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N°25
L'UTOPIE SURGENERATRICE
1. introduction

     Il est sans doute inutile de rappeler aux lecteurs de la Gazette Nucléaire que la réaction de fission c'est l'éclatement d'un noyau sous le choc d'un neutron. Cette réaction n'est énergétiquement intéressante qu'avec un nombre limité d'éléments et le seul nucléide naturel utilisable est l'uranium 235. Celui-ci à chaque réaction libère un peu plus de neutrons dont un sert à entretenir la réaction. Il y a ainsi environ 1,5 neutrons disponibles en moyenne. Or, certains éléments naturels et tout particulièrement le thorium 232 et l'uranium 238 peuvent absorber des neutrons en produisant respectivement de l'uranium 233 et du plutonium 239 qui, eux, sont fissiles[1].
     Tous les réacteurs nucléaires en service actuellement utilisent un mélange d'isotopes 235 et 238 de l'uranium et génèrent donc du plutonium. Dans le cas où ils produisent plus de matériaux fissiles qu'ils n'en consomment, ils sont appelés surrégénérateurs, ou plus simplement surgénérateurs. Mais le passage d'un réacteur classique à un réacteur surgénérateur est loin d'être simple et n'a rien à voir avec une adaptation des réacteurs à uranium naturel ou faiblement enrichi. En effet, la surgénération impose de «perdre» le moins de neutrons possibles et de disposer de ceux-ci à la «bonne vitesse».
Parmi tous les procédés qui ont pu être imaginés, pratiquement un seul a vu quelques réalisations: le réacteur à neutrons rapides, refroidi au sodium liquide utilisant théoriquement le plutonium comme matériau fissile et l'uranium 238 comme matériau fertile (qui se transformera pour partie en plutonium). Nous ne nous occuperons que de cette filière dans la suite. Notons cependant que certains, aux États-Unis, pensent à des filières au thorium.
    La France est dans ce domaine le pays qui a le programme le plus ambitieux et en fait meme la clé de voûte de la logique de son programme électronucléaire. Quelles sont les chances de succès de ce pari sur l'avenir? Voilà la question à laquelle nous nous efforcerons de répondre au travers de ce numéro. Mais d'abord il nous faut examiner les termes du pari: pourquoi les surgénérateurs et quelles sont les conditions du succès?
     L'épuisement des ressources énergétiques est la première raison invoquée par le programme «rapide»[2]. Le pétrole est limité, son prix ne cessera d'augmenter, la France ne dispose d'aucune ressource, ceci entraîne qu'il faut s'affranchir au maximum de cette source, d'où l'utilisation de l'uranium et le programme de construction des centrales à eau légère[3].
     Seulement, il y a un petit problème: la France n'est pas riche en uranium, environ 3% des ressources mondiales, et à EDF on prévoit d'importer dès 1985 les deux tiers de l'uranium. De toute façon, au niveau international, la situation n'est guère plus brillante; actuellement on reconnaît que les réserves d'uranium pour les filières PWR n'iront pas très au-delà de la fin du siècle. Or, on n'utilise dans ces filières que l'isotope 235, lequel ne constitue que 0,7% de l'uranium naturel tandis que le surgénérateur, lui, pourra transformer une grande partie des 99,3% d'uranium 238 en plutonium fissile. 
     Le raisonnement est intéressant et séduisant puisqu'ainsi on valorise considérablement les ressources nationales en uranium.
     Notons que le programme surgénérateur s'appuie sur une hypothèse majeure: la consommation énergétique continue à croître au même rythme et elle est de plus en plus couverte par l'électricité. 		suite:
     Autres avantages annoncés par les réacteurs rapides: ils permettent d'utiliser le plutonium et de s'affranchir des problèmes que la conservation de cet élément artificiel pose: la technique est française et nous sommes très avancés dans ce domaine, nous pouvons vendre notre technologie; cela permettra d'attendre la domestication de la fusion ou de l'énergie solaire. En quelque sorte, les surgénérateurs apparaissent ainsi comme un élément-clé pour la politique énergétique française à la fm de ce siècle et au 
début du suivant[4].
     Seulement voilà, cette belle construction théorique qui paraît si rationnelle se heurte à des constatations qui font douter de la crédibilité du raisonnement et qui nous font déclarer que l'aventure surgénératrice est dangereuse et inutile. C'est ce que nous allons nous efforcer de démontrer dans le reste du numéro, et nous étudierons les problèmes techniques du réacteur proprement dit, l'approvisionnement en combustible, l'utilisation du plutonium, etc.
     Mais sans entrer pour l'instant dans les détails, nous allons rappeler succintement les points de passage obligés du pari surgénérateur:
     1. Pour faire fonctionner des surgénérateurs type Phénix, il faut disposer du plutonium dont le seul gisement est le combustible irradié des réacteurs à eau légère, graphite gaz... et surgénérateurs. En d'autres termes, le programme surgénérateur est lié indissolublement à la faisabilité du retraitement. Dans le numéro précédent de la Gazette, nous avons montré que c'est loin d'être le cas et que même on peut affirmer qu'actuellement l' «industrie» du retraitement est en situation de panne quasi générale.
     2. Avoir le combustible ne suffit pas, il faut aussi résoudre les difficultés techniques propres à cette filière et en particulier dans le domaine de la sûreté. Nous verrons ce qu'il en est.
     3. Le succès de l'opération nécessite que soient réalisées deux conditions:
     a) un coût de l'énergie produite qui soit compétitif,
     b) que l'on puisse vendre la technique à l'étranger pour amortir les investissements importants consentis. Ce dernier point pose toute la question de la dissémnation de "matières sensibles" au travers du monde.
     A ces questions que nous posons dans la logique même des promoteurs de la filière: faisabilité, coût, exportation, s'ajoutent d'autres considérations non moins inquiétantes. La sûreté de ce genre de machines pose des problèmes spécifiques: possibilité de création d'une masse critique, réaction sodium-eau, course aux tailles d'unités croissantes pour espérer la rentabilité économique. De plus, les transports de plutonium qu'entraîne cette technique auront sans aucun doute des répercussions politiques et policières.

