Pourquoi Tepco doit-il injecter de l'azote, au fait ?
Le Diazote, d'après l'opérateur, est uniquement injecté dans les confinements afin de limiter tout concentration de gaz hydrogène pouvant induire une atmosphère explosive au sein des différents bâtiments-réacteurs endommagés à Fukushima-Daiichi. Ce gaz n'agit pas réellement en éliminant l'hydrogène (très inflammable et explosif) du confinement mais plutôt en assimilant l'oxygène, le comburant sans lequel toute explosion - future - devient impossible (sauf panne prolongée dudit système).
Vous avez dit : de l'hydrogène dans le confinement ? D'où proviendrait-il ?
Il est évident que Tepco sait depuis longtemps que du gaz hydrogène est produit au niveau des confinements des différentes unités ayant vu leur combustible fondre dans les premiers jours de l'accident ; l'opérateur a en effet toujours déclaré que la probabilité d'une nouvelle explosion était "faible", ce qui valide implicitement la création continue ou récurrente d'hydrogène. Or, cet hydrogène peut être produit de deux manières :
1) Hypothèse Métal-Vapeur : une oxydation des enveloppes des alliages de Zirconium entourant les barres de combustible au contact de l'eau injectée et des très hautes températures engendrées par la fusion du cœur. Le dégagement d'hydrogène est estimé à environ 0.5 m3 par kg de Zirconium détérioré (wiki) ; un cœur de réacteur à eau bouillante contient environ 100 tonnes de combustible qui sont elles-mêmes isolées par plus d'une quarantaine de tonnes de Zircaloy, cette "réserve" d'hydrogène peut être estimée à 20.000 m3 par unité de production.
2) Hypothèse Corium-Béton ou ICB : action du combustible fondu (corium) échappé du réacteur (cuve RPV) agissant sur la couche de plusieurs mètres de béton formant le socle du confinement primaire.
Dans les deux cas, une réaction est toujours à la base de la création de gaz hydrogène ; il peut soit s'agir d'un phénomène de fission spontanée plus ou moins continue ou encore d'une reprise d'activité partielle du corium qui doit commencer à se voir refroidi malgré sa réserve considérable d'énergie ou plus probablement d'un mélange des deux. La température du point où se produit la réaction combinée augmente ainsi fortement ce qui se traduit par une reprise de l'interaction Corium-Béton dès 1100° C environ ou fait éventuellement refondre, en quelque sorte, les alliages de Zircaloy qui s'étaient provisoirement re-solidifiés (1).
La confirmation que l'injection d'azote est toujours indispensable une année après l'accident initial
Tepco a révélé le 7 avril que lors de la deuxième panne du système d'injection d'azote, le 4 avril 2012, la température moyenne constatée dans le réacteur n°. 1 avait augmentée de 6,5° sur une durée de 90 minutes. Un calcul grossièrement linéaire permet ainsi d'estimer qu'une nouvelle panne d'injection d'azote pourrait voir la température de l'unité repasser en quelques heures le seuil des 80°C, limite à laquelle le gouvernement Japonais a fixé les "conditions" d'arrêt à froid le 16 décembre 2011. Les pannes d'azote ne sont donc pas si anodines qu'elles pouvaient le sembler à l'origine et l'on sentait bien que le problème commençait à agacer à la fois l'opérateur et l'autorité de contrôle Japonaise.
La valse des dispositifs d'injection d'azote
Dans notre précédent billet, nous avions indiqué par erreur que Tepco avait simplement relancé le dispositif annexe d'injection d'azote le 7/4 ; en fait la situation est un peu plus compliquée : l'opérateur aurait en fait rebasculé l'injection sur le premier système lors de la troisième panne, alors qu'il avait basculé sur le second lors de la deuxième ; enfin personne n'y comprend plus grand chose et l'on peut même se demander si Tepco ne tourne pas les robinets d'injection un peu au hasard, ce qui n'est jamais très rassurant d'un point de vue strictement scientifique !
