Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil

26/08/2017
Auteurs : Alain Vallée
OAI : oai:www.see.asso.fr:1301:2011-6:19583
DOI :

Résumé

Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde  sur le nucléaire civil

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REE N°6/2011 ◗ 35 LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA Alain Vallée International Nuclear Academy Six mois se sont écoulés depuis l’accident nucléaire de Fukushima et on peut maintenant commencer à en tirer certaines leçons, bien que plusieurs années seront nécessaires pour dresser un bilan complet ; rappelons qu’au moment où cet article est écrit la situation des réacteurs n’est toujours pas complètement maitrisée. Cet accident a été très médiatisé et a fait l’objet d’informations diverses, parfois contradictoires. Les données utilisées ici sont cohérentes avec la physi- que ; elles ont été recoupées et proviennent de sour- ces supposées fiables : autorités de sûreté, industrie ou organismes internationaux. Cependant, certaines erreurs ont pu s’y glisser, qui ne demandent qu’à être corrigées. Par ailleurs, le déroulement des évé- nements fut particulièrement complexe et, pour des raisons de clarté, la description de l’accident a été, dans ce texte, très simplifiée. Les deux grands accidents précédents du nucléaire civil, Three Mile Island (TMI) aux Etats-Unis et Tcher- nobyl en URSS, ont constitué des étapes majeures dans les méthodes de conception des réacteurs et ont fait évoluer de façon radicale l’approche de la sûreté nucléaire ; le premier a mis en évidence les risques liés aux erreurs humaines dans une situation acciden- telle et a montré qu’un enchainement de défaillances mineures pouvait conduire à une situation très grave. Le second a montré la nécessité, dans l’approche de défense en profondeur qui est le fondement de la sûreté nucléaire, d’avoir préparé et rodé une organisa- tion de crise pour faire face aux situations d’urgence et à l’évacuation des populations. De ce point de vue, Fukushima a montré que ces leçons avaient été comprises, mais en a délivré de nouvelles qu’on cherchera à cerner ici. Description du réacteur Le Japon avait décidé, au début des années soixante, de maitriser l’énergie nucléaire civile ; après la construction de deux démonstrateurs, l’un à eau bouillante, de 13 MWe, conçu par la société améri- caine General Electric (GE) et l’autre gaz-graphite, de 159 MWe, similaire aux MAGNOX anglais, le program- me industriel s’est déployé et plusieurs commandes Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil Des leçons en seront tirées mais les conséquences de l’accident nucléaire demeurent faibles au regard du désastre créé par le tremblement de terre et le tsunami. Fukushima is the third major accident in the short history of civilian nuclear reactors. As the two previous ones, Three Mile Island and Chernobyl, it has delivered lessons which have to be learnt by governments, nuclear organizations and industry. Among them, the most important ones are the followings: • The past upgrades of the operating reactors against severe accidents has to be reassessed; • The requirements on the plant to sustain external hazards (earthquakes, flooding,…) has to be reviewed and improved in some cases; • Plants have to be tested against unrealistic situations to verify that no cliff edge effect can be expected; • The competence and the independence of the Safety Bodies have to be verified. The situation in the Fukushima reactors is not yet completely stabilized and it will take years before a return to normal life in the vicinity can take place; nevertheless, considering the size of the disaster, due to the exceptional magnitude of the earthquake and the height of the tsunami, the consequences of the nuclear part of the event are rather low: no casualty and limited risks of cancer for people in the future. abstract 36 ◗ REE N°6/2011 LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA ont été passées auprès des sociétés américaines GE et Wes- tinghouse en fin de 1966 et au début de 1967. Fukushima-Daïchi 1 fait partie de ce premier groupe et sa construction a débuté en juillet 1967 ; c’est donc un des tout premiers réacteurs commerciaux construits au Japon. Sa technologie était celle des réacteurs à eau bouillante mis