Le "corium"

Des photos aériennes infrarouges de la centrale de Fukushima Daiichi sont disponibles sur le site du ministère de la défense du Japon. On peut les télécharger à partir de ce lien :

http://www.mod.go.jp/j/approach/defense/saigai/tohokuoki/temp.html

Le site Gyldengrisgaard publie ces photos de manière comparative, présentant les réacteurs par colonne et par date. De ce fait, on peut suivre l’évolution des évènements thermiques du 20 mars au 26 avril 2011. Après : mystère et boule de gomme !

http://gyldengrisgaard.dk/fuk/thermal/thermal.html

Le premier meltdown américain
http://enformable.com/2011/08/first-unintended-nuclear-meltdown-idaho-falls-1655-experimental-breeder-reactor-1/

Si Pierre se demande où en sont les coriums, je m'interroge sur les éléments de réponse que pourraient apporter les clichés infrarouge des réacteur 2 et 3 récemment mis à disposition de la presse par TEPCO :

http://www.tepco.co.jp/en/nu/fukushima-np/images/handouts_111015_04-e.pdf

Questions que je me pose :
Les températures aux emplacements initiaux de ce qui furent des cuves de réacteur sont incroyablement basses, avec une différence notable en le 2 et le 3 : s'il reste, comme attendu, des parties un peu plus chaudes dans le 2 et plutôt à la périphérie de l'emplacement réacteur (cohérent avec un percement "central" de la cuve par le combustible en fusion avec des parties restées "accrochées" en périphérie), le centre de l'emplacement du réacteur 3 est une des parties les plus froides de tout le cliché selon la légende. Etant donné les nombreuses différences entre les deux réacteurs (type de combustible, explosion sensiblement plus forte de R3, quantités d'eau injectées entre autres), comment interpréter ce constat ?
- le corium du 3 était amputé de la partie de combustible qui aurait été "sortie" par l'explosion et du coup , rendu non critique par dispersion et donc candidat d'emblée à un refroidissement plus rapide ?
- le corium du 3 , bien plus chaud que celui du 2, aurait traversé les enceintes beaucoup plus tôt ce qui expliquerait qu'on ai des "restes" plus refroidis que dans le 2 ?

Mais je suis peut-être complètement à coté de la question : ces clichés ne montrent sans doute pas de différences de températures suffisamment sensibles pour en faire une information exploitable dans ce sens...

Kloug nous rappelle sur le fil informations que les températures de l'eau des réacteurs est encore très élevée... de toute évidence, elle l'est largement au dessus des températures des clichés dont l'échelle de couleur finit au plus blanc (couleur totalement absente des prises de vue) à 40°C ... peut-on en conclure que l'eau en question est chauffée (un peu) plus loin ?

C'est pas plutôt le 1 et le 3 ?

Et côté température, ce ne sont pas plutôt des fahrenheit , ça me paraît plus plausible d'après ce qu'avait dit Kloug ce WEnd à propos de la température des piscines:
-pour le 1, piscine à environ 75°C et les points chauds de l'ex réacteur à plus de 100°C
-pour le 3 , ex réacteur à environ 65°C

Sinon mêmes questions que Janus sur la différence de température entre les réacteurs

Free Wheelin' Nat a écrit:

Et côté température, ce ne sont pas plutôt des fahrenheit...

Bonjour,
Si température en Fahrenheit, alors température en °Celsius = [(°Fahrenheit - 32) x 10]/18. Cela ne va pas dans le sens d'une valeur plus élevée.

Merci pour la correction à propos des réacteurs qui sont bien les 1 et 3... Mes excuses à tous.

J'ai retrouvé des indications exprimées en °C en regard de leur version en japonnais sur de précédents clichés (du même type fournis par TEPCO) ... en fait je n'avais pas remarqué qu'il n'y avait pas d'unité identifiable sur les derniers clichés... Bravo ! J'aggrave mon cas...
Sur (l'inévitable ?) site de EX-SKF, il est indiqué que les valeurs sont exprimées en °C.

Hors topic : Et une faute de conjugaison : j'aurais du taper "...qu'on ait des "restes" plus refroidis ...".

janus38 a écrit:

Merci pour la correction à propos des réacteurs qui sont bien les 1 et 3... Mes excuses à tous.

