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1986-2011 – L’accident de Tchernobyl et les accidents graves

Réflexion spécifique pour les réacteurs à neutrons rapides et les réacteurs expérimentaux

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​​​​(Mise à jour) Pour un bilan actualisé en 2016, lire notre dossier « Tchernobyl, 30 ans après l'accident nucléaire »​​

A la suite de l’accident de Tchernobyl, le CEA, la NERSA (Centrale nucléaire européenne à neutrons rapides SA) et l’Institut Lauë Langevin (ILL) ont engagé des études sur les réacteurs qu’ils exploitaient : PHENIX et un certain nombre de réacteurs d’expérimentation pour le CEA, SUPERPHENIX pour la NERSA, le RHF pour l’ILL. Ces études concernaient :

  • les risques liés aux raccordements provisoires et aux inhibitions de chaînes de sécurité,
  • la fiabilité des systèmes de protection,
  • la prise en compte d’accidents de fusion et le confinement,
  • la gestion de séquences accidentelles potentiellement graves.

 

De plus, dans l’accident de Tchernobyl, l’effet de vide positif du fluide de refroidissement a joué un rôle essentiel. C'est pourquoi les similitudes pouvant exister entre les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium et les RBMK ont été examinées. Cet examen a conclu que les réacteurs à neutrons rapides sont stables en fonctionnement normal et dans le domaine de fonctionnement incidentel ou accidentel délimité par les seuils d’arrêt du système de protection. La défaillance du système de protection a été étudiée pour définir les bases de dimensionnement du confinement, afin qu'il résiste aux conséquences mécaniques et thermiques d’un accident de fusion du cœur et puisse en limiter les conséquences radiologiques.

Une synthèse du traitement effectué pour les quatre aspects rappelés ci-dessus est présentée ci-après.

 

Risques liés aux raccordements provisoires et aux inhibitions de chaînes de sécurité

Ces risques ont été examinés de façon systématique pour chacun des réacteurs d’expérimentation. L’objectif était de vérifier, pour les inhibitions possibles des chaînes de sécurité, que :

  • leurs conditions d’emploi étaient bien définies,
  • elles étaient signalées à l’opérateur,
  • chacune faisait l’objet d’une procédure.
La distinction a été faite entre :
  • les inhibitions manuelles (liées aux programmes expérimentaux, à certaines conditions de test, ou pour permettre le fonctionnement du réacteur dans des zones où la mesure concernée est inappropriée),
  • les inhibitions automatiques.

 

Dès 1987, le CEA avait indiqué qu’un examen de toutes les possibilités d’inhibitions était engagé et que, d’ores et déjà, il avait été décidé de supprimer certaines inhibitions, jugées non indispensables.

Concernant le réacteur PHENIX, ont été étudiées les fonctions de sûreté importantes que sont l’arrêt du réacteur et l’évacuation de la puissance du réacteur. Les possibilités de les rendre indisponibles ont fait l'objet d'un examen approfondi. Pour ce qui concerne le système de protection du réacteur, les modalités d’inhibitions d’actions de sécurité, décrites clairement dans les consignes d’exploitation, sont apparues satisfaisantes.

Concernant l’évacuation de la puissance résiduelle, les risques sont également apparus bien maîtrisés. Il a toutefois été rappelé que les trois circuits secondaires sont implantés dans un même bâtiment ; sur ce sujet, l’IPSN a souligné que la mise en place, prévue par l’exploitant, d’un circuit de refroidissement expérimental (CREX), indépendant des événements susceptibles de survenir dans ce bâtiment, permettrait de réduire le risque de perte de la fonction d’évacuation de la puissance résiduelle.

Dans les faits, le CREX n’a pas été installé, mais des études réalisées au CEA en 1989 ayant fait apparaître une inadéquation du circuit d’ultime secours (US) pour assurer l’évacuation de la puissance résiduelle, l’exploitant a décidé de réduire la puissance de fonctionnement du réacteur (réduction de 605 MWth à 400 MWth). Puis il a réalisé d’importants travaux d’amélioration du circuit US, en créant deux files séparées pouvant assurer chacune l’évacuation de la puissance résiduelle. Par ailleurs, le réacteur fonctionne maintenant à 350 MWth avec deux circuits secondaires séparés et devrait s’arrêter en 2009.


Fiabilité des systèmes de protection

Au moment de l’accident de Tchernobyl, l’IPSN a examiné la fiabilité du système de protection du réacteur PHENIX. Il a évalué la probabilité de défaillance de l’arrêt d’urgence en cas de manque de tension externe (sollicitant ainsi plusieurs postes d’arrêt d’urgence), en tenant compte des redondances dans le système de protection, des diversifications matérielles (notamment des mécanismes et des barres de contrôle), ainsi que des possibilités de défaillances par mode commun.

Cette analyse a montré que l’installation d’une autre barre absorbante, analogue aux barres articulées du Système d’Arrêt Complémentaire de SUPERPHENIX, serait judicieuse, afin de réduire encore la probabilité de défaillance du système d’arrêt d’urgence. Cette barre a été installée au début des années 1990.

 

Prise en compte d’accidents de fusion du cœur et dimensionnement du confinement

Les réacteurs PHENIX et SUPERPHENIX ont été conçus pour confiner un accident de fusion du cœur.