alors en exploitation aux Etats-Unis par GE et, à ce jour, 23 y sont toujours en opération (32 dans le monde) et présentent une enceinte de confinement identique, de type Mark 1. Les quatre réacteurs suivants construits sur le site sont similaires, mais de plus forte puissance ; le dernier, Fukushi- ma-Daïchi 6, qui dépasse les 1 000 MWe, a un modèle d’en- ceinte plus récent, de type Mark 2 (Tableau 1). A l’époque de la conception de cette première génération de réacteurs commerciaux (le début des années soixante), les phénomènes physiques mis en jeu pendant les scéna- rios accidentels étaient encore mal connus et des marges de prudence importantes étaient prises ; elles se sont glo- balement révélées plus que suffisantes, mais l’éventualité d’une fusion du cœur n’avait pas été prise en compte, elle ne le sera qu’après TMI, à la fin des années 1970. Il a donc fallu apporter des modifications importantes sur les réacteurs en exploitation afin de pouvoir gérer ces situations ultimes où les moyens classiques sont perdus. Les solutions mises en œuvre, différentes de pays à pays, suivant les imposi- tions des autorités de sûreté nationales ; la référence, pour Tableau 1 : Chronologie des mises en service des réacteurs de Fukushima. Figure 1 : Schéma de principe d’un réacteur bouillant. REE N°6/2011 ◗ 37 Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil les réacteurs à eau bouillante (REB) de conception GE, étant bien sûr la Nuclear Regulatory Commission américaine (NRC) qui avait donné la licence originelle d’exploitation à ce type de réacteur. Il semble que toutes les modifications faites aux USA n’aient pas été reprises au Japon, mais celles implantées ont contribué à limiter les conséquences de l’accident. Les REB diffèrent des réacteurs à eau pressurisée (REP) construits en France. L’eau y est directement vaporisée dans le cœur et la vapeur produite dans la cuve est séparée mé- caniquement pour être envoyée au groupe turboalternateur. Dans les REP, l’eau sortant du cœur passe par un échangeur de chaleur - générateur de vapeur ; celui-ci est une barrière Figure 2 : Système d’injection et de refroidissement de secours – Source : US Atomic Energy Commission – Wash-1082, mai 1968. 38 ◗ REE N°6/2011 LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA entre le cœur et l’environnement et apporte une grande masse d’eau, faisant inertie thermique en cas de perte des systèmes de refroidissement. Chacune des deux technologies a sa cohérence et, pour compenser le handicap de la faible inertie thermique, les REB de cette génération ont été dotés d’un tore de suppression de pression, empli d’eau, qui sert, en situation accidentelle, à la condensation de la vapeur produite dans le cœur ; il fournit une réserve d’eau garantissant une certaine autonomie en cas de perte des moyens normaux de refroidissement. Deux systèmes de secours permettent d’extraire cette eau et de l’injecter dans le cœur : • Le système de refroidissement et d’isolement du cœur, qui envoie l’eau du tore directement dans la cuve du réacteur par une turbopompe propulsée par la vapeur produite dans le cœur. Ce circuit ne comporte pas d’échangeur de chaleur, utilise l’électricité de batteries et est donc prévu pour fonc- tionner pendant un temps limité. • Le système d’injection et de refroidissement de secours, qui est un circuit très flexible, avec une grande variété de lignes et de composants ; il est utilisé pour gérer les situations de perte d’eau par rupture sur le circuit de refroidissement du cœur et assurer le refroidissement en état d’arrêt en conditions normales ou accidentelles. Ce système combine principalement une injection d’eau dans la cuve (injection de sécurité) et une aspersion dans l’enceinte de confine- ment pour condenser la vapeur. L’extraction de la chaleur est assurée par un échangeur thermique et les pompes sont alimentées soit par le réseau, soit par des générateurs diesels de secours. Durant l’accident, la perte de tous ses organes actifs l’a rendu inopérant ; cependant, ce sont ses lignes d’injection qui ont été utilisées pour injecter l’eau qui a arrêté le processus de dégradation (Figure 2). Quelques mots enfin sur l’enceinte de confinement (type Mark 1) ; c’est la troisième et dernière barrière séparant les éléments radioactifs et l’environnement. Elle