J'ai retrouvé des indications exprimées en °C en regard de leur version en japonnais sur de précédents clichés (du même type fournis par TEPCO) ... en fait je n'avais pas remarqué qu'il n'y avait pas d'unité identifiable sur les derniers clichés... Bravo ! J'aggrave mon cas...
Sur (l'inévitable ?) site de EX-SKF, il est indiqué que les valeurs sont exprimées en °C.

Hors topic : Et une faute de conjugaison : j'aurais du taper "...qu'on ait des "restes" plus refroidis ...".

Ah ben autant pour moi , j'étais persuadée que les températures étaient bien plus élevées et ai raisonné à l'envers, pardon.. (ça m'apprendra à relire 7 fois le post avant de partir travailler... en retard, j'ai une excuse ). Merci pour la correction, Alain, avec toutes mes excuses pour cette bourde de premier ordre.

Ce n'est donc pas plus chaud que ça?
TEPCO aurait t-il réellement obtenu l'arrêt à froid des réacteurs? Au vu de ce que j'ai pu comprendre, rien n'est moins sûr, ou alors, c'est jouer sur les mots, un corium absent est plus facile à refroidir qu'un corium bien présent, bien actif et encore en surface.
Je suis peut-être mauvaise langue et surtout peu informée...

Il me semble me rappeler qu'un "arrêt à froid" du combustible, pour un réacteur chargé de combustible moxé comme l'était le 3, prend beaucoup plus de temps que ça dans des conditions normales de refroidissement non ?
Si c'est bien le cas, obtenir des températures aussi basses aussi vite pour un combustible dont la géométrie (et donc l'aptitude à être refroidi) n'a plus rien à voir avec ce qu'elle était dans les conditions normales... j'ai comme un gros doute là... Un vrai pro de la question pourrait confirmer ou infirmer ?

Bonjour
Pour moi nous ne sommes pas en arrêt à froid.
Ce n'est pas parce que la température à diminué.
KLOUG

Invité a écrit:

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.

Bonjour pour ma part après avoir envisagé plusieurs hypothèses Corium dans la cuve ou Corium hors de la cuve, les faisceaux de présomption qui se sont accumulés me laissent penser à un corium hors de la cuve.

Par contre je n'arrive pas à retrouver les déclarations de Tepco de l'AIEA de la NISA et du METI à ce sujet.
Je retrouve tout un tas de posts évoquant leur déclarations mais je n'arrive jamais à retrouver ces déclarations sur leur site officiel ou ailleurs.
Tepco ayant beaucoup évolué sur ce sujet j'aimerai mettre la main sur leurs déclarations à tous et pas seulement des reprises de leur déclaration.
Autre question par rapport à l'étude faite par la NISA et le METI sur la progression d'un corium on note de grande différence de temps avec certaines autres études pour quelles raisons ?
Est-ce pour laisser un doute sur le le lieu où se situe le Corium qui colle avec le temps mis pour arroser à nouveau les réacteurs et avoir un semblant de refroidissement ?
Les réacteurs sont bien restés environ 6 jours sans refroidissement si on exclu la tentative ratée par hélicoptère ?

Selon Tepco, le réacteur 1 n’a plus été refroidi durant 14 heures et 9 minutes, le 2 durant 6 heures et 29 minutes et le 3 durant 6 heures et 43 minutes.
source : http://ex-skf.blogspot.com/2011/05/asahi-shinbun-core-meltdown-in-reactors.html

Bonjour

A voir également sur le blog de Deedoff la réponse à la question :
"C'est quoi le corium ?"
http://radioprotection.eklablog.com/special-japon-a-quoi-sa-ressemble-le-corium-a19360928
KLOUG

C'est la que je ne comprends plus.
Le refroidissement prends fin au moment ou le Tsunami frappe le 11 mars le 12 mars explosion sur le réacteur 1 puis le 15 et le 16 pour les autres réacteurs.
La première tentative par hélicoptère est un échec le 17 mars et ce n'est que le 19 qu'une partie de la centrale retrouve de l'électricité.
Le 20 commence l'injection d'eau de mer et donc le début du refroidissement.
Ma question est donc comment a eu lieu le refroidissement entre le 11 mars et le 20 Mars ? puisque que Tepco ne reconnaît que quelques heures où celui-ci a fait défaut.
Je n'ai rien trouvé à ce sujet.
Le thermosiphon des Tores peut-il avait tenu tout ce temps et fonctionné même après les explosions ?

