IRESNE

Nos recherches

Découvrez ici nos recherches sur les réacteurs dits de 2^e et 3^e génération.​​​

Dans le cadre de la 2^e et 3^e génération de réacteurs, les objectifs de l’IRESNE sont de prolonger la durée de vie des centrales actuellement en fonctionnement en France (2^e génération), de soutenir le démarrage de l’EPR (European water Pressurized Reactor – 3^e génération) et de développer de nouveaux éléments pour les réacteurs actuels ou futurs.

L’IRESNE contribue à répondre aux besoins exprimés par ses partenaires industriels, essentiellement EDF et Framatome. L’IRESNE intervient dans les domaines où il a constitué des compétences et capitalisé des savoirs et de l’expérience : le comportement du combustible et des assemblages, la physique des cœurs, le comportement de certains composants et systèmes et la sûreté nucléaire, y compris dans le domaine des accidents graves.

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Études sur les structures et les composants

Les chercheurs de l’IRESNE travaillent au perfectionnement des structures et des composants des réacteurs. Pour cela ils étudient plus particulièrement :

• La contamination du circuit primaire :
  La compréhension de la contamination du circuit primaire des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP) est un enjeu crucial pour leur conception, leur exploitation et leur démantèlement. Ainsi, nous travaillons sur la maîtrise de la contamination du circuit primaire à l’aide du code de calculs nommé OSCAR co-développé en collaboration avec EDF et Framatome. Ce code de calculs nous permet de simuler la contamination des circuits primaires des REP par les produits de corrosion, les produits de fission et les actinides.
  

• Les générateurs de vapeur :
  Les générateurs de vapeurs sont des éléments essentiels des réacteurs. Ils se présentent sous forme d’un grand nombre de tubes regroupés dans un même appareil. Ces échangeurs de chaleur, génèrent de la vapeur d’eau qui va alimenter les turbines de production d’électricité. Après plusieurs années de fonctionnement, des dépôts d’oxydes peuvent s’accumuler et obstruer les tubes. Ce phénomène dénommé « colmatage » pourrait avoir de graves conséquences sur le fonctionnement de la centrale.
  Pour étudier ce phénomène, l’IRESNE dispose de l’installation d’expérimentation nommée COLENTEC. Lors des expériences, cette « boucle d’essai » nous permet de reproduire dans des conditions représentatives, les dépôts susceptibles de se produire dans les générateurs de vapeur. Les études déjà réalisées ont permis d’identifier la contribution du phénomène de précipitation et le rôle d’initiation de la passivation du matériau.
  

• Les effets de l’irradiation sur la cuve :
  Les réacteurs nucléaires comportent une cuve en acier contenant le cœur du réacteur. Plongés dans un milieu hostile les matériaux sont mis à rude épreuve. Ils subissent des sollicitations thermomécaniques et chimiques, mais également une irradiation par les neutrons. L’acier de la cuve du réacteur soumis aux irradiations évolue dans sa microstructure et les propriétés de l’acier s’en trouvent modifiées. Au cours de l’exploitation, une baisse de la ductilité de plus en plus importante d’une partie de l’acier est observée. Ainsi, la zone de cœur fait l’objet d’études et d’une surveillance particulière pour maîtriser le vieillissement et garantir la tenue des cuves jusqu’en fin de vie. Le retour d’expérience déjà accumulé nous permet de garantir la sûreté de ce composant. Nous poursuivons toutefois nos études sur la fluence de la cuve. Pour cela nous disposons du code de calcul « MATADOR » qui nous permet de décrire l’intensité avec laquelle un matériau a été traversé par un flux de particules ou de rayonnements ionisants.
  La tenue mécanique de la cuve conditionne la durée de fonctionnement de l’installation puisqu’il n’est pas possible de la remplacer. De plus, la cuve constitue une partie de la deuxième barrière de confinement des éléments radioactifs et son rôle pour la sûreté de l'installation est primordial.
  

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Combustibles et assemblages de combustibles.

Un réacteur nucléaire fonctionne avec un combustible, le « carburant » de la réaction de fission nucléaire. Nous travaillons sur l'étude de différents combustibles et sur leurs assemblages :

• Étude du comportement du combustible :
  Les recherches conduites sur les combustibles permettent l’élaboration de modèles physiques de comportement, lesquels sont ensuite déployés dans des logiciels de simulation numérique développés au sein de notre plateforme de simulation numérique PLEIADES.
  Cette plateforme nous permet donc d’étudier le comportement du combustible (UOx et MOx) sous et après irradiation en conditions de fonctionnement normales, incidentelles ou accidentelle.
  

