Piscine de stockage du combustible

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Exemple de piscine de désactivation et stockage de combustible (ne contenant ici qu’une faible quantité de combustible, à l’occasion de l’arrêt à froid d’un réacteur de la centrale nucléaire de Caorso.
Piscine de la centrale de Caorso.
Page d'aide sur l'homonymie Ne pas confondre avec une catégorie de réacteurs nucléaires de recherche dits « réacteur-piscine »

Une « piscine de stockage du combustible usagé » (en anglais « SFP » pour « Spent fuel pools ») est un bassin d'entreposage provisoire de combustible nucléaire irradié ou destiné au rechargement d’un réacteur à l’arrêt.

Après avoir servi dans le réacteur d’une centrale nucléaire ou dans un réacteur d’étude ou de recherche, réacteur expérimental ou de sous-marin nucléaire, le « combustible nucléaire usagé » (originellement constitué d'uranium plus ou moins enrichi, ou parfois d'un mélange d’uranium et de plutonium dit « MOX ») est toujours très chaud et très radioactif (on parle de « puissance résiduelle ») ; Il doit être déchargé et provisoirement entreposé dans de l’eau.

La chaleur résiduelle que les combustibles peuvent encore émettre durant des années doit être évacuée, ce qui implique que la piscine d’entreposage de ce combustible usé « doit être refroidie en permanence[1] ».

Du combustible neuf est également provisoirement stocké et inactivé dans ces piscines en attente de son installation dans le cœur du réacteur[2].

Le bassin peut parfois être séparé en deux bassins par une cloison amovible[3].

Utilisations[modifier | modifier le code]

Exemple de piscine de désactivation pleine

Chaque piscine de réacteur a deux fonctions principales :

  1. recevoir l’ensemble des assemblages du cœur du réacteur pendant les arrêts pour rechargement (Dans chaque réacteur de centrale nucléaire, un quart à un tiers du contenu en combustible doit être retiré tous les 12 à 18 mois et remplacé par du combustible neuf) ;
  2. entreposer des assemblages usés, en attendant leur refroidissement et envoi vers une usine de traitement. En effet, les barres de combustible irradié génèrent une chaleur intense, assez élevée pour faire fondre les assemblages si on ne les refroidissait pas, et elles émettent des radiations dangereuses desquelles il faut se protéger. Le transfert des crayons de combustible du réacteur à la piscine se fait en général par des systèmes de manutention automatisés et contrôlés à distance, bien que des systèmes plus « manuels » sont encore en usage.
    Les grappes de combustible sorties du réacteur doivent être isolées dans de l’eau durant plusieurs mois pour un refroidissement initial avant de pouvoir être triées dans d'autres parties de la piscine, puis retraitées ou disposées dans une autre piscine en attente d’un retraitement ou d’une l'élimination finale sous forme de déchet radioactif. La température maximale des grappes de crayons d’uranium ou de MOX usagés décroît de manière significative dans les 2 à 4 premières années, puis moindrement dans les 4 à 6 ans qui suivent.

La piscine sert aussi à provisoirement stocker :

  • des crayons défectueux ou ayant perdu leur étanchéité [4] ;
  • des matériaux radioactifs ;
  • des objets particuliers (ex : « maquette d'assemblage combustible [5]» ou outils très radioactifs, ou à manipuler à distance – sous l’eau - des pièces très irradiantes tout en étant protégé[6]).

Remarque : Certaines entreprises d’ionisation industrielle utilisant des sources hautement radioactives (par exemple du Cobalt 60 pour désinfecter par irradiation (ionisation) du matériel médical) doivent également stocker leurs « sources » dans leurs propres piscine tout le temps où elles ne sont pas utilisées, dans un espace protégé[7].

Localisation[modifier | modifier le code]

Dans les réacteurs à eau bouillante (REB), ces « piscines » sont construites de manière à ce que leur ouverture soit située à côté et à la même hauteur que celle de l'ouverture supérieure de la cuve du réacteur (couvercle ôté), dans le bâtiment-même, de manière à minimiser le temps de transfert du combustible du réacteur à la piscine au moyen d’une « navette » ou d’un tube. Dans d’autres centrales un « bâtiment combustible » peut être séparé et abriter la piscine de désactivation.

Dans les complexes importants ou dans les pays ne disposant pas de grands centres de retraitement du combustible, une piscine secondaire peut être construite à proximité pour un entreposage secondaire quand le combustible est devenu un peu moins radioactif et sensible, avant transfert vers une filière d'élimination de déchets ou de retraitement et élimination (La Hague ou Sellafield en Europe) qui retraiteront et reconditionneront une partie des déchets.

Dérogation aux prescriptions de fonctionnement[modifier | modifier le code]

À des conditions particulières, des dérogations, voire des « dérogations génériques »[8] peuvent être accordées par l’autorité de sûreté nucléaire locale (ASN en France) par exemple pour stocker dans une piscine de désactivation de « bâtiment combustible » (où les risques sont supposés moindres que pour les piscines des bâtiments réacteur) « du combustible ayant une puissance résiduelle supérieure à la valeur dite normale figurant au rapport de sûreté », à condition (- pour cet exemple, en France- ) d’augmenter la puissance du refroidissement en « lignant » (associant) l’échangeur thermique de secours au premier[8].

Principes techniques[modifier | modifier le code]

Dans une piscine de désactivation l'eau joue un triple rôle :

  • de fluide caloporteur permettant, via un (voire deux[9]) échangeur(s) thermique(s) de constamment refroidir le combustible usagé (ou parfois neuf) ;
  • de blindage liquide contre les rayonnements, de manière à protéger le personnel ;
  • de désactivateur de la réaction nucléaire ; l’eau additionnée d’acide borique en quantité suffisante devient un bon absorbeur de neutrons.

Pour remplir rapidement la piscine, en temps normal (lors du rechargement du combustible) ou en situation dégradée, un vaste réservoir d’eau froide doit être constamment disponible à proximité. L’inertie thermique offerte par ce réservoir peut également être provisoirement utilisée pour refroidir le réacteur ou la piscine en cas de perte simultanée des deux voies redondantes du système de refroidissement[10].

Surveillance et sécurité[modifier | modifier le code]

Le stockage de combustibles nucléaires en piscine contrôlée est une solution technique encore relativement jeune. La connaissance de ses atouts et faiblesses évolue avec le temps et les retours d’expérience[11]. Les experts du domaine estiment généralement que, dans de bonnes conditions, elle semble dans tous les cas au moins aussi fiable pour la sécurité que le stockage à sec[12], ce qui ne signifie pas que tous les risques sont maitrisés, notamment en cas de séisme[13],[14]. En amont, avant la construction d’une centrale, des études prospectives doivent correctement dimensionner la piscine (avec une marge de sécurité), en fonction du volume, de la masse et de la nature et composition des objets qu’elle devra contenir (i.e. teneur en matière fissible, température, intégrité, etc.). L’opérateur en France doit déclarer dans un « rapport de sûreté » le(s) type(s) de combustible(s) prévu(s) ou autorisé(s) pour chaque piscine[15].