Bonsoir
Ce qui est surtout dit là c'est que pendant les temps donnés, il n'y a plus eu injection d'eau.
On peut dire que le combustible était bien denoyé sur une partie et que celle-ci a fondu.
Donc le refroidissement n'a pas vraiment eu lieu. L'eau chaude qui restait a permis qu'il n'y ait pas de fonte totale et a "refroidi" (s'il on peut utiliser ce terme) le restant du coeur.
C'est jouer sur les mots.
KLOUG

KLOUG a écrit:

Bonsoir
Ce qui est surtout dit là c'est que pendant les temps donnés, il n'y a plus eu injection d'eau.
On peut dire que le combustible était bien denoyé sur une partie et que celle-ci a fondu.
Donc le refroidissement n'a pas vraiment eu lieu. L'eau chaude qui restait a permis qu'il n'y ait pas de fonte totale et a "refroidi" (s'il on peut utiliser ce terme) le restant du coeur.
C'est jouer sur les mots.
KLOUG

Bonsoir Kloug

Quand tu dis les temps donnés, c'est les 15 heures reconnues par Tepco sur le N°1 par exemple ?
Si c'est le cas la question reste la même comment ont-ils injecté de l'eau entre le 11 et le 20 en dehors de ces 15 heures ?
Bon sur ma voiture quand la pompe à eau est en panne l'eau est toujours présente autour du moteur mais cela ne constitue pas un refroidissement pour lui car la chaleur ne peut quasiment pas se dissiper et là c'est le joint de culasse qui lâche ou une durite.
J'essaye de comprendre si l'explosion qui est survenue avec le dégazage d'hydrogène est due uniquement à l'hydrogène produit par la fonte des gaines de zirconium ou si celui-ci a été créé par le contact du corium sur le radier. mais cela necessite de connaître avec précision quand a eu lieu la perte de refroidissement et quand elle a été même partiellement rétablie.
C'est pour cela que je trouve que le tableau de pénétration du corium dans le radier de Tepco colle un peu trop aux temps annoncés par Tepco de perte du refroidissement et diffère ainsi des autres simulations faites par ailleurs et par d'autres.
Si l'on compare avec TMI qui n'avait pas perdu complètement le refroidissement et dont 40% du coeur à fondu en 3 heures environ, on peut supposer que cela est aller au moins aussi vite à Fukushima s'il n'y a pas eu de refroidissement, ensuite intervient le percement de la cuve et l'écoulement du corium sur le béton dans un délai qui colle avec celui de l'explosion d'hydrogène si l'on utilise les tableaux de certaines sources mais moins si on utilise celui de Tepco.

Bonsoir
C'est surtout pas de circulation de l'eau pendant le temps annoncé
Il y a pas des injections d'eau avec les bâches (des réservoirs si tu préfères) présents sur chaque tranche. Mais la capacité en est limitée.
La comparaison avec ta pompe à eau est assez juste. Et plus d'alimenattion électrique = plus de pompe = plus de circulation d'eau = montée en température = vaporisation d'une partie de cette eau.
L'explosion hydrogène est du essetiellement à l'interaction du zirconium.
On connait assez bien ce processus.

Au fait une question comme ça :as-tu lu le document de synthèse que nous avons rédigé ?
A voir en page d'accueil du site
http://www.rpcirkus.org/
KLOUG

Oui je l'ai lu même si cela m'a pris un temps fou de relire tous les posts et synthèse concernant cet accident.
Mais comme le post principal a été fermé sur le forum sur lequel je participais du fait du prince je n'avais pas le choix que de venir sur celui-ci et de prendre connaissance de sa façon de fonctionner et relire les différents sujets.
Pour en revenir au refroidissement Tepco a annoncé 6 heures sans refroidissement sur le réacteur 1 et ensuite à injecté de l'eau 30M3/h.
C'est là ou j'ai un doute.
Tepco n'avait plus ni electricité ni diesel ni batterie ni encore les hélicos et pas encore les motopompes des camions de pompiers.
Je n'ai toujours pas trouvé la réponse sur les différents sites comment ont-ils fait.
Je ne dis pas qu'ils ne l'ont pas fait mais j'aurais aimé connaître dans le détail la façons de procéder pour ce refroidissement.

