L'occasion de ressortir ce truc

Bref, prochaine section on parlera d'un truc plus intéressant, à savoir mon accident de prédilection, i.e. celui que j'ai le plus étudié (pas sans lien avec l'état de mon fémur dont je parlais y a 4 semaines d'ailleurs)

et ce à partir des moyens encore à notre disposition. évidemment. Evidemment, après 2h sans alimentation, les réactions de fission ont été arrétées depuis longtemps et le coeur est passé en état d'arrêt, dans des conditions de température et pression plus raisonnables.

Souvenez-vous, on perd l'alimentation électrique, et cette fois on regarde ce qu'il se passe côté coeur si on perd l'alimentation électrique pendant plus de 2h. Bon ça va être court donc : la question porte principalement sur le maintien de l'évacuation de la puissance résiduelle du coeur

C'est pour le politiquement correct. Oh wait.

C'est clair, on apprécie le sous-entendu qu'on est des connards mafieux prêts à tout pour gagner du fric au détriment de la sûreté

Rien de particulier ici. L'étude est réalisée en état F, c'est-à-dire réacteur à l'arrêt, avec l'entièreté du combustible du cœur déplacé dans la piscine, et le critère est toujours de ne pas laisser la température de la piscine dépasser 80°C

Comme d'habitude, on prend des marges sur le critère, d'où le fait de viser une température de 80°C plutôt que 100°C.

Même si le combustible usé ne produit presque plus de puissance, il continue de chauffer, et il faut s'assurer que la piscine reste à une température acceptable (comprendre, éviter qu'elle entre en ébullition et s'évapore). Le critère à respecter est le maintien de la température sous les 80°C

Et elle ne fait que deux pages. Le sommaire, et un renvoi au chapitre 15, section 3, pour les conséquences radiologiques. Donc je n'ai rien à dire dessus non plus.

On le rappellera jamais assez, la sûreté nucléaire est une constante amélioration, mais bon les systèmes de protection ne sont pas le sujet pour l'instant. J'en parlerai peut-être une autre fois.

Mais de plus, il n'est pas toujours aisé de détecter que le retrait d'une seule grappe a lieu (contrairement au retrait de groupe qui est vite détecté par les protections). Ceci étant, les EPR sont un peu mieux équipés que les premiers réacteurs du parc français à ce sujet.

Déjà, c'est assez évident, ça créé un déséquilibre azimutal de la puissance dans le cœur, et ça c'est jamais très bon pour le risque de crise d'ébullition ou de fusion du combustible (il vaut mieux qu'une augmentation de puissance se répartisse sur le cœur plutôt qu'elle se concentre à un endroit)

Et retirer une grappe en la désolidarisant de son groupe, c'est improbable, plus que de bouger le groupe entier. Mais pour le R1GP (comme on l'appelle pour le différencier du RIGP), c'est plus compliqué. Le retrait d'une seule grappe a d'autres impacts sur le cœur qu'un retrait de groupe entier

Qui plus est, le retrait de groupe en puissance est PCC-2, et celui d'une seule en PCC-3.
Il faut rappeler que l'augmentation de la catégorie ne signifie pas toujours que l'accident est pire, mais peut signifier qu'il est plus improbable.

Et là c'est assez simple : en état B et C (arrêt, primaire fermé), une sécurité empêche tout mouvement de grappe.
En état D (arrêt à froid, circuit ouvert), la concentration en bore est maintenue suffisamment élevée pour empêcher tout retour en criticité, on en avait parlé au 15.2.2M

Une page de sommaire et une page pour dire que cet accident n'a d'autre objet d'étude que les conséquences radiologiques, qui sont traitées au chapitre 15, section 3, et renvoyer dessus.
(C'est bien les sections comme ça c'est moins de travail de vulgarisation pour moi)