Retour d’expérience sur les accidents nucléaires

Three Mile Island, Tchernobyl, Fukushima : ces lieux de graves accidents de réacteurs nucléaires sont fréquemment mis en avant par les opposants à l’énergie nucléaire. Mais que sait-on réellement à leur sujet ? Quelle place occupent-ils dans la problématique de la sûreté nucléaire ?


Après avoir été jadis critiquée, à juste titre, pour la parcimonie de son information du public, l’industrie nucléaire pratique aujourd’hui une transparence qui n’a d’égale dans aucune autre industrie[1]. En France, cette transparence fait même, depuis 2006, l’objet d’une loi[2]. Le moindre incident survenant dans une installation nucléaire, centrale, laboratoire ou usine, est communiqué non seulement à l’autorité de sûreté, qui le publie sur son site web ouvert à tous, mais aussi directement à la presse. Mais la plupart des installations nucléaires sont des ensembles très complexes (Lire : Les réacteurs nucléaires), et plus la description d’un incident est précise, ce qui est essentiel pour que les spécialistes en tirent les leçons, moins elle est accessible au grand public, qui veut surtout savoir : Est-ce que c’est grave ? Qu’est-ce que je risque ?

 

1. L’échelle INES (International Nuclear and radiological Events Scale)

C’est pour répondre à cette légitime interrogation que deux organisations internationales, l’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) et l’Agence pour l’énergie nucléaire (OCDE/AEN) ont établi en octobre 1990 une échelle internationale de gravité des événements nucléaires, dite échelle INES[3]. Cette échelle est d’utilisation universelle depuis 1992. À compter de 2008, étendue aux accidents radiologiques, l’échelle INES classe tous les événements liés au transport, à l’entreposage et à l’utilisation des matières et des sources radioactives, qu’ils se produisent dans les installations nucléaires ou qu’ils soient liés à des usages industriels. Elle s’inspire de deux échelles connues du public, l’échelle Richter ouverte qui quantifie la gravité des séismes et l’échelle Beaufort qui concerne vents et tempêtes.

Fig. 1 : Échelle INES – Source : ©AIEA

Tous les événements qui impliquent des sources de rayonnements ionisants et qui ont un impact réel ou potentiel sur l’homme et l’environnement [notice 040] peuvent être classés sur l’échelle INES selon 7 niveaux de gravité (Lire : L’homme, les rayonnements, la radioprotection). Cette gamme d’événements est très vaste et elle couvre aussi bien la perte ou le vol d’une source radioactive qu’un accident grave au sein d’une centrale nucléaire. Les niveaux 1 à 3 correspondent aux incidents, les niveaux 4 à 7 aux accidents. L’échelle est conçue de telle sorte que la gravité d’un événement est environ décuplée avec chaque passage au niveau supérieur. Les événements sans importance pour la sûreté sont appelés écarts et sont classés en dessous de l’échelle/niveau 0 (voir Figure 1).

Pour classer un événement nucléaire dans un niveau donné, on tient compte de trois critères.

  • Critère 1 : Conséquences pour l’homme et l’environnement. Ce critère se divise en deux sous-critères :
    • a/ rejets dans l’environnement : l’événement est classé entre les niveaux 4 et 7 en fonction des quantités de substances radioactives rejetées ;
    • b/ exposition de personnes : l’événement est classé entre les niveaux 1 et 5 en fonction de la dose reçue par une ou plusieurs personnes et en fonction du nombre de personnes.
  • Critère 2 : Conséquences pour l’installation. Ce critère concerne les événements qui endommagent l’installation ou qui peuvent entraîner des conséquences pour les travailleurs au sein de l’installation, mais où ces conséquences restent négligeables à l’extérieur du site. Ces événements sont classés entre les niveaux 2 et 5.
  • Critère 3 : Dégradation de la défense en profondeur[4]. Les événements impliquant une dégradation de la défense en profondeur sont classés entre les niveaux 1 et 3.

C’est l’opérateur qui propose le classement d’un événement lors de sa déclaration, mais c’est l’autorité de sûreté qui décide en dernier ressort. À titre d’exemple, en 2011, pour l’ensemble de ses 58 réacteurs, Électricité de France (EDF) a déclaré 954 écarts de niveau 0 (hors échelle), 106 anomalies de niveau 1 et 2 incidents de niveau 2.

 

2. Les accidents de réacteurs nucléaires

On ne recense que peu d’accidents (niveau 4 ou supérieur) survenus dans un réacteur nucléaire. Outre les trois accidents (1979, 1986 et 2011) décrits en détail ci-après, voici la liste des autres, dont trois dans les années 1950, trois dans les années 1960 et un dans les années 1980.

12 décembre 1952: fusion partielle du cœur du réacteur national expérimental (NRX) de Chalk River (Canada) provoquée par une erreur de l’opérateur et des problèmes mécaniques dans les systèmes d’arrêt. Certaines gaines de combustible explosèrent, entraînant le rejet de matières radioactives. Il fallut des mois pour décontaminer le site[5]avec des méthodes qui seraient inacceptables aujourd’hui. On a enlevé et enterré le cœur du réacteur pour en installer un nouveau. Dans les deux années qui ont suivi, le réacteur a été réparé et remis à en marche jusqu’en 1992. Cet accident serait de niveau 5.

