite la suite de l'embase en béton puis le radier.



A noter que certains projets de Gen3 qu'ils soient de conception française (EPR), Russe (VVER), Franco-Allemand (KERENA) ou Franco-Japonais (ATMEA) ajoutent un cendrier (core-catcher) sous la cuve pour récupérer tout ou partie d'une éventuelle fusion du cœur :

http://en.wikipedia.org/wiki/Core_Catcher#cite_note-5 (Anglais)

On notera que le seul site de production opérationnel à ce jour intégrant de série cette sécurité ultime - dans le sens où elle prouve la faillite de tous les autres sécurités - se trouve sur le site de TianWan en chine ; Les deux réacteurs VVER ont été achevés en 2005 et 2007 par le Russe Atomstroyexport :

http://en.wikipedia.org/wiki/Tianwan_Nuclear_Power_Plant (Anglais)

trifouillax a écrit:

Sur le document GE ci-dessous, on distingue bien la géométrie d'un cœur de BWR : La cuve (RPV) est située bien au-dessus de l"'ampoule" (D/W) dont une partie (Embedded Shell) est intégrée dans la base en béton du réacteur (Concrete basemat). Le corium doit donc attaquer en partie le béton avant de transpercer la cuve du DryWell ; Il retrouvera ensuite la suite de l'embase en béton puis le radier.



A noter que certains projets de Gen3 qu'ils soient de conception française (EPR), Russe (VVER), Franco-Allemand (KERENA) ou Franco-Japonais (ATMEA) ajoutent un cendrier (core-catcher) sous la cuve pour récupérer tout ou partie d'une éventuelle fusion du cœur :

http://en.wikipedia.org/wiki/Core_Catcher#cite_note-5 (Anglais)

On notera que le seul site de production opérationnel à ce jour intégrant de série cette sécurité ultime - dans le sens où elle prouve la faillite de tous les autres sécurités - se trouve sur le site de TianWan en chine ; Les deux réacteurs VVER ont été achevés en 2005 et 2007 par le Russe Atomstroyexport :

http://en.wikipedia.org/wiki/Tianwan_Nuclear_Power_Plant (Anglais)

Sur les mark 1 fabriqués au Japon, il y a une différence avec le schéma original.
Une cavité a été ajoutée (ou creusée, je ne sais pas comment dire) sous le réacteur. En fait, le sous-bassement (Basemat) n'est pas plein. Pour limiter les répercussions sismiques, les japonais ont "allégé" la dalle pour constituer un corps creux, sensé être plus résistant aux séismes qu'une dalle pleine.
C'est de cette cavité dont je parle dans mon autre post qui doit être intercommunicante entre les 4 réacteurs par des tunnels de dépressurisation.

Un autre point important :
Le béton de l'embasement (le bouclier 1/2 lune, noté "concrete embedment" sur le schéma) est réalisé dans un béton spécial qui possède une meilleure résistance aux hautes températures et plus dense qu'un béton ordinaire.
Il n'est pas susceptible de retenir un corium éternellement mais sensé ralentir sa progression.
C'est cette partie que je crois percée sur les réacteurs 1 et 3.

Ensuite, les bétons constituant les soubassements et la dalle, sont des bétons ordinaires pour lesquels les modélisations prédisent la fonte à environ 1m/jour en moyenne.

Bonjour à tous.
Question d'un naïf : n'existe-t-il pas des moyens techniques simples (sondages soniques ou ultrasoniques par ex.) qui permettraient de s'assurer du non percement des radiers par le(s) coriums ?

Bonjour,

en fonctionnement normal, la cuve est inspectée régulièrement pour vérifier l’absence de fissures liées surtout à des ocntraintes mécaniques.
Par contre aucune idée sur les méthodes d'analyse lors d'un accident. Le débit de dose gène en plus considérablement l'électronique des appareils...

Il existe de tels moyens mais peut être pas au Japon.