est dimension- née pour résister à la vidange brutale et complète du circuit primaire et résiste à une pression de 5 bars. Elle a la forme d’une ampoule, typique de cette génération de réacteur, et est en acier d’une épaisseur de 3 cm. Suite à l’accident de TMI, des modifications y furent apportées, notamment l’ajout d’une ligne de dépressurisation débouchant dans les structu- res supérieures du bâtiment, qui eut un rôle majeur dans la gestion de l’accident. Cet ensemble de systèmes et de dispositifs de sûreté a fait, entre autres, l’objet d’une approbation des autorités de sûreté (AS) américaines et japonaises (et de bien d’autres pays) qui menèrent la revue détaillée d’un rapport de sû- reté provisoire (sans site défini). Celui-ci décrit le réacteur et l’ensemble des moyens de prévention et de mitigation des accidents pouvant mettre en danger les populations et l’en- vironnement. Les autorités de sûreté vérifient, de plus, que toutes les prescriptions légales ainsi que les règles prescripti- ves qu’elles ont émises sont appliquées. L’adaptation au site Pour obtenir un permis de construire, le rapport de sûreté provisoire doit être complété en intégrant les spécificités du site et les adaptations du réacteur à celui-ci. Ce rapport est aussi approuvé par les AS. Afin de faciliter cette revue et assurer une approche de sûreté cohérente, la Commission de Sûreté Nucléaire du Ja- pon (NSC) a édicté des règles précises pour, à partir des conditions historiques et géologiques locales, dimensionner au séisme les réacteurs nucléaires (NSCRG: L-DS-I.02 Regu- latory Guide for Reviewing Seismic Design of Nuclear Power Reactor Facilities) ; ce document, le seul faisant référence aux tsunamis, n’y fait que marginalement allusion, comme conséquence d’un tremblement de terre : « les fonctions de sûreté ne doivent pas être affaiblies par un tsunami ». Aucune règle de sûreté élaborée n’existait donc au Japon pour dimensionner les centrales nucléaires contre les tsuna- mis. En 2007, suite au séisme qui avait conduit à l’arrêt des sept réacteurs nucléaires à Kashiwazaki, la NSC avait deman- dé une réévaluation des analyses sismiques sur l’ensemble des centrales nucléaires, « sous une base de volontariat, sans obligation légale ». Une étude sur Fukushima, incluant explici- tement les tsunamis dans l’analyse, fut présentée par TEPCO, la société de production d’électricité, concluant à l’absence de risques particuliers sur ce site. L’accident Une chronologie des événements catastrophiques sur la centrale est donnée en annexe. Le 11 mars 2011, à 14 h 46, Tableau 2 : Puissance thermique à évacuer après arrêt d’un réacteur du type Fukushima-Daïchi. REE N°6/2011 ◗ 39 Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil un des séismes les plus forts de ces cent dernières années, de magnitude 9, a frappé le Japon. Son épicentre était en mer, au large de la centrale de Fukushima-Daïchi. A cet instant, trois des six réacteurs (réacteurs 1, 2 et 3) étaient en opération, les trois autres étant en arrêt pour maintenance. Les barres d’arrêt furent automatiquement introduites dans le cœur pour arrêter les réactions nucléaires de fission ; les groupes turboal- ternateurs et les enceintes de confinement furent isolés et les réacteurs basculèrent sur les systèmes de refroidissement de secours. Le tremblement de terre ayant détruit les lignes élec- triques de la région, la centrale perdit l’alimentation électrique du réseau et les générateurs diesel de sauvegarde démarrè- rent pour alimenter les pompes nécessaires à l’alimentation en eau et au refroidissement du cœur (système d’injection et de refroidissement de secours). Tous ces systèmes étaient en opération lorsque la vague du tsunami frappa la centrale, trois-quarts d’heure plus tard, sub- mergeant une digue de protection d’une hauteur de 6.50 m. Les générateurs diesel furent noyés et s’arrêtèrent définiti- vement privant les réacteurs de toute source électrique de puissance. Les éléments radioactifs produits dans le cœur des réac- teurs pendant leur fonctionnement continuèrent à produire de la chaleur après l’arrêt de la réaction en chaîne. La puis- sance, décroissante avec la radioactivité, en est assez signifi- cative, comme on peut le voir sur le tableau 1 qui donne les ordres de grandeur pour Fukushima-Daïchi 