10 octobre 1957 : l’incendie de l’empilement de graphite du réacteur plutonigène de Windscale (Grande Bretagne), qui était refroidi à l’air, provoque la fusion de dix tonnes de combustible en uranium métallique et le relâchement d’iode radioactif dans l’environnement. Pas de victime, mais le gouvernement britannique a dû racheter et détruire la production de lait dans les 600 km2 avoisinants. Le démantèlement du réacteur, commencé dans les années 1980, devrait être terminé en 2015. L’accident, que l’on classerait sans doute aujourd’hui au niveau 5, n’a guère soulevé d’émotion en dehors du Royaume Uni et du Danemark[6].

24 Mai 1958 : moins d’un an après son démarrage, le réacteur canadien universel (NRU), successeur de NRX, a subi un accident de niveau 4 : un élément combustible en uranium, endommagé, a pris feu lors de son déchargement, contaminant le bâtiment et ses environs par des produits de fission. Nettoyage et réparation n’ont pris que trois mois et NRU a redémarré en août 1958.

3 janvier 1961 : lors d’un redémarrage du réacteur SL1 (Stationary Low-Power Reactor Number One), un réacteur militaire expérimental états-unien construit sur le site de l’Idaho National Laboratory (INEL) et conçu pour alimenter en électricité et chaleur des sites isolés comme les radars d’Alaska, un des opérateurs lève brutalement beaucoup trop les barres de commande, ce qui provoque la surcriticité soudaine du réacteur. En 4 millisecondes, la puissance du cœur passe de quelques MW à 20 GW et l’eau se vaporise brutalement. L’explosion de vapeur d’eau a provoqué une forme extrême de coups de bélier : la cuve du cœur (12 tonnes) a bondi de 2,77 m et les mécanismes de commande des grappes ont défoncé le plafond du bâtiment du réacteur. L’explosion fit trois morts. Cet accident serait classé au niveau 5. On s’interroge encore sur les raisons de cette fausse manœuvre.

21 janvier 1969 : un arrêt d’urgence automatique interrompt la première montée à pleine puissance du réacteur expérimental de Lucens, en Suisse. La radioactivité monte rapidement dans la caverne qui abrite le réacteur, signe d’une dégradation du combustible. Suite à cet accident, de niveau 4 ou 5, sans conséquence sanitaire, le réacteur n’a jamais redémarré. La caverne a été murée en 1974, et le site, déclassé en 2004. Cet accident est peu connu en dehors de la Suisse.

15 octobre 1969 : après une visite officielle de la centrale Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG) de Saint-Laurent, en France, un opérateur du réacteur 1 charge par erreur une fausse cartouche au lieu d’un élément combustible, obstruant ainsi un des canaux de refroidissement ; plusieurs éléments (50 kg) encore peu irradiés fondent. Cet accident de niveau 4 n’a pas fait de victime, ni causé de relâchement significatif de radioactivité, mais le réacteur a été arrêté 1 an pour nettoyage. L’accident est passé presque inaperçu du public, peut-être éclipsé par l’annonce par EDF de son abandon (controversé à l’époque) de cette filière au profit des réacteurs à eau ordinaire construits sous licences américaines.

13 mars 1980 : Saint-Laurent encore, mais réacteur 2. Arrachée de l’isolation du caisson, une plaque métallique vient obturer six canaux : plusieurs éléments très irradiés (20 kg) fondent. Cet accident de niveau 4 est le plus grave survenu en France à nos jours. Pas de victime, pas de relâchement significatif, mais deux ans et demi d’arrêt.

La liste peut paraître déjà longue, mais le total des victimes se monte à trois. Ne sont pas inclus dans cette liste les accidents survenus aux États-Unis et en Union Soviétique sur des sous-marins à propulsion nucléaire, car on dispose de peu de détails sur eux. Il faut aussi remarquer que les accidents, ci-dessus décrits succinctement, n’ont pas eu le retentissement mondial qui a caractérisé les trois qui suivent.

 

3. L’accident de Three Mile Island, 28 mars 1979

Fig. 2 : Schéma de la centrale TMI 2 – Source : adaptée de USNRC

La centrale nucléaire de Three Mile Island (TMI) est située sur un banc de sable au milieu de la rivière Susquehanna à une vingtaine de kilomètres d’Harrisburg, capitale de l’État de Pennsylvanie aux États-Unis[7]. La centrale comporte deux tranches de réacteurs à eau pressurisée de 800 et 900 MWe, toutes deux de conception Babcock &Wilcox, pas très différente des îlots nucléaires Westinghouse des réacteurs construits en France à cette époque (Figure 2). La tranche dite TMI 1 a été mise en service en 1974, tandis que TMI 2 l’a été fin 1978.

Il est 4 heures du matin, ce 28 mars 1979, TMI1 est en fin d’arrêt pour rechargement et TMI2 fonctionne à 97% de sa puissance nominale quand de petits incidents provoquent l’arrêt des pompes qui alimentent en eau les générateurs de vapeur. En soi, cette panne n’a rien de catastrophique et les procédures de sécurité se déclenchent : arrêt d’urgence et ouverture programmée d’une vanne de décharge en haut du pressuriseur pour compenser un pic de pression temporaire. C’est alors que se produit la défaillance technique : la vanne ne se referme pas. La pression continuant à baisser, le système d’injection d’eau de secours démarre automatiquement  comme prévu.