Les militaires de certains pays disposent de Pods très sophistiqués capables de différencier les origines radioactives et les chiffrer
un peu de de ce style mais en beaucoup plus précis et sensible :
http://www.lepoint.fr/societe/un-zeppelin-teste-la-radioactivite-de-paris-14-03-2011-1306177_23.php

Surtout, ils disposent de satellites spectrographiques et spectroscopiques haute résolution capables de décomposer les rayonnements, de mesurer les flux dans toutes les bandes spectrales, y compris ionisées, les raies spectrales moléculaires, ondes THF etc...
Ces satellites recoupent tous les relevés pour établir des cartes en fausses-couleurs très précises dans toutes les bandes énergétiques, rayonnements, éléments,...

On sait forcément ce qu'il se passe là dessous et avec beaucoup de précisions et de certitudes.

A mon avis (ce n'est que mon avis), le problème du Japon est que le nucléaire civil est trop civil (ou n'est QUE civil, en tout cas officiellement)
Un accident dans un pays comme les USA, la France, la Russie ou le Royaume-uni aurait impliqué immédiatement tous les moyens militaires et sans doute même maintenant, une collaboration de ces pays.
Il est certain que l'accident aurait été géré différemment car en temps réel grâce à des informations précises et en continu et des moyens, à tous les niveaux, sans commune mesure avec ceux d'une entreprise privée et avec les intérêts d'une entreprise privée !

Tout dépend en fait de la situation Géostratégique : Lors de l'accident de Kyshtym (1957, niveau 6), malgré une grave contamination des nappes phréatiques, les Russes n'avaient pas vraiment sollicité l'aide d'autres puissances atomiques !

Idem pour l'accident de Windscale / Sellafield (1957, niveau 5) qui a été étouffé par le premier ministre Anglais de l'époque malgré de graves implications sur la santé des populations locales.

Autre fait peu connu : Le Japon travaillait sur la bombe en 1945 (projets Ni-Go et F-Go) mais avait un peu de retard sur les autres "puissances" ce qui n'a pas empêché Américains et Russes, alliés de principe, de s'affronter en coulisse pour récupérer les précieux travaux Japonais. Idem pour l'origine du projet Manhattan aux USA : Récupération des travaux et savants Allemands. Pour s'approprier ces "précieux", les "alliés" auraient probablement été très, très loin... Bien au-delà d'Hiroshima / Nagazaki et de Berlin s'il le fallait !

Bien sûr la guerre qu'elle soit froide ou chaude est terminée depuis un moment mais rien ne dit que de nouvelles alliances ou désalliances géostratégiques ne se forment pas dans le futur, cette situation nouvelle impliquant obligatoirement de nouveaux cloisonnements de savoir. L'implication des militaires peut donc être la meilleure ou la pire des choses dans le cadre de la coopération scientifique : Diminuez durablement le niveau de "paix" DEFCON ou redéfinissez les territoires et alliances de l'OTAN par exemple et vous verrez immédiatement en réaction des passerelles scientifiques se verrouiller et un nouveau rideau de fer de la recherche et de la coopération civile se former. L'homme est ainsi fait : Il ne coopère avec son semblable que dans des conditions bien précises qui sont somme toute assez peu souvent réunies.

Enfin, s'il se produisait demain un accident dans une "centrale" Nord-Coréenne ou même Chinoise, je voudrais bien voir des experts de l'AIEA enquêter sur le site...

Merci à tous les trois pour ces précieuses informations. Les questions qui en découlent sortant du cadre de sujet "corium", je les poserai sur le sujet "relations entre l'Etat et TEPCO". Je m'en voudrais de donner du travail inutile à notre "Monsieur Loyal"

Bonsoir les amis,

Je réponds ici à la question de JG sur le phénomène de solidification provisoire de la croûte du corium ; Comme je le signalais la documentation est assez restreinte, les accidents de TMI et de Tchernobyl ne présentaient pas la même configuration ; Idem pour les simulations informatiques ou expériences réelles sur des masses restreintes ; Je crois qu'on peut affirmer que l'accident de Fukushima est une première en ce qui concerne les masses de corium mises en jeu, le degré de fusion de ces dernières et l'environnement confiné dans un premier temps puis probablement déconfiné dans un second cycle.

Dans l'étude "SAMEL" faite par Carenini et al. (CEA, 2007) :

Quote

"II. THERMAL MODELLING OF CRUSTS
II.A. Corium solidification

When hot corium is poured over cold concrete, the thermal shock leads to the formation of a crust at the interface, which will grow up and eventually remelt, due to the heat transferred from the corium pool which is subject to radioactive decay heat."