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1. On appelle fissile un élément qui peut donner lieu au phénomène de fission: éclatement sous le choc d'une tension; et fertile un élément qui par capture d'un neutron donne un élément fissile.
2. On appelle souvent les surgénérateur de type Phénix des réacteurs rapides. Cette appellation provient du fait que dans cette filière les neutrons ne sont pas ralentis, il n'y a plus de modérateur et les neutrons sont donc rapides.
3. Plus de trente tranches en construction.
4. Les déclarations dans ce domaine ne manquent pas.
2. problèmes techniques
     Actuellement, les seuls surgénérateurs que l'on sache faire sont les réacteurs à neutrons rapides refroidis par du sodium liquide, d'où l'identification souvent faite entre surgénérateur et réacteur à neutrons rapides. Ces réacteurs comportent un cœur dont le combustible est un mélange d'oxyde de plutonium et d'oxyde d'uranium. Ce cœur est refroidi par la circulation du sodium primaire, qui devient fortement radioactif. Ce sodium primaire échauffe du sodium secondaire très peu radioactif, qui lui-même, à travers des générateurs de vapeur, transmet sa chaleur à la vapeur d'eau actionnant les turbines.
     Le principe du cœur d'un réacteur à neutrons rapides est très différent de celui du cœur d'un réacteur ordinaire (à neutrons lents). Il y a en effet deux manières de provoquer une réaction en chaîne. Ou bien on répartit judicieusement la matière fissile au sein d'un modérateur qui ralentit les neutrons, multipliant ainsi par plusieurs centaines leur probabilité de casser les atomes fissiles qu'ils rencontrent: on a alors les réacteurs à neutrons lents. Ou bien on concentre suffisamment la matière fissile pour que les neutrons rapides rencontrent beaucoup d'atomes fissiles et en cassent certains: on a alors des réacteurs à neutrons rapides. Bien que le fonctionnement d'un surgénérateur soit très différent d'une bombe atomique, on peut dire que dans le système de fonctionnement il y a certaines analogies: par exemple la fission est provoquée par des neutrons rapides. La différence provient du fait que la réaction est normalement contrôlée et non explosive et que le matériau fissile est très divisé pour éviter la formation de masse critique.