Mais, abusés par des indications ambigües des instruments de contrôle, les opérateurs de TMI 2 croient que la vanne s’est refermée. Alors que le réacteur perd son eau, ils pensent, au contraire, que les systèmes de sécurité rajoutent trop d’eau et ils les coupent. Puis, pour éviter leur cavitation, ils arrêtent les pompes primaires. De ce fait, ils prennent, deux heures durant, des mesures aggravantes qui transforment un incident banal en accident sérieux et ce n’est que 3 heures 20 après le déclenchement de l’accident que l’opérateur re-déclenchera une injection d’eau, permettant de rétablir un certain refroidissement du cœur. Mais le mal était fait.

Les dégâts internes ont été considérables : le tiers du combustible a fondu et un autre tiers a été endommagé. Plus de 2000 m3 d’eau radioactive se sont répandus dans l’enceinte par la brèche du circuit primaire et quelques bouffées de gaz rares ont été relâchées dans l’atmosphère. Cependant, le cœur fondu est resté à l’intérieur de la cuve du réacteur et l’enceinte de confinement, troisième barrière entre la radioactivité et l’environnement, a tenu son rôle : toute la radioactivité est restée contenue à l’intérieur du bâtiment réacteur. L’accident a été classé au niveau 5 de l’échelle INES.

Fig. 3 : Protestations après l'accident

Three Mile Island a terrorisé l’Amérique[8]. Pendant toute une semaine, on s’est demandé quel était le vrai degré de gravité de l’accident et s’il fallait procéder à une évacuation partielle ou totale des habitants du voisinage. Plus de 200 000 personnes ont fui la région. Et pourtant, cet accident n’a causé aucune victime (bien que la panique ait incité une cinquantaine de femmes du voisinage à avorter) et le seul relâchement de radioactivité dans l’environnement n’a consisté qu’en une émission de gaz rares sans activité biologique (Figure 3).

Il faut dire que les explications embrouillées de la Nuclear Regulatory Commission (NRC) n’ont rien fait pour rassurer. Sitôt l’accident connu, la centrale a été sous le feu des média et a subi sans préparation une pression des journalistes sans précédent dans cette industrie. Les informations contradictoires émanant de la presse, du bureau du gouverneur et de la NRC ont stressé le public.

Ce n’est qu’en juillet 1982 qu’un quick look endoscopique à l’intérieur de la cuve a révélé l’étendue réelle des dégâts dans le cœur. Les opérations de décontamination ont duré de 1979 à 1991 et la mise à l’arrêt définitif a été prononcée en août 1993. Le réacteur voisin TMI 1, à l’arrêt lors de l’accident, a redémarré en mai 1985. Il fonctionne à merveille et est autorisé à le faire jusqu’en 2034.

 

4. L’accident de Tchernobyl, 28 Avril 1986

Fig. 4 : Schéma d'un RBMK – Source : IRSN et www.laradioactivite.com

La centrale de Tchernobyl est située à 80 km au nord de Kiev, capitale de l’Ukraine qui faisait alors partie de l’URSS[9]. Elle comportait quatre tranches RBMK de 925 MWe chacune, et deux autres tranches étaient en construction[10]. Le réacteur 4 était en service depuis mars 1984. Le Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy (RBMK) est constitué d’un énorme massif de graphite traversé verticalement par des tubes de force (Figure 4). Dans chaque tube, un élément combustible est refroidi par de l’eau ordinaire bouillante. La taille du cœur est telle que l’insertion complète des barres de commande requiert 22 secondes.

Dans un réacteur à eau ordinaire de type occidental, réacteur à eau pressurisée (REP) ou à eau bouillante (REB), l’eau sert à la fois à refroidir le cœur et à ralentir les neutrons pour maintenir la réaction en chaîne. Si l’on perd de l’eau par fuite ou sur-ébullition, la réaction en chaîne s’arrête d’elle-même (et il faut gérer l’évacuation de la chaleur résiduelle). Dans un RBMK, c’est le graphite qui ralentit les neutrons. Si on perd de l’eau, les neutrons sont toujours ralentis mais moins absorbés, et la réaction s’emballe : on parle de coefficient de vide positif. Dans certaines conditions, notamment à puissance réduite, le réacteur est instable.

Le 28 avril, juste avant l’arrêt programmé du réacteur 4 (à temps pour la grande fête du 1ermai), les opérateurs préparent une expérience de sûreté qui nécessite de mettre hors service certains systèmes de sécurité. Cette expérience ne peut être menée que si le réacteur a fonctionné à puissance réduite stable pendant les 18 heures qui précèdent (pour éviter ces zones de fonctionnement instable). Pour fournir plus longtemps de l’électricité sur le réseau ukrainien, les opérateurs n’ont pas pu respecter cette période mais ont quand même décidé de lancer l’expérience.

La puissance ayant été réduite trop vite, le réacteur s’est étouffé par effet xénon[11] et, pour revenir à la puissance nécessaire à leur expérience, les opérateurs ont retiré du cœur toutes les barres de commande, manœuvre formellement interdite par leurs consignes. Or ces barres absorbantes de neutrons étaient équipées de prolongateurs en graphite. Après extraction complète des barres du cœur, ce qu’on réinsère en premier, c’est le graphite, qui accélère la réaction au lieu de l’étouffer.

