Source: http://www.oecd-nea.org/rp/chernobyl/fr/c01.html
Timestamp: 2016-10-01 15:35:53+00:00
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Chapitre I Le site et la s�quence accidentelle - Tchernobyl: �valuation des incidences radiologiques et sanitaires Radiological protection > Chernobyl
Mise � jour 2002 de Tchernobyl : Dix ans d�j� Chapitre I
Le site et la séquence accidentelle Conclusions (Les conclusions apparaitront dans une nouvelle fenêtre) Le site
Lorsque l'accident de Tchernobyl est survenu le 26 avril 1986, le programme électronucléaire soviétique reposait principalement sur deux filières de réacteurs, à savoir les VVER, réacteurs à eau ordinaire sous pression, et les RBMK, réacteurs à eau ordinaire modérés par du graphite. Alors que les réacteurs de type VVER étaient exportés dans d'autres pays, ceux de type RMMK étaient exclusivement utilisés dans les républiques de l'ex-URSS. Le complexe électronucléaire de Tchernobyl, situé à 130 km environ au nord de Kiev (Ukraine) et à 20 km environ au sud de la frontière avec le Bélarus (voir figure 1), se composait de quatre réacteurs nucléaires de type RBMK-1000, dont les tranches 1 et 2 avaient été construites entre 1970 et 1977, alors que les tranches 3 et 4, de conception identique, avaient été achevées en 1983 (IA86). Deux autres réacteurs de type RBMK étaient en construction sur le site au moment de l'accident. Au sud-est de la centrale, un lac artificiel d'une superficie d'environ 22 km2, situé sur les rives de la Pripiat, un affluent du Dniepr, a été construit pour fournir de l'eau de refroidissement aux réacteurs. Cette région de l'Ukraine est décrite comme un pays boisé de type biélorusse avec une faible densité de population. Située à 3 km environ du réacteur, la ville nouvelle de Pripiat comptait 49 000 habitants. L'ancienne ville de Tchernobyl, qui comptait 12 500 habitants, se trouvait à une quinzaine de kilomètres au sud-est du complexe. Dans un rayon de 30 km autour de la centrale, il y avait au total de 115 000 à 135 000 habitants.
Figure 1. Le site du complexe électronucléaire de Tchernobyl
(IA91, version modifiée)
Crédit: Figure IV.1 Distribution, in December 1989, of Deposited Strontium-90 Released in the Chernobyl Accident. From: "Atlas of Caesium Deposition on Europe after the Chernobyl Accident". M. De Cort, G. Dubois, Sh.D. Fridman, M.G. Germenchuk, Yu.A. Izrael, A. Janssens, A.R. Jones, G.N. Kelly, E.V. Kvasnikova, I.I. Matveenko, I.M. Nazarov, Yu.M. Pokumeiko, V.A. Sitak, E.D. Stukin, L.Ya. Tabachny, Yu.S. Tsaturov and S.I. Avdyushin. EUR report nr. 16733, EC, Office for Official Publications of the European Communities, Luxembourg (1998).