(1) Le point de fusion du Zircaloy est d'environ 1300° C
Sources :
fukushima-diary, 8/4, anglais
Vidéo de la conférence de presse du 7/4, Tepco / IWJ, japonais
Le Corium, fukushima-blog, août 2011
Le Japon utilise de l'azote pour éviter une explosion à Fukushima, Le Monde.fr, 7/4/11
Le problème du corium à Fukushima, AREVA, 5/4/11
Corium, wiki, anglais
Insanity of Zirconium within NPP, Grossman, 16/3/11, anglais
Zirconium demand rise by Nuclear Power, agmetalminer, 2009
Modélisation ICB, Guillaumé, Thèse INPL, 2008
Fiche de l'hydrogène, INERIS, 2001
Le Diazote, d'après l'opérateur, est uniquement injecté dans les confinements afin de limiter tout concentration de gaz hydrogène pouvant induire une atmosphère explosive au sein des différents bâtiments-réacteurs endommagés à Fukushima-Daiichi. Ce gaz n'agit pas réellement en éliminant l'hydrogène (très inflammable et explosif) du confinement mais plutôt en assimilant l'oxygène, le comburant sans lequel toute explosion - future - devient impossible (sauf panne prolongée dudit système).
Vous avez dit : de l'hydrogène dans le confinement ? D'où proviendrait-il ?
Il est évident que Tepco sait depuis longtemps que du gaz hydrogène est produit au niveau des confinements des différentes unités ayant vu leur combustible fondre dans les premiers jours de l'accident ; l'opérateur a en effet toujours déclaré que la probabilité d'une nouvelle explosion était "faible", ce qui valide implicitement la création continue ou récurrente d'hydrogène. Or, cet hydrogène peut être produit de deux manières :
1) Hypothèse Métal-Vapeur : une oxydation des enveloppes des alliages de Zirconium entourant les barres de combustible au contact de l'eau injectée et des très hautes températures engendrées par la fusion du cœur. Le dégagement d'hydrogène est estimé à environ 0.5 m3 par kg de Zirconium détérioré (wiki) ; un cœur de réacteur à eau bouillante contient environ 100 tonnes de combustible qui sont elles-mêmes isolées par plus d'une quarantaine de tonnes de Zircaloy, cette "réserve" d'hydrogène peut être estimée à 20.000 m3 par unité de production.
Des tubes de Zirconium Alloy (Zircaloy, AREVA)
2) Hypothèse Corium-Béton ou ICB : action du combustible fondu (corium) échappé du réacteur (cuve RPV) agissant sur la couche de plusieurs mètres de béton formant le socle du confinement primaire.
Dans les deux cas, une réaction est toujours à la base de la création de gaz hydrogène ; il peut soit s'agir d'un phénomène de fission spontanée plus ou moins continue ou encore d'une reprise d'activité partielle du corium qui doit commencer à se voir refroidi malgré sa réserve considérable d'énergie ou plus probablement d'un mélange des deux. La température du point où se produit la réaction combinée augmente ainsi fortement ce qui se traduit par une reprise de l'interaction Corium-Béton dès 1100° C environ ou fait éventuellement refondre, en quelque sorte, les alliages de Zircaloy qui s'étaient provisoirement re-solidifiés (1).
La confirmation que l'injection d'azote est toujours indispensable une année après l'accident initial
Tepco a révélé le 7 avril que lors de la deuxième panne du système d'injection d'azote, le 4 avril 2012, la température moyenne constatée dans le réacteur n°. 1 avait augmentée de 6,5° sur une durée de 90 minutes. Un calcul grossièrement linéaire permet ainsi d'estimer qu'une nouvelle panne d'injection d'azote pourrait voir la température de l'unité repasser en quelques heures le seuil des 80°C, limite à laquelle le gouvernement Japonais a fixé les "conditions" d'arrêt à froid le 16 décembre 2011. Les pannes d'azote ne sont donc pas si anodines qu'elles pouvaient le sembler à l'origine et l'on sentait bien que le problème commençait à agacer à la fois l'opérateur et l'autorité de contrôle Japonaise.