2 : Le système de refroidissement et d’isolement du cœur (SRIC), limité par l’autonomie des batteries, put fonctionner entre quelques heures et quelques dizaines d’heures, selon les tranches. Il délivra un débit d’une centaine de m3 /h dans la cuve, ralentissant le processus de dégradation, mais ne pouvant le stopper car n’apportant aucun moyen d’extraction de la chaleur vers l’extérieur. Les masses d’eau présentes dans la cuve et dans le tore s’échauffèrent progressivement, accélérant la production de vapeur, conduisant à une baisse de l’inventaire en eau et au découvrement progressif des assemblages combustibles du cœur et à leur montée en température : • Autour de 700 à 900 °C, les gaines des crayons combus- tibles en alliage de zirconium commencent à cloquer, blo- quant progressivement le passage de l’eau, accélérant le phénomène. Des fissures s’ouvrent alors dans ces gaines et laissent passer des produits de fission gazeux. • Vers 1 200 °C, le zirconium s’oxyde en décomposant les molécules d’eau, conduisant à la production d’hydrogène. • Entre 1 300 et 1  800 °C, des quantités importantes de produits de fission sont relâchées par le combustible, sous forme gazeuse (des gaz nobles, comme le xénon et le kryp- ton), sous forme d’aérosols (l’iode, le césium et le techné- tium). Quelques corps volatiles sont aussi émis, comme le baryum et le strontium ainsi que des matériaux de structure (Ag, In, Cd, Zr, Fe). • Au-dessus de 1 800 °C, les structures en zirconium fondent et à partir de 2 700 °C, l’oxyde d’uranium se liquéfie for- mant, avec l’ensemble des matériaux de structure, ce qu’on appelle le corium. Pendant le déroulement de l’accident, les opérateurs avaient à mener un double combat, arrêter le processus de dégradation du cœur en envoyant de l’eau pour le refroidir, d’une part, et, d’autre part, maintenir les substances radioac- tives à l’intérieur de l’enceinte de confinement. On verra que ces deux objectifs se sont avérés antagonistes à plusieurs instants et que les opérateurs durent prendre la solution qui leur apparaissait la moins pire à long terme, c’est-à-dire éviter la destruction de l’enceinte. Malheureusement, celle-ci fut fortement endommagée, compliquant la gestion post-acci- dentelle, une fois le pire de la crise passé. La cuve et l’enceinte de confinement étaient reliées par une ligne de décharge de vapeur. La vapeur, l’hydrogène et les produits de fission produits dans le cœur purent donc s’échapper et s’accumuler dans l’enceinte de confinement. Quand la pression y dépassa la pression de dimensionne- ment, afin de maintenir son intégrité à long terme, les opéra- teurs décidèrent d’ouvrir une ligne de décharge vers la partie haute du bâtiment (implantée après TMI). La pression dans l’enceinte de confinement qui avait atteint jusqu’à 8 bars, tomba alors à 4 bars. Cette opération fut renouvelée plu- sieurs fois sur les trois réacteurs endommagés. Cette action eut deux conséquences qui furent extrême- ment visibles : • d’une part, le relâchement d’hydrogène et son explosion avec l’oxygène de l’air qui conduit à la destruction du bar- dage métallique couvrant les bâtiments 1, 2 et 3, • et d’autre part, le relâchement de produits de fission ra- dioactifs dans l’environnement. Contrairement à ce qui avait été fait dans la plupart des réacteurs du monde après TMI, des équipements de recom- binaison de l’hydrogène n’avaient pas été implantés à la sor- tie de la ligne de dépressurisation. La destruction des toits fut spectaculaire et retransmise en boucle dans les médias, mais eut, en termes de sûreté, des conséquences relativement réduites. Par contre, les rejets radioactifs eurent des consé- quences majeures sur la gestion de l’accident, obligeant l’évacuation du personnel et rendant complexes toutes les opérations de récupération de la situation. Il fallait de toute urgence envoyer de l’eau sur le cœur ; or le séisme avait détruit tous les réseaux de service, eau et 40 ◗ REE N°6/2011 LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA électricité, qui alimentaient la centrale. Seule était disponible l’eau de mer proche, qui fut extraite par des pompes d’in- cendie et injectée, toujours par des pompes d’incendie, dans la cuve par le circuit d’eau alimentaire et dans l’enceinte de confinement par le système d’aspersion (Voir