II.B. Corium crust remelting

As a consequence of decay heat, the heating of the crust continues. Once the maximum crust thickness is reached, it will begin to remelt.

Unquote

Il me semble que rien n'interdit de penser que ce phénomène de formation de croûte qui refond ne puisse se produire plus d'une fois ?

Je suis en train de consulter la fameuse Etude ICB / Artemis du même CEA pour essayer d'y trouver des infos dans ce domaine. A suivre...

Bon l'étude ICB / Artemis bof bof...

Corium simulé, béton simulé, température limitée à 1000° C, masses limitées (cuve d'essai de 30 cm !), comment peut-on comparer ça à une centaine de tonnes de "vrai" corium portées initialement à un température bien plus élevée, auquel on ajoute des éléments divers (barres de cadmium / bore, assemblages divers, eau, chlorures...)

Cette étude a certainement eue son utilité à un moment donné mais on tirera sûrement beaucoup plus d'informations de l'accident de Fukushima !

Bien sûr, mais ce n'est pas le même problème. On est pas sur la même longueur d'onde.

Des thèses et des essais sur le corium, vous en trouverez des dizaines : Celle-ci par exemple :
http://tel.archives-ouvertes.fr/docs/00/34/36/71/PDF/These-C-Journeau.pdf
En France, nous avons un des grands spécialistes mondiaux en la matière en la personne de Michel Cranga du laboratoire d'étude du corium et du transfert des radio éléments (et son équipe)
Avec la Russie, nous sommes également parmi les plus avancés dans les expérimentations notamment dans l’élaboration des dispositifs de récupération utilisant les matériaux prototypiques...
J'ai moi même travaillé un peu, dans le cadre du projet Vulcano et MCCI (plus exactement sur la rhéologie du corium puis les propriétés physico-chimiques des laves résultantes) et actuellement sur le cycle de température jour/nuit du corium de Tchernobyl et ses réactions à l'environnement : eau, contraintes résiduelles, météo...

De expérimentations existent. Elles mettent régulièrement en jeu des masses de 150/200 kgs portées à 3000°.
La plupart des paramètres (T°, densité...) sont proches de la réalité. La masse peut sembler ne pas l'être mais en pratique, on ramène la surface à la masse, on revient donc sensiblement dans les ordres de grandeur de la "pointe de feu", ce qui importe surtout en définitive.

Tout ça, on connait et on sait faire.

Mais aucune étude complète ni bien sûr expérimentation, n'intègre le paramètre essentiel qu'est le matériau fissile !
On peut et on sait reproduire; modéliser et extrapoler un corium mais toujours et rien qu'un corium statique, c'est à dire celui qui existe (ou sensé exister) dans le cadre de la fusion d'un coeur, dans les quelques heures après la perte du refroidissement.
On parle souvent des 10 heures fatidiques mais suivant les réacteurs, les "modalités" de la perte du refroidissement (totale, rapide, pressions, environnement...)... c'est un ordre de grandeur entre 4 et 15 heures.

Ensuite, c'est une toute autre histoire. Quand le corium est critique ou même (encore) localement critique, on est dans le cadre d'une réaction nucléaire entretenue par le corium lui même (ses propriétés physico-chimiques, ses paramètres physiques et ceux de son environnement etc...)
Tout est alors possible et donc rien n'est modélisable. Les paramètres dont dépend l'état présent et à venir du corium sont exclusifs, d'autant que dans la plupart des cas, le corium agit sur son environnement.
On possède bien quelques généralités et quelques extrapolations émises à partir des études statiques et des cas vécus (Tchernobyl notamment) mais ce sont à peine des ordres d'idées.
Tout ce que l'on sait vraiment c'est que l'on a pas grand pouvoir, que pas grand chose n'est capable d'éteindre une telle masse et que rien n'est jamais figé en la matière.