Fig. 5 : La centrale après l'explosion - Source : https://www.unlivredansmavalise.com/tchernobyl-bienvenue-enfer/

L’expérience a mal tourné. Insuffisamment refroidie, l’eau a commencé à trop bouillir. À cause du coefficient de vide positif, la puissance a rapidement augmenté dans le cœur, et l’insertion d’urgence des barres de commande a encore accéléré le phénomène. Le dégagement de puissance a été si brutal que l’eau s’est instantanément vaporisée, et cette explosion de vapeur a soulevé la dalle de 2000 tonnes qui recouvrait le cœur, arraché les tubes de force comme une simple bande velcro, soufflé le toit du bâtiment réacteur et projeté une partie du cœur sur les toits des bâtiments adjacents, y provoquant une trentaine d’incendies. Surchauffé et à l’air libre, l’empilement de graphite a pris feu et la colonne thermique a envoyé dans la stratosphère tous les produits radioactifs volatils. Il a fallu plus de dix jours pour éteindre l’incendie, dans les conditions héroïques que l’on connait. Au gré des jetstreams, les aérosols radioactifs (le fameux nuage) ont survolé toute l’Europe, contaminant les sols en taches de léopard chaque fois que des pluies y précipitaient les éléments radioactifs. L’accident de Tchernobyl, le plus grave de l’histoire nucléaire, a été classé au niveau 7, le niveau INES maximum (Figure 5).

Les conséquences sanitaires de l’accident ont été suivies attentivement par la communauté scientifique et nombre de sociologues. Le rapport final du Forum Tchernobyl de 2005, sous l’égide de l’Organisation mondiale de la Santé (OMS), du Programme des Nations unies pour le développement (PNUD) et de l’AIEA, a dressé un tableau exhaustif de la situation[12]. Le dernier rapport 2011 de l’UNSCEAR a confirmé pour l’essentiel les conclusions de ce Forum[13] :

  • une cinquantaine de morts dans les équipes d’intervention, par syndrome d’irradiation aiguë ;
  • 20 morts parmi les ~7000 patients (essentiellement des enfants) atteints d’un cancer de la thyroïde ;
  • 5 millions d’habitants vivent en zone contaminée, dont 100 000 reçoivent des doses supérieures à la limite autorisée au public (mais inférieures à la dose reçue dans bien des zones naturelles) ;
  • 350 000 personnes évacuées (dont 240 000 sans bénéfice radiologique) ;
  • une zone de 30 km autour du site toujours interdite.

Hors effet des radiations, on constate que l’évacuation s’est révélée très traumatisante : désordres mentaux, désespérance, fatalisme paralysant, entre autres. Pour évaluer les effets à long terme, on est obligé de se référer à des calculs statistiques dont on sait qu’ils sont conservatifs : parmi les 600 000 personnes les plus irradiées (habitants de Pripiat et liquidateurs des deux premières années), il pourrait y avoir un maximum de 4000 morts prématurées par cancer. Mais on ne saura sans doute jamais les distinguer parmi les 150 000 morts de cancers naturels[14].

Pour les conséquences en France et la fameuse controverse du « nuage » arrêté à la frontière, on peut consulter Tchernobyl, un « nuage » passe[15].

 

5. L’accident de Fukushima, 11 mars 2011

Le 11 mars 2011, à 14h46, un séisme de magnitude 9, le plus violent jamais enregistré au Japon, secouait une grande part de la côte Nord-est de l’île de Honshu. 14 réacteurs nucléaires répartis en quatre centrales étaient situés sur la zone sinistrée. Trois réacteurs étaient déjà à l’arrêt, et les 11 autres se sont arrêtés automatiquement, comme prévu. Le séisme a aussi détruit les lignes à haute tension qui reliaient au réseau la centrale de Fukushima-Daiichi, équipée de six réacteurs à eau bouillante REB : les 13 diesels de secours ont pris le relais, comme prévu, pour permettre d’évacuer la puissance résiduelle des cœurs et celle des combustibles usés entreposés en piscine[16].

À 15h27, les vagues successives d’un puissant tsunami déclenché par le séisme frappent la côte. Ce tsunami dévaste la région, où l’on comptera 20 000 morts, et une vague d’une hauteur de 14 mètres vient frapper la centrale de Fukushima-Daiichi, protégée par une digue de seulement 7 mètres de haut, inondant brutalement tout le site. Les réacteurs 5 et 6, situés plus haut, ont un diesel qui survit et les fera échapper à l’accident. Mais les réacteurs 1 à 4 perdent leurs diesels, leurs tableaux électriques, les réservoirs de fuel et une bonne partie de leurs batteries. En outre, les débris charriés par la vague en se retirant obstruent les prises d’eau : les 4 réacteurs sont privés à la fois d’électricité et d’eau (Figure 6).

Fig. 6 : Lutte contre l'incendie des réacteurs - Source : https://bellona.org/news/nuclear-issues/nuclear-meltdown-in-japan/2016-03-five-years-after-fukushima-unlearned-lessons-spell-ongoing-catastrophes

Dans les heures et jours qui ont suivi, faute de pouvoir évacuer correctement la chaleur résiduelle, les tranches 1, 3 et 2 ont subi successivement la même séquence accidentelle, schématisée ci-après :