• Étude des interactions fluide/structures :
  Les équipes de l’IRESNE étudient l'interaction dynamique entre une structure et un fluide. Ces interactions conduisent à un échange d'énergie entre l'écoulement et la structure. Dans certains cas, ce processus non-conservatif a un effet stabilisant favorable. Mais souvent il a un effet contraire en induisant des instabilités fluidélastiques qui résultent en des vibrations excessives. Nous procédons ainsi à la caractérisation, la modélisation et la simulation des interactions fluide/structures pour les assemblages combustibles afin d’étudier et prévoir les différents scénarios d’interactions possibles lors du fonctionnement d’un réacteur grâce à notre plateforme hydraulique.
  

• Comportement des assemblages en situation accidentelle :
  L’accident de refroidissement résulte d’un défaut de refroidissement du cœur. Également nommé « Accident de Perte de Réfrigérant Primaire », ce type de situation intervient lors de la rupture avec débattement d’une canalisation principale du circuit primaire. Cette rupture entraîne la dépressurisation de ce circuit, conduisant à une vaporisation de l’eau. Malgré l’arrêt des réactions de fission, le combustible du cœur continue de chauffer sous l’action de la puissance résiduelle, due à l’accumulation des produits de fission.
  L’IRESNE analyse ainsi le comportement des assemblages de combustibles lors d’un accident de refroidissement afin de concevoir et développer des solutions et des mesures pour prévenir ce type de scénario, mais également afin d’affiner notre expertise.
  

• Des innovations dans le combustible :
  L’enjeu de la R&D est d’aller vers un nucléaire toujours plus sûr, plus compétitif et plus durable. Pour répondre à cet enjeu, l’IRESNE développe notamment des briques technologiques innovantes. Ces briques concernent, entre autres, le combustible.
  Nous concevons et développons des procédés de fabrication industriels tels que la fabrication additive (impression 3D), afin de simplifier le processus de fabrication, de réduire les coûts et d’améliorer la qualité et la flexibilité de la conception.
  Nous nous penchons également sur la fabrication des crayons expérimentaux (instrumentés ou non), pour les essais à effets séparés ou intégraux.​​​
  

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Sûreté.

Dans le domaine du nucléaire, tous les acteurs poursuivent le développement de solutions afin d’aller vers un nucléaire toujours plus sûr. Dans le cadre des 2^e et 3^e générations, nos équipes se consacrent au développement et au perfectionnement des moyens afin d’assurer au maximum la sûreté des installations.

• Le programme « international Cabri » (CIP) :
  En collaboration avec l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN), EDF et douze partenaires de pays différents, le programme « international Cabri » (CIP) lancé en 2000, vise à étudier dans le réacteur expérimental CABRI, le comportement des crayons de combustible nucléaire (notamment leur gainage), lors d’un accident d’injection de réactivité (RIA) dans les réacteurs à eau sous pression (REP). Nos équipes, exploitants du réacteur CABRI, participent au programme par la préparation, la réalisation et l’interprétation des résultats expérimentaux.
  

• Développement de méthodologies :
  Afin de garantir la sûreté des réacteurs, nos collaborateurs explorent tous les scénarios accidentels envisageables et développent ainsi différentes méthodologies afin d’estimer et concevoir les améliorations nécessaires.
  Nous travaillons ainsi sur des études probabilistes de sûreté, l’impact des incertitudes dans les estimations de marges, le « risk-informed », et les facteurs organisationnels et humains. Quantifier et hiérarchiser les risques nous permet d’optimiser les performances des réacteurs et d’assurer la sûreté de ces derniers.
  

• Étude du corium par l’expérimentation :
  Le corium est le mélange de combustibles et d’éléments de la structure du cœur d’un réacteur nucléaire fondus, pouvant se former en cas de perte de refroidissement primaire. On parle d’accident grave ou encore d’accident de fusion de cœur. Les équipes d’IRESNE étudient, par l’expérimentation, les propriétés physiques du corium, son étalement, sa solidification, son interaction avec le béton ou avec l’eau, ainsi que sa « refroidissabilité » et le comportement des produits de fission. La plateforme pour procéder à ces expériences se nomme PLINIUS et permet la réalisation d’essais entre 2000 et 3500 K avec du corium prototypique. Le corium prototypique a la même composition chimique que le corium envisagé pour un scénario d'accident grave mais une composition isotopique différente (utilisation d'uranium appauvri).