Figure 2. Le réacteur RBMK Le RBMK-1000 (voir figure 2) est un réacteur de conception et de construction soviétiques, à tubes de force, avec modérateur en graphite, qui utilise un combustible au dioxyde d'uranium faiblement enrichi (2 % de 235U). C'est un réacteur à eau ordinaire bouillante dans lequel les turbines sont alimentées directement en vapeur, sans l'intermédiaire d'un échangeur de chaleur. L'eau pompée dans la partie inférieure des canaux de combustible bout à mesure qu'elle remonte dans les tubes de force, produisant de la vapeur qui alimente deux turbines de 500 MWe (mégawatts électriques). L'eau joue le rôle de réfrigérant et fournit également la vapeur utilisée pour actionner les turbines. Les tubes de force verticaux contiennent le combustible au dioxyde d'uranium, enrobé d'un alliage de zirconium, autour duquel l'eau de refroidissement circule. Un modèle spécial de machine de chargement et de déchargement du combustible permet de permuter les faisceaux de combustible sans arrêter le réacteur. Le modérateur, qui a pour fonction de ralentir les neutrons afin qu'ils produisent plus efficacement une réaction de fission dans le combustible, est constitué par du graphite. On fait circuler un mélange d'azote et d'hélium entre les blocs de graphite, en grande partie pour empêcher l'oxydation du graphite mais aussi pour améliorer la transmission de la chaleur dégagée par les interactions des neutrons dans le graphite, à partir du modérateur jusqu'au canal de combustible. Le cur lui-même a environ 7 m de hauteur et 12 m de diamètre. Il y a quatre pompes principales de circulation du réfrigérant, dont l'une est toujours en réserve. On contrôle la réactivité ou la puissance du réacteur en élevant ou en abaissant 211 barres de commande qui, lorsqu'elles sont abaissées, absorbent les neutrons et réduisent le taux de fission. La puissance produite par ce réacteur est de 3 200 MWt (mégawatts thermiques) ou de 1 000 MWe, bien qu'il existe une version plus puissante produisant 1 500 MWe. Divers systèmes de sécurité, s'agissant notamment d'un système de refroidissement de secours du coeur et de l'obligation de laisser au moins 30 barres de commande insérées, ont été intégrés dans la conception et l'exploitation du réacteur. Les réacteurs RBMK ont pour principale caractéristique de posséder un « coefficient de vide positif ». Cela signifie que, si la puissance augmente ou que le débit d'eau diminue, la production de vapeur s'accroît dans les canaux de combustible, de sorte que les neutrons qui auraient été absorbés par l'eau, plus dense, augmenteront alors le taux de fission dans le combustible. Cependant, lorsque la puissance augmente, il en va de même de la température du combustible, ce qui a pour effet de réduire le flux de neutrons (coefficient de température négatif du combustible). L'effet net de ces deux caractéristiques antagonistes varie en fonction du niveau de puissance. Au niveau de puissance élevé atteint dans des conditions de fonctionnement normales, l'effet de la température l'emporte, de sorte que les excursions de puissance entraînant un excès d'échauffement du combustible ne se produisent pas. Cependant, lorsque la puissance produite est inférieure à 20 % de la puissance maximale, c'est l'effet du coefficient de vide positif qui l'emporte, le réacteur devenant alors instable et sujet à de brusques à-coups de puissance. Ce facteur a joué un rôle important dans le déroulement de l'accident. Événements ayant conduit à l'accident (IA86, IA86a)
Le réacteur de la tranche 4 devait être arrêté pour des opérations courantes de maintenance le 25 avril 1986. Il a été décidé de profiter de cet arrêt pour déterminer si, en cas de perte d'alimentation générale, la turbine marchant au ralenti pourrait fournir suffisamment d'énergie électrique pour faire fonctionner les équipements de secours et les pompes de circulation de l'eau de refroidissement du cur, jusqu'à ce que les groupes diesel de secours puissent en produire. Cet essai avait pour objet de déterminer si le refroidissement du cur pourrait continuer à être assuré en cas de perte d'alimentation électrique. Ce type d'essai avait été effectué au cours d'une période d'arrêt antérieure mais les résultats n'avaient pas été concluants, de sorte qu'il a été décidé de le répéter. Malheureusement, cet essai, qui était censé s'appliquer essentiellement à la partie non nucléaire de la centrale, a été effectué sans qu'un échange d'informations et une coordination appropriés se soient instaurés entre l'équipe responsable de l'essai et le personnel chargé de l'exploitation et de la sûreté du réacteur nucléaire. C'est pourquoi, les précautions en matière de sécurité prévues dans le programme d'essai étaient insuffisantes et