Toutefois, un aspect n’avait pas été traité lors de la conception du réacteur PHENIX, à savoir le « refroidissement post-accidentel », en d’autres termes la maîtrise de l’écoulement des matériaux fondus en fond de cuve et des conséquences possibles d’un tel écoulement. En effet, PHENIX ne possède pas de récupérateur de combustible fondu, contrairement à SUPERPHENIX.

On rappelle que la fusion du cœur a été très tôt retenue pour le dimensionnement des réacteurs à neutrons rapides construits en France (fin des années 1960 pour PHENIX). En effet, un supplément de réactivité peut résulter d’une compaction des assemblages ou encore de « vide » de sodium (par ébullition ou par passage de gaz) au centre du cœur. Ainsi, le réacteur PHENIX a été dimensionné pour un dégagement d’énergie mécanique de 500 MJ à l’intérieur de la cuve, pouvant correspondre à la détente d’une bulle de combustible, ou de vapeur de sodium après interaction thermodynamique entre le sodium et le combustible fondu. Le réacteur SUPERPHENIX a été dimensionné pour un dégagement d’énergie mécanique de 800 MJ. Ces valeurs ont été inscrites dans les décrets d’autorisation de création de ces réacteurs.

La tenue du confinement de PHENIX et SUPERPHENIX a été vérifiée par des études et des calculs, confirmés par des essais explosifs réalisés sur des maquettes représentatives (par exemple la maquette MARS pour SUPERPHENIX).

Pour le réacteur SUPERPHENIX, il existait des incertitudes sur l’efficacité du récupérateur qui évacue la puissance résiduelle par convection naturelle de sodium. L’IPSN avait souligné l’importance de prévoir des procédures appropriées de surveillance du confinement en partie basse du réacteur en cas de fusion du cœur.

Les analyses des initiateurs de fusion du cœur dans le réacteur SUPERPHENIX (risques de passage de gaz, risque d’ébullition lors de séquences accidentelles, risque de dégénérescence d’une fusion à cœur dans les aiguilles après une remontée intempestive de barre de commande, ou après un bouchage hypothétique total et instantané) étaient déjà en cours d’instruction avec la NERSA et le CEA lors de l’accident de Tchernobyl). En particulier, des programmes d’essais étaient réalisés dans les réacteurs CABRI et SCARABEE.

Par ailleurs, des études se poursuivaient, avec des codes tels que SIMMER, pour s’assurer que l’on ne pouvait pas atteindre des énergies supérieures à 800 MJ lors de l’« excursion primaire » (liée à la séquence retenue, à savoir l’arrêt des pompes sans chute des barres) ou lors d’une « excursion secondaire » par recompaction de matériaux fondus après l’« excursion primaire ». Ces études ont été interrompues avec l’arrêt définitif du réacteur.

Pour ce qui concerne le réacteur PHENIX, l’accident de Tchernobyl est survenu alors qu’un réexamen de sûreté était quasiment achevé.

Il faisait le point sur le déroulement de possibles incidents ou accidents tels que la remontée intempestive d’une barre de commande, la fusion d’un ou de plusieurs assemblages, la fuite des cuves, la fusion du cœur avec dégagement d’énergie mécanique, sur la base de nouvelles évaluations présentées par le CEA. Un risque de percement des cuves à la suite d’une fusion du cœur apparaissait alors possible. Pour réduire encore la probabilité de fusion du cœur, une barre de Système d’Arrêt Complémentaire (voir plus haut) a été installée au centre du coeur. 

Par ailleurs, il convient de rappeler que le réacteur PHENIX a fait l’objet, en 1989 et 1990, de quatre arrêts d’urgence sur réactivité négative, dont l’origine est restée inexpliquée. Toutefois, l’hypothèse de passage de gaz dans le cœur a été écartée. A la suite de ces arrêts, le réacteur PHENIX est équipé d’une instrumentation renforcée (dont une chambre de mesure neutronique en cuve), avec redondance et diversification des mesures, mais aucun nouvel arrêt d’urgence par réactivité négative n’est survenu depuis 1990.

Pour les réacteurs d’expérimentation, des accidents avec endommagement du cœur ont aussi été pris en compte dans la conception du confinement, à la suite d’accidents survenus dans les années 1960, notamment sur le réacteur SL1 aux Etats-Unis ; ce sont :

  • l’accident « BORAX » pour les réacteurs utilisant du combustible comportant de l’aluminium (accident de réactivité à caractère explosif),
  • un accident spécifique pour d’autres réacteurs : par exemple, pour MASURCA (maquette critique), une fusion de combustible avec un feu de sodium.

 

Des essais explosifs représentatif d’un accident « BORAX » ont aussi été réalisés sur maquettes pour certains réacteurs d’expérimentation (OSIRIS, ORPHEE, RHF, etc.), dans le but de vérifier la tenue du confinement.

Les réflexions menées après l’accident de Tchernobyl n’ont pas conduit à des révisions importantes en matière de confinement des réacteurs de recherche.


Gestion de séquences accidentelles potentiellement graves

C’est après l’accident de Three Mile Island que l’on a décidé de mettre en place, pour les réacteurs à neutrons rapides PHENIX et SUPERPHENIX, des procédures de gestion des situations potentiellement graves. L’accident de Tchernobyl a conduit à accélérer leur mise au point. Les procédures actuelles de gestion du réacteur Phénix, redémarré en 2003, tiennent compte de ces évolutions.

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