Pour mémoire, à Tchernobyl, il avait fallut près d'une semaine de largages directement sur la masse (40 tonnes environ d'U et 100 kgs de PU) de plus de 5000 tonnes de produits borés et de sables pour enfin parvenir à faire tomber les émissions neutroniques et arrêter la réaction.
A Tchernobyl, les techniciens avaient eu "la chance" (et la malchance) que la densité du corium était relativement "faible" et très "impur" parce qu'il intégrait une certaine quantité de graphite.
D'autre part, l'arrêt de la réaction avait été acquis suffisamment tôt (avant qu'il n'intègre le béton ou le sol), ce qui avait permis un étalement du corium et donc augmenté le nombre de neutrons qui s'échappaient.
Enfin, les techniciens russes avaient bien "joué" (avec un peu de chance quand même) en réussissant à faire glisser une partie du corium entrain de se refroidir, par une ancienne tubulure, la mythique "vanne Parosbrosnoy" (toujours surveillée aujourd'hui et considérée comme "le sauveur" de Tchernobyl par les ingénieurs )
En divisant le corium, ils ont ainsi pu contribuer à le déformer et donc à réduire ses "capacités réactives".

Les 3 principales grandeurs physiques qui participent à l'entretien de la réaction sont la densité, la forme et la pureté de la masse.
Le pire des cas, après le sortie de la cuve, serait donc un corium "ancien" resté longtemps dans la cuve ou dans l'enceinte (car il aurait alors évacué sous forme plasmatique la majorité des impuretés), qui s’engouffrerait ou s'enfermerait dans le béton ou le sol, ce qui non seulement offrirait la meilleure forme possible (pas d'étalement), augmenterait le nombre de neutrons récupérés (moins de neutrons pourraient s'échapper) mais en plus, la masse deviendrait, de facto, inaccessible (plus de largage possible de borax, par exemple...).

Contrairement à ce que l'on peut croire de prime abord, il faudrait alors mieux un environnement peu caloporteur pour profiter du coefficient de T° négatif (car si l'environnement tend à refroidir le corium, sa criticité tendrait à augmenter).

Vu sur le site de l'IRSN : un "Extraits de la vidéo d’un essai réalisé dans le dispositif VULCANO en juin 2009"

ou l'on voit un mélange d'oxydes d'uranium et de zirconium en fusion, versés dans un creuset de béton, et chauffé par induction HF pendant 2 heures.
Il se produit une sorte de cycle "éruption" / "renouvellement"

vidéo visible ici : http://www.irsn.fr/FR/popup/Pages/Experience_Vulcano.aspx

Le petit texte qui va avec

Citation :

Le mélange utilisé dans cet essai réalisé par le CEA en partenariat avec l’IRSN est représentatif de celui qui serait généré par la fusion d’un cœur de réacteur nucléaire. Il est constitué d’oxydes d’uranium et de zirconium, caractéristiques des matériaux réels d’un cœur de réacteur, et d’oxydes de béton. L’essai a consisté à verser ce corium à plus de 2000°C dans un creuset de béton (simulant le puits sous la cuve), où des instruments de mesure ont été installés pour étudier la cinétique d’ablation du béton au contact du corium.

Durant les premières dizaines de secondes de cette vidéo, le corium est déversé dans dans le creuset de béton, où il est chauffé par induction haute fréquence.

Dès lors, le bain de corium est agité par le gaz carbonique et la vapeur d’eau dégagés lors de l’ablation du béton des parois du creuset. A sa surface, une croûte se forme rapidement et s’épaissit au fil du temps, mais reste mince car le bain est maintenu liquide par le chauffage pendant environ 2 heures. Les « éruptions » que l’on voit dans cet extrait de la video sont dues à l’entraînement de corium par les gaz issus de l’ablation du béton.

Cet essai a permis de suivre l’ablation du béton en temps réel, sa cinétique et sa répartition le long des parois latérales et au fond du creuset, à l’aide d’un réseau de thermocouples implanté dans les parois du bloc de béton, de même que l’évolution de la température du bain du corium au cours de l’essai. Les données ainsi obtenues ont contribué à la validation des modèles physico-chimiques et des modèles de transfert de chaleur utilisés dans le logiciel Astec qui permet de simuler l’ensemble d’un accident de fusion du coeur dans un réacteur à eau légère.