La valse des dispositifs d'injection d'azote
Dans notre précédent billet, nous avions indiqué par erreur que Tepco avait simplement relancé le dispositif annexe d'injection d'azote le 7/4 ; en fait la situation est un peu plus compliquée : l'opérateur aurait en fait rebasculé l'injection sur le premier système lors de la troisième panne, alors qu'il avait basculé sur le second lors de la deuxième ; enfin personne n'y comprend plus grand chose et l'on peut même se demander si Tepco ne tourne pas les robinets d'injection un peu au hasard, ce qui n'est jamais très rassurant d'un point de vue strictement scientifique !
Sources :
fukushima-diary, 8/4, anglais
Vidéo de la conférence de presse du 7/4, Tepco / IWJ, japonais
Le Corium, fukushima-blog, août 2011
Le Japon utilise de l'azote pour éviter une explosion à Fukushima, Le Monde.fr, 7/4/11
Le problème du corium à Fukushima, AREVA, 5/4/11
Corium, wiki, anglais
Insanity of Zirconium within NPP, Grossman, 16/3/11, anglais
Zirconium demand rise by Nuclear Power, agmetalminer, 2009
Modélisation ICB, Guillaumé, Thèse INPL, 2008
Fiche de l'hydrogène, INERIS, 2001
Bonjour Trifouillax, toujours à se poser les bonnes questions...
Une incompréhension de ma part : (citation Trifouillax :"un cœur de réacteur à eau bouillante contenant environ 100 tonnes de combustible dont une petite moitié de Zircaloy,").
Pour moi, si une charge d'un coeur de réacteur est annoncée, par exemple, de 100 tonnes, c'est qu'il contient effectivement 100 tonnes d'uranium (97 tonnes environ d'uranium 238, dit "fertile" et 3 tonnes d'uranium 235 dit "fissile", si c'est un coeur français non chargé en MOX).
Le poids des gaines n'entre pas dans ce décompte, puisqu'il ne s'agit pas du "combustible".
Mais le nucléaire est parfois si déroutant.
Ceci étant dit, effectivement, pourquoi de l'hydrogène à neutraliser ... et d'où provient-il ?!
Amicalement,
Delphin
Rédigé par : ;. | 10/04/2012 à 12:09
Bonjour, on a pu voir précédemment qu’une réaction d’oxydation du zirconium avec de l’eau (sous forme de vapeur) à une température de 900° produit de l’hydrogène : Zr + 2H2O -> ZrO2 +2H2.
Ma question est la suivante : Est-il possible que le zirconium ayant fusionné dans le corium puisse se "désoxyder" et retrouver ses propriétés réactives avec l’eau ? Si ce n’est pas possible alors les gaines doivent être aujourd’hui complétement inerte sur le plan chimique...
Une autre question idiote me vient à l’esprit : Si on utilise de l’azote pour « inerter », cela ne supprime pas les gaz indésirables, alors que deviennent-ils ? Sont-ils aspirés puis neutralisé ou relâchés directement dans la nature. Ne faut-il pas comptabiliser ces gaz comme des rejets permanents ?
Amicalement
Séb
Rédigé par : Sébastien | 10/04/2012 à 14:00
@ Delphin : tout à fait exact, petite erreur de rédaction, si le chiffre de 44 tonnes de Zirconium dans la ferraille des assemblages est exact, ils s'additionnent bien sûr au poids du combustible à proprement parler et ne s'en retranchent pas. Je modifierai le billet un peu plus tard.
@Seb : Je suppose que l'accident de Fukushima présentera au moins l'intêret de nous en apprendre un peu plus sur le "vrai" corium car il faut bien avouer que jusque là les modèles "Vulcano" et compagnie étaient plutôt minables ;) Au-delà de la phase liquide il faudrait également tenir compte d'un autre état : portés à des températures aussi extrêmes même certains actinides tendent à se vaporiser au-delà de 3500°C et ça, les 2500° degrés atteints dans les "Vulcano" ne le simuleront jamais ! En ce qui concerne les gaz surnuméraires, au jour d'aujourd'hui rien ne les retient, surtout pas Tepco qui préfère également les voir se "diluer" dans l'atmosphère que de les contenir dans de (nouveaux) grands réservoirs... Si les confinements sont cassés - comme c'est très probable - les rejets gazeux deviennent implicitement "non-contrôlés" comme ils disent.