figure 2). Cette opération a probablement arrêté le processus de dégradation du cœur et on peut estimer l’état des réacteurs à cet instant : • Les cœurs ont partiellement ou totalement fondu et les matériaux radioactifs sont en contact direct avec l’eau de refroidissement • Les secondes barrières, les cuves des réacteurs, sont en- dommagées et ne sont plus étanches • Les dernières barrières de protection, les enceintes de confinement ont, elles aussi, perdu leur étanchéité. Dans la première phase de l’accident, les rejets radioactifs avaient été gazeux, relâchés lors des ouvertures des vannes de décharge des enceintes de confinement. Dans la seconde phase, ils ont été liquides, sous forme d’eau contaminée qui remplira les bâtiments des réacteurs et qui se déversera partiellement dans la mer. Depuis lors, un certain nombre d’actions purent être me- nées pour revenir à une situation gérable : • Rétablissement de l’électricité sur le site • Passage à un refroidissement par de l’eau douce • Vidange et entreposage de l’eau contaminée présente dans les bâtiments • Mise en place d’un système de décontamination de cette eau pour permettre son recyclage et son rejet dans l’envi- ronnement • Début de la décontamination des bâtiments pour permet- tre l’accès au personnel et pouvoir redémarrer les systèmes normaux de refroidissement en boucle fermée • Travaux de renforcement des structures affaiblies par les ex- plosions et mise en place d’un confinement des bâtiments. Le niveau de radioactivité, toujours élevé, sur le site a ralenti fortement les travaux et la situation était loin d’être stabilisée. Cependant, quelques bonnes nouvelles ont com- mencé à arriver ; le processus mis en place dans l’urgence pour décontaminer l’eau semble aujourd’hui opérationnel. De plus, la température à l’intérieur des cuves est mainte- nant suffisamment basse, inférieure à 100 °C, pour qu’il n’y ait plus de production de vapeur. En plus des réacteurs, les piscines de stockage des com- bustibles furent aussi l’objet d’inquiétudes, notamment celle du réacteur 4 qui contenait un grand nombre d’assemblages combustibles, plus de 1 300, avec une puissance d’environ 3 MW. La perte de refroidissement dans les piscines a conduit à un processus lent (comparé à celui des réacteurs) d’évaporation de l’eau et de découvrement des assemblages combustibles qui ne conduisit, semble-t-il, qu’à des dégrada- tions mineures. Aujourd’hui, des circuits de refroidissement en boucle fermée sont opérationnels sur toutes les piscines. Les rejets radioactifs et les doses reçues Plusieurs évaluations globales des rejets ont été menées ; les résultats sont assez disputés, mais la valeur de 10 % de l’inventaire relâché à Tchernobyl semble un bon ordre de grandeur. Cependant, d’un point de vue sanitaire, cet indi- cateur est peu pertinent, une grande partie, inconnue, de la radioactivité rejetée ayant fait l’objet d’une dilution impor- tante dans l’atmosphère ou dans la mer, réduisant ainsi ses conséquences. Pendant la phase de début de l’accident, la météo fut favorable, repoussant les rejets vers la mer. Mais, lors de plusieurs opérations de rejets de vapeur, le vent tourna au Sud-est, conduisant à la contamination terrestre d’une bande de plusieurs kilomètres de largeur et de plusieurs dizaines de kilomètres de longueur (Figure 3). Très rapidement, les autorités décidèrent l’évacuation des populations dans un rayon de 20 km, puis de 30 km, autour de la centrale et enfin de quelques districts fortement contaminés, au Nord-Ouest. Cette mesure avait un double objectif : • éviter l’inhalation de gaz et des particules radioactives, com- me l’iode 131 (période 8 jours), • et empêcher le contact et l’ingestion de dépôts radioactifs, comme le césium 137 (période 30 ans). Cette évacuation a éliminé le risque sanitaire sur la popu- lation, mais au prix de la perte d’habitat et de travail pour une bonne centaine de milliers de personnes. Une cartographie détaillée de la radioactivité est en cours et met en évidence une forte hétérogénéité rendant complexe la gestion des re- tours en dehors de certaines parties, peu contaminées. Dans les zones plus impactées, la situation est incertaine et l’étude de la population vivant dans l’environnement de Tchernobyl depuis l’accident a montré que la vie dans un tel