Une fois la piscine en service, trois priorités pour l’opérateur sont de veiller à

  1. un refroidissement suffisant du contenu de la piscine. Quand un réacteur est à l’arrêt pour maintenance (ou en cas de perte des sources électriques du réseau national), un groupe électrogène (diesel) de secours (lui-même doublé par sécurité) assure automatiquement l’alimentation des équipements indispensables au refroidissement de la piscine où est stocké le combustible. Deux voies d'alimentation électrique sont prévues, chacune secourue par un groupe électrogène en cas de problème, l’une des deux devant toujours rester disponible[16].
  2. à ce que le niveau de l’eau d’une piscine chargée ne baisse pas sous le seuil de sécurité (qui en réalité varie selon la quantité, l’âge, le type et l’état du combustible stocké), le risque maximum étant – en cas de fuite importante ou vidange accidentelle - la mise au sec (« dénoyage ») de tout ou partie du combustible (qui semble avoir par exemple eu lieu au Japon à Fukushima en 2011][17]). Le problème concerne notamment les usines de retraitement qui doivent stocker une grande quantité de combustible usagé en piscine. Un « Programme de recherche pour l’étude du comportement d’assemblages combustibles entreposés en piscine à La Hague en cas de dénoyage » a été financé de 1997 à 2000[18] en France, par l’IRSN avec Areva, pour l’un des plus gros sites de stockage du monde où de nombreux paniers d’entreposage de combustibles sont immergés de manière assez dense pour « s’échauffer, se déformer, voire perdre leur étanchéité » en cas de dénoyage[18]
  3. préserver et entretenir l’intégrité du système et son bon fonctionnement.

Il est en cela aidé par des « règles générales d'exploitation » (visées et validées par l'Autorité de sûreté nucléaire) et des « prescriptions techniques » qui s’appliquent à chaque type de piscine et installations connexes[19].

Pour des raisons de sécurité la surveillance électronique du niveau de l’eau à partir de la salle de contrôle via un capteur de niveau est doublée par une surveillance humaine (mesure visuelle directe et périodique du niveau de l’eau au moyen d’une toise).

En France, les règles générales d’exploitation veulent que toute manutention d’assemblages de combustibles soient stoppées dans l’heure qui suit l’indisponibilité du capteur de niveau.

Dans certains cas (succession des accidents nucléaires induits par le tremblement de terre de mars 2011 au Japon), cela n’a pas suffi ; les opérateurs ne pouvant rester dans le bâtiment suite à des explosions d’hydrogène ou à des évacuations lors d’alerte réelle de type tsunami, incendie ou tremblement de terre, et les capteurs ne fonctionnant pas en raison de la panne des générateurs diesel de secours et de la perte de connexion avec le réseau électrique national.

Une baisse intempestive du niveau de l’eau déclenche un système de sûreté qui doit injecter automatiquement de l’eau borée dans la piscine pour compenser sa perte de capacité de refroidissement (et si le bore est accidentellement indisponible, en France, toute opération de déchargement doit être interrompue dans l’heure[20]. L’eau de la piscine doit donc être correctement borée pour contrôler, et prévenir ou arrêter toute possibilité de redémarrage intempestif de réaction nucléaire ; de même pour le combustible en attente de chargement dans la cuve d’un réacteur [21].

Outre son niveau, la qualité chimique et physique de l’eau (teneur en bore, ions chlorures[19], oxygène, radioactivité, etc.) doit donc également être régulièrement suivie. Des opérations périodiques de purification de piscines ont lieu[22].

Comme il existe un risque de dégazage d’hydrogène à partir de l’hydrolyse dans la piscine, ou de dégazage d’iode ou d’autres radionucléides en cas d’accident, la qualité de l’air doit aussi être surveillée. Le « bâtiment réacteur » et sa piscine ou le cas échéant le « bâtiment combustible » disposent d’un système autonome de ventilation et filtration de l'air intérieur, qui vise à éliminer la radioactivité de l’air ambiant (piège à iode) et en cas d'accident, à limiter les risques de concentration d’hydrogène explosif[23]. Le système de ventilation doit aussi pouvoir confiner d’éventuels gaz ou aérosols radioactifs par une légère « mise en dépression » du bâtiment[24].

Un dispositif (ex : deux « chaînes » ; KRT 033 MA, et KRT 032 MA en redondance) mesure le rayonnement gamma ambiant dans le bâtiment contenant la piscine d'entreposage du combustible[25]

Caractéristiques techniques[modifier | modifier le code]

  • Ces piscines doivent rester parfaitement étanches et donc être construites selon des normes antisismiques (qui pourraient être renforcées après l'accident nucléaire de Fukushima) ; dans certains cas, Superphénix par exemple, les locaux techniques utilisés pour le transfert du combustible du réacteur à la piscine de désactivation sont dits « cellules blindées », car constitués d'enceintes étanches destinées empêcher toute dissémination de matières radioactives[26].
  • Leur fond est équipé sur 4,3 mètres de hauteur d’« étagères [ou râteliers] de rangement ». Ces dernières permettent d’entreposer les assemblages de combustible retiré du réacteur, tout en les disposant de manière à empêcher une situation de criticité via une réaction nucléaire en chaîne qui se produirait si les crayons (ou aiguilles) de combustible étaient stockés les uns contre les autres. Ils supportent une charge très importante (l’uranium est encore plus lourd que le plomb) et en cas de séisme important, s’ils ne sont pas amortis, « les mouvements des râteliers sont susceptibles d'endommager la paroi de la piscine, conduisant à une rupture d'étanchéité ». C’est pourquoi, ces râteliers sont équipés de « vérins antisismiques ayant pour fonction de permettre leur dilatation thermique lente et, en cas de séisme, de limiter les efforts sur les parois de la piscine »[27].
  • Une épaisseur d’eau minimale de 2,4 m à 3 m[28] est nécessaire au-dessus du combustible pour absorber le rayonnement. Ces piscines ont au moins 12 m de profondeur pour un petit réacteur, plus de 20 m pour un gros réacteur (22,15 m par exemple pour la centrale nucléaire de Golfech, avec une hauteur de 21,15 m temporairement tolérée par les spécifications techniques, s'il n'y a pas de manutention de combustible en cours[29]) pour que l’on puisse accueillir et manipuler le combustible dans de bonnes conditions de sécurité.
  • La qualité de l'eau est étroitement contrôlée pour éviter que le combustible ou sa gaine ne se dégradent sous l’effet de la corrosion (qui peut être accélérée en présence de biofilms bactériens constitués de bactéries résistantes à la radioactivité) ou d’oxygène dégagé par l’hydrolyse.
  • Toutes ces piscines sont dotées d’un système de mesure de la température et de réfrigération constantes de l’eau. Ce système nécessite une alimentation électrique (pour le fonctionnement des pompes), sécurisé par un ou deux systèmes de secours (des groupes électrogènes qui prennent automatiquement le relai en cas de problème). Selon les pays ou les cas, les assemblages de combustible sont ainsi refroidis de trois à six ans en piscine près du réacteur puis encore conservés sous l'eau durant dix à vingt ans avant d'être envoyés en retraitement, en stockage en fûts, ou stockage à sec. Par sécurité, le système de refroidissement d’une piscine de stockage de combustible est doublé (constitué de deux voies incluant chacune une pompe et un échangeur thermique. « Quand du combustible est présent dans la piscine, les deux voies doivent être disponibles, une pompe étant en fonctionnement tandis que l'autre reste disponible en secours »[8].