Rédigé par : trifouillax | 10/04/2012 à 15:04
"Ma question est la suivante : Est-il possible que le zirconium ayant fusionné dans le corium puisse se "désoxyder" et retrouver ses propriétés réactives avec l’eau ? Si ce n’est pas possible alors les gaines doivent être aujourd’hui complétement inerte sur le plan chimique..."
Ce que rappelle Séb opportunément, c'est qu'une réaction d'oxydation ne peut affecter deux fois le même matériau.
Pas plus qu'un morceau de bois ne peut brûler une deuxième fois (combustion).
A moins que l'oxydation n'ait pas affecté tout le zircaloy, l'hydrogène formé détonant avant...?
--------------------------------------------------------------------------------------------------------------
IRSN, Gérard Cénérino Expert sénior dans le domaine de la phénoménologie et de la
prévention des accidents graves Edition du 15 décembre 2008
(extraits)
"Par ailleurs, l'interaction entre le corium et le béton peut produire, en
48 heures, une quantité d'hydrogène équivalente à celle due à la
réaction d’oxydation du zirconium contenu dans le coeur.
Cependant, les vitesses de relâchement de l'hydrogène dans l'enceinte de
confinement ne sont élevées que lors de l'oxydation des métaux dans la
cuve et dans les tout premiers instants de l'interaction corium-béton."
[...]
Traversée du radier en béton par le corium :
Le mode ε correspond à la défaillance de l'étanchéité du radier du fait
de sa traversée par le corium.
La défaillance de la cuve après fusion du coeur entraîne la chute du
corium formé sur le béton au fond du puits de cuve. Ce béton se
décompose alors sous l'effet de la chaleur transmise par le corium. Cette
chaleur est due à la puissance résiduelle dégagée dans le corium,
augmentée, dans une première phase, par celle due à l'oxydation des
métaux présents dans le corium comme l'acier de la cuve ou le
zirconium. Ce phénomène porte le nom d' « interaction coriumbéton
».
De la vapeur d'eau et du gaz carbonique sont relâchés lors de la
décomposition thermique du béton. Ils traversent le corium et
contribuent à l'oxydation des matériaux métalliques encore présents et
à la production associée d'hydrogène et de monoxyde de carbone, tous
deux combustibles.
Les oxydes de calcium et de silice du béton fondu sont progressivement
intégrés au corium.
Après la fin des réactions d'oxydation, le corium se refroidit
progressivement et consiste principalement en un mélange d'oxydes.
Ce dernier, qui contient l'essentiel des produits radioactifs non volatils, se
maintient à des températures comprises entre 1300 et 1500°C, ce qui
permet d’atteindre un quasi-équilibre entre la puissance résiduelle
produite et son évacuation via les pertes thermiques à la surface du
corium et à l'interface entre le corium et le béton.
L'érosion du béton cesse lorsque la température de l'interface entre le
corium et le béton devient inférieure à la température de décomposition
du béton, soit 1100°C environ.
Dans l'état actuel des installations et des connaissances, ce phénomène
peut aboutir à la percée totale du radier, dans un délai variable selon les
caractéristiques du radier (nature du béton , épaisseur du radier ),
supérieur à 24 h, sauf pour la centrale de Fessenheim. De plus, les
différents gaz libérés par cette interaction entraînent une augmentation
progressive de la pression de l’atmosphère de l’enceinte de confinement.
Dispositions envisageables en cas de percée du radier par le
corium :
En cas de percée du radier par le corium, les gaz présents dans
l'atmosphère de l'enceinte de confinement seraient poussés hors de
l'enceinte par la pression interne régnant dans cette enceinte.
Les rejets atmosphériques qui en résulteraient seraient cependant « filtrés » à
travers le sol. Ces rejets atmosphériques entraîneraient alors des en exploitation
contaminations des cours d'eau par dépôt direct ou ruissellement .