• Étude du corium par la modélisation et la simulation :
  Au-delà de l’expérimentation, les experts de l’IRESNE développent des outils de modélisation et de simulation numérique du corium dans différents scénarios accidentels afin d’affiner leurs connaissances sur les phénomènes susceptibles de se produire et de prévoir et ajuster les réponses au scénario d’accident grave.

• Focus sur les propriétés thermo-physiques du corium :
  L’un des points le plus minutieusement étudié du corium est ses « propriétés thermo physiques ». Ces dernières nous permettent par la suite de modéliser et simuler le comportement du corium en cas d’accident grave.

• Études d’un rejet radioactif dans l'environnement :
  Au sein de l’IRESNE, nous étudions également le terme source et les conséquences d’un rejet radioactif dans l’environnement. Ces études, finement et soigneusement réalisées sont utilisées pour la définition de procédures de protection des populations en cas d’accident grave.
  

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Aller plus loin.

Enfin, nos équipes mettent à profit leurs compétences et leur savoir afin d’innover et de développer de nouveaux modèles, de nouveaux combustibles applicables à la 2^e ou 3^e génération de réacteurs.

Pour cela toutes nos compétences sont mises à contribution dans des disciplines transverses et applicables à différents domaines de recherche.

• Le calcul au service de l’innovation :
  Nos chercheurs élaborent et développent des outils de calcul en neutronique et en thermohydraulique afin de modéliser les interactions se produisant dans les réacteurs ou composants (échangeurs). Ces calculs nous permettent une précision toujours plus accrue sur nos estimations et un affinement de notre compréhension des phénomènes, voire de la conception (Rex échangeurs).
  

• De nouveaux matériaux et procédés :
  Dans la quête d’innovation au service de la sûreté et de la performance des réacteurs, les experts de l’IRESNE explorent de nouveaux matériaux et procédés. Ces matériaux sont soumis à de fortes contraintes dans un milieu extrême, ainsi, nos collaborateurs développent des solutions toujours plus innovantes (ex : alliage encore plus robuste, résistant à la corrosion ...).
  

• Innovation sur les combustibles :
  Dans le cadre de l’optimisation de la sûreté, nos équipes examinent les pastilles combustibles, les matériaux de gainage et les interactions entre les pastilles et les gaines. En effet, nous développons combustibles plus robustes et tolérants (autrement dit « Accident Tolerant Fuel - ATF »). Des recherches sont menées sur le risque de rupture de la gaine dans des conditions accidentelles. Cette rupture intervient du fait de phénomène de corrosion sous contrainte lié d’une part, au comportement thermomécanique du crayon et d’autre part à la disponibilité de certains produits de fission corrosifs vis-à-vis de la gaine.L’objectif est de concevoir et de développer des solutions pouvant s’affranchir de l’interaction « pastille-gaine » dans les crayons des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP).
  

• Innovation pour la 3e génération :
  Au sein de l’IRESNE nous explorons et étudions des concepts afin d’optimiser les réacteurs de la 3^e génération et d’y intégrer de nouvelles évolutions. A la suite de l’actuel European Pressurized Reactor (EPR), une seconde version (EPR2) est en cours de développement grâce au retour d’expérience déjà acquis. L’EPR2 conserve la même technologie en y intégrant les optimisations développées depuis, telles que des systèmes de sûreté passifs qui fonctionnent grâce à des dispositifs de sauvegarde ne dépendant que des lois de la physique, de propriétés des matériaux et de l’énergie interne emmagasinée.

• Des expérimentations pour valider les outils de calculs développés :
  Les outils de calcul développés par nos soins sont soumis à la validation et à la qualification expérimentales dans le but de valider leurs modèles physiques. Nous réalisons ainsi des campagnes expérimentales pour la validation des Outils de Calcul Scientifiques (OCS) de neutronique de cœur et du cycle.

• Développement d’instrumentation nucléaire :
  L’instrumentation nucléaire est une discipline nécessaire dans le domaine de la R&D nucléaire et plus globalement dans divers domaines scientifiques.
  Afin de mesurer précisément les phénomènes intervenant dans un réacteur ou acquérir des données dans les expériences, nous avons besoin d’une instrumentation spécifique et robuste au milieu souvent « extrême » dans lequel elle est plongée. Les données ainsi rassemblées nous permettent de valider des modèles, des concepts, qui sont utilisés dans les OCS et nous permettent de simuler ces interactions et d’extrapoler.