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Publié le 20 août 2015

​​Le CEA est fortement impliqué sur les questions de sûreté nucléaire, à la fois en tant qu’exploitant d’installations nucléaires et en tant qu’organisme de recherche. Les études qu'il entreprend dans le domaine sont menées en soutien à l’IRSN et aux exploitants nucléaires français (notamment EDF et AREVA) ou étrangers. Elles s’inscrivent dans la durée et dans une démarche de progrès continu. On peut distinguer en particulier la Recherche et Développement (R&D) pour les réacteurs actuels, de 2ème et 3ème générations, et la recherche sur les réacteurs de 4ème génération, pour lesquels la sûreté est un critère majeur.
Si l’accident de Fukushima n’a pas mis en évidence de phénomènes nouveaux à étudier, il a en revanche mis en évidence des priorités et la nécessité de maintenir un effort de R&D dans la durée, supporté par des installations expérimentales associées.​

​Cadre général des recherches sur la sûreté

Les programmes du CEA couvrent deux grands volets :

  • le comportement des structures soumises à un séisme ;
  • le comportement des réacteurs en cas d’accident grave.

Les programmes s’appuient sur la modélisation numérique des phénomènes physiques et sur leur confrontation aux résultats expérimentaux, grâce à différentes installations : tables vibrantes de la plateforme Tamaris (étude des structures sous séisme), installations Mistra (risque hydrogène), Plinius (corium), Verdon (relâchement des produits de fission), en particulier.


VidéoSMART - Mieux évaluer la résistance des bâtiments nucléaires aux séismes



Sûreté des réacteurs
de 2ème et 3ème générations

Trois domaines d’études peuvent être distingués, qui correspondent à des phases successives d’un scénario d’accident :

  • le risque hydrogène, spécificité des réacteurs à eau, qui peut aboutir à la dégradation de l’enceinte de confinement du réacteur ;
  • le relâchement et le transport des produits de fission, domaine d’étude qui considère les risques de rejets radioactifs à partir d’une situation accidentelle ;
  • le comportement du corium, nom donné à un cœur de réacteur en fusion/fondu, une sorte de magma hautement radioactif, et dont il convient d’étudier l’interaction avec les barrières de confinement du réacteur, pour éviter tout contact avec l’environnement.

La R&D du CEA est utilisée par les exploitants et/ou l’IRSN dans le cadre en particulier des réévaluations périodiques de sûreté.



Sûreté des réacteurs
de 4ème génération

Les recherches menées au CEA, dans le cadre du Forum international Génération IV, portent en particulier sur la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium (RNR-Na, démonstrateur technologique Astrid).

Les réacteurs refroidis au sodium disposent de caractéristiques intrinsèques favorables pour le refroidissement du réacteur : grande inertie thermique et source froide diversifiée (eau mais aussi atmosphère, convection naturelle).

Astrid et plus généralement les RNR refroidis au sodium de quatrième génération devront répondre aux meilleurs niveaux d’exigence en termes de sûreté, intégrant notamment le retour d’expérience de Fukushima. Plusieurs ruptures technologiques sont mises en œuvre par les équipes du CEA. Elles concernent notamment le développement d’un nouveau concept de cœur de réacteur à sûreté optimisée, l’élimination des possibilités d'interaction entre le sodium et l'air ou l'eau (risque de réaction chimique), ou le développement d’un récupérateur de cœur fondu.



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