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Accident de Three Mile Island (USA) - 1979

30 ans après l'accident

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La place de l’homme

Avant l’accident de TMI, les analyses de sûreté examinaient principalement la fiabilité des composants du réacteur nécessaires à la sûreté. L’accident de TMI a mis en exergue le fait que l'homme est aussi un maillon essentiel de la sûreté. Dans une période où les réacteurs de génération III (par exemple EPR) sont souvent mis en exergue par leurs concepteurs pour une fiabilité accrue des systèmes de sûreté et la prise en compte des accidents graves à la conception, il est bon de se souvenir du rôle essentiel de l’homme comme maillon de la sûreté.

Le rôle des opérateurs est, en effet, le plus souvent positif ; mais, dans certains cas, des actions humaines contribuent à l'initiation ou au développement d'incidents. Il convient dès lors d’étudier en détail les conditions d'intervention et de travail des personnels pour identifier, en particulier, les problèmes inhérents à l'organisation, aux moyens et informations disponibles.

   
La reconnaissance du rôle de l'homme s'est concrétisée dans deux directions techniques qui complètent les évolutions d'organisation, de partage des responsabilités et de reconnaissance des apports de chacun des acteurs :

L’amélioration des conditions d'exploitation

L’amélioration des conditions d’exploitation s’est traduite par un choix, une formation et un recyclage très élaborés des opérateurs, avec une très large utilisation de simulateurs. La standardisation du parc électronucléaire français permet de disposer de simulateurs directement représentatifs des différents types d'installations. La formation couvre le fonctionnement normal, mais aussi les incidents et les accidents.

L'inadéquation des procédures disponibles a été flagrante lors de l'accident de TMI. Dans la plupart des pays, et en particulier en France, les consignes et procédures ont été réétudiées et réécrites. Cette révision a concerné la forme des documents aussi bien que leur fond. Les procédures ont été longuement testées sur simulateurs. Tous les réacteurs en exploitation en France appliquent actuellement l'approche par états.

L’amélioration des salles de conduite

Les constatations faites à la centrale de TMI sont essentielles pour la conception des salles de conduite des réacteurs de génération III, mais ont également conduit à la réalisation de modifications des tranches en fonctionnement.

Une meilleure présentation des informations a été recherchée en remplaçant la majorité des indicateurs d’ordre par des indicateurs de position. Certaines gammes de mesure ont été élargies. Des indications nouvelles ont été ajoutées pour fournir des informations sur l’état du cœur (ce qui avait manqué à TMI), comme l'indication de la marge à l'ébullition (écart entre la température effective du fluide primaire et la température d'ébullition à la pression du circuit primaire) et la mesure du niveau d’eau dans la cuve. De plus, les alarmes ont été hiérarchisées et les informations essentielles regroupées sur un panneau de sûreté.

 

L’importance des évènements précurseurs

Un autre des enseignements principaux de l’accident de TMI concerne l'importance pour la sûreté de la prise en compte des enseignements tirés du fonctionnement des centrales nucléaires.

Depuis l’accident de TMI et les analyses qui ont suivi, la détection des événements précurseurs est devenue une préoccupation importante des exploitants et des organismes de sûreté nucléaire. L'organisation du suivi d'exploitation et du retour d'expérience s'est donc développée autour de ce nouvel objectif.

Ainsi, en complément des actions menées par Électricité de France, l’IRSN évalue de façon continue la sûreté des réacteurs à eau sous pression à partir des données provenant du retour d'expérience, des résultats des études probabilistes de sûreté ou d'indicateurs de sûreté qui lui sont propres, et propose des actions qui lui apparaissent nécessaires pour obtenir un niveau de sûreté satisfaisant.

En particulier, l’IRSN traite et gère les informations et les données du retour d'expérience de l'exploitation des réacteurs à eau sous pression au plan national, assure le tri, la détection et l'analyse des incidents ou des événements survenus sur le parc d’Electricité de France ou à l'étranger. Il réalise ainsi des analyses « réactives » ou « approfondies » des incidents marquants ou précurseurs. 