environne- ment conduisait à un niveau de stress important, avec des conséquences psychosomatiques graves. Il faut enfin souli- gner que les activités agricoles y seront très contraintes dans les prochaines années. Les rejets dans la mer bénéficient d’un brassage et d’une dilution importante, réduisant ainsi les risques de contami- nation humaine importante, mais il reste encore aujourd’hui de la radioactivité dans les eaux près du site ; les Japonais ont une alimentation fortement dépendante des produits de la mer et des fermes aquacoles sont situées dans la région de Fukushima. Le maintien d’un renforcement des contrôles REE N°6/2011 ◗ 41 Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil sera nécessaire afin de garantir que les limites légales ne sont pas dépassées. Ce fut le personnel travaillant sur le site qui reçut les doses les plus importantes. Contrairement à Tchernobyl où beaucoup d’intervenants ne portaient pas de dosimètre, on possède des mesures précises sur les milliers de personnes concernées ; six reçurent une dose supérieure à 250 mSv, dont une de 670 mSv. Actuellement les doses moyennes reçues sont de quelques mSv/mois, dans les limites réglementaires. Pour donner des ordres de grandeur sur les conséquen- ces de ces irradiations, il faut d’abord souligner qu’elles sont très inférieures au niveau où le pronostic vital est engagé et qui se situe à plusieurs Sv. Il n’y a pas eu de décès dus aux radiations à Fukushima. Les doses reçues sont dans la plage dite « des faibles doses », dont on sait qu’elles peuvent pro- voquer des cancers. Cependant, il est impossible de discrimi- ner un cancer par irradiation de cancers d’autres origines ; la quantification des risques de la radioactivité n’a donc pu être menée que par des études épidémiologiques relativement peu précises. Jusqu’à 100 mSv, il n’y a pas de déviation sta- tistique ; entre 100 mSv et 1 Sv, on peut voir un effet, non quantifiable. Au-delà, il est prouvé que le risque de décès par cancer est augmenté, en proportion de la dose reçue, de 5 % par Sievert. Afin d’établir des règles pratiques de radio- protection, il a été décidé d’extrapoler cette règle pour les très faibles doses. Figure 3 : Distribution de la contamination après l’accident de Fukushima. 42 ◗ REE N°6/2011 LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA On peut donc conclure que, dans leur ensemble, les effets sanitaires de Fukushima seront très faibles, ce qui n’empêche pas cet accident d’être une catastrophe avec des conséquen- ces humaines et économiques considérables. Les leçons Les accidents de TMI et Tchernobyl avaient été provoqués par une cascade de défaillances humaines et techniques, chacune étant relativement banale. Celui de Fukushima fut l’œuvre d’un initiateur unique et improbable, cette vague de 14 m qui a submergé une digue de 6.5 m. Devant cette constatation, deux questions viennent im- médiatement : • Comment peut-il y avoir eu une telle différence entre le niveau de la protection et celui de la vague ? • Pourquoi la sûreté nucléaire, qui est conceptuellement ba- sée sur la défense en profondeur, n’avait-elle pas organisé des moyens permettant de limiter les conséquences d’un accident, aussi improbable fut-il ? La réponse à la première question est simple : il n’y a pas eu d’étude sérieuse sur les tsunamis, malgré trois précédents historiques majeurs dans la région. Ce manque est à imputer originellement à l’autorité de sûreté qui a encadré de règles précises et détaillées l’appro- che des tremblements de terre et s’est limitée à une vague recommandation sur les tsunamis. Or, à partir du moment où le règlement est trop précis d’un côté et flou de l’autre, l’expertise de celui qui l’applique se dilue et la mise en œuvre peut devenir formelle : on suit l’exigence, ni plus, ni moins. Mais ceci est une explication, pas une excuse, pour TEPCO qui reste responsable de la sûreté des installations qu’il opère. Cette société a, contrairement aux autres producteurs d’élec- tricité japonais, un historique lourd dans la sûreté nucléaire : falsification de documents, dissimulation d’accidents, déficien- ces de qualité ; malgré ce passif, TEPCO a gardé sa licence d’exploitation des réacteurs. L’étude qu’elle a récemment menée à la demande de la NSC, sur les risques de tsunamis à Fukushima, a