Entretien et décontamination périodiques[modifier | modifier le code]

Quand la piscine est vidée, les opérateurs de la décontamination y pénètrent, protégés par une tenue étanche ventilée (qui rend cependant difficile la lecture d’un radiamètre ou dosimètre opérationnel[30]. Ils utilisent des agents moussant décontaminants, appliqués sur les parois puis rinçés à l'eau. L’eau de rinçage doit ensuite être traitée. Ce travail est parfois difficile.

L’ASN rapporte ainsi le cas d’un chantier de décontamination de la piscine du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville« des difficultés techniques et organisationnelles se sont succédé, conduisant à prolonger notablement l'intervention (environ 19 heures au lieu de 6). En particulier, il a été impossible de vidanger les effluents et notamment les particules radioactives, accumulés en fond de piscine après rinçage. L'intervenant a utilisé un seau pour écoper et a débloqué manuellement l'évacuation des effluents. Des particules radioactives ont été récupérées manuellement à l'aide de chiffons et mises en sac. Ce sac s'est révélé avoir un débit de dose au contact supérieur à 1 Sv/h. La prolongation de l'activité aurait pu porter la dose annuelle reçue par l'intervenant au-delà de la limite réglementaire de 20 mSv. »[30]. Un des sous-traitant a intégré ce jour là une dose de 4,28 mSv, et à l'issue de ce chantier, de 19,33 mSv (pour une limite règlementaire de 20 mSv)[30].

En Fin de vie[modifier | modifier le code]

Lors du processus de démantèlement, une cartographie radiologique et un suivi des travaux doivent permettre de repérer les éléments directement et normalement contaminés (parois, étagères, etc.) et aussi de repérer et traiter les contamination accidentelles (suite à des éclaboussures, éventuelles fuites, etc.) ainsi que les contaminations indirectes (les flux de neutrons peuvent avoir par exemple activé la masse des structures en béton d'une piscine de désactivation.

Prospective[modifier | modifier le code]

À cause de l’allongement de la durée de fonctionnement de la plupart des centrales (par rapport à ce qui était initialement prévu), certaines piscines de désactivation pourraient être saturées. L’Autorité de sûreté nucléaire américaine estime ainsi que la plupart des centrales nucléaires des États-Unis verront leurs piscines de combustible usé pleines ou surchargées avant 2015, ce qui nécessitera la construction ou l'utilisation d’autres zones stockage temporaire[31].

La réglementation a évolué aux États-Unis pour permettre une réorganisation du rangement des crayons usagés dans les piscines, afin de maximiser l’efficacité dans le stockage peut être réalisé[32].

Tendance générale aux dépassements de capacité, et impacts sur la sécurité[modifier | modifier le code]

L’attention du public et de nombreux spécialistes a été longtemps focalisée sur les risques induits par les réacteurs ou le transport du combustible, mais le problème du stockage pose également des problèmes croissant, tant dans l’aval de la filière (absence de solution durable de stockage sans risque des déchets ultimes) que dans l’amont ou les stades intermédiaires (en piscines notamment)[33].

Dans un contexte de difficulté à créer de nouvelles centrales et en Europe et aux États-Unis de privatisation et dérèglementation du marché de l’énergie, des opérateurs (EDF en France) cherchent à réduire le temps d’immobilisation de chaque réacteur pour leur faire produire le plus d’électricité possible. Le délai moyen entre l’arrêt à froid et la fin du transfert en piscine est ainsi de plus en plus court, ce qui se traduit par une augmentation de la puissance résiduelle du combustible entreposé en piscine de désactivation à chaque arrêt de tranche.

De plus, dans le monde, des réacteurs conçus pour de l’uranium ont été transformés pour accepter du Mox (ex réacteur n° 3 de la centrale de Fukushima au Japon), moins stable, enrichi en plutonium, plus riche en ruthénium (qui en présence d’air s’oxyde et forme des oxydes beaucoup plus volatils[34],[35]) et plus toxique en cas de fuite dans les gaines de crayons combustibles. La puissance de certains réacteurs a aussi été augmentée au cours de leur vie.

Or, même si quelques moyens de mieux rentabiliser le volume disponible ont été trouvés (ex : utiliser des crayons anciens dont la radioactivité a déjà diminué comme blindage pour du combustible usagé encore très actif, récemment déchargé du réacteur[36], stockages en assemblages plus denses…), ni la capacité volumique des piscines ni leur capacité de refroidissement ne peuvent suivre les évolutions non prévues par les concepteurs des centrales. De plus, un usage anormalement « intensif » des piscines n’est pas sans risques nouveaux. Elles sont plus longues et difficiles à utiliser, vider, nettoyer, surveiller et peut-être plus vulnérables aux risques sismiques ou à de microdégradations dues à la radioactivité ou à des accidents graves de criticité et de feu « contagieux » de Zircaloy (famille d'alliages du zirconium) en cas de vidange accidentelle. Ce risque a récemment été rappelé par la NRC mais identifié dès les années 1970, quand certains opérateurs de réacteurs à eau légère voulaient déjà utiliser des racks de stockage à haute densité ; ce risque de feu serait réduit d’un ordre de grandeur avec un stockage peu dense, mais ce dernier implique des investissements supplémentaires que les opérateurs ne semblent pas envisager, d’autant qu’à lui seul, il ne garantit pas le risque de fonte de cœur en cas de fort tremblement de terre[37].

Partout dans le monde, des réacteurs fonctionnent avec des piscines qui sont près des limites de capacité que leur ont attribué leurs concepteurs[33].

En France, l’IRSN considère cette situation « anormale » et constate que « de ce fait, les installations participant à la sûreté du stockage des assemblages se trouvent aujourd'hui exploitées au-delà des limites définies dans les rapports de sûreté des centrales nucléaires ». Sur la base des retours d'expérience dont il dispose, et sur la base du « réexamen de la sûreté effectué sur les réacteurs de 900 MWe d'autre part », ceci s’est traduit par des contraintes d’exploitation supplémentaires en attendant des solutions plus définitives devant améliorer globalement la conception et l'exploitation des installations de stockage du combustible usé dans les centrales nucléaires. Pour l’IRSN, des accidents de type vidange rapide d’une piscine, incendie ou inondation du bâtiment de combustible « pourraient de ne pas être maîtrisés dans l’état actuel des installations ».

EDF étudie de son côté des solutions de meilleure sécurisation du stockage du combustible usé et alléger les contraintes actuelles sur l'exploitation des piscines de stockage des réacteurs de 900 MWe. Un contrôle amélioré et mieux instrumenté du refroidissement et du niveau d’eau et une amélioration des procédures des moyens d’appoint (en eau et en électricité, dont on a vu l’importance au Japon en cas de crise multiple de type « Genpatsu-shinsai ») et des procédures sont partie des pistes de travail.

L’IRSN encourage EDF sur cette voie, mais dans l'attente il a été décidé en 2002 de maintenir quelques mesures compensatoires définies en 1998, à adapter aux réacteurs plus récents et plus puissants (1300 et 1450 MWe)[38].

En 2010, pour faire face aux dépassement de capacité des piscines, dans certains pays on envisage un stockage complémentaire en fûts à sec[33].