  • évaporation de l’eau dans le cœur, montée de la pression et dénoyage progressif des assemblages combustibles ;
  • fissuration des gaines métalliques du combustible et relâchement dans la vapeur des éléments radioactifs gazeux et volatils (Krypton, Iode, Césium) ;
  • oxydation brutale du zirconium des gaines par la vapeur d’eau, avec production massive d’hydrogène ;
  • surpression dans la cuve du réacteur, la vapeur contaminée va se condenser dans l’enceinte de confinement qui l’entoure. Des décompressions volontaires de cette enceinte vers la cheminée sont décidées pour éviter des surpressions pouvant l’endommager. Grande quantité de vapeur, radioactivité et hydrogène trouvent alors un chemin vers le hall abritant l’ensemble de l’installation. L’hydrogène s’y accumule en fortes concentrations ;
  • explosion d’hydrogène, soufflant le haut des bâtiments 1, 3 et 4 (l’hydrogène qui a explosé dans le réacteur 4 venait du réacteur 3, les deux étant reliés à la même cheminée). Il faut bien noter que ce ne sont pas les enceintes de confinement qui ont explosé (et encore moins les cuves des réacteurs) mais des bâtiments de type hall industriel, de structure relativement légère, abritant l’ensemble de l’installation ;
  • fusion totale ou partielle du cœur, éventuellement suivie par le transpercement de la cuve et par le début d’attaque du béton du plancher du bâtiment par le cœur en fusion (corium) ;
  • les explosions d’hydrogène ont grandement affecté les tentatives de sauvegarde des réacteurs, en détruisant les générateurs électriques et les moyens de pompage mobiles, en obligeant à l’évacuation du site, et en dispersant des matières radioactives autour des bâtiments.

Il semble que l’explosion de la tranche 3 ait endommagé l’enceinte de confinement du réacteur 2. Ce réacteur a ainsi, probablement, causé la très grande majorité des rejets radioactifs liquides de la centrale de Fukushima-Daiichi. La radioactivité relâchée est environ le dixième de celle relâchée par Tchernobyl, mais l’accident est néanmoins lui aussi classé au niveau 7 de l’échelle INES.

Dès le 12 mars, les autorités japonaises ont fait évacuer la zone comprise dans un rayon de 20 km autour de la centrale. Cette opération, qui a concerné environ 80 000 personnes, a été un facteur important permettant de limiter l’exposition des populations à la radioactivité relâchée par la centrale. La zone évacuée a été déclarée zone interdite le 22 avril.

Le 15 mars, instruction aux habitants de la zone comprise entre 20 et 30 km de rester calfeutrés chez eux, puis, le 22 avril, instruction de se préparer à évacuer la zone, mais instruction levée le 30 septembre. Le 22 avril, conseil d’évacuation volontaire dans une langue de terre contaminée, dans le « couloir d’Itate », entre 20 et 50 km au Nord-ouest de la centrale.

Des mesures complémentaires ont été prises: restrictions alimentaires et décontaminations prioritaires (notamment des écoles). Sur le site, la Tokyo Electric Power Company (TEPCO), compagnie exploitante,  a entrepris de mettre en œuvre la décontamination des effluents, la couverture des bâtiments (seul le 1 est terminé) et la construction d’un mur semi-enterré pour arrêter les fuites radioactives en mer.

On peut considérer que, depuis décembre 2011, la situation est maîtrisée sur le site : les réacteurs sont à présent en arrêt à froid, le refroidissement correctement rétabli des installations permet de maintenir la température des cœurs des réacteurs accidentés bien en-dessous de 100° C.

Dans le réacteur 1 et peut-être 3, le cœur a probablement fondu en totalité et traversé le fond de la cuve, pour descendre sur le plancher en béton à l’intérieur de l’enceinte de confinement. Selon TEPCO, il pourrait avoir attaqué ce béton sur une épaisseur de 80 cm, sachant que celui-ci a une épaisseur de 1,90 m et que l’enceinte elle-même repose sur un radier en béton de 8 m d’épaisseur. Dans le réacteur 2,une partie seulement du cœur semble avoir fondu et la partie fondue serait pour l’essentiel restée dans la cuve. En revanche, l’enceinte de confinement du réacteur 2 n’est plus étanche.

Comme il n’est pas encore possible d’aller voir sur place, ces estimations se fondent sur des calculs de simulation corroborés par les mesures régulières de température effectuées dans les cuves et les enceintes de confinement des trois réacteurs.

Dans les trois réacteurs, l’ensemble des cœurs et de leurs débris est maintenant refroidi régulièrement de façon stable et, même en cas d’interruption prolongée du refroidissement, on ne craint pas une remise en fusion qui provoquerait de nouveaux relâchements significatifs de vapeur radioactive. Quant au combustible usé, entreposé dans la piscine du réacteur 4, qui avait suscité des inquiétudes dans les premiers jours de l’accident, les mesures effectuées et les inspections télévisuelles réalisées indiquent qu’il est intact, et la piscine elle-même a été solidement renforcée.

Dans les premiers jours, le vent a poussé les panaches radioactifs vers l’océan Pacifique. Ce n’est que dans la nuit du 15 au 16 que les vents ont tourné et causé la contamination des terres dans la direction nord-ouest de la centrale, sur une longueur de 50 km environ et une largeur variant de 5 à 10 km. Heureusement, la zone contaminée ne comporte qu’une relativement faible surface habitée en continu, l’essentiel est couvert de forêts, difficiles à décontaminer mais inhabitées. En fait les risques les plus élevés entraînés par cette pollution environnementale pour la population et l’alimentation se sont concentrés sur le premier mois suivant l’accident.

L’eau de mer a été contaminée par deux voies principales : les relâchements atmosphériques et les fuites directes d’eau contaminée, surtout en provenance de la tranche 2. S’y sont rajoutés les effets du lessivage de sol et de re-dissolution à partir de sédiments contaminés. La décroissance radioactive a joué son rôle : très vite on ne mesurait plus dans l’eau que les deux isotopes de césium Cs 134 et Cs 137. Dans le Pacifique, la dilution par les courants a été très efficace : dès octobre 2011, les concentrations de Césium étaient revenues à un niveau normal.