Excursion

     Cependant leur fonctionnement repose bien sur la concentration en matière fissile. Si par accident la concentration augmente (lors d'une fusion partielle ou totale par exemple), la réaction en chaîne s'accélère: on dit que le cœur n'est pas, en fonctionnement normal, dans son état de réactivité maximale. Au contraire, le cœur d'un réacteur à neutrons lents est, au point de vue géométrie, dans son état de réactivité maximale, et une fusion partielle ou totale y interrompt la réaction en chaîne.
     Lorsque la réactivité augmente assez fortement, la réaction en chaîne n'est plus gouvernée par une catégorie de neutrons appelés retardés, mais par une autre catégorie de neutrons, dits instantanés. La bombe atomique et le réacteur à neutrons rapides sont les seuls systèmes où peut se produire une réaction en chaîne gouvernée par des neutrons rapides et instantanés. Une telle réaction en chaîne est, selon le rapport déjà cité de la Royal Commission britannique, une explosion nucléaire. Cest pourquoi la Royal Commission admet explicitement la possibilité d'explosion nucléaire du cœur d'un surgénérateur.
     La position du CEA est plus fluctuante sur ce point. La possibilité d'explosion nucléaire a eté en effet explicitement admise par un service du Département de Sûreté Nucléaire du CEA en novembre 1975 (BIST n°208, page 34). Mais quelques mois après, le chef de ce même département récusait le terme d'explosion nucléaire (interview à la Revue Générale Nucléaire, n° de mars-avril 1976). Il semble en fait que le terme, admis entre spécialistes, ne doive pas être porté à la connaissance du public, par crainte de réactions passionnelles. Cette position peut être justifiée par le fait que l'explosion nucléaire d'un surgénérateur n'aurait pratiquement rien à voir avec l'explosion d'une bombe du type d'Hiroshima: grosso modo, l'explosion la plus violente envisagée pour un surgénérateur est mille fois moins rapide et mille fois moins puissante que celle d'une telle bombe. Ce qui ne veut pas dire que les conséquences en seraient forcément moins graves: en effet, la radioactivité libérée peut être mille fois plus importante que dans le cas de la bombe.

suite:
     Une étude récente (août 1977) du National Radiological Protection Board britannique évalue à 6.000 morts immédiats et 60.000 morts différés le résultat de l' «expulsion de 10% du cœur de Superphénix».
     C'est autour de cette éventualité que tourne une bonne partie des études de sûreté. Cette éventualité d'une réaction de type explosif dans le cœur du réacteur, qui était reconnue comme un des risques spécifiques les plus grands des surgénérateurs, a polarisé l'attention de tous ceux qui s'intéressent à la sûreté. Des travaux importants ont été entrepris pour parer aux conséquences de cet accident et également pour l'éviter. C'est ainsi qu'un système de confinement a été conçu pour absorber en se déformant, l'énergie mécanique dégagée par l'accident, tout en conservant son étanchéité[5]. Par ailleurs, la fiabilité de l'arrêt automatique du réacteur a été largement améliorée, si bien que les études récentes montrent, aujourd'hui, qu'«il est quasiment impossible que l'accident redouté se produise physiquement.» ( BIST n°227, janv.-févr. 1978).
     Par contre, d'autres scénarios d'accidents ont été découverts, qui paraissent beaucoup plus probables. Ils proviennent de défauts de refroidissement qui provoqueraient une montée lente en température de l'ensemble du réacteur ou de fuites de sodium sur les cuves. Or, aucun moyen sérieux n'a été prévu pour contenir les conséquences de ces accidents, et il n'a pas encore été démontré, s'il est possible de le faire, que leur probabilité d'occurrence était négligeable.