Réfrigération[modifier | modifier le code]

L'eau de la piscine de carburant est borée, filtrée et refroidie en permanence, en circuit fermé, pour évacuer la chaleur produite par les assemblages de combustible irradié. Des pompes électriques font circuler l'eau de la piscine de combustible irradié dans un système d’échangeurs thermiques avant le la réintroduire, refroidie dans la piscine de désactivation. En conditions normales de fonctionnement la température de l’eau ne doit jamais monter au-dessus d’un seuil fixé par les spécifications techniques d'exploitation, par exemple sous 45 °C pour la centrale nucléaire de Gravelines[8] ou 50 °C pour d’autres types de centrales[39].

Le scenario d’une radiolyse importante de l’eau en condition humide, c'est-à-dire de sa dissociation en hydrogène et oxygène par les effets combinés de la haute température et des rayonnements ionisants (α, β, γ) avec de l'eau [40], avec éventuel effet catalytique de métaux contenus dans les gaines de combustibles est redouté, car susceptible de produire une explosion d’hydrogène.

Pour cette raison, l'air des bâtiments contenant les piscines de stockage doit être constamment surveillé et éventuellement traité en cas de présence d’hydrogène (ventilation, injection d’azote comme lors de l’accident nucléaire de Fukushima, etc.).

Alternatives ou variantes possibles[modifier | modifier le code]

Plutôt que d’avoir à coûteusement gérer durant des années ou décennies des stocks en piscine et afin de minimiser le risque d'une poursuite de la fission nucléaire dans le combustible usagé ainsi entreposé, il a été proposé en République populaire de Chine de valoriser cette chaleur résiduelle en construisant une réacteur nucléaire de 200 MWt qui utilisera du combustible usagé pour le chauffage par un réseau de chaleur et pour le dessalement d’eau de mer. Il s’agirait en fait d’un système de type « réacteur piscine » (Pool-type reactor), fonctionnant à pression atmosphérique, ce qui selon les promoteurs du projet réduira les exigences techniques pour la sécurité[41].

Une autre solution proposée a été de construire des réacteurs plus grands dont une partie jouerait le rôle de piscine de désactivation (stockage à chaud, ou à vocation de préchauffage de l’eau du réacteur) mais, outre un risque accru de dégradation de crayons avec pollution du circuit primaire, une autre piscine de stockage reste nécessaire pour le combustible neuf en attente de rechargement du réacteur[42].

Alfred Schneider, du Georgia Institute Of Technology, après avoir travaillé sur un petit réacteur nucléaire mal conçu (le PM3-A, installé dans la base américaine de McMurdo en Antarctique en 1962-63) qui produisait des « quantités considérables » et dangereuses d’hydrogène[40], a envisagé un réacteur similaire de faible puissance où l’on pourrait réutiliser le combustible usagé, mais sans chercher à limiter la production d'hydrogène par radiolyse de l’eau. Au contraire A. Schneider voudrait encourager la production d’hydrogène par l'addition de catalyseurs et d'ions fixateurs dans l'eau de refroidissement. Cet hydrogène pourrait ensuite être récupéré et comprimé ou traité pour en faire un combustible ou être utilisé en pile à hydrogène[40]. Dans de l’eau très pure, le rendement de production d'hydrogène par irradiation de l'eau avec rayons β et γ est faible (<1 molécule d’hydrogène pour 100 électrons-volts d'énergie absorbée), mais ceci est largement dû à la réassociation rapide des espèces découlant lors de la première radiolyse. En présence d’impuretés, de catalyseurs ou dans certaines conditions physiques empêchant le rétablissement d'un équilibre chimique, la production nette d'hydrogène peut être beaucoup plus importante[40]. Un problème est que la réaction produit une molécule d’oxygène pour deux molécules d’hydrogène avec risque d’apparition d’ozone ou de production radiolytique d’espèces réactives de l'oxygène facteurs de corrosion excessive des matériaux de construction du réacteur ou des crayons de combustibles.

Risques et dangers[modifier | modifier le code]

Les dangers les plus évidents sont la radioactivité et toxicité des combustibles nucléaires et de leurs sous-produits, ainsi que de leur capacité à générer de l’hydrogène par hydrolyse de l’eau ; l’opérateur doit à la fois éviter toute baisse intempestive du niveau de l’eau et son réchauffement excessif, sachant que moins il y a d’eau plus elle s’échauffe vite et moins elle joue son rôle de blindage liquide contre les radiations.

De nombreux risques sont identifiés, dont : mauvaise gestion, déficience du matériel, mauvais fonctionnement de matériels ou d’installations, non-respect des règles générales ou particulières d'exploitation ou de la périodicité des contrôles [19] (leur fréquence doit être « adaptée à leur importance pour la sûreté »[19]), erreurs humaines, malveillances, etc.

Malgré la culture du risque que l’industrie nucléaire a développée et cherche à entretenir en son sein, et en dépit des nombreuses précautions prises pour éviter les défaillances techniques et accidents ou incidents, il en arrive parfois qui concernent directement ou indirectement la sécurité des piscines de désactivation.

Les accidents peuvent survenir en amont du transfert ; ainsi, le 10 avril 2002, lors du déchargement du contenu du réacteur Superphénix dans le cadre de sa mise en arrêt définitif, un assemblage de combustible usagé s’est décroché pendant son transfert du réacteur vers la piscine de désactivation. Dans ce cas, la chute a eu lieu dans une zone technique étanche, avant d’arriver à la piscine, sans conséquences sur le personnel ou l'environnement extérieur[26]. Le 20 septembre 2008, durant un arrêt de maintenance et rechargement du réacteur n° 1 de la centrale nucléaire de Belleville, une pompe du circuit de refroidissement de la piscine du réacteur est restée « indisponible » 55 heures, alors que les règles générales d’exploitation imposent ce type de réparation en moins de 16 heures[1].

L’intégrité d’assemblages, des crayons (aussi dits « aiguilles » ; qui sont les tubes métalliques remplis de « pastilles » empilées de matières fissiles) peut avoir été dégradée dans le réacteur. Ils perdent alors ensuite des radionucléides dans l’eau de la piscine. La filtration de l’eau, puis la décontamination « manuelle » périodique de la piscine (vidée) visent à traiter ce problème. À titre d’exemple, après avoir chargé le cœur du réacteur de Nogent 2 avec 193 assemblages de combustible un modèle nouveau dits « Pentix » (assemblages de 264 crayons chacun, la gaine métallique du combustible étant faite d’un nouvel alliage plus résistant à l'irradiation), EDF a constaté que 23 de ces assemblages étaient dégradés, à cause de 39 crayons ayant perdu leur étanchéité, laissant fuir des radionucléides dans le circuit primaire (ceci serait du selon EDF à un « fretting » c'est-à-dire à une usure induite par vibration des crayons en pied d'assemblage)[43]. Dans un autre cas, dans la centrale de Cattenom en 2001, après une augmentation de radioactivité du circuit primaire constatée en 2000, un nombre « inhabituel » de crayon étaient dégradés (38 des 193 assemblages touchés, sachant que dans ce réacteur chaque assemblage rassemble 264 crayons). Un crayon était rompu, et deux étaient fissurés[4].