Il faut noter en premier lieu que l’accident n’a pas fait de morts. Les six décès survenus sur le site et chez les personnels d’intervention entre mars 2011 et janvier 2012 n’ont pas eu pour cause l’accident de la centrale mais sont dus au tsunami ou à des problèmes de santé particuliers à chacune des personnes décédées.

Des enquêtes épidémiologiques de grande ampleur ont été engagées par les autorités japonaises. Les constats faits à ce jour confortent les spécialistes japonais et internationaux dans leur opinion selon laquelle l’impact sanitaire sur les populations de la radioactivité relâchée par l’accident de Fukushima devrait être limité, grâce à la rapidité d’évacuation qui a très bien fonctionné.  L’impact socio-psychologique de l’évacuation elle-même sera plus important.

Sur les quelque 20 000 personnes de TEPCO et des sociétés sous-contractantes venues travailler sur le site ou à ses abords, on ne relève aucun symptôme d’irradiation aigüe. Compte tenu de cette absence d’atteinte au bout d’un an, on peut conclure qu’il n’y a pas eu de fortes irradiations parmi les personnes intervenant sur le site. Il y a eu cependant des expositions assez élevées chez le personnel de TEPCO : Du 11 mars au 31décembre 2011, 167 travailleurs ont été exposés à plus de 100 mSv, dont 6, à plus de 250 mSv[17]. La Société Française d’Énergie Nucléaire a publié un état des lieux en début 2014[18].

 

6. Les causes principales des accidents

On a beaucoup souligné que le réacteur 1 de Fukushima-Daiichi avait reçu, un mois avant l’accident, l’autorisation de fonctionner dix ans de plus, jusqu’à 50 ans, et il est évident qu’il faut surveiller avec grand soin le vieillissement des installations nucléaires.  C’est une des raisons des visites décennales subies tous les dix ans par les centrales françaises.  Mais on ne peut s’empêcher de constater que  NRX, NRU, Lucens, TMI2, St Laurent A1 et Tchernobyl 4 étaient des installations quasi-neuves au moment de l’accident qui les a affectées.  Les centrales les plus vieilles, régulièrement remises à niveau, ne sont pas forcément les plus dangereuses.

Les trois principales causes d’accident sont :

  • la perte de contrôle de la réaction en chaîne (SL1, Tchernobyl)
  • un défaut de refroidissement, réacteur en marche (NRX, Lucens, ST Laurent A1 et A2)
  • un défaut de refroidissement, réacteur arrêté (TMI, Fukushima).

Les études probabilistes menées sur les REP concluent que les accidents de réactivité ne contribuent qu’à 10% au risque total de dégradation du cœur.

 

7. Les enseignements tirés des accidents de réacteurs nucléaires

Il n’y a pas que les accidents qui soient porteurs de leçons : les incidents aussi font l’objet d’une analyse systématique pour enrichir le retour d’expérience qui constitue l’une des bases de la sûreté. Le feu de Browns Ferry, par exemple, a appris à ne pas faire cheminer dans la même galerie des câblages supposés redondants. Mais nous évoquerons ici les principales leçons tirées des accidents les plus récents : Three Mile Island, Tchernobyl et Fukushima.

Depuis TMI2, nous savons qu’il ne suffit pas qu’une machine soit robuste et fiable, bien conçue et bien construite : c’est le couple constitué par le réacteur et son équipe d’opérateurs qui doit être sûr, et s’ils ne se comprennent pas, on peut aller vers le désastre. L’accident de TMI2 a donc enseigné à prendre en compte le facteur humain dans la défense en profondeur :

  • conception nouvelle des salles de commande (ergonomie, présentation sur écran de données non ambiguës, hiérarchisation des alarmes) ;
  • entrainement périodique des opérateurs sur simulateur pour apprendre à faire face à des situations accidentelles qu’ils n’ont – heureusement – que très peu de chance de rencontrer au cours de leur carrière ;
  • interdiction d’interférer avec les systèmes automatiques de sauvegarde pendant la première phase d’un accident ;
  • « approche par états » : plutôt que de chercher à identifier un scénario accidentel, avec le risque de se tromper d’accident, identifier l’état de l’installation (températures, pression, niveaux d’eau, etc.) avant de prendre la main pour la ramener à l’arrêt sûr ;
  • création sur les centres de production EDF de postes d’Ingénieur de sûreté ISR ;
  • définition de procédures ultimes pour limiter les conséquences d’un accident grave ;
  • introduction de recombineurs d’hydrogène dans l’enceinte de confinement et de filtres à sable pour piéger le césium avant tout rejet à la cheminée ;
  • aux États-Unis, création de l’Institute of Nuclear Power Operators (INPO), pour établir et promouvoir les meilleures pratiques.

L’accident de TMI2 a aussi mis en évidence le risque lié aux petites brèches du circuit primaire, plus sournoises que les grosses ruptures de tuyauteries qui avaient été à la base de la conception et du dimensionnement des systèmes d’injection de secours. Ceci a amené à créer en France une expertise plurielle (EDF, CEA, IPSN et Framatome) sur la thermohydraulique accidentelle dans les REP.

De l’accident de Tchernobyl, trop spécifique d’un type donné de réacteur et, sans doute aussi, de la culture soviétique de l’époque, on retiendra qu’un accident majeur, même très rare, est possible, mais qu’il n’est pas admissible qu’il provoque une contamination radioactive massive et conduise à évacuer les populations voisines. C’est de cette leçon que sont nés les réacteurs de troisième génération, dont l’European Pressurized Reactor – Réacteur Pressurisé Européen (EPR) constitue l’archétype[19]. Ce réacteur est décrit en Annexe 1.