le personnel d'exploitation n'a pas été alerté des conséquences, pour la sûreté nucléaire, de l'essai sur l'alimentation électrique et de son danger potentiel. Le programme prévu impliquait l'arrêt du système de refroidissement de secours du cur du réacteur, qui fournit l'eau nécessaire au refroidissement du cur en cas d'urgence. Bien que la suite des événements n'en fût guère affectée, la mise hors service de ce système tout au long de l'essai s'est déroulée dans des conditions faisant peu de cas des procédures de sécurité. Pendant la mise à l'arrêt, le réacteur fonctionnait approximativement à mi-puissance lorsque le centre régulant la distribution de la puissance au réseau n'a pas permis la poursuite de la procédure d'arrêt en raison de la demande d'électricité. Conformément au programme d'essai prévu, environ une heure plus tard, le système de refroidissement de secours du coeur a été déconnecté pendant que le réacteur continuait de fonctionner à mi-puissance. Ce n'est que vers 23 heures, le 25 avril, que la régulation du réseau a admis que la puissance soit à nouveau réduite. Pour cet essai, le réacteur aurait dû être stabilisé à 1 000 MWt environ avant l'arrêt mais, en raison d'une erreur opérationnelle, la puissance est tombée à environ 30 MWt, niveau auquel le coefficient de vide positif est devenu dominant. Les opérateurs ont alors cherché à porter la puissance à 700-1 000 MWt en déconnectant les régulateurs automatiques et en libérant manuellement toutes les barres de commande. Ce n'est que vers 1 heure du matin, le 26 avril, que le réacteur a été stabilisé à environ 200 MWt. Malgré la consigne d'exploitation standard selon laquelle il faut laisser au moins 30 barres de commande insérées pour garder le contrôle du réacteur, seules six à huit barres ont en fait été utilisées au cours de l'essai. Bon nombre des barres de commande ont été retirées afin de compenser l'accumulation de xénon, qui jouait le rôle d'absorbeur de neutrons et réduisait la puissance. Cela impliquait qu'en cas d'à-coup de puissance, il aurait fallu 20 secondes environ pour abaisser les barres de commande et arrêter le réacteur. Il a néanmoins été décidé de poursuivre le programme d'essai. Il y a eu alors une augmentation du débit de réfrigérant et une chute consécutive de la pression de vapeur. L'arrêt d'urgence automatique, qui aurait dû stopper le réacteur lorsque la pression de vapeur était faible, avait été bloqué. Afin de maintenir la puissance, les opérateurs ont dû retirer presque toutes les barres de commande restantes. Le réacteur est devenu très instable et les opérateurs ont dû procéder à des réglages à intervalles répétés de quelques secondes en essayant de maintenir la puissance constante.
À peu près à ce moment-là, les opérateurs ont réduit le débit d'eau d'alimentation, probablement en vue de maintenir la pression de vapeur. Simultanément, les pompes qui étaient alimentées en électricité par la turbine fonctionnant au ralenti ont fourni moins d'eau de refroidissement au réacteur. La perte d'eau de refroidissement a exagéré l'état instable du réacteur en augmentant la production de vapeur dans les canaux de refroidissement (coefficient de vide positif) et les opérateurs n'ont pas pu empêcher un énorme à-coup de puissance, évalué à 100 fois la puissance nominale. Cette soudaine augmentation de la production de chaleur a entraîné la rupture d'une partie du combustible et de petites particules de combustible à température élevée, entrant en réaction avec l'eau, ont provoqué une explosion de vapeur qui a détruit le cur du réacteur. Une seconde explosion a parachevé la destruction deux ou trois secondes plus tard. Bien que l'on ne sache pas de façon certaine ce qui a causé ces explosions, il est présumé que la première a été une explosion vapeur/combustible chaud et que l'hydrogène a sans doute joué un rôle dans la seconde. Certains médias ont fait état d'une origine sismique de l'accident, mais la validité scientifique de l'article à la source de cette rumeur (St98) a été contestée. L'accident
L'accident est survenu le samedi 26 avril 1986, à 1 h 23 du matin, lorsque les deux explosions ont détruit le cur du réacteur de la tranche 4 et le toit du bâtiment réacteur. Lors de la réunion d'experts techniques pour l'analyse de l'accident de Tchernobyl organisée par l'AIEA en août 1986 (IA86), on a beaucoup insisté sur la responsabilité des opérateurs dans cet accident, sans trop attacher d'importance aux défauts de conception du réacteur. Les évaluations ultérieures (IA86a, UN00) laissent penser que l'événement est imputable à une association de ces deux facteurs, l'accent étant mis un peu plus sur les défaillances de conception et un peu moins sur les interventions des opérateurs.