Des incidents peuvent affecter le système de refroidissement, avec par exemple la fermeture par erreur, le 17 août 2010, d’une vanne du circuit de refroidissement de la piscine d’entreposage du « bâtiment combustible » de la centrale nucléaire de Cruas-Meysse (4 réacteurs de 900 MWe, gérés à Cruas-Meysse (France) par EDF), ce qui a provoqué l’arrêt du système de refroidissement de la piscine. Cet incident a été repéré et réparé assez rapidement pour qu’il soit resté sans conséquences selon l’opérateur (classé « niveau 1 » sur l’échelle de l’INES)[44].

Dans la même centrale de Cruas-Meysse, en février 2000, mais sur le réacteur n° 1 en cours de chargement, à l’occasion d’un appoint en eau à la piscine, un agent a déconnecté l’un des deux échangeurs refroidissant la piscine et a oublié de le reconnecter une fois l’opération faite. Malgré un délai maximal règlementaire de 8 heures entre chaque vérification, l’échangeur n’a été remis en activité que 21 heures après sa mise hors service[9] ; or, quand la puissance résiduelle du combustible stocké dépasse 5,45 MW, l’exploitant doit brancher « en parallèle » les deux échangeurs sur le circuit de refroidissement pour en améliorer les performances[9]. L’inertie thermique de la piscine et de ses parois laissent à l’opérateur une certaine marge pour la réparation d’un problème, si la piscine reste bien pleine (et dans le cas cité en exemple ci-dessus, la température n’a pas dépassé 35 °C[9]), mais qu’il vaut mieux ne pas mobiliser, car les crises les plus graves sont souvent constituées d’évènements en séries. Le risque de fuite du système de refroidissement est également à limiter au maximum, car son traitement est compliqué par le fait que l’eau de la piscine et de son circuit primaire de refroidissement est radioactive, et parce qu’il n’existe en outre généralement qu’un seul système de secours (dont l’échangeur thermique peut comme on l’a vu ci-dessus être obligatoirement mobilisé en cas d’entreposage dans la piscine de combustible inhabituellement ou fortement « chaud » [9]. Malgré les précautions, des fuites se produisent parfois. Par exemple, le 27 décembre 2001, une fuite s'est produite sur un des deux circuits PTR de refroidissement de la piscine du « bâtiment combustible » de la tranche 3 (alors en arrêt technique) de la centrale nucléaire de Gravelines[45]. À ce moment, tout le combustible du réacteur était stocké dans la piscine. Les spécifications techniques veulent dans ce cas que les deux voies de refroidissement soient conjointement disponibles, une pompe étant en fonctionnement tandis que l'autre reste disponible en secours[45]. Le 27 décembre 2001, une fuite (début : +/- 12 L/h) s’est produite au niveau d’une soudure sur l'un des deux circuits de refroidissement de la piscine, et quand – à la demande de l'ASN, EDF a contrôlé l’autre circuit, des défauts y ont été constatés[45]. Près de 3 semaines plus tard (le 19 janvier 2002), l'exploitant constatait une aggravation de la fuite et plusieurs défauts, suite – selon l’ASN - à « la mise en place de dispositifs inadaptés »[45]. Après plusieurs tentatives et après avoir fait appel à « ses compétences locales et nationales », le circuit non-étanche a pu être réparé (le 6 février 2002)
- En mars 2005, une fuite du système de refroidissement de la piscine du réacteur BA de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux (2 réacteurs de 900 MWe) a entraîné une vidange partielle de la piscine (le niveau ayant toutefois pu être stabilisée à 19,31 m (pour une hauteur minimale imposée par les spécifications techniques de 19,30 m) par fermeture de la vanne, mais en interrompant de ce fait le refroidissement). Le temps que la fuite soit détectée et réparée, 23 000 litres d'eau contaminée se sont écoulés dans des locaux théoriquement confinés, (qui ont dû être décontaminés[46]), mais « en dépit du confinement assuré par les bâtiments et des aménagements destinés à recueillir les éventuelles fuites vers des rétentions prévues à cet effet, une quantité d'effluents actifs, que l'exploitant évalue à un maximum de 500 litres, s'est déversée dans le réseau de collecte des eaux pluviales du site qui est relié au « canal de rejet de la centrale » qui se déverse dans la Loire » (pour une charge radioactive estimée à 3 MBq en gamma total et à 257 MBq pour le tritium).

Un autre risque est celui de débordement de l’eau radioactive d’une piscine (d’un bâtiment réacteur ou d’un bâtiment combustible), suite à un tremblement de terre (comme au Japon en 2011), ou plus simplement en cas de dysfonction du circuit d’évacuation des eaux réchauffées vers l’échangeur thermique, comme cela est arrivé [47] le 3 juin 2010 sur le réacteur n° 4 ( à l'arrêt) de la centrale nucléaire de Paluel (quatre réacteurs de 1300 MWe) à cause d’une « mauvaise configuration d'une vanne » selon EDF[47]. Dans la centrale nucléaire du Bugey (quatre réacteurs de 900 MWe), le 7 septembre 2000, alors que 42 employés travaillaient au rechargement du réacteur à l'arrêt, la remontée inattendue dans le réacteur d’une quantité importante d’air sous pression a provoqué un débordement important du réacteur et de la piscine du réacteur (8 à 15 m³ - selon l’ASN - qui se sont répandus dans le bâtiment)[48]. Cet air comprimé a eu accès au réacteur à l’occasion d’un test (essai périodique d'ouverture) de l’une des trois vannes contrôlant l’injection d’eau borée dans le réacteur à partir des 3 réservoirs d’acide borique[48]. Le réservoir correspondant avait été pressurisé à l'air pour un contrôle d’étanchéité et de résistance. L'air sous pression a été brutalement injecté dans la cuve du réacteur, et a provoqué le débordement de la piscine [48]. Une semaine après (le 15 septembre) un essai périodique programmé au mauvais moment a fait déborder 5 m3 d’eau dans le « système de récupération des purges » via le trop-plein de la piscine (incident classé niveau 0 de l’échelle INES) [49], puis le 24 septembre, « une confusion de vanne a conduit à la vidange de 18 m3 d’eau de la piscine réacteur » (récupérés dans des réservoirs de traitement des effluents)[49].

Si l’arrivée d’eau connait des problèmes, le niveau de la piscine peut baisser sous un seuil critique, de même qu’en cas de vidange par erreur de la piscine[29], comme cela est arrivé le 25 octobre 2008, dans la piscine du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Golfech (France) où une vanne de liaison du circuit de refroidissement du réacteur avec la piscine de désactivation a été ouverte par erreur lors de l’arrêt du réacteur. Le niveau d’eau de la piscine est alors descendu sous les 22,15 m (à 10h48), mais le personnel n’a pris conscience de cette baisse qu’à 11h05. Huit minutes plus tard, avant qu’on ne puisse corriger le problème, l’eau était déjà sous le niveau minimum de 21 m, à 15 m (à 11h13)[29]. Le niveau minimum requis a été retrouvé à 12h56, après remplissage de la piscine [29]. Pour ce cas, l'ASN a fait état de plusieurs lacunes dans la préparation de l'opération et l'analyse des alarmes[29].

