Les accidents nucléaires

Trois accidents nucléaires majeurs ont marqué l’histoire du nucléaire civil. Ils ont des origines et des conséquences diverses, mais leur point commun est l’enseignement que les exploitants nucléaires en ont tiré pour toujours mieux assurer la sûreté des installations.


1979 : Three Mile Island – Pennsylvanie (Etats-Unis)

L’accident de la centrale nucléaire de Three Mile Island (TMI-2) s’est produit aux États-Unis en 1979. Le réacteur avait été mis en service un an avant. Cet accident a été classé - rétrospectivement - au niveau 5 de l’échelle INES.

Ce qu'il s’est passé le 28 mars 1979

Le 28 mars 1979, vers 4 heures du matin, après un incident sur le circuit secondaire, le réacteur s’arrête automatiquement. Mais, alors que l’ordre en avait été donné et qu’elle apparaissait fermée sur le panneau de contrôle, une vanne du pressuriseur est restée ouverte. NB : Le pressuriseur met l’eau du circuit primaire sous pression pour l’empêcher de bouillir.

Pour garder la pression du circuit primaire, l’opérateur décide d’arrêter l’injection de secours mise en route automatiquement. En 6 minutes, l’eau du circuit primaire entre en ébullition.

L’extraction de la chaleur par les générateurs de vapeur est empêchée par des vannes laissées fermées après des travaux de maintenance, alors que les consignes exigeaient qu’elles soient laissées ouvertes.

Moins de 10 minutes après que l’eau du circuit primaire a commencé à bouillir, les disques qui protègent le circuit primaire d’une montée en pression excessive, éclatent. Le circuit primaire est mis en communication avec l’atmosphère de l’enceinte du réacteur.

L’opérateur arrête les pompes qui alimentent en eau le circuit primaire, entraînant le dénoyage rapide du cœur, la fusion des gaines de combustible et la formation d’hydrogène. NB : On dit que le cœur d’un réacteur nucléaire est « dénoyé » lorsqu’il n’y a plus d’eau dans la cuve pour recouvrir (ou « noyer ») le combustible.

Ce n’est que trois heures et demie plus tard que l’opérateur s’aperçoit de la fuite du pressuriseur et qu’il reprend l’injection d’eau dans le circuit primaire.

Mais un tiers du combustible a déjà fondu, l’activité du circuit primaire est très élevée, 2 400 m3 de liquide radioactif ont été déversés dans l’enceinte de confinement, et des gaz radioactifs rejetés dans l’atmosphère.

Abusés par une instrumentation ambiguë, les opérateurs ont mal interprété ce qui se passait dans le réacteur et ont, deux heures durant, pris des mesures aggravantes, transformant un incident d’exploitation banal en accident sérieux.

L’accident n’a causé aucune victime et n’a pas eu d’impact significatif sur l’environnement.

Toutefois, la centrale a été arrêtée définitivement.

L’analyse de l’accident et les conséquences : un cas d’école

La combinaison des causes qui ont transformé un incident en accident grave est devenue un cas d’école. Les Autorités de sûreté et les exploitants ont tiré de nombreux enseignements de Three Mile Island : importance de la défense en profondeur et du facteur humain, dispositifs d’aide à l’opérateur en salle de commande, hiérarchisation et clarification des alarmes… Sans oublier le rôle capital de l’enceinte de confinement, barrière ultime entre la radioactivité du cœur du réacteur et l’extérieur.

On a estimé que les leçons tirées de TMI-2 ont permis de réduire d’un facteur 10 le risque de fusion de cœur dans les réacteurs occidentaux de 2ème génération.

Les enseignements : une organisation défaillante et des procédures mal maîtrisées

L’analyse du déroulement a permis d’identifier les erreurs humaines commises et d’en tirer des enseignements, toujours mis en œuvre.

L’information sur l’état des matériels n’était pas claire. Depuis, les indications doivent correspondre au résultat de l’exécution d’un ordre. Plus largement, la gestion des indications en situation accidentelle priorise les informations pour que l’opérateur ne soit pas submergé par une multitude de signaux. Les interfaces Homme-machine et l’ergonomie des salles de commande ont été revues.

L’opérateur ne maîtrisait pas l’état de l’installation. En l’occurrence, les questions de la formation du personnel à la conduite en situation dégradée et celles de la rédaction des consignes se sont posées. Depuis, la formation à l’exploitation en situation accidentelle sur simulateur s’est très largement développée. Les équipes d’exploitation des centrales nucléaires françaises suivent un cursus long et complet de formation avant de prendre leur fonction, avec l’obligation de recyclages et de mises à niveau régulières.

Les procédures n’ont pas été respectées. Les vannes des générateurs de vapeur n’ont pas été replacées correctement après des travaux de maintenance. Depuis, des vérifications systématiques sont exigées en fin de chantier, avant le redémarrage des matériels, selon des procédures rigoureuses d’assurance qualité.

L’opérateur a mal réagi, privilégiant la préservation de l’équipement. Dans un état qui peut conduire à un accident grave, préserver les matériels n’est pas prioritaire, contrairement à la protection des populations et de l’environnement. EDF a mis en place des Ingénieurs de Sûreté et de Radioprotection (ISR), indépendants des équipes de pilotage qui interviennent en cas d’incident ou d’accident avec une approche différente des procédures de conduite normale du réacteur.

La possibilité de formation d’hydrogène en cas de dénoyage du cœur n’était pas prise en compte à la conception du réacteur. Après l’accident, tous les réacteurs français ont été équipés de recombineurs d’hydrogène. Ces matériels (une centaine dans chaque réacteur) absorbent l’hydrogène qui se forme lors de la fusion du combustible et le transforment en eau, évitant l’accumulation d’hydrogène qui peut conduire à l’explosion (comme à Fukushima en 2011).

La nécessité de faire retomber la pression dans l’enceinte de confinement du réacteur, tout en préservant l’environnement, n’a pas été intégrée. Pour éviter une pression excessive pour l’enceinte, causée par l’accumulation de gaz pouvant être radioactifs, il est indispensable de relâcher ces gaz. Mais ce relâchement doit être maîtrisé et contrôlé. Les exploitants français ont équipé tous les réacteurs des centrales de filtres qui piègent les radio-éléments et réduisent les rejets d'iodes.

La gestion de la crise n’a pas été préparée. Pendant l’accident, les journalistes appelaient directement les équipes en salle de commande, qui avaient du mal à comprendre et gérer l’accident. Des exercices ont lieu désormais régulièrement (plusieurs par an sur chaque installation nucléaire), tant au niveau local que national et la communication est gérée par une cellule identifiée. 

 
CE QU'IL FAUT RETENIR

L’accident de Three Mile Island a fait évoluer la conception des réacteurs.

L’enceinte de confinement a un rôle important. A partir de la construction des réacteurs du palier de puissance de 1300 MWe, les centrales françaises ont été dotées d’une double enceinte en béton qui dédouble les parades vis-à-vis des agressions internes et externes et de filtres qui piègent les iodes radioactifs. La cuve en