Les deux explosions ont projeté dans l'air du combustible, des composants du cur et des pièces de structure, produisant une pluie de débris brûlants et fortement radioactifs composée à la fois des éléments susmentionnés et de graphite, et ont exposé le cur détruit à l'atmosphère. Le panache de fumée, de produits de fission et de débris radioactifs provenant du cur et du bâtiment s'est élevé à environ 1 000 m dans l'air. Les débris les plus lourds contenus dans le panache se sont déposés à proximité du site, mais les composants plus légers, y compris les produits de fission et pratiquement tout l'inventaire de gaz rares, ont été soufflés par le vent dominant en direction du nord-ouest de la centrale. Des incendies se sont déclarés dans ce qui restait du bâtiment de la tranche 4, provoquant des nuages de vapeur et de poussière. D'autres incendies se sont déclarés sur le toit de la salle adjacente des turbines et dans divers entrepôts de carburant diesel et de matières inflammables. Il a fallu faire appel à plus de 100 sapeurs-pompiers affectés au site et venant de la ville de Pripiat ; c'est ce groupe qui a subi les plus fortes expositions aux rayonnements et les plus grosses pertes en personnel. Un premier groupe de 14 pompiers est arrivé sur les lieux de l'accident à 1 h 28 du matin. Les renforts amenés jusqu'à environ 4 h du matin ont permis de disposer de 250 pompiers, dont 69 ont participé aux activités de lutte contre l'incendie. A 2 h 10 du matin, les incendies les plus importants sur le toit de la salle des machines avaient été éteints, cependant qu'à 2 h 30, les feux les plus étendus sur le toit du bâtiment réacteur étaient maîtrisés. Les pompiers sont parvenus à éteindre ces incendies à 5 h du matin le jour même mais, à ce moment-là, le feu de graphite s'était déclaré. De nombreux pompiers qui avaient déjà reçu des doses considérables ont été soumis à un surcroît d'irradiation en continuant à assurer leur service sur le site. Le feu intense de graphite a été à l'origine de la dispersion des radionucléides et des fragments de fission à haute altitude dans l'atmosphère. Les émissions se sont poursuivies pendant une vingtaine de jours mais ont été beaucoup plus faibles après le dixième jour, lorsque le feu de graphite a finalement été éteint. Le feu de graphite
Bien que les incendies classiques sur le site n'aient posé aucun problème particulier de lutte contre l'incendie, les pompiers ont été exposés à de très fortes doses d'irradiation et 31 d'entre eux sont décédés. En revanche, la combustion du modérateur en graphite a soulevé un problème particulier. On ne possédait alors guère d'expérience au plan national ou international en matière de lutte contre les feux de graphite, d'où la crainte réelle que toute tentative en vue d'éteindre ce feu n'entraîne une nouvelle dispersion de radionucléides, éventuellement du fait de la production de vapeur, ou puisse même provoquer une excursion de criticité dans le combustible nucléaire. Il a été décidé de recouvrir le feu de graphite à l'aide de grandes quantités de matériaux divers, chacun était destiné à lutter contre une caractéristique différente de l'incendie et du rejet de substances radioactives. Les premières mesures prises pour maîtriser le feu et les rejets de radionucléides ont consisté à déverser des composés neutrophages et des matériaux de lutte contre l'incendie dans le cratère résultant de la destruction du réacteur. La quantité totale de matériaux déversés sur le réacteur s'élevait à près de 5 000 t, dont environ 40 t de composés de bore, 2 400 t de plomb, 1 800 t de sable et d'argile et 600 t de dolomite, ainsi que du phosphate de sodium et des liquides contenant un polymère (Bu93). On a largué environ 150 t de matériaux le 27 avril, puis 300 t le 28 avril, 750 t le 29 avril, 1 500 t le 30 avril, 1 900 t le 1er mai et 400 t le 2 mai. Les hélicoptères ont réalisé environ 1800 rotations pour larguer les matériaux sur le réacteur. Au cours des premières rotations, l'hélicoptère restait en vol stationnaire au-dessus du réacteur pendant le largage. Les débits de dose reçus par les pilotes d'hélicoptère au cours de cette opération