Qu’est-ce que le corium ?
Le corium est le résultat de la fusion de plusieurs éléments du cœur du réacteur nucléaire lors d’un accident grave. Dans cette situation, en raison de sa très haute température et de sa forte radioactivité, il peut présenter un risque élevé de contamination de l’environnement s’il n’est pas pris en charge.
Parmi les matières que l’on trouve dans le cœur d’un réacteur nucléaire, nombreux sont les isotopes portant le suffixe « ium » comme l’uranium, le plutonium, le neptunium … Leur point commun : ce sont des éléments radioactifs appartenant à la famille des actinides. Le corium, lui en revanche, n’est pas un élément du tableau périodique ! Le mot est composé du terme anglais « core » (pour cœur) et du suffixe « ium », en référence aux éléments radioactifs que l’objet contient. En effet, le corium est un « magma » artificiel, c’est-à-dire un mélange fondu entre le combustible nucléaire (dioxyde d’uranium et plutonium, etc.), les produits de fission, les divers éléments métalliques de la structure du réacteur (zircaloy oxydé des gaines, etc.) et parfois du béton du radier lorsque celui-ci perce de la cuve.
La fusion du cœur
Lorsqu’un réacteur nucléaire fonctionne normalement, une des fonctions du circuit primaire est de refroidir le combustible nucléaire. Ce refroidissement permet l’évacuation de la chaleur dégagée par le combustible vers le générateur de vapeur. La circulation du fluide dans le circuit primaire doit être maintenue en permanence, autrement la température du combustible pourrait rapidement monter et entraîner sa fusion. Après la gaine des pastilles combustibles, formant la première barrière de confinement, le circuit primaire constitue la seconde barrière.
Bien que la probabilité d’une défaillance complète des systèmes de protection et de sauvegarde pour le refroidissement du cœur soit extrêmement faible, elle ne peut être totalement exclue. En cas d’échec, un accident grave pourrait survenir. La formation de corium est l’une des conséquences de la perte totale des systèmes de refroidissement. Plus précisément, lorsque le cœur du réacteur atteint des températures de plus de 2 500 à 3 000°C, le combustible nucléaire et les autres éléments du cœur entrent en fusion et forment un mélange fondu. Des dispositions doivent être rapidement mises en place pour le refroidir car sa température est auto-entretenue en raison de la radioactivité élevée (puissance résiduelle). Il peut ainsi percer la cuve et présente un risque de contamination élevé. Ce mélange radioactif s’est notamment formé lors des accidents de Three Mile Island en 1979, Tchernobyl en 1986 et Fukushima en 2011.
Des dispositifs innovants en cas d’accident grave
Les objectifs de sûreté permettent d’anticiper et de prévenir au maximum les situations accidentelles du réacteur, ceux-ci intègrent des indications et des mécanismes pour protéger l’environnement et les populations, le cas échéant.
Le récupérateur de corium est un des dispositifs qui en fait partie. Présent sous différentes formes sur les réacteurs de troisième génération, il a été développé en France pour les EPR (Evolutionary Power Reactor) et a été certifié après plusieurs années d’études par les experts de l’IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire). C’est un bassin construit en-dessous de la cuve du réacteur et au-dessus du radier. De cette façon, dans le cas d’une percée de la cuve par le matériel fondu, ce dernier peut être récupéré et maintenu en confinement. Au sein de cette chambre de 170 m2, le corium va pouvoir progressivement s’étaler, après un premier refroidissement grâce aux buses qui permettent son écoulement, puis être recouvert d’eau. De cette manière, le corium reste confiné.
Schéma de conception du récupérateur à corium, Source : IRSN
En outre, l’instrumentation de la cuve, avec des dispositifs tels que les système de mesure par billes (aeroball measurement system), permet de contrôler en permanence l’état de la cuve et contribue ainsi à sa résistance lors d’un éventuel perçage par le corium.
Le laboratoire de recherche Plinius
Plinius est un laboratoire de recherche, implanté sur le site du CEA (Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives) à Cadarache, dédié à la caractérisation et l’étude du comportement du corium. Il permet en outre de former des experts sur le sujet. Cette plateforme expérimentale est constituée de 5 entités : Vulcano, Fujisan, Viti, Krotos et Merelava. Elles offrent respectivement la possibilité de créer artificiellement du corium dit alors prototypique (et non radioactif), à étudier sa découpe pour le démantèlement de Fukushima Daiichi, à caractériser plus précisément les propriétés thermo-physiques (densité, viscosité, etc.) du corium et enfin à mieux comprendre les interactions corium/eau dans deux configurations différentes, à savoir lors de la chute du corium par le bas depuis la cuve ou lors du refroidissement du corium par le haut. ■
Echantillon artificiel de corium réalisé à la plateforme expérimentale de Plinius