Oui, c'est une des expérimentations qui est refaite régulièrement mais, comme je le précisais, il s'agit d'un corium statique.
A l'exception des paramètres physiques (T°, densité ....), qui sont propres et proches de ceux d'un corium, on reste dans le cas d'un magma type "volcan" (d'où le nom du projet), à savoir un magma a qui on a apporté de l'énergie et qui ne peut que la perdre ou au mieux la conserver tant qu'on lui apporte.
De plus, cette énergie, malgré l'induction qui est un apport énergétique plus "homogène" qu'un chauffage conventionnel, l'énergie reste apportée par l'extérieur (de la surface vers le centre et non pas le contraire)
On a aucune possibilité pour réaliser une expérience où le corium serait actif, produirait en interne, sa propre énergie et serait "livré à lui même" !

On a des modélisations purement théoriques sur un tel corium mais il ne s'agit que d'extrapolations mathématiques.
On a des raisons de penser qu'elles sont "ad-hoc" mais aucune confirmation pratique.
Ces modélisations montrent un brassage continu du corium (un effet "machine à laver"), qui tend à entraîner les éléments les plus lourds au centre de la masse (donc les éléments radioactifs comme l'U, le PU...) ou plutôt à faire remonter les éléments les plus légers.
Au fur et à mesure que les éléments lourds se groupent au centre (ou légèrement décalés vers le bas), la masse critique augmente et donc la réaction ainsi que la température.
Par effet de coeff T° négatif, la réaction tend à diminuer et donc la température.
Il s'établit un corium avec une espèce de noyau très actif qui "gonfle" et "se dégonfle" au rythme de ce cycle, la période dépendant de la masse, densité, forme, composition....
Dans aucune de ces modélisations, je n'ai vu la formation d'une solidification de la périphérie mais ....

Bonjour

La modélisation repose sur l'expérience. En voici une belle:

http://www.irsn.fr/FR/popup/Pages/Experience_Vulcano.aspx

Bonne journée

Jansson-Guilcher a écrit:

Il s'établit un corium avec une espèce de noyau très actif qui "gonfle" et "se dégonfle"

Je pense aussi au comportement du magma sous-marin. De l'eau, avant le percement de la cuve, il en restait au fond avant que les débris de coeur ne s'écroulent en fond de cuve aussi un effet oreiller pourrait s'être produit du moins tant que le corium était en cuve ; A la différence du magma de lave, la croûte externe pourrait ensuite céder sous la pression et la chaleur dégagés en son sein. Enfin tout ceci ne reste qu'une hypothèse et sera peut-être réduit en pièces par la confirmation de capteurs CAM défectueux. En attendant, cette histoire de corium qui "respire" serait presque poétique... dans d'autres circonstances

Bonjour

Questions d'ignorant:

- à Tchernobyl, c'est la division du magma qui a permis sa fixation plus rapide?
- a Fukushima, y a-t-il des éléments suffisants de division dans la construction des bâtiments? (le corium est-il divisé ou assemblé?)
- a t on une idée de sa fluidité?
- quels seraient les symtômes de l'interaction de cette chose avec les matériaux environnants et ont-ils été détectés et le sont-ils encore?

http://gallery.spaceman.ca/v/interests/chernobyl/r4.gif.html?g2_GALLERYSID=94ae9c9a453f50f4011db1276f2faa31

Cela fait peut-être beaucoup de questions ...

Bonjour,

Je soutiens, j'ai les mêmes questions! JG, Kloug et les autres, des idées? J'ai lu et relu les deux derniers posts de JG, les plus complets je pense, et je n'ai toujours pas compris si le corium est censé s'étaler comme une flaque dans les sous-sols, ou rester en boule, planer sur coussin de gaz ou descendre doucement façon tunnelier mais à la verticale, s'il va continuer à mijoter pendant 1 an ou 2 jusqu'à ce qu'il descende à des températures "raisonnables", ou si on risque une explosion à tout moment...

C'est d'autant plus troublant que les paramètres de la crise "Piscine 4" sont eux parfaitement compréhenisbles même par un amateur dans mon genre. mais là, je suis comme Trifouillax, ce silence épais me glace un peu. On en sait vraiment si peu sur le corium? Tout ce qu'on peut faire c'est croiser les doigts et attendre que ça passe?

