Modélisation de SGTR et son impact sur les études d'évaluation probabiliste de sécurité
Dans un réacteur nucléaire, la fission (division) des atomes d'uranium situés dans le coeur du réacteur génère de la chaleur. Cette dernière est évacuée du coeur par deux circuits, primaire et secondaire. L'eau de circulation du premier circuit est réchauffée. Ce circuit traverse un générateur de vapeur, où il chauffe le second circuit par le biais d'un "faisceau" de tubes d'échangeur de chaleur, généralement composé d'un grand nombre de tubes en U. La principale source de préoccupations est le risque de rupture de tube du générateur de vapeur (SGTR, Steam Generator Tube Rupture) dans les réacteurs à eau pressurisée (PWR, Pressurised Water Reactors). En effet, les tubes mis en oeuvre au sein du générateur de vapeur se dégradent avec le temps, ce qui peut conduire à une rupture de tube. Combiné à d'autres dysfonctionnements, cette panne peut entraîner un rejet de produits de fission radioactifs du premier vers le second circuit, voire dans l'environnement. La gravité des émissions est limitée si la plupart de ces produits radioactifs est retenue à l'intérieur du générateur de vapeur. L'objectif du projet SGTR est précisément de créer une base de données d'informations sur le potentiel de rétention des produits de fission. Les principaux scénarios d'accident ont été décrits sur la base d'études d'évaluation probabiliste de sécurité (PSA, Probabilistic Safety Assessment) existantes, qui déterminent les voies possibles d'émissions radioactives suite à une panne et en estiment l'importance et la fréquence. A partir de là, les principaux facteurs de risque pour les études expérimentales ont été définis comme suit: conditions d'humidité relative du côté du circuit secondaire, nombre de tubes brisés, sévérité et emplacement de la panne, rupture de flux, concentration des produits de fission et taux d'immersion. Des modèles réduits de deux types de générateurs de vapeur PWR ont été utilisés pour étudier la rétention des produits de fission dans les tubes du générateur de vapeur et du côté du circuit secondaire du réacteur. Bien qu'un nombre de points restent à approfondir, le projet a répondu à des questions importantes concernant les dépôts projetés et leur remise en suspension en cas de rupture de tube. Ces informations peuvent être exploitées pour évaluer l'efficacité des différentes stratégies de maîtrise des accidents, améliorant ainsi la sûreté des réacteurs.
