Le réacteur nucléaire de recherche IFIN-HH VVR-S, qui a fonctionné entre 1957 et 1997, est actuellement en phase de démantèlement. Dans l’historique d’exploitation du VVR-S, il y a eu deux inondations avec du fluide caloporteur dans la salle des pompes (rejet du réservoir de 300 m 3 dans le réservoir tampon et la salle des pompes) qui ont contaminé le sol et les murs. Le caloporteur est constitué d’eau distillée contenant les radionucléides suivants : 137 Cs, 60 Co, 152 Eu, 154 Eu, 155 Eu issus de la fission nucléaire et de l’activation des produits de corrosion. Du rapport de caractérisation radiologique des structures du réacteur nucléaire VVR-S, données détaillées concernant la profondeur de pénétration dans le béton en utilisant la spectrométrie gamma pour l’analyse d’échantillons prélevés dans le béton. Au cours de la période 2014-2016, le démantèlement des systèmes, équipements et composants du circuit primaire et de la salle des pompes suivi de la décontamination des sols et des murs. Par conséquent, le profil vertical de pénétration des radionucléides dans le béton est connu pour toutes les surfaces de la chambre.
Le projet réalisera les mesures nécessaires aux analyses par spectrométrie gamma pour déterminer la contamination du profil vertical par échantillonnage, en tenant compte du niveau d’eau de 18 cm dans la salle des pompes, du temps de repos de l’eau dans les zones avant évacuation en 48 heures, la densité du béton au niveau du sol et la densité du béton au niveau des murs. Ainsi, des mesures par spectroscopie de la contamination du béton seront effectuées, qui seront utilisées comme données d’entrée dans le programme de modélisation.
Le projet consistera ensuite à évaluer la migration des radionucléides à l’intérieur du bâtiment en béton du réacteur nucléaire de recherche IFIN-HH VVR-S à la suite d’un événement inattendu, afin de démanteler le réacteur en toute sécurité. Afin d’obtenir une prédiction pertinente de la zone contaminée, il est indispensable d’utiliser un code numérique robuste calibré à partir de données réelles. L’aspect principal est la capacité du code numérique à modéliser le transport par diffusion dans des milieux à très faible porosité comme le béton.
Le concept du projet de recherche est de développer une méthodologie d’évaluation du profil de contamination et de calcul du transport des radionucléides dans la chambre de la pompe (chambre 31) et dans la chambre sous le réacteur (chambre 30) du réacteur nucléaire VVR-S.