L'évacuation de la puissance résiduelle en ultime recours 

     Lorsque les barres de contrôle d'un réacteur nucléaire tombent dans le cœur, la réaction en chaîne est immédiatement arrêtée, mais le cœur continue de dégager une certaine quantité de chaleur: c'est la puissance résiduelle, libérée par les produits de fission et d'activation. Cette chaleur doit être évacuée, si l'on veut éviter de gaves conséquences: fluage de la cuve, fusion du cœur, incendie du sodium primaire. C'est pourquoi le décret d'autorisation de création (DAC) de la centrale de Malville, paru au Journal Officiel du 28 mai 1977, stipule: «En cas de défaillance totale de l'ensemble des moyens normaux de refroidissement, une évacuation en secours de la puissance résiduelle sera assurée de façon à éviter un endommagement grave des éléments combustibles.»
     Supposons qu'à un instant t = 0, le réacteur Superphénix fonctionne à pleine puissance (sa puissance thermique est alors de 3.000 MW, ce qui correspond à 1.200 MW électriques), et qu'à ce moment les barres de contrôle tombent en une seconde. Les estimations faites en 1974 pour la puissance résiduelle étaient les suivantes:
t = 1 seconde  P = 210 MW (thermiques)
t = 1 minute     P = 120 MW
t = 1 heure      P = 48 MW
t = 1 jour        P = 15 MW
t = 1 mois       P = 6 MW
     Dans le cas normal (qui pourrait se produire 1 .800 fois au cours de la vie de la centrale), deux à quatre pompes primaires sont disponibles, ainsi que trois à quatre boucles secondaires de sodium, et les générateurs de vapeur (noyés). Il n'y a alors aucun problème.
     Dans d'autres cas (indisponibilité de l'installation de production d'électricité, manque de tension, ou arrêt froid chaudière), les générateurs de vapeur sont indisponibles ou hors service, et il faut utiliser les échangeurs sodium-air de secours qui existent sur les quatre boucles secondaires de sodium. Cette situation pourrait arriver 160 fois au cours de la vie de la centrale et ferait problème dans certains cas.

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5. Cependant, selon des rumeurs récentes, la dalle de Superphénix, dans sa conception actuelle ne résisterait pas à cet accident.
     Enfin, il peut arriver que les pompes primaires et les boucles secondaires soient indisponibles: c'est l'accident de disparition des circuits normaux d'évacuation de la puissance (DCNEP). On estime que cet accident ne devrait pas arriver plus d'une fois dans la vie de la centrale. C'est cet accident que jusqu'en 1977 on espérait maîtriser grâce à un circuit dit «d'ultime secours».
     La cuve principale, de 21 mètres de diamètre et de 19 mètres de haut, est suspendue à la dalle du réacteur; elle contient le cœur, le sodium primaire, les pompes primaires et les échangeurs sodium primaire/ sodium secondaire. Elle est entourée par la cuve de sécurité (qui forme avec le dôme situé au-dessus de la dalle, l'enceinte de confinement primaire), plus mince, de diamètre 22,4 mètres. On espérait que la convection naturelle du sodium à l'intérieur de la cuve principale, le rayonnement thermique de celle-là vers la cuve de sécurité, et le rayonnement thermique de la cuve de sécurité suffiraient pour dissiper la chaleur, à condition de disposer autour de la cuve de sécurité un circuit d'eau destiné à l'évacuation des calories, et appelé «circuit d'ultime secours». Ce circuit était destiné également à éviter l'échauffement de la tour de béton qui supporte la dalle, et à constituer une barrière étanche supplémentaire entre cette tour et la cuve de sécurité.