P

Citation :

à Tchernobyl, c'est la division du magma qui a permis sa fixation plus rapide?

En partie, oui mais après que l'arrêt de la criticité ait pu être acquis et que la température soit tombée sous celle de fusion des matériaux (acier et béton, notamment) et parce que le corium à Tchernobyl contenait beaucoup d'impuretés.
Le fait de diviser la masse à réduit par autant les risques de reprise de criticité et a facilité le refroidissement.
A partir de là, il a fallut encore 4 mois environ pour amener la masse et son environnement à une température proche de la température ambiante pour pouvoir penser construire un confinement.
Cette période a été mise a profit pour étudier le sarcophage, construire les poutres....

Citation :

- a Fukushima, y a-t-il des éléments suffisants de division dans la construction des bâtiments? (le corium est-il divisé ou assemblé?)

A Fukushima les corium sont actifs !!
Il est bien entendu impossible de penser qu'un corium actif puisse se scinder !! De toute façon, ça ne changerait pas grand chose au problème.

Je ne comprends pas bien la troisième question et pas du tout la dernière.

La fluidité d'un corium ? Par rapport à quoi et en quoi cette donnée a t'elle une importance ?

Dans le cadre de la recherche sur les collecteurs de corium, on parle effectivement de "corium à grande fluidité" mais ce n'est pas entendu comme habituellement.
On entend par là, un corium très chaud dont la température périphérique est égale ou proche de sa température interne.
Il n'y a donc, dans ces circonstances, pas de différence de "fluidité" (homogénéité, température...) entre la périphérie et le coeur du corium.
Ca signifie qu'aucune possibilité de refroidissement '"durcissement" n'est, en l'état, envisageable ou attendu.

On entend aussi par "Corium à grande fluidité", un corium très pur (ou homogène) qui n'intègre pas ou très peu de débris.
En pratique, ça revient à un corium très chaud dont la T° est supérieure à celle de fusion des matériaux environnants.

Un corium à "grande fluidité" doit plutôt être entendu comme "corium actif". De toute façon, quand elle a perdu son potentiel énergétique (matériaux fissiles épuisés), la masse se refroidit naturellement comme n’importe quel magma (environ 4 mois à Tchernobyl pour arriver à la T° ambiante pour une masse de 40 tonnes)

vous avez du lire comme moi :

Okay, so take us through. Reactor number one, it was revealed I think about a week ago now that they finally came to the revelation that I think some of us had come to independently, that there had been something more than a partial meltdown, maybe even a complete meltdown. What is your assessment of reactor one and where is it right now?

Arnie Gundersen: When you see hydrogen explosions, that means that the outside of the fuel has exceeded 2,200 degrees and the inside is well over 3,500 degrees. The fuel gets brittle, it burns, and then it plops to the bottom of the nuclear reactor in a molten blob like lava. It was pretty clear to a lot of people, including apparently to the NRC, but they weren’t telling people back in March, that that had occurred in reactor one. There was essentially a blob of lava on the bottom of the nuclear reactor. So I have to separate this – a nuclear reactor - and that is inside of a containment. So there is still one more barrier here. But the problem is that the reactor had boiled dry and they were using fire pumps connected to the ocean to pump saltwater into the reactor. Now, if this thing were individual tubes, the water could get around the uranium and completely cool it. But when it's a blob at the bottom of the reactor, it can only get to the top surface and that would cause it to begin to meltdown. Now, on these boiling water reactors, there are about seventy holes in the bottom of the reactor where the control rods come in and I suspect that those holes were essentially the weak link that caused this molten mass. Now it's 5,000 degrees at the center, even though the outside may be touching water, the inside of this molten mass is 5,000 degrees. It melts through and lies on the bottom of the containment.

That’s where we are today. We have no reactor essentially, just a big pressure cooker. The molten uranium is on the bottom of the containment. It spreads out at that point, because the floor is flat. And I don’t think it's going to melt its way through the concrete floor. It may gradually over time; but the damage is already done because the containment has cracks in it and it's pretty clear that it is leaking. So you put water in the top. And the plan had never been to put water in the top and let it run out the bottom. That is not the preferred way of cooling a nuclear reactor in an accident. But you are putting water in the top and it's running out the bottom and it's going out through cracks in the containment, after touching directly uranium and plutonium and cesium and strontium and is carrying all those radioactive isotopes out as liquids and gases into the environment.