 

L’étude des accidents graves

Enfin, entre 1994 et 2008, l’Autorité de sûreté nucléaire a demandé à plusieurs reprises l’avis de l’IRSN et du Groupe Permanent d’experts pour les Réacteurs nucléaires sur les orientations prises par Electricité de France dans le domaine de l’étude, de la prévention et de la limitation des conséquences des accidents graves susceptibles d’affecter les réacteurs nucléaires à eau sous pression du parc en exploitation.

A la suite de ces réunions, les principales modifications retenues sont les suivantes :

• la mise en place de Recombineurs Auto-catalytiques Passifs d’hydrogène sur tous les réacteurs (la mise en place a été achevée en 2007) ;

• l’amélioration du système de fermeture du TAM (Tampon d’Accès des Matériels) pour les réacteurs de 900 MWe dans le but d’assurer l’étanchéité du TAM, point faible du confinement, jusqu’à une pression de l’ordre de 8 bars ;

• la fiabilisation de l’ouverture commandée des soupapes de décharge du pressuriseur sur les réacteurs de 900 MWe : l’objectif de cette modification est de limiter les risques de percement de la cuve en pression, notamment en cas de fusion du cœur consécutive à une perte totale des alimentations électriques ;

• la mise en place, sur les réacteurs de 900 MWe, de dispositions permettant la détection du percement de la cuve et l’évaluation du « risque hydrogène ». Le percement de la cuve sera détecté par la brusque élévation de température induite par la présence du corium dans le puits de cuve. Le risque hydrogène sera évalué par la mesure de la température des gaz à la sortie de Recombineur Auto-catalytique Passif, ce qui permet de savoir si la réaction de recombinaison H2+O2 a bien démarré.

Pour ses analyses, l’IRSN s’est appuyé sur les résultats des programmes de recherches expérimentales et théoriques, qu’il a menés seul ou en partenariat, pour ce qui concerne les phénomènes associés aux accidents graves. Ces programmes ont permis de mieux appréhender le devenir des produits radioactifs dans l’enceinte de confinement et hors de celle-ci, autre préoccupation identifiée après l’accident de TMI.

L’ensemble des recherches menées sur les phénomènes physiques liés aux accidents graves a permis de développer des systèmes de codes de calcul simulant en un faible temps de calcul un tel accident depuis l'événement initiateur jusqu’aux possibles rejets des radionucléides à l’extérieur de l’enceinte de confinement. Cependant, des incertitudes demeurent encore aujourd'hui, par exemple sur le comportement des iodes et des aérosols, ainsi que sur l'interaction corium-béton, malgré la réalisation de programmes expérimentaux importants.

Le programme PHEBUS PF, initié par l’IRSN avec le CEA et EDF au Centre d’études nucléaires de Cadarache, et le programme international Terme Source, visent à réduire les incertitudes concernant l'évaluation des rejets de produits radioactifs dans l'environnement en cas d'accident de fusion du cœur d'un réacteur à eau légère.

 

Le réacteur EPR

Le réacteur EPR tient compte à la conception des enseignements de l’accident de TMI. Ainsi, les accidents avec fusion du cœur sont pris en compte dans la conception de ce réacteur ; en particulier, un récupérateur de corium situé au fond de l’enceinte permet de recueillir et de refroidir le cœur fondu en cas de défaillance du fond de la cuve.

Le rapport IRSN « Accidents Graves des Réacteurs à Eau de Production d’Electricité » de la collection IRSN "Documents de référence", synthétise l’approche de sûreté retenue pour le projet EPR en termes d’accident grave. 

 

La gestion des situations d’urgence

L’amélioration des plans d’urgence s’est poursuivie. En particulier, des dispositions « réflexes » ont été introduites dans les Plans Particuliers d’Intervention au début des années 2000 pour protéger les populations des conséquences d’un rejet important de produits radioactifs se produisant rapidement après le début de l’accident.

Les exercices de crise mettent régulièrement en jeu les populations. Des rejets dans l’environnement sont systématiquement simulés ce qui permet le déploiement sur le terrain des équipes de mesures de la radioactivité. Le rôle des médias est également simulé par l’intervention de journalistes dans le jeu de l’exercice. Enfin, des efforts sont faits en matière d’harmonisation des pratiques en matière de gestion des situations d’urgence avec les pays frontaliers.

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