étant trop élevés, il a décidé que les matériaux seraient largués pendant le passage des appareils au-dessus du réacteur. Cette façon de procéder a aggravé la destruction des structures verticales et dispersé la contamination. Du carbure de bore a été déversé en grande quantité par hélicoptère afin de jouer le rôle d'absorbeur de neutrons et d'empêcher toute nouvelle réaction en chaîne. On y a ajouté de la dolomite qui devait servir de source froide et de source de dioxyde de carbone pour étouffer l'incendie. Du plomb a également été déversé en tant qu'absorbeur de rayonnements, ainsi que du sable et de l'argile qui, espérait-on, empêcheraient la libération de particules. Bien que l'on ait découvert par la suite que bon nombre de ces composés n'avaient en fait pas été largués sur la cible, ils peuvent avoir joué le rôle d'isolants thermiques et avoir accéléré une augmentation de la température du cur endommagé qui a conduit à une nouvelle libération de radionucléides une semaine plus tard. La suite de la séquence événementielle fait encore l'objet de spéculations, même si elle a été en partie élucidée par l'observation des dommages résiduels causés au réacteur (Si94, Si04a, Si94b). Selon certaines hypothèses, les matériaux provenant du cur fondu se seraient déposés au fond du puits du cur, le combustible formant une couche métallique sous le graphite. Cette couche de graphite a exercé un effet filtrant sur le rejet de composés volatils. Mais après combustion, sans l'effet filtrant d'une couche supérieure de graphite, la libération de produits de fission volatils à partir du combustible pourrait avoir augmenté, sauf pour les produits de fission non volatils et les actinides, en raison de la diminution des émissions de particules. Le huitième jour suivant l'accident, le corium a fondu à travers le bouclier biologique inférieur et s'est écoulé sur le sol. Cette redistribution du corium aurait intensifié les rejets de radionucléides et, au contact de l'eau, le corium a produit de la vapeur, entraînant une libération accrue de radionucléides pendant la dernière phase de la période active. Le 9 mai, le feu de graphite avait été éteint et l'on a entrepris de mettre en place, sous le réacteur, une dalle massive en béton armé avec un système de refroidissement incorporé. À cet effet, il a fallu creuser un tunnel à partir du soubassement de la tranche 3. De l'ordre de 400 personnes ont travaillé sur ce tunnel, qui a été achevé en 15 jours, ce qui a permis d'installer la dalle en béton. Cette dalle devait non seulement être utilisée pour refroidir le cur le cas échéant, mais aussi servir de barrière à la contamination des eaux souterraines par des matières radioactives fondues.
L'accident de Tchernobyl a été la conséquence d'un manque de «culture de sûreté ». Étant donné que la conception du réacteur était médiocre du point de vue de la sûreté et qu'en outre elle ne tolérait aucune défaillance de la part des opérateurs, les conditions d'exploitation sont devenues instables. Les opérateurs n'en étaient pas informés et ne savaient pas que l'essai effectué était susceptible de créer des conditions explosives dans le réacteur. De plus, ils ne se sont pas conformés aux procédures d'exploitation établies. L'association de ces facteurs a déclenché un accident nucléaire d'une gravité maximale, au cours duquel le réacteur a été entièrement détruit en l'espace de quelques secondes. Chapitre suivante: Le rejet, la dispersion, le dépôt et le comportement des radionucléides HomeAbout UsOverviewContactsVacanciesPractical informationRegisterWeb linksList of acronymsNewsHighlightsMonthly News BulletinWork AreasNuclear safetyFukushimaRadioactive waste and decommissioningRadiological protectionNuclear developmentMedical radioisotopesNuclear scienceNuclear lawJoint projectsSustainable developmentCivil society and stakeholdersData BankNuclear dataTDB projectComputer programsSafety projectsPublicationsCatalogueNEA NewsPolicy papersProceedings and presentationsDelegates' AreaOfficial NEA documentsNEA Steering CommitteeNEA mandates and structureSTC co-ordinationNEA meetingsNEA committee & group membersNEA contacts