Chris Martenson: So this melting that happened, is this just a function of the decay heat at this point in time? We’re not speculating that there has been any sort of re-criticality or any other what we might call a nuclear reaction – this is just decay heat from the isotopes that are in there from prior nuclear activity – those are just decaying and giving off that heat. That’s sufficient to get to 5,000 degrees?

Arnie Gundersen: Yes, once the uranium melts into a blob at these low enrichments, four and five percent, it can’t make a new criticality. If criticality is occurring on the site - and there might be, because there is still iodine 131, which is a good indication - it is not coming from the Unit 1 core and it's not coming from the Unit 2 core, because those are both blobs at the bottom of the containment.

Chris Martenson: All right, so we have these blobs, they’ve somehow escaped the primary reactor pressure vessel, which is that big steel thing and now they are on the relatively flat floor of the containment – they concrete piece

Pierre a écrit:

Bonjour,

Je soutiens, j'ai les mêmes questions! JG, Kloug et les autres, des idées? J'ai lu et relu les deux derniers posts de JG, les plus complets je pense, et je n'ai toujours pas compris si le corium est censé s'étaler comme une flaque dans les sous-sols, ou rester en boule, planer sur coussin de gaz ou descendre doucement façon tunnelier mais à la verticale, s'il va continuer à mijoter pendant 1 an ou 2 jusqu'à ce qu'il descende à des températures "raisonnables", ou si on risque une explosion à tout moment...

C'est d'autant plus troublant que les paramètres de la crise "Piscine 4" sont eux parfaitement compréhenisbles même par un amateur dans mon genre. mais là, je suis comme Trifouillax, ce silence épais me glace un peu. On en sait vraiment si peu sur le corium? Tout ce qu'on peut faire c'est croiser les doigts et attendre que ça passe?

P

Un corium est une masse très chaude (2500...3000°) et très dense (de l'ordre de 20). En pratique et pour donne une image, il faut plutôt imaginer un corium livré à lui même, comme une "pointe de feu" ou une lance à plasma.
Il ne peut que partir à la verticale en raison de sa masse et sa densité sauf si le support est réfractaire, c'est à dire si sa température de fusion est supérieure à celle du corium. Dans ce cas, comme dans les collecteurs de corium (en céramiques réfractaires avec un point de fusion > 4000° ou en béton refroidit), il s'étale.
En tout cas, c'est ce que disent les modélisations car on a jamais vu de corium récupéré dans un tel système.
Pour info et juste pour donner une idée, les collecteurs (core catchers) en béton refroidi émettraient 10.000 m3 de vapeur à l'heure jusqu'à extinction de la masse fissile avec un coeur standard de 100 tonnes environ fondu à 70% (donc 70 tonnes).

En pratique, à Fukushima, il n'existe aucun support capable de retenir un corium ni de permettre un étalement. Tout ce qu'on a pu faire (volontairement ou pas), c'est en refroidissant l'environnement : la cuve et l'enceinte dans un premier (court) temps puis l'extérieur des salles et cavités, les sous-bassements... retenir la masse mais ce n'est que temporaire.
Tant que la masse sera active, le corium émettra de l'énergie et "bouffera" son environnement à sa verticale.

Bonjour
Le fait que le corium se divise minimiserai les risques de criticité certainement. Je suis en phase avec J-G.
Mais il y a visiblement de plus en plus d'informations (en off évidemment) qui disent que le phénomène de criticité est réel, qu'il y a des phénomènes sur des points (on pourrait dire des points de criticité locaux) et qu'il y a bien des émissions neutroniques.
Il y a même toujours ces mêmes informations off qui disent que les débit de dose dans ces cas là, à proximité des bâtiments sont bien plus élevés que ce qu'en disent les japonais.
D'accord aussi avec Pierre : il est totalement illusoire de penser qu'on récupérera le corium liquide et toujours actif. Cf Tchernobyl !

KLOUG