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Accident de Three Mile Island (USA) - 1979

15 ans après l'accident : analyse systématique des accidents graves

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La R&D continue

Quinze ans après l’accident de TMI, d’importants programmes d'études et de recherches se poursuivaient toujours, en France et à l'étranger, sur la tenue du confinement et sur les pers phénomènes susceptibles de se produire après la fusion du cœur du réacteur [1].

En particulier, des travaux de recherche et d'expérimentation sur les moyens permettant de réduire les risques associés au dégagement d’hydrogène lors d’un accident de fusion du cœur étaient en cours.

 

Les études probabilistes de sûreté se développent

Pour ce qui concerne les études probabilistes de sûreté (EPS) [2], il est à souligner que des EPS de niveau 2 ou 3 étaient publiées à l’étranger (NRC, exploitants…), mettant en évidence l’importance des différents phénomènes susceptibles de survenir en accident grave [3].

En France, les résultats des EPS de niveau 1 pour les REP 900 et les REP 1300 avaient été publiés en 1990 et il y avait un consensus sur le fait que les résultats de ces EPS pouvaient servir de base à l'évaluation des risques associés aux accidents graves. De plus, l’IRSN et Électricité de France se lançaient dans le développement des EPS de niveau 2.

 

Lancement du Projet EPR

En 1993, le projet EPR se mettait en place et les autorités de sûreté françaises et allemandes définissaient des objectifs de sûreté ambitieux pour une nouvelle génération de réacteurs [4].

 

L’approche par états est progressivement généralisée pour la conduite des réacteurs en France

Concernant la conduite du réacteur, les études en France sur l'approche par états et les moyens nécessaires pour l'utiliser avaient abouti, en 1990, au démarrage des premiers réacteurs de 1300 MWe des centrales nucléaires de Penly (Seine-Maritime) et de Golfech (Tarn-et-Garonne) avec un premier jeu de procédures de ce type.

 

La gestion d’un accident de fusion du cœur se précise

Pour la gestion d’un accident de fusion du cœur, les réacteurs français disposaient :

  • d’un Guide d'Intervention en situation d'Accident Grave (GIAG) [5], rédigé par l’exploitant de l’installation, visant à apporter une aide aux équipes de crise en vue d'assurer au mieux le confinement des produits radioactifs ;
  • de dispositions externes visant à limiter les conséquences sur les populations : organisation de crise et plans d'urgence.

 

Les plans d’urgence ont été améliorés suite au retour d’expérience des exercices de crise avec le souci permanent d’anticiper les évolutions possibles de la situation pour d’une part, limiter ses conséquences, d’autre part mieux protéger les populations qui pourraient être exposées. Les méthodes d’expertise et les outils d’évaluation ont été complétés pour améliorer notamment la réactivité des équipes de crise. Les exercices de simulation d’accident nucléaire se sont développés en complexité et en nombre. Ils ont gagné en réalisme en sollicitant autant que possible des acteurs extérieurs (préfets, sécurité civile, populations, élus locaux).

Aujourd’hui, le rythme des exercices pour les réacteurs à eau sous pression est de 6 par an. Ces exercices permettent d’entrainer les équipes de crise aux plans local et national, et de tester en temps réel les outils d’évaluation que l’IRSN a développés pour son centre technique de crise. L’objectif visé par ces exercices est d’éprouver la solidité de l’organisation de crise dans son ensemble.

 

L’étude systématique des accidents graves

Du fait que les études et la R&D menées, notamment à l'IRSN, permettaient de se faire une relative bonne idée des phénomènes associés aux accidents graves, de la tenue du confinement sous certains cas de charge associés à ces phénomènes, et du transfert des produits de fission, l’IRSN entamait, à la demande de l’autorité de sûreté nucléaire, une étude systématique des accidents graves pouvant affecter les réacteurs français en exploitation (900 MWe, 1300 MWe, N4).

Ce travail devait amener, entre autre, Electricité de France à proposer, en 2004, un référentiel de sûreté dédié aux accidents graves.

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Notes :

1- Le lecteur intéressé pourra se référer au rapport IRSN- 2006/73 Rev 1 intitulé : « R&D relative aux accidents graves dans les réacteurs à eau pressurisée : Bilan et perspectives ».

2- Les études probabilistes de sûreté (EPS) permettent d’avoir une appréciation globale des risques associés à une installation et d’identifier d’éventuels points faibles dans la conception et l’exploitation de cette installation.

3- Pour la compréhension de ces phénomènes, le lecteur peut se référer au rapport IRSN « Accidents Graves des Réacteurs à Eau de Production d’Electricité » de la collection Documents de référence.

4- Pour plus d’information, consultez notre dossier sur le réacteur EPR.

5- Dans ce guide, les actions possibles pour diminuer les conséquences d'un accident grave sont décrites. Ces actions ont fait l'objet de discussions entre les experts d'EDF et de l'IRSN.