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25 octobre 2016 2 25 /10 /octobre /2016 11:53

Grand ménage dans les centrales nucléaires.

25 Octobre 2016
L'ASN (Autorité de Sureté Nucléaire) est l'organe indépendant chargé de veiller au maintien de la sureté nucléaire à son plus haut niveau.
Ses arrêts sont exécutoires; d'eux dépend le maintien en fonctionnement des INB (Installations Nucléaires de Base) ou leur mise à l'arrêt.
Le fonctionnement de cette institution est soumis aux règles de la transparence.
Les rapports d'activité sont publics.
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La catastrophe de Fukushima a été à l'origine d'une prise de conscience de la réalité de certains risques d'accidents jusque là classés "hautement improbables", sans qu'il soit par ailleurs donné la raison de ce classement, ni les conséquences sur les mesures de sureté spécifiques garantissant cette improbabilité.
Il s'agit notamment de la probabilité de rupture de cuve suite à un APRP (Accident par Perte de Réfrigérant Primaire) suivi d'une fusion du coeur.
Un tel accident est le pire qui puisse arriver à un réacteur.
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Jusqu'à Fukushima, la probabilité d'une rupture de cuve sur l'un des réacteurs du parc français était considéré comme pratiquement nulle.
Depuis 2011, les autorités de sureté ont dû accepter un changement de paradigme. Désormais la possibilité d'un tel accident n'est plus exclue, et donc les installations nucléaires doivent être aménagées pour en limiter les conséquences.
Cette prise de conscience a eu l'effet d'un coup de pied dans une fourmilière. Toute la stratégie de sureté nucléaire a dû être revue.
"Chat échaudé craint l'eau froide" dit-on.
Et c'est bien d'eau qu'il s'agit en l'occurrence.
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Pour arrêter une chaudière classique, il suffit de couper l'arrivée du gaz ou du fuel.
Sur une chaudière nucléaire, ce n'est pas aussi simple.
Une telle chaudière s'arrête en deux temps:
Dans un premier temps, on plonge dans la cuve des barres de régulation qui ralentissent, puis stoppent la réaction nucléaire. On peut également injecter dans l'eau des produits "ralentisseurs". Le réacteur est alors en "veilleuse".
Mais dans cet état le combustible continue à dégager de la chaleur, plusieurs centaines de Mégawatts ( Environ 7% de la puissance thermique nominale).
Il est donc impératif dans un deuxième temps de continuer à maintenir la circulation d'eau pour évacuer cette chaleur résiduelle, jusqu'à refroidissement complet, ce qui peut prendre un mois.
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Le combustible nucléaire est constitué de pastilles logées dans les gaines en alliage de Zirconium et de Niobium, choisis pour leurs propriétés en présence des neutrons.
Si, par malheur, une partie des gaines de combustible n’est plus refroidie (niveau d’eau trop bas) la température va monter rapidement.
Lorsqu’elle atteint 1 000 °C le Zirconium s’oxyde au contact de l’eau vaporisée, avec un fort dégagement d’Hydrogène:
        Zr  +  2 H2O  ---------------  Zr O2  +  2 H2
Dans le même temps, le Zirconium oxydé fragilise la gaine, qui devient poreuse et laisse passer les produits de fission radioactifs qui se mélangent à l’hydrogène.
Au-dessus de 1 200 °C il y a rupture des gaines et très forte contamination des gaz émis.
Ce mélange gazeux se répand dans l’enceinte de confinement, où il finit par se recombiner à l’oxygène présent en une explosion qui peut faire  sauter le couvercle de la marmite.
C’est le "feu de Zirconium".
Le couvercle ayant sauté, les gaz contenus dans l’enceinte de confinement sont éjectés dans l’atmosphère et contaminent l’environnement car ils sont porteurs de produits de fission hautement radioactifs.
Une telle explosion a été observée à Fukushima. Les photos montrant l’état des couvercle de cuves en dit long sur la puissance du phénomène.
Si rien n'est fait pour limiter les dégâts le combustible fondu, allié aux éléments métalliques contenus dans la cuve, constitue un magma à très haute température (Corium) capable de percer la cuve et de se répandre dans la nature, comme à Fukushima.
Lors de la conception des réacteurs REP du parc actuel, cet accident ultime a été tout simplement nié. Sa probabilité ayant été estimée voisine de zéro, il n'a été prévu aucun dispositif de recueil du corium, de son refroidissement, et l'épaisseur du radier n'a pas été spécialement augmentée (Le corium à haute température se comporte comme un chalumeau à plasma et traverse le béton sur plusieurs mètres ).
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La preuve de la possibilité d'une rupture de cuve ayant été apportée d'abord à Tchernobyl, puis à Fukushima, il a bien fallu se rendre à l'évidence: un accident nucléaire majeur est une éventualité à prendre en compte lors de la conception d'une installation, et lors de sa gestion et de sa maintenance.