L’accident de Fukushima a validé pour l’essentiel les options et dispositifs qui renforcent la sûreté et la sécurité des réacteurs de troisième génération. Il est beaucoup trop récent pour pouvoir prétendre en avoir tiré les leçons, sauf peut-être une : il ne suffisait pas de renforcer la sûreté et la robustesse des réacteurs de troisième génération en cours de construction aujourd’hui ; il faut aussi faire quelque chose pour les plus de 400 réacteurs de deuxième génération en opération dans le monde.

C’est ce qui a motivé les études complémentaires de sûreté ECS (appelées Stress Tests dans l’Union Européenne) auxquelles ont été soumises toutes les installations nucléaires. D’abord, vérifier que ces installations sont toujours conformes aux exigences réglementaires de robustesse et de sûreté en vigueur lorsqu’elles ont été autorisées à fonctionner, puis déterminer les mesures supplémentaires nécessaires pour répondre aux exigences encore plus strictes dérivées de Fukushima (résistance à la perte des alimentations électriques, à la perte de l’eau de refroidissement, aux séismes, aux inondations, gestion de la situation de crise et minimisation – en dernier recours – des conséquences d’un accident grave).

Ceci a conduit, notamment, à la définition par EDF de « noyaux durs », systèmes et dispositifs à protéger très particulièrement contre les agressions, y compris un centre de crise très protégé, et à la mise en place d’une Force d’Action Rapide Nucléaire capable de venir à l’aide des opérateurs d’une tranche accidentée n’importe où en France, en moins de 24 heures et avec tout le matériel nécessaire.

 


Annexe 1 : L’EPR, réacteur de troisième génération

Lors de leurs recommandations de 1993, les autorités de sûreté française et allemande avaient souligné à quel point elles attachaient de l’importance au retour d’expérience comme assurance de sûreté. Pour ne pas perdre ce retour d’expérience : l’EPR est résolument évolutionnaire et ses seules innovations significatives sont dédiées à en hausser la sûreté au niveau de la génération 3.

Pour le reste, l’EPR est un mariage réussi entre les modèles REP les plus récents mis en service de chaque côté du Rhin, le N4 et le Konvoi. Comme eux, c’est un REP à quatre boucles primaires, mais d’une puissance un peu supérieure (1650 MWe). Il est doté de quatre trains de systèmes de sauvegarde ayant chacun une capacité de 100%, et installés dans quatre bâtiments différents pour combiner redondance fonctionnelle et diversité géographique évitant les défauts de mode commun. Les bâtiments auxiliaires sont ramassés autour du bâtiment réacteur et tous implantés sur un radier unique ce qui confère une bonne résistance aux séismes.

L’enceinte de confinement est double : enceinte intérieure en béton précontraint, doublée d’une peau d’étanchéité, et coque extérieure en béton lourdement ferraillé. Une coque analogue protège le bâtiment combustible et deux des divisions de sauvegarde, les deux autres étant situées de part et d’autre du bâtiment réacteur. Cette disposition assure une excellente protection contre les agressions externes, qu’elles soient d’origine naturelle ou malveillante.

L’alimentation électrique de secours est assurée par six groupes diesel logés dans deux bâtiments en béton armé situés de part et d’autre du bâtiment réacteur. Chaque bâtiment, résistant au séisme et étanche, contient deux groupes normaux dont chacun a une capacité de 100% et un groupe d’ultime secours dit « SBO » qui serait appelé si un défaut de mode commun affectait les quatre groupes normaux à la fois.Les réservoirs de fuel des diesels sont également logés dans ces bâtiments.

Une série de dispositifs ont été ajoutés aux modèles précédents pour gérer les accidents graves en garantissant le confinement de la radioactivité.

En cas d’accident grave avec fusion du cœur et traversée de la cuve, le corium produit s’étale dans la zone réfractaire d’étalement où il est refroidi, d’abord par l’eau du puisard de 1800 m3 qui l’entoure, puis parle système d’aspersion enceinte. Ce dernier est alimenté par les Diesels principaux et par les Diesels SBO et il est refroidi par un système dédié en plus du système de refroidissement classé. La fusion cœur en pression est évitée par l’ouverture de vannes dédiées équipant le pressuriseur. Le risque d’explosion Hydrogène est éliminé par une soixantaine de recombineurs passifs répartis dans l’enceinte. Le confinement est assuré par la double enceinte. L’enceinte interne, en béton précontraint, avec peau d’étanchéité métallique, peut résister à une pression interne d’environ 10 bars. Les fuites résiduelles des traversées sont reprises dans l’espace inter-enceinte maintenu en dépression et filtrées avant rejet

Fig. 7 : Schéma de l’EPR et des systèmes de sauvegarde - Source : AREVA

En cas de fusion du cœur :

  • pas de besoin d’évacuer les populations à court terme au-delà de la proximité immédiate du site (limites de la CIPR 63) ;
  • pas de besoin de reloger les populations à long terme (limites de la CIPR 63) ;
  • pas de perte de la deuxième récolte (limites de consommation des aliments de la CEE).

La Figure 7 résume les principaux systèmes de sauvegarde de l’EPR.

 


Notes et références

[1]Ce texte est la mise à jour d’un article paru dans la Revue Géologues, N°176, 2013

[2]Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006, dite « Loi TSN », relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (JO du 14 juin 2006).