Un autre risque est celui de fuite d’eau vers l’extérieur, théoriquement impossible rupture des parois ou du système de refroidissement ou de vidange, mais qui s’est accidentellement réalisée au moins deux fois en France ; le 26 mai 1997, puis le 14 août 2000 lors d’une procédure de décontamination de piscine (du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux) où, suite à une contamination inhabituellement importante de la piscine, plutôt que d’utiliser le jet d'eau à haute pression alimenté par la pompe du bâtiment, l’opérateur a choisi d’utiliser une pompe plus puissante installée sur un camion stationné dehors ; « L'extrémité de la lance étant située à 20 m au-dessus de la pompe, de l'eau de la piscine a reflué et a, faute de tout dispositif d'isolement, atteint l'appareil de nettoyage puis la voirie du site suite au dysfonctionnement d'une soupape », inondant la voirie sur environ 20 m² (sans que personne ne soit touché, mais avec une contamination de la voirie estimée à 3 méga Becquerel, rapidement balisée, protégée de la pluie puis traitée)[50].

  • Des défauts techniques peuvent aussi affecter les systèmes de surveillance ou confinement/ventilation/filtration de l’air intérieur. Ainsi à Gravelines, un type de clapet susceptible de mal se fermer équipait chacun des bâtiments-combustible abritant pour chaque réacteur la piscine de désactivation ou de stockage de combustible. Après constat du dysfonctionnement (le 3 janvier 2003 dans le bâtiment du réacteur n° 2 alors en production) tous les clapets ont été changés pour éviter qu’en situation accidentelle, de l'air contaminé puisse, pour partie, être rejeté à l'extérieur, en contournant les pièges à iode[51]. EDF a ensuite constaté que ces clapets étaient aussi utilisés dans les bâtiments abritant les piscines 1 et 2 de Saint-Laurent-des-Eaux, dans ceux des réacteurs 1, 2 et 3 de Cruas, du réacteur 1 de Chinon, du réacteur 1 du Blayais et des réacteurs 3 et 4 du Tricastin, puis a selon l’ASN corrigé le problème[52].

Erreurs humaines[modifier | modifier le code]

Le risque dit « humain » d’actions inadéquates pour le système ou de non-respect des prescriptions existe toujours. Ainsi, le 1er mai 2003 (jour férié en France), lors d’opérations concernant la piscine de la tranche 3 de la centrale nucléaire de Chinon (4 réacteurs de 900 MWe), « une succession d'erreurs a conduit à la modification du lignage (c'est-à-dire du branchement des tuyauteries et des ouvertures et fermetures de vannes) » et par suite « à la vidange lente de la piscine ». Une alarme a alerté l’opérateur qui a mis 15 minutes pour réparer ses erreurs[53].

Le 8 octobre 2008, lors du nettoyage de la piscine du réacteur n° 1 (à l'arrêt pour rechargement), la pompe de charge du « circuit du contrôle volumétrique et chimique » a été mise hors-service, « ce qui n'est pas permis par les règles générales d'exploitation[54] ».

Durant près de quatre jours (du 4 au 8 novembre 2010), le capteur d’eau du circuit primaire du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Civaux, isolé par des vannes fermées est resté indisponible alors que l’on rechargeait une partie du cœur du réacteur et effectuait des opérations de maintenance et une manipulation de combustible depuis le 5 novembre 2010 [55].

Lors du déchargement du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Cattenom, le 13 septembre 2010 un agent de conduite a - par erreur - fermé la vanne du système d’injection automatique d’eau borée dans la piscine. L’erreur n’a été détecté que 1h20 après, alors que - dans ce cas - l’arrêt des opérations de déchargement est exigé dans l’heure[20].

Le 28 septembre 2006, suite à la prise d’un échantillon d’eau pour analyse, un employé a oublié de fermer une vanne de la piscine de l'atelier pour l'entreposage du combustible du réacteur Superphénix (Réacteur nucléaire à neutrons rapides de Creys-Malville, ce qui a causé la vidange partielle de la piscine, l’eau étant descendue sous le « niveau bas ». Un appoint manuel d’eau a été fait, mais l’opérateur n’ayant pas réussi à immédiatement trouver l'origine de cette vidange partielle, la vidange s’est poursuivie, nécessitant un nouvel appoint le lendemain et ce n’est que deux jours après (le lundi 2 octobre) que grâce aux plans des canalisations l’opérateur a pu identifier la vanne anormalement restée ouverte depuis cinq jours, alors qu’un évènement semblable était déjà advenu en octobre 2004 selon l’ASN[2].

Le 29 septembre 2005, lors du déchargement du réacteur n° 1 de Fessenheim, un essai mal conçu de décharge de batterie électrique a induit une coupure de courant sur un tableau électrique, causant conjointement un arrêt des pompes du système de refroidissement de la piscine de stockage du combustible, la perte du moyen de mesure de la réactivité, et la perte du moyen de mesurer le taux de bore dans le réacteur[56].

Au Blayais, alors que des assemblages de combustible étaient en cours de manipulation, le 9, puis le 10 septembre 2005, des travaux de maintenance sur un capteur de mesure de débit a deux fois conduit à l'arrêt automatique de la ventilation du « bâtiment combustible » (durant 15 minutes) avant l'arrêt des opérations de manutention[24].

Il est aussi arrivé qu’une partie du système de refroidissement de secours (pompe et tuyauteries) soit provisoirement détourné pour un autre usage (« opération d'appoint en eau sur un autre circuit » dans l’exemple qui suit), ce qui dans la centrale nucléaire de Gravelines, le 28 février 2003, alors qu’un combustible chaud était entreposé dans la piscine a conduit à ne pas pouvoir mobiliser l’échangeur thermique de secours en plus de celui qui était en service, comme l’imposent les conditions compensatoires de la dérogation autorisant, sous certaines réserves, à stocker ce type de combustible à plus forte activité. L’incident a pu être réparé avant que la température de la piscine n’atteigne 45 °C[8].

Parfois un opération se fait après autorisation de l’autorité de sureté, mais avec des moyens non règlementaires (ex : congélation d’une des tuyauteries du circuit de réfrigération de la piscine du réacteur n° 6 de la centrale de Gravelines pour pose d'une vanne d'isolement (sans arrêter le circuit PTR d’eau borée) ; l’opération était autorisée, mais pas au moyen d’azote liquide comme cela a été fait[57])

L’ASN a plusieurs fois constaté dans une même centrale la perte brève (quelques minutes), mais simultanée de deux systèmes de secours en alimentation électrique (nécessaire au refroidissement de la piscine), dans la tranche n° 1 (en 2002) puis n° 2 (en 2004) de la centrale nucléaire de Cattenom. À l’arrêt de ces réacteurs pour maintenance - alors que le combustible était stocké dans la piscine -, les deux moteurs diesel de secours ont été simultanément indisponibles durant quelques minutes (l’un des moteurs était en maintenance et une vanne d’admission d’air de l’autre moteur avait été inopinément fermée[16] et dans la tranche 4, une autre fois c’est un mauvais câblage dans une armoire électrique qui a rendu un des diesels de secours indisponible durant un arrêt pour maintenance du réacteur[58].

Des inventaires mal faits peuvent poser problème[59] ; le CEA a ainsi égaré un crayon combustible Icare au LAMA en 1997[59], en a trouvé deux de provenance inconnue en 1999 au centre de Saclay, et en a trouvé un, également d’origine inconnue, dans la piscine du réacteur Mélusine (selon l’inventaire déclaré à l’ASN par le Centre CEA de Grenoble le 8 septembre 2000)[59], alors même que la perte ou le mauvais étiquetage ou la mauvaise gestion de combustible peuvent conduire dans les cas les plus graves à un accident de criticité tel que celui survenu à Tokai-Mura (Japon) en 1999 rappelle l’ASN[59].