Bonsoir
J'ai également relu tous les points de situation à ma disposition en début de crise. C'est intéressant de se replonger au départ car on voit que les informations prioritaires sont les explosions sur le site, le niveau de l'eau dans les réacteurs et les débits de dose.
J'ai quand même retrouvé un point de situation IRSN en date du 12 mars avec les paragraphes suivants :
Les informations obtenues par le centre de crise de l’IRSN permettent d’établir la situation suivante :
Les autorités japonaises ont confirmé que l’enceinte de confinement n’a pas été endommagée par l’explosion constatée. L’exploitant japonais TEPCO a par ailleurs confirmé un début de fusion du coeur. Les autorités japonaises ont ensuite annoncé que de l’eau de mer enrichie en bore était dorénavant injectée dans l’enceinte de confinement.
Cette injection d’eau vise à refroidir le coeur par l’extérieur de la cuve, ceci conformément aux préconisations en cas d’accident grave pour ce type de réacteur. En effet, si aucun moyen de refroidissement n’était rapidement retrouvé, le coeur fondu se transformerait en corium (mélange de combustible et de matériaux de structure fondu) qui s’écoulerait dans le fond de la cuve.
Par contre pas d'informations supplémentaires sur les moyens mis en oeuvre. N'étant pas à l'IRSN, ils ont peut-être eu des informations dont je ne dispose pas.
KLOUG

Bonjour.
J'ai retrouvé ce document malheureusement en anglais pour moi.
http://www.galcit.caltech.edu/~jeshep/fukushima/ShepherdFukushima9April2011.pdf
Page 45, 46 il me semble comprendre que dans un premier temps ils ont utilisé l'eau de la piscine pour inonder la drywell et tenter de refroidir la cuve par l'extérieur de celle-ci. lorsqu'il n'y a plus eu d'eau celle-ci ayant été vaporisée je n'ai pas encore trouvé comment ils ont procédé.
Si quelqu'un a une idée pour que je puisse traduire ce bon document en français ?

Bonjour
Excellent document indiqué par notre ami Deedoff dans le post "les informations".
Il faut voir que dans une centrale nucléaire, quelle qu'elle soit, il y a de multiples circuits hydrauliques allant dans différents points. C'est de la grosse plomberie.
Il devait être possible d'utiliser un de ces circuits.
Dans un post sur les REP il y a eu un dessin humoristique sur tous les circuits d'un REP. mias je ne sais plus où il est..
KLOUG

KLOUG a écrit:

Bonjour
Excellent document indiqué par notre ami Deedoff dans le post "les informations".
Il faut voir que dans une centrale nucléaire, quelle qu'elle soit, il y a de multiples circuits hydrauliques allant dans différents points. C'est de la grosse plomberie.
Il devait être possible d'utiliser un de ces circuits.
Dans un post sur les REP il y a eu un dessin humoristique sur tous les circuits d'un REP. mias je ne sais plus où il est..
KLOUG

Ce dessin, cela doit être celui-ci:

Très schématisé, cela représente les différentes tuyauteries et fonctions de sûreté d'un réacteur à eau pressurisée (REP).
Les intervenants en centrale EDF passent une semaine de formation dés qu'ils sont amenés à travailler sur des éléments/circuit/matériel impactant la sûreté. C'est ce que l'on appel la formation QSP (Qualité Sureté Prestataire).
Voir ici les types de formations obligatoire pour travailler dans le secteur nucléaire.

merci Deedoff pour le schéma. Un post lui est désormais dédié (on le cherchera plus désormais
klax

pif a écrit:

Selon Tepco, le réacteur 1 n’a plus été refroidi durant 14 heures et 9 minutes, le 2 durant 6 heures et 29 minutes et le 3 durant 6 heures et 43 minutes.
source : http://ex-skf.blogspot.com/2011/05/asahi-shinbun-core-meltdown-in-reactors.html

Bon après analyse de ce document

http://translate.googleusercontent.com/translate_c?hl=fr&prev=/search%3Fq%3Dphysic%2Bforum%26hl%3Dfr%26rlz%3D1T4SUNC_frFR392FR392%26prmd%3Dimvns&rurl=translate.google.fr&sl=en&u=http://spectrum.ieee.org/energy/nuclear/24-hours-at-fukushima/5&usg=ALkJrhiVwpboqlvrzPdT5bXcoIO65zToZA

les temps indiqués par Tepco ne semblent concerner que le temps de non refroidissement des réacteurs avant l'explosion.

Par exemple si je prends le réacteur 1
Dans le document cité il disent que le seul système encore capable de faire circuler de l'eau le condensateur d'isolation s'est déclenché à 2h52 pm le 11/03 et qu'il a été coupé dans la foulée l'heure exacte n'est pas précisée mais elle est toutefois antérieur à 3h35 heure du Tsunami.
Les vannes du condensateur d'isolation ne pouvant plus être actionnées après que le Tsunami ait noyé les installations électriques donc tout refroidissement est interrompu de 3h35 pm et il rétablissent partiellement celui-ci grâce à un seul camion de pompier qui injecte environ 80000 litres à partir de 5h46 am le 12/03 et ce jusqu'à l'explosion.
Ce qui correspond à 2 minutes près aux 14 h 09 min de non refroidissement annoncées par Tepco.
Mais ce temps annoncé ne concerne uniquement que la durée de non refroidissement du réacteur 1 avant l'explosion.
Je crois que Tepco a omis de nous communiquer le temps où le réacteur est resté sans refroidissement après l'explosion.

Bonsoir,

et encore, peut-on vraiment appeler un camion de pompier envoyant 80000 litres d'eau en 10 heures sur un corium à travers le système d'arrosage anti-incendie (donc à l'extérieur de l'enveloppe du réacteur, right?) un "système de refrodissement"? Ou est-ce que je suis le seul à trouver que le massacre du vocabulaire façon 1984 de Orwell, ça commence à suffire?

Et pendant que j'y suis, je repose ma question mensuelle: est-ce que parmi nos valeureux Klowns quelqu'un sait si des labos travaillent en ce moment sur la modélisation d'un corium échappé, de préférence en terrain argilo-gréseux?

P

Bonjour Pierre
Pour la deuxième question je crois savoir que IRSN et CEA ont entamé des compléments de recherches (il y en avait déjà) sur le sujet.
Par contre les résultats ne sont pas obligatoirement attendus immédiatement.
KLOUG

arbanais83 a écrit:

Mais ce temps annoncé ne concerne uniquement que la durée de non refroidissement du réacteur 1 avant l'explosion.
Je crois que Tepco a omis de nous communiquer le temps où le réacteur est resté sans refroidissement après l'explosion.

Bien observé Arbanais83 ! Il faut reprendre les calculs à zéro !

arbanais83 a écrit:

Je crois que Tepco a omis de nous communiquer le temps où le réacteur est resté sans refroidissement après l'explosion.

En fait, si je comprends bien, il y avait quand même un système de secours qui aurait fonctionné, le RCIC
(= reactor core isolation cooling , mais je ne sais pas trop comment traduire ça en français )

(cf nouveau rapport de l'INPO sur l'accident mis en ligne par Libé :
http://sciences.blogs.liberation.fr/files/11_005_special_report_on_fukushima_daiichi_master_11_08_11-1.pdf

Le RCIC dans un réacteur à eau bouillante est un système de sécurité qui sert de source d'eau de refroidissement de secours lorsque le système d'alimentation en eau principale est isolé de la cuve du réacteur.

Donc ce système aurait fonctionné et du coup, Tepco ne compte que le temps qui s'est écoulé sans refroidissement qu'après l'arrêt de ce système de secours.

Mais je ne comprends pas comment ce système peut fonctionner sans éléctricité, quelqu'un sait-il ici ?