[3]Dès 1988, la France avait mis en place une « échelle médiatique » à 6 niveaux qui préfigurait l’INES. On peut lire sur le sujet :

  • http://fanc.fgov.be/fr/page/ines-international-nuclear-event-scale/220.aspx (Cette petite fiche belge est très claire et j’ai emprunté plusieurs de ses formulations).
  • INES Échelle internationale des évènements nucléaires et radiologiques. Fiche AIEA en Français (2008).
  • INES The International Nuclear and Radiological Event Scale, User’s Manual 2008 Edition. Téléchargeable sur le site AIEA.

[4]La défense en profondeur est l’ensemble des systèmes, des contrôles et des procédures de sûreté, centrés sur une succession de barrières empêchant la dispersion des substances radioactives.

[5]Les Américains sont venus aider les Canadiens à cette décontamination et, parmi eux, un certain Jimmy Carter, futur Président des États-Unis et alors dans la Navy.

[6]1957 est aussi la date de l’explosion à Kyshtym, dans l’Oural, d’une cuve de produits de fission. Cet accident très grave, classé a posteriori au niveau 6, n’est pas un accident de réacteur.

[7]J. Bourgeois, P. Tanguy, F. Cogné et J. Petit (1996).La sûreté nucléaire en France et dans le monde. Polytechnica.

  • Le fameux Rapport Kemeny : President’s Commission: The Need For Change: The Legacy Of TMIhttp://www.threemileisland.org/downloads//188.pdf
  • Three Mile Island : l’accident et la gestion post-accidentelle. B. Barré (2010.Revue Générale Nucléaire n°3, Mai-Juin.

[8]Contrairement à ce que l’on lit souvent, ce n’est pas l’accident de TMI 2 qui a enrayé l’expansion du programme nucléaire américain. Dans la crise économique qui a suivi le premier choc pétrolier, beaucoup d’électriciens américains, dès 1974, avaient annulé de nombreuses commandes de réacteurs passées dans un contexte plus euphorique. Mais Three Mile Island a durablement empêché la reprise. C’est aussi l’accident du TMI 2 qui est directement responsable du résultat du référendum, organisé en Suède en 1980, qui décida la fermeture en 2010 du dernier réacteur suédois – décision abrogée par la suite.

[9]Tchernobyl, 25 ans après. Plaquette IRSN, 2011.

  • INSAG-7. The Chernobyl accident.Safety series n°75, IAEA 1992.

[10]Ce type de réacteur servait à la fois à produire de l’électricité et du plutonium de qualité militaire pour l’arsenal soviétique, ce qui explique qu’il n’ait pas été exporté vers les « pays satellites », mais réservé à l’Union Soviétique proprement dite, en l’occurrence, Russie, Ukraine et Lituanie.

[11]Le Xénon 135, qui absorbe énormément de neutrons, est produit par désintégration radioactive de l’Iode 135 qui résulte directement de la fission. La production de xénon est donc en décalage par rapport à la puissance du réacteur.  Quand on baisse la puissance, la quantité de xénon (lui-même radioactif) passe par un pic : si ce pic est trop haut, le xénon absorbe trop de neutrons et le réacteur s’étouffe.

[12]Chernobyl’s Legacy: Health, Environmental and Socio-economic Impacts and Recommendations to the Governments of Belarus, the Russian Federation and Ukraine. The Chernobyl Forum: 2003–2005.

[13]United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation.UNSCEAR 2008. Vol. II, Annex D Health effects due to radiation from the Chernobyl accident. United Nations.

[14]Tchernobyl, le vrai, le probable et le faux. SFEN, Avril 2011. Disponible sur :www.sfen.org

[15]Lerouge Bernard (2009). Tchernobyl, un « nuage » passe… Les faits et les controverses. Paris : L’Harmattan.

[16]

  • Fukushima nuclear accident analysis report. TEPCO, juin 2012.
  •  Les réacteurs à eau bouillante, l’accident de la centrale de Fukushima et ses premiers enseignements. Revue Générale Nucléaire, n°1, janvier-février 2012.
  •  L’accident de Fukushima et ses conséquences -Faits, explications et commentaires – Un document de synthèse de la Société Française d’Énergie Nucléaire – SFEN –mars 2012.
  •  Accident survenu à la centrale de Fukushima Dai-Ichi. Point de la situation fin juin 2012. Fiche IRSN.

[17]Rappelons que la limite d’exposition autorisée pour les personnes appelées à travailler en milieu ionisant est, en temps normal, de 20 mSv/an. Lors d’un accident, ces limites peuvent être fixées à des niveaux plus élevés afin de permettre une meilleure efficacité de l’action des professionnels sur le site. C’est ce qui a été temporairement décidé à Fukushima. Un dépassement des limites d’expositions en situation d’urgence a été autorisé de 100 à 250 mSv, de mars à août 2011.

Même si, jusqu’à des niveaux de l’ordre de 100 mSv on reste dans le domaine des faibles doses et même s’il faut dépasser les 500 mSv pour constater l’apparition éventuelle de symptômes (cela dépend des individus), les doses comprises entre ces niveaux ne sont pas négligeables et nécessitent un renforcement du suivi médical.

[18]Fukushima 2014 : Etat des lieux et perspectives. Revue Générale du Nucléaire,  N°1 janvier-février 2014.

[19]Barré B. (2012). Third Generation Nuclear Plants.CR Académie des Sciences, C.R. Physique 13.

 


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