été manifestement superficielle ; les vidéos d’arrivée de la vague sur la centrale montrent clairement un ef- fet local géographique d’amplification, qui explique la hauteur exceptionnelle de celle-ci. Ces phénomènes sont aisément modélisables, montrant ainsi que le sujet n’avait pas été traité. Pour répondre à la seconde question, il faut d’abord souligner que les réacteurs de conception récente, EPR ou AP1000 par exemple, ont des moyens diversifiés de miti- gation, en termes d’autonomie des moyens d’alimentation du réacteur et de gestion d’une fusion du cœur. Donc, les solutions techniques existent. Pour les réacteurs plus anciens, la situation est complexe et leur robustesse est fortement dépendante des impositions des autorités de sûreté pour autoriser le maintien de leur exploitation  ; sur ce sujet, les positions sont très variables de pays à pays, la France, avec son processus de réexamen de sûreté tous les 10 ans, étant particulièrement vigilante. L’ASN, l’Autorité de Sûreté française, a, dans le passé, imposé des travaux lourds touchant aux infrastructures des réacteurs, avant d’accorder une autorisation de prolongation. La NSC ne semble pas être entrée dans ce processus, notamment dans l’intégration des modifications post-TMI ou post-Tchernobyl. Après Fukushima, tous les pays du monde opérant des réacteurs nucléaires ont engagé des revues de sûreté dé- taillées qui conduiront à de nouvelles modifications, afin d’améliorer la protection contre les agressions externes  ; celles mises en place dans le passé pour la gestion d’une fusion de cœur, seront revues et si nécessaire améliorées. Il est même probable que certaines centrales soient arrê- tées, si leur opérateur juge, au vu des contraintes imposées par l’AS, que leur mise à niveau n’est pas économiquement pertinente. Mais on ne peut limiter le retour d’expérience de Fukushi- ma à des solutions techniques d’aménagement des sites, ou d’organisation et de conception des infrastructures. Elle pose aussi le problème de l’indépendance et de la compétence des autorités de sûreté nationales. Le Japon a mené une première modification de l’organisa- tion des Autorités de Sûreté en juillet dernier ; on peut penser que d’autres modifications viendront. La NSC a montré des faiblesses manifestes dans ses prescriptions et ses contrô- les, dans sa pusillanimité après les déficiences répétées de TEPCO. Il a fallu une crise grave pour qu’elles émergent. La mode est aux «  stress-tests  »  pour vérifier la capacité des organisations ou des systèmes à faire face à des situations d’exception. Pourquoi les autorités de sûreté des pays ayant des réacteurs nucléaires ne subiraient-elles pas ce type de contrôle qui porterait principalement sur la compétence et l’indépendance ? L’Agence Internationale pour l’Energie Ato- mique (AIEA) pourrait en définir les modalités et mener des audits de conformité aux déclarations ; cette voie est proba- blement à préférer à celle d’un renforcement d’une autorité supranationale qui risquerait l’impuissance et le bureaucra- tisme, de par son éloignement du terrain. La notion de gestion des risques est, dans l’histoire de l’humanité, un concept récent qui est apparu au Etats-Unis, en France et en Grande-Bretagne au tournant des XVIIème et XVIIIème siècles ; il a du mal à s’imposer contre les modes de pensée traditionnels : il suffit de voir les différences entre les risques perçus par les populations et les risques réels pour REE N°6/2011 ◗ 43 Fukushima, un accident qui laissera une marque profonde sur le nucléaire civil s’en assurer. Chaque pays a sa culture et le Japon, pays où les catastrophes naturelles sont courantes, a un comporte- ment propre qui n’est pas forcément toujours cohérent avec la rationalité exigée par la technologie. Mais, si chaque culture a ses faiblesses, elle a aussi ses forces ; a contrario des dé- ficiences que l’accident a mis en relief, on ne peut qu’être impressionné par la manière dont le Japon a géré cette crise nucléaire, après un des pires cataclysmes auquel l’humanité ait jamais été confrontée, dans un contexte où une partie du pays était détruite, avec son lot de morts, de blessés et de sans-abris. Pour quelqu’un qui a analysé les accidents de TMI et de Tchernobyl et constaté la pagaille qui régnait alors aux Etats-Unis et en