En parallèle, le corium pénètrerait dans le sol et s'arrêterait après un
trajet de quelques mètres, la diminution de la puissance résiduelle et
l'augmentation du volume du corium par addition de terre permettant
alors son refroidissement, puis sa solidification, par conduction
thermique dans le sol.
La lixiviation du corium pourrait alors polluer les nappes d'eau
souterraines, à plus ou moins long terme. De plus, l'eau contenue dans
le fond de l'enceinte de confinement, très chargée en produits
radioactifs, pourrait elle-même se déverser dans le sol à travers l'orifice
créé dans le radier. Des produits radioactifs pourraient donc atteindre la
nappe phréatique sous-jacente.
La contamination serait alors entraînée par l'écoulement de la nappe
jusqu'à un exutoire tel qu'un cours d'eau ou un puits de captage d'eau.
L'importance et les délais de transfert dépendent, entre autres, de la
configuration hydrogéologique du site ; ils sont donc très variables d'un
site à un autre (délais de transfert généralement de l'ordre de plusieurs
semaines).
Dans un tel cas, il serait possible de limiter la contamination en
construisant une enceinte géotechnique s'opposant aux
écoulements d'eau pour empêcher la migration des produits de
fission. Il faudrait alors pomper l’eau contaminée contenue à
l’intérieur du sol, dans l’enceinte géotechnique, et la stocker."
Delphin
Rédigé par : ;. | 10/04/2012 à 16:18
bonjour
sans vouloir faire le malin il me semble que l'hydrogène est produit directement par radiolyse de l'eau qui doit se trouver dans le puits creusé par le corium en liberté même pas surveillée !!
Par contre je ne comprends pas pourquoi une panne d'injection d'azote ferait remonter la température de ce qui reste du réacteur ! Ca me parait louche ! Tepco profite peut être de la panne pour nous préparer à d'autre infos alarmantes ?
j'attends avec impatience vos différents avis sur cet épisode
amitiés radieuses
Rédigé par : robert | 10/04/2012 à 17:37
Je ne vois pas non plus le lien entre température et injection de gaz (pas sous forme liquide donc pas de refroidissement) à moins que le capteur de température se trouve pile dans le flux frais injecté.
L'hydrogène se stocke très mal, ce n'est pas les restes de l'explosion d'il y a un an maintenant qui peuvent poser problème.
Un intervenant avait parlé de radiolyse de l'eau de la piscine, ce qui est acceptable sur le principe, pas sur le volume : vu l'état du toit du batiment du réacteur n°1 il est inutile d'y injecter quoi que ce soit, la piscine est à l'air libre.
Donc, où injectent-ils de l'azote, au juste?
L'autre partie du combustible se trouve dans le réacteur, s'ils y injectent du gaz c'est qu'il n'est plus étanche, ce gaz doit sortir ou la pression monter.
Ou le corium est tombé sous la cuve, posé sur le béton, ou creusant le béton ou parti sous le béton de semelle. Dans ce cas ils injectent entre l'enceinte de confinement en acier et celle en béton, ou dans tout le batiment.
Il est tout à fait possible qu'il y ait plusieurs petits coriums restés sur place, pour un réacteur, qui continuent de bouffer le zirconium, et un gros qui est parti.
L'idée d'un corium radiolysant l'eau de la nappe phréatique est aussi valable.
Le combustible est sous forme d'oxyde d'uranium, je suppose qu'à une certaine température il redevient métallique, dans ce cas il vaporise à 3200°C, et se condense presque aussitôt un peu plus haut.
Je pense que le corium, en forme de goutte d'eau, est très chaud vers le centre et se vaporise constamment, ce qui freine la réaction, mais se condense en atteignant la zone pâteuse des débris juste au dessus de lui.
Rédigé par : HP | 11/04/2012 à 02:20
Je suis d'accord avec Robert à propos de la radiolyse.
Rédigé par : Biwa | 13/04/2012 à 03:06