D’autres risques concernent la sécurité du personnel. Ils sont souvent du à des problèmes inattendus associés à un dysfontionnement ou à un processus de réparation intervenant à un moment inadéquat. Par exemple, dans la centrale du Bugey, un débris métallique particulièrement irradiant (introduit avec une vis extraite du réacteur), s'est fixé - sans avoir été détecté - sur l'outillage automatique utilisé pour les opérations de manipulation en piscine de la tranche n° 2 du réacteur de la centrale nucléaire du Bugey. Cet outillage est régulièrement sorti de l'eau lors de son utilisation. Dans ce cas la « balise de détection » de la radioactivité n'ayant pas fonctionné, un employé (sous-traitant) à cru à un dysfonctionnement de son dosimètre (qui affichait 7,38 mSv, mais le développement du film dosimétrique a montré qu’il avait reçu 17 mSv, ce qui était suffisant pour saturer son dosimètre électronique). L’employé qui a remplacé le précédent a également été significativement irradié[60].

D’autres problèmes enfin, sont liés à certains comportements impulsifs ou peu prévisibles[61] qu’un technicien se jette volontairement dans une piscine où des combustibles irradiés étaient entreposés (en l’occurrence, celle de la station de traitement des effluents et déchets solides du CEA de Cadarache) ; il n’y est resté que moins d’une minute, n’a pas bu d’eau et aurait été peu contaminé ; « certains propos tenus par l'agent avant son acte indiquent que son geste était sans doute volontaire », rapporte l’ASN qui précise que l'incident a été classé au niveau zéro sur l'échelle INES[61].

Les piscines sont équipées de filtres qui se chargent de radionucléides et doivent être périodiquement changés. Le conditionnement du déchet (le filtre usagé) dans une coque en béton doit être conduit avec précaution, mais le nettoyage final du local également (c’est en nettoyant le local au nettoyeur à eau à haute pression, le 11 mars 2005, que huit agents de la centrale nucléaire de Cattenom se sont ainsi contaminées (avec contamination interne pour six d’entre eux), a priori par des particules radioactives qu’ils ont mises en suspension dans l’air[62].

Les risques externes[modifier | modifier le code]

Ils incluent les dommages dont l’origine est indépendante de l’opérateur et du matériel, pouvant être causés par exemple par des tremblements de terre, ou avec une moindre probabilité par la chute d’un avion ou d’un météore, par un tsunami, ou encore de malveillance ou d’attaques terroristes.

Ces situations peuvent en outre elles-mêmes révéler des défauts matériels ou de conception non repérés en fonctionnement normal, ou encore être suivies d’erreurs humaines, éventuellement en cascade (effet domino).

La gestion de crise est rendue plus complexe quand plusieurs problèmes se manifestent en même temps ou sur plusieurs piscines, réacteurs ou centrales comme cela a été le cas au Japon en 2011 où l’opérateur (TEPCO) a été confronté à la défaillance de plusieurs piscines et réacteur, dans un contexte ou le tremblement de terre et le tsunami l’avaient privé d’électricité et de moyen de pompage.

Le cas des séismes[modifier | modifier le code]

Le risque nucléaire est généralement associé à la perte d’intégrité du cœur, mais le séisme de magnitude 9 survenu au Japon en mars 2011 et qui a notamment affecté la centrale nucléaire de Fukushima avec un accident de type « Genpatsu-shinsai » a rappelé que les piscines peuvent aussi être impliquées dans des accidents graves, notamment à cause du risque d’explosions d’hydrogène, qui au Japon ont endommagé des piscines ou soufflé les enceintes qui les abritaient et endommagé tous les systèmes de secours prévus, exposant des combustibles à l’air[63],[64],[65].

En France[modifier | modifier le code]

Dans un réacteur classique tels que ceux utilisés en France (REP), chaque piscine est fonctionnellement associée au réservoir PTR, qui contient l’eau borée destinée à remplir la piscine du bâtiment réacteur lors du déchargement / rechargement. Ce réservoir PTR sert aussi de réservoir de secours pour le refroidissement du cœur du réacteur en cas d’accident, via des systèmes « RIS » (système d'injection de sécurité) et/ou « EAS » (système d'aspersion de l'enceinte)[66].

En 2000 une anomalie de conception des réservoirs ASG et PTR des bâtiments-réacteurs des centrales du Bugey et de Fessenheim est détectée par l’ASN[66] ; ces anomalies poseraient problème (perte possible d’intégrité) en cas de séisme de forte intensité. En août 2000, l’ASN invite EDF à étudier ses autres réacteurs à la recherche de problèmes identiques ; cinq autres centrales semblaient présenter un défaut similaire de conception anti-sismique : les réservoirs ASG et PTR de Chinon, du Blayais et du Tricastin risqueraient de ne pas pouvoir supporter un séisme de très forte intensité et les réservoirs ASG des centrales de Dampierre et Saint-Laurent étaient également concernés. Le 14 octobre 2002, EDF a reconnu une « erreur de conception affectant la résistance au séisme des réservoirs PTR et ASG des réacteurs du Blayais, de Chinon, Dampierre, Saint-Laurent et du Tricastin »[66].

L’ASN avait jugé que ceci pouvait « affecter la sûreté de plusieurs réacteurs en cas de séisme »de forte intensité, et classé l'incident au niveau 1 de l'échelle INES[66]. Une décision ASN du 3 avril 2001 a imposé des corrections, achevées par EDF en 2002 pour Fessenheim[66]. D’autant que dans la piscine même, en cas de violent séisme les mouvements des lourds râteliers chargés de combustible peuvent endommager les parois de la piscine si leurs vérins amortisseurs fonctionnent mal (en France, le 11 septembre, EDF a déclaré une absence de maintenance sur les râteliers des piscines des réacteurs de 11 centrales (celles de Bugey, Cruas, Blayais, Tricastin, Gravelines, Saint-Laurent, Dampierre, Chinon, Paluel, Flamanville et Saint-Alban.). En février 2000, EDF a lancé une procédure de maintenance de ces vérins [27]. Suite à ce travail, EDF a en outre identifié[67] une autre « erreur de conception affectant la résistance au séisme de certaines tuyauteries des réacteurs du Blayais, de Chinon, Cruas, Dampierre, Gravelines, Saint-Laurent et du Tricastin » au niveau des connexions – tuyauteries -réservoir qui risquaient de ne pas résister à un fort séisme, risquant de priver l’opérateur du système d'injection de sécurité et/ou d’aspersion d’eau bromée [68]. Selon l’ASN, « les résultats de ces investigations ont permis de démontrer que la tenue de celles-ci est acquise, à l'exception d'une seule, pour le plus fort séisme historiquement connu au voisinage de chaque site, dit SMHV (séisme maximal historiquement vraisemblable). Toutefois, EDF indique que la tenue de certaines de ces tuyauteries au séisme pris en compte dans le dimensionnement des réacteurs (SDD), d'une intensité supérieure au SMHV, n'est pas acquise. » EDF a alors prévu (dans les trois mois) des « modifications permettant de restaurer la tenue au séisme de très forte intensité de ces tuyauteries ». De nouveaux tests devraient être faits en France et en Europe, suite au retour d’expérience des accidents nucléaires de mars 2011 au Japon.