URSS, c’est très impressionnant. Références [1] “Status of nuclear power plants in Fukushima” – Estimated by JAIF. [2] “Report of Japanese Government to the IAEA Ministerial Conference on Nuclear safety – The accident at TEPCO’s Fukushima Nuclear Power Stations” - June 2011. [3] “Technical lessons learned from the Fukushima-Daïchi accident and possible corrective actions for the nuclear industry” - Rapport MIT – NSP-TR-025, 26 July 2011. Alain Vallée est le Directeur Scientifique de l’International Nu- clear Academy, une organisation de formation continue, émana- tion du Pôle Nucléaire de Bourgogne. Avant d’occuper cette fonction, il a dédié sa carrière au dévelop- pement de l’énergie nucléaire. Après avoir développé des logiciels scientifiques d’analyse de sûreté et de physique du cœur chez le concepteur et vendeur de réacteurs nucléaires Framatome (une des sociétés qui constitua AREVA), il y prit la direction de la conception de l’EPR avant de devenir Senior Vice-président, en charge des technologies. En 2003, il rejoint le Commissariat à l’Energie Atomique pour prendre la direction des activités nucléaires sur le centre de Saclay et la responsabilité de l’exploitation d’une dizaine d’Installations Nucléaires de Base. alain.vallee@inuclear-academy.com l'auteur 44 ◗ REE N°6/2011 11 mars début d’après midi . Les réacteurs 1, 2 & 3 de Fukushima Daïchi sont en opération. . Les réacteurs 4, 5 & 6 sont en arrêt pour maintenance (le cœur du réacteur 4 est complètement déchargé). 11 mars - 15:30 . Séisme de magnitude 9. . Arrêt des réacteurs 1, 2 & 3. . Perte du réseau électrique et démarrage du refroidissement de secours sur groupes électrogènes diesel. 11 mars - 16:47 . Une vague de 15 m submerge la centrale. . Perte des groupes électrogènes et de toute alimentation électrique en courant alternatif. 11 mars - 20:00 . Début de fusion du combustible sur le réacteur 1 sur lequel aucun système de refroidissement n’est opérationnel. 12 mars - matin . Percement de la cuve du réacteur 1 par le corium. . Relâchement de vapeur de l’enceinte de confinement du réacteur 1, afin d’éviter son endommagement. 12 mars début d’après-midi . Annonce d’une augmentation extraordinaire de la radioactivité sur le site. . Violente explosion d’hydrogène, détruisant les superstructures du bâtiment du réacteur 1. 12 mars fin d’après-midi . Nouveau relâchement de vapeur radioactive sur le réacteur 1. . Début d’injection d’eau de mer dans le réacteur 1. 13 mars - matin . Relâchement de vapeur de l’enceinte de confinement du réacteur 3 et début de l’injection d’eau de mer sur ce réacteur. . Injection d’eau de mer dans l’enceinte de confinement du réacteur 1. 14 mars - matin . Violent explosion d’hydrogène, détruisant les superstructures du réacteur 3. . Arrêt du système de refroidissement du réacteur 2. . Les cœurs des 3 réacteurs sont soit fondus, soit en fusion. 15 mars - matin . Explosion d’hydrogène sur le réacteur 2. . Évacuation de la plupart du personnel sur le site. . Explosion au niveau de la piscine de stockage du combustible du réacteur 4 et découvrement du combustible. 15 mars - midi . Décision d’évacuer la population dans un rayon de 20 km autour de la centrale. . Le niveau de radiation sur le site atteint en certains endroits 400 mSv/h. 16 mars - matin . Incendie sur le réacteur 4. . Evacuation totale du site. 17 mars . Arrivée des forces d’intervention spéciales sur le site. . Stabilisation de la situation des réacteurs. . Injection massive d’eau dans les piscines par hélicoptères et pompes d’incendie. 19 mars . Retour de l’alimentation électrique par le réseau et démarrage progressif des systèmes encore en état de fonction- nement. . L’apport d’eau aux réacteurs et aux piscines continue à être assuré par des moyens mobiles d’incendie. 24 mars . Irradiation sévère aux pieds de deux ouvriers, montrant une forte contamination radioactive de l’eau de ruisselle- ment sur le site. 26 mars . L’eau de mer est remplacée par de l’eau douce. 27 mars . début des opérations de pompage de l’eau contaminée des bâtiments des réacteurs. 2 avril . Ecoulement par une fissure dans un bâtiment d’eau contaminée dans la mer. 4 avril . Rejet volontaire dans la mer de 12 000 m3 d’eau faiblement contaminée. Annexe : Chronologie des événements de Fukushima LE NUCLéAIRE APRèS FUKUSHIMA