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Deux grosses lacunes sont apparues dès les premières analyses post-Fukushima:
- Dès lors que l'on admet que la cuve du réacteur est susceptible de se percer et de laisser s'écouler le corium résultant de la fusion du cœur, il faut s'interroger sur les dégâts que ce corium peut causer à l'environnement, et comment il peut être contrôlé.
Quelles précautions ont été prises dans ce but sur les installations du parc nucléaire français ?
Réponse: Aucune.
Un tel accident était tout simplement impensable.
On a par exemple construit la centrale de Fessenheim juste au-dessus de la nappe phréatique d'Alsace, qui est la plus importante d'Europe, sans précaution particulière pour protéger cette nappe.
- Lors d'un accident susceptible de conduire à la fusion du cœur, le dernier rempart contre la catastrophe est le maintien du circuit de refroidissement de secours, lequel implique une alimentation électrique à toute épreuve.
Or les inspections ont montré que, dans de nombreux cas, les groupes électrogènes de secours étaient vulnérables à des conditions météos extrêmes comme un séisme, ou une inondation (Comme à Fukushima).
Un programme de remise en sécurité à été mis en œuvre pour tenter de corriger ces deux lacunes:
- Renforcement des radiers sous la cuve des réacteurs.
- Sécurisation des systèmes d'alimentation électrique de secours.
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Avant Fukushima, la sureté d'une installation nucléaire de base (INB) reposait sur l'existence de trois barrières physiques entre le combustible radioactif et l'environnement:
- La première barrière est constituée des gaines métalliques (Zirconium) encapsulant les pastilles de combustible et évitant un contact direct du matériau radioactif avec l'eau qui est le fluide caloporteur.
- La seconde barrière est constituée des parois du circuit primaire lui-même, lequel comprend la cuve, les fourreaux de passage des barres de contrôle et le l'instrumentation, les tubulures de raccordement, les corps des pompes primaires, les tubulures des échangeurs de chaleur des générateurs de vapeur, et le pressuriseur , avec les soupapes de sécurité.
- La troisième barrière est l'enceinte de confinement en béton, qui contient le réacteur.
Ces trois barrières physiques étaient, en théorie, la garantie contre toute émission indésirable de produits radioactifs dans l'environnement.
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Fukushima a démontré que ces trois barrières ne suffisent pas à empêcher la catastrophe.
Il faut en ajouter au moins deux:
- Une quatrième barrière physique, constituée d'un système de récupération et de refroidissement du corium qui interviendrait en cas de fusion du cœur avec percement de la cuve.
- Une barrière "logistique", constituée d'un système d'alimentation électrique des pompes de secours à l'épreuve des secousses sismiques, des inondations, des attentats, et des dégâts causés par l'explosion de l'enceinte de confinement.
Ces barrières supplémentaires, dont la nécessité a été démontrée par Fukushima, n'existent pas sur le parc électronucléaire actuel.
(Elles sont mises en œuvre sur les réacteurs EPR)
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Des travaux importants ont été entrepris pour pallier les lacunes de sureté du parc actuel.
Mais on ne peut pas reconstruire des installations existantes.
Le parc étant vieillissant, il subsiste un doute sur l'efficacité des mesures correctrices mises en œuvre sous la pression des circonstances.
Il est donc, plus que jamais, essentiel de sévériser les mesures de contrôles préventifs afin d'éviter d'entrer dans la spirale infernale d'un Loca, dont on n'est pas certain de pouvoir contrôler les suites.
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Suite à la découverte d'anomalies dans la composition de l'acier de la cuve de l'EPR de Flamanville, l'ASN a demandé à EDF de vérifier si, par hasard, le même type d'anomalies serait présent également dans certains composants des réacteurs existants.
Les composants éventuellement concernés font partie du circuit primaire d'un réacteur, et participent à la fameuse deuxième barrière de protection.
Ces composants sont au contact de l'eau (Fluide caloporteur) à une température de 320 °C sous une pression de 155 Kg/cm2.
Les détails de la démarche de l'ASN sont exposés ici:
http://www.asn.fr/layout/set/print/content/view/full/141182

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Ces investigations , qui concernent pour le moment dix-huit réacteurs, traduisent une inquiétude quant à l'opportunité de prolonger au-delà de quarante ans la durée d'exploitation d'installations sur lesquelles plane une suspicion de non-conformité aux dernières règles de sureté nucléaire.
La fiabilité prévisionnelle a pour objectif de fixer des limites à la prise de risque.
Aujourd'hui la question est:
Jusqu'où peut-on aller trop loin ?
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