Vulnérabilité physique[modifier | modifier le code]

Les réacteurs sont entourés de murs de béton spécial, armé et précontraint, épais de 1,2 m aux États-Unis. Les piscines elles-mêmes semblent solidement construites, mais ce n’est généralement pas le cas des bâtiments les abritant, qui sont « construits en matériaux conventionnels et a priori vulnérables à la collision d’un avion ou à des explosifs[69] », ou comme on l’a vu à Tchernobyl et au Japon en 2011, très vulnérables à une explosion d’hydrogène.

Le Dr. Kevin Crowley du Nuclear and Radiation Studies Board alertait déjà en 2003 sur le fait que les piscines sont plus vulnérables que les réacteurs à une attaque malveillante, qui si elle réussissait à propager un feu de zirconium relarguerait une grande quantité de radionucléides dans l’air [70]. La Nuclear Regulatory Commission a considéré après les Attentats du 11 septembre 2001 qu’une meilleure protection des centrales nucléaires était requise[70]

En 1997, Le Brookhaven National Laboratory a estimé qu’une destruction catastrophique d’une piscine nucléaire pourrait coûter la vie à 138 000 personnes et contaminer 5 200 km2 de terres[69].

En 2011, le zirconium surchauffé de crayons de combustible nucléaire insuffisamment refroidis semble avoir été à l'origine de la production de l'hydrogène responsable de l'explosion des bâtiments des réacteurs 1 et 3 de la centrale nucléaire Fukushima Daiichi, ainsi probablement que du bâtiment de l'unité 4 mais cette fois à partir de la piscine de [71]

Recherche[modifier | modifier le code]

Diverses études sur la sécurité du stockage en piscine sont périodiquement publiées. En France, le Service d'évaluation de la Thermohydraulique, de la Conduite, des Cœurs et des Combustibles (ST3C) fait partie des structures de recherche travaillant sur le comportement des assemblages combustibles en situation normale et dégradée, dont en piscine[72].

Les accidents récents de Fukushima au Japon (2011) vont probablement apporter des retours d’expérience utiles aux chercheurs et aux opérateurs techniques du nucléaire. C’est en effet la première fois qu’une perte de contrôle[73] aussi grave, longue et importante a eu lieu (et sur plusieurs piscines durant la même période), alors que l’opérateur TEPCO estimait encore l’accident de criticité très peu probable même si les barres étaient dénoyées[74], comme de nombreux experts[75],[76],[77]

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

  • (en) Gary F. Bennett / AIEA ; Operation of spent fuel storage facilities ; International Atomic Energy Agency, Vienna, Austria, 1995 (Safety Series No. 117), 54 pp., (ISBN 92-0-105094-1) ; Journal of Hazardous Materials, volume 45, n° 2-3, février 1996, pages 281-282 (lien payant) ;
  • Laurent Beloeil, Thèse de doctorat de l'Université d'Aix-Marseille I : Étude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance, soutenue le 30 mai 2000 (résumé, avec IRSN / Service de recherche en sûreté et criticité (SRSC)).

Liens externes[modifier | modifier le code]

Références[modifier | modifier le code]

  1. a et b ASN, Indisponibilité prolongée d'un matériel important pour la sûreté pendant un arrêt de réacteur, Avis d’incident, 2009-02-25
  2. a et b ASN, Atteinte du niveau bas de la piscine de l'atelier pour l'entreposage du combustible (APEC), Avis d'incident, Paris, 22 janvier 2007.
  3. Non vérification de l'étanchéité de la piscine de l'atelier pour l'entreposage du combustible (APEC) lors de la réalisation d'un essai périodique, Paris, 2007-01-22, Avis d'incident
  4. a et b Réacteur 3 Nombreux défauts d'étanchéités d'assemblages combustibles , Avis d’incident (Centrale nucléaire de Cattenom), 2001-03-18
  5. ASN, Chute d'une maquette d'assemblage combustible, Avis d’incident (super Phénix, 2003-98-28)
  6. Réacteur 2 Exposition anormale de deux intervenants, Avis d’incident, 2003-10-31
  7. IRSN, Page intitulée Rappel concernant les ionisateurs industriels, consultée le 17 avril 2011.
  8. a, b, c, d et e Réacteur 3 Non-respect d'une condition d'une dérogation générique relative au refroidissement de la piscine de désactivation du bâtiment combustible ; Avis d'incident ; Paris, le 03 mars 2003
  9. a, b, c, d et e ASN, Non-respect des spécifications techniques d'exploitation du réacteur 1, 26 février 2000.
  10. Comment l’IRSN a géré l’incident de la centrale nucléaire de Cruas.
  11. (en) AIEA, Gary F. Bennett ; « Safety assessment for spent fuel storage facilities » ; International Atomic Energy Agency, Vienne, Autriche, 1994 (Safety Series No. 118), 68 pp., (ISBN 92-0-105194-8) ; Journal of Hazardous Materials, Volume 45, n° 2-3, février 1996, Page 283 (Lien (payant)).
  12. (en) M. Peehs et J. Fleisch ; « LWR Spent Fuel Storage Behaviour », Journal of Nuclear Materials ; Volume 137, n° 3, février 1986, Pages 190-202 ; doi:10.1016/0022-3115(86)90219-9 (Résumé).
  13. (en) « Effect of irradiation on the impact and seismic response of a spent fuel storage and transport cask » ; Fuel and Energy Abstracts ; Volume 46, n° 5, septembre 2005, Page 305 ; doi:10.1016/S0140-6701(05)82069-7, mis en ligne : 2005-11-12 (lien (payant) vers l’article.
  14. Y. Zhao, P. R. Wilson, J. D. Stevenson : « Nonlinear 3-D dynamic time history analysis in the reracking modifications for a nuclear power plant »  ; Nuclear Engineering and Design, Volume 165, n° 1-2, 2 août 1996, pages 199-211 (Résumé).
  15. ASN, Rapport d’incident (piscine P 2 du parc d'entreposage des déchets radioactifs (INB 56) du centre d'études du CEA à Cadarache).
  16. a et b ASN, Réacteur n° 2 Perte de deux groupes électrogènes de secours, Avis d’incident, 8 mars 2004.
  17. Page provisoire d'explication des problèmes subis par les piscines de la centrale de Fukushima après le tremblement de terre de mars 2011, par des chercheurs du CNRS et CEA (présentation).
  18. a et b Franck Arreghini (IRSN), Flash-info intitulé « Programme de recherche pour l’étude du comportement d’assemblages combustibles entreposés en piscine à La Hague en cas de dénoyage », consulté 2011-04-17.
  19. a, b, c et d Non-respect de la périodicité de contrôles semestriels, Avis d’incident, 22 novembre 2001.
  20. a et b ASN, Détection tardive d’une indisponibilité de matériel, Avis d’incident, 21 novembre 2010.
  21. ANS, Non-respect d'une prescription particulière imposée par les règles générales d'exploitation après détection d’une indisponibilité sur le réacteur n°B4, 14 septembre 2010.
  22. ASN, Altération de l'intégrité de confinement du réacteur n° 1, Avis d’incident, 6 mars 2009.
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