Les problèmes découverts en 1977 sur Superphénix 

     Quatre facteurs, jouant tous dans un sens défavorable, on détruit l'espoir que l'on avait d'évacuer la puissance résiduelle par le seul jeu du rayonnement des cuves:
     a) les derniers calculs de puissance résiduelle donnent des valeurs un peu plus fortes que prévu;
     b) le rayonnement de la cuve principale est moins élevé que prévu;
     c) le pourcentage de sodium stagnant, ne participant pas au refroidissement, sera nettement plus élevé que dans Phénix;
     d) en cas de déchirure de la cuve principale, la cuve de sécurité était prévue pour résister pendant dix heures à du sodium à 630°. Elle devait être construite en acier noir. Mais il a été demandé qu'elle resiste à du sodium à 700°. Or, le genre d'acier qu'il faut alors rayonne moins bien que l'acier noir.
     Il est apparu clairement, au cours du printemps et de l'été 1977, que le dispositif prévu pour Superphénix était nettement insuffisant. On s'est même aperçu que pour Phénix il était à peine suffisant. Ainsi, la puissance à évacuer croissant plus vite que la surface d'évacuation, la fameuse sécurité intrinsèque au refroidissement des piles piscine n'existe plus au-dessus de 250 MW électriques. C'est toute la filière «rapide-sodium» qui est à repenser.

      Une première conséquence pourrait être la fusion du cœur, insuffisamment refroidi. A cet égard, le DAC stipule, juste après le paragraphe déjà cité: «Un dispositif approprié sera mis en place pour permettre, dans certains cas d'accidents plausibles entraînant une fusion de combustible, de recueillir la partie fondue du combustible; un dossier relatif à la conception de ce dispositif, justifiant notamment sa capacité, le choix des matériaux et précisant les conditions de refroidissement du combustible fondu, sera adressé au service central de sûreté des installations nucléaires au plus tard six mois après la publication du présent décret». Il serait intéressant de savoir si le dossier en question a été transmis aux organismes de sûreté, et ce qu'il contient. Si un tel dispositif ne fonctionne pas, le cœur en fusion descendra et traversera les deux cuves. Le sodium primaire (3.300 tonnes) se répandra à l'air et prendra feu sous la dalle. De plus, le sodium réagit avec le béton, ce qui pourrait provoquer en cas de perte d'étanchéité du circuit d'ultime secours, l'effondrement de la tour qui soutient la dalle du réacteur - c'est-à dire l'effondrement total des structures de la centrale. Le bâtiment réacteur aurait alors peu de chances de résister à l'enchevêtrement d'incendies et d'explosions chimiques qui en résulteraient, et les 60 millions de curies de radioactivité du sodium primaire pourraient s'échapper dans l'atmosphère - sans parler de la toxicité chimique des vapeurs d'oxyde de sodium, et de la libération des produits de fission volatils du cœur.
     Une autre conséquence de la non évacuation de la puissance résiduelle semble devoir être, chronologiquement peut-être même avant la fusion du cœur, une déformation importante et brutale de la cuve principale, soumise à une température qui provoque son fluage. Si cette déformation s'accompagne d'une déchirure de la cuve principale, et endommage la mince cuve de sécurité (de 2,5 à 4 centimètres d'épaisseur), ce qui paraît fort vraisemblable, on se retrouvera à peu près dans les conditions décrites au paragraphe précédent.
     Par contre, l'excursion nucléaire semble improbable dans ce cas, car les absorbants des barres de contrôle restent en principe dans le cœur, même si celui-ci se déplace. On peut cependant envisager la formation de masses critiques[6] au fond de la cuve.
     Une autre différence par rapport à 1'«accident de référence» est que l'échauffement se développe de façon progressive... , ce qui laisserait plusieurs heures pour évacuer la région Rhône-Alpes.!...
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Encart
NATIONAL RADIOLOGICAL BOARD
Rapport R-53 - Août 1977
«Estimation des conséquences radiologiques de dégagements accidentels hypothétiques de radioactivité d'un réacteur surgénérateur à neutrons rapides».
     Cette très intéressante étude, due à trois spécialistes en radiologie du centre britannique de Harwell, n'a pas reçu en France toute la publicité qu'elle méritait. Un excellent résumé en a été fait par Fabien Gruhier (Sciences et Avenir, mars 1978), mais à notre connaissance ni EDF, ni les autorités préfectorales n'ont transmis aux maires (et à la population) de la région Rhône-Alpes la traduction du rapport, ni même un résumé. Faute de place, nous devons nous contenter d'en donner les grandes lignes dans cet encart. Les lecteurs qui veulent en savoir plus peuvent soit demander le résumé à Sciences et Avenir, soit demander le rapport à Her Majesty's Stationery Office, Government Bookshop, 49, High Holborn, London WC1 V6 HB.
     L'accident envisagé est l'évaporation et l'expulsion d'une certaine fraction du cœur d'un surgénérateur de 1.300 MWé, avec deux hypothèses: ou bien le reste du cœur demeure intact, ou bien il fond. Cette dernière hypothèse est d'ailleurs plus réaliste, et c'est pour elle que nous donnerons des résultats.		      La fraction vaporisée varie de 0,5% à 10%. Il est supposé que le vent disperse les produits radioactifs dans un angle de 30° à partir de la centrale. Dans le cas de vaporisation de 10% du cœur, la probabilité de mourir immédiatement ou d'avoir un cancer du poumon précoce est de 100% jusqu'à trois kilomètres de la centrale; elle est encore de 60% à 5 kilomètres. La probabilité de mort «différée» par cancer (de 5 à 30 ans après l'accident) est de 16% à 10 kilomètres de la centrale, 6% à 20 kilomètres, 1,5% à 50 kilomètres, 0,5% à 100 kilomètres. Ainsi, par vent d'est, un tel accident survenant à Superphénix provoquerait la mort «différée» de 20.000 personnes dans le seul département du Rhône, et, par vent de sud ouest, de 3.000 personnes dans le canton de Genève, sans parler des dizaines de milliers de victimes de l'Isère ou de l'Ain. Si la fraction vaporisée atteignait 30%, l'accident ferait plus de 100.000 morts dans la région Rhône-Alpes. 
Il est à noter que l'on envisage effectivement pour les surgénérateurs la vaporisation partielle du cœur au cours d'«excursions» nucléaires (voir à ce sujet le rapport de sûreté préliminaire de la centrale de Creys-Malville, 1974, ou le paragraphe 115 du 6ème rapport de la Royal Commission on Environmental Pollution, Londres, 1976). 
     Bien entendu, nos experts officiels nous assureront que la probabilité d'un tel accident est rigoureusement nulle, ou en tout cas plus nulle que celle de la marée noire de l'Amoco Cadiz. On respire...
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La probabilité

     Les documents officiels considèrent que la situation d'indisponibilité totale des pompes primaires et des boucles secondaires peut arriver une fois au cours de la vie de la centrale. Outre la possibilité de pannes simultanées, cette situation est prévue dans le cas du séisme «majoré de sécurité», auquel la centrale doit résister. Citons encore le DAC: «La conception des ouvrages sera telle que, pour un séisme de plage d'intensité VII de l'échelle MSK , et avec un spectre de réponse de résonateurs adaptés au site, le maintien des fonctions de sécurité du réacteur, dont l'arrêt sûr de la réaction en chaîne et le refroidissement à long terme, le confinement des substances radioactives, la protection sanitaire et la mesure des rayonnements ionisants restent assurés» (notons au passage qu'au-delà de l'intensité VII, l'arrêt de la réaction en chaîne n'est pas assuré, c'est-à-dire qu'un fort tremblement de terre peut provoquer une excursion nucléaire). La centrale de Malville est construite sur une zone où le séisme «maximum probable» est d'intensité VI, mais à quelques kilomètres seulement d'une zone où il est d'intensité VII. Le séisme «majoré de sécurité» se situe à un degré d 'intensité au-dessus du séisme maximum probable. Le prendre en compte n'a rien d'une hypothèse d'école: on ne dispose pas d'informations précises sur les séismes remontant à plus d'un siècle; et une région peut très bien remonter d'un degré dans l'échelle MSK (tel a été le cas de l'île d'Oléron en 1972).
     Devant la mise en évidence de cette erreur de conception, les constructeurs de Superphénix ont alors imaginé d'introduire un système supplémentaire, dit "d'échangeur bouteilles". Il s'agirait, d'après ce que l'on peut savoir, de tuyauteries auxiliaires de sodium, terminées côté extérieur par un échangeur sodium-air, qui entreraient en action en cas d'accident. De nombreux problèmes se posent, entre autres: quelle sera la probabilité de non-fonctionnement des échangeurs bouteilles? la résistance mécanique de la dalle sera-t-elle modifiée?
     Si le sujet n'était pas aussi grave, on pourrait trouver assez amusantes les déclarations de M. Vendryes, délégué à la Mission d'applications industrielles nucléaires au CEA, devant le Conseil général de l'Isère (23 septembre 1976): «Déjà mûr l'an dernier, le dossier de Superphénix a été fouillé autant qu'il était possible, et approfondi au cours des douze mois écoulés, si bien qu'il ne peut plus s'agir maintenant de l'approfondir, quitte à le remettre en cause entièrement.» 

Autres problèmes en vrac

     · La conception détaillée des échangeurs intermédiaires, sur lesquels des fuites s'étaient produites à Phénix en 1976, se heurte à de nombreuses difficultés. L'origine de ce problème est liée essentiellement à la tenue au séisme de ce composant. 
     · Les performances des générateurs de vapeur semblent être moins bonnes que celles qui avaient été prévues, la puissance de 1.200 MWe de la centrale pourrait donc ne pas être garantie. De plus, contrairement à ce qui avait été prévu initialement, la réaction sodium-eau due à la rupture d'un tube d'eau pourrait détériorer suffisamment l'enveloppe des générateurs de vapeur pour interdire un redémarrage après le seul tamponnage des tubes touchés par la réaction. 
     · Au niveau de la réalisation, des problèmes délicats de soudure ont été rencontrés en raison d'une teneur en bore trop élevée des aciers. Ce problème a failli entraîner le rebut des tôles du fond de cuve.
     · Les critères de sécurité de Phénix avaient été définis avec rigueur, en particulier pour la température de fonctionnement.
     On est en train d'introduire un critère de probabilité admettant que 1% des aiguilles[8] puisse atteindre et même dépasser la température de fusion. Ceci permet d'augmenter la puissance linéique maximale. Souhaitons que la sûreté l'emporte...
     · La résistance de la cuve.
     La simulation a été faite par calcul: bulle de pression initiée au niveau du coeur à la suite d'un ADR rapide. Cette bulle entraîne une déformation importante de la cuve en 160 millisecondes. Mais en principe, les calculs semblent montrer qu'il n'y a pas de rupture globale, cependant cela n'exclut pas une (ou des) ruptures locales avec fuites.

suite:
     Il y a des inconnues importantes au niveau des calculs et en particulier sur les caractéristiques de la bulle de pression initiale. Donc le fait que trois méthodes de calculs donnent des résultats qui se recoupent, ne permet pas de conclure que la rupture globale est totalement improbable.
     · Mécanisme de commande des barres de contrôle.
     Pour Rapsodie et Phénix, de nombreuses versions ont été étudiées et testées.
     Par contre, pour Superphénix il n'y a pas de prototype; or, comme il s'agit de matériel nouveau, le CEA considère qu'il aurait fallu en faire un. 
Mais toujours pour ne pas retarder le programme - et certains ajoutent «par économie» -, on a déjà lancé la réalisation d'une série de 21 mécanismes pour lesquels on prévoit:
     - essais à Cadarache en 1980 de deux tête de série pour mise au point;
     - essais de conformité sur deux mécanismes pris au hasard dans la série.
     De plus, il reste un problème important à résoudre:
     - il faut vérifier que les barres tomberont lors d'un séisme d'intensité VIII dans l'échelle MSK. En statique, cela marche, mais il faut faire la vérification en dynamique avec une table vibrante. Or, ce n'est guère facile de réaliser l'expérience, surtout avec des crédits réduits.
     · Manutention des combustibles.
     Les assemblages usés doivent être sortis du cœur et stockés dans un barillet où leur puissance tombe à 7 kW (27 à 30 kW à la sortie du cœur). 
     Il se pose un problème lors de leur transfert hors du barillet, car les assemblages doivent passer par un couloir avec ou sans soufflage d'azote; or, le soufflage d'azote (non pur) risque d'entraîner une corrosion des gaines par formation de soude, d'où des ruptures de gaines avant le retraitement.
     - Que se passerait-il si un assemblage tombait dans le couloir au cours du transfert? La probabilité est certes faible mais cet accident n'est pas pris en compte dans l'étude de sûreté. 

Sodium

     Enfin, pour terminer cette partie consacrée aux problèmes techniques, nous allons aborder le problème du sodium (en laissant à part les questions soulevées par le plutonium).
     Le sodium est un bon fluide de refroidissement et son avantage fondamental est qu'il n'a pas à être utilisé sous pression.
     La cuve et les tuyauteries des surgénérateurs n'ont donc pas à résister en permanence à une pression élevée, comme dans le cas des réacteurs à eau légère. Une exception cependant: au niveau des générateurs de vapeur, la vapeur d'eau est en forte surpression par rapport au sodium secondaire.
     Les inconvénients du sodium sont que son contact avec l'eau provoque une explosion, et qu'aux températures utilisées, il prend feu spontanément à l'air. On sait éteindre un incendie de l'ordre d'une tonne de sodium, mais il y en aura 5.000 tonnes dans Superphénix. Le sodium primaire est fortement radioactif; par ailleurs, l'inhalation des fumées d'oxyde de sodium émises lors d'un incendie provoque la formation de soude caustique dans les poumons, ce qui peut évidemment avoir de graves conséquences. C'est pourquoi de multiples précautions doivent être prises afin d'éviter de tels accidents.
     Tout d'abord, il faut détecter la fuite: la sensibilité des appareils a permis expérimentalement de détecter des feux de 5 grammes de sodium. 
     Cependant, les essais d'extinction menés avec une nouvelle poudre «le marcalina» ont été faits sur des quantités allant jusqu'à 1.300 kg de sodium. Or, si on envisage une rupture totale de canalisation sur Superphénix, on peut calculer que la fuite de sodium pourrait atteindre 70.000 kg. Le CFA va donc mettre en œuvre une installation à Cadarache dans laquelle il sera possible de faire des feux mettant en œuvre ces quantités.
     Il reste donc à démontrer:
     - que les résultats obtenus avec 1.300 kg sont extrapolables,
     - que c'est applicable au cas de Superphénix.

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6. Masse critique: concentration de matériau fissile en quantité telle qu'une réaction en chaîne peut s'y développer de façon explosive.
7. L'échelle d'intensité M.S.K. (MEDVEDEV-SPONHEUER-HARNIK) est très différente de (l'échelle de Richter (échelle de magnitude). Disons de façon très approximative que la magnitude 4,5 correspond à l'intensité VI et la magnitude 8,5 à l'intensité XII.
8. Le combustible sous forme de pastille est mis dans une gaine, ce qui constitue une «aiguille». Ces aiguilles sont ensuite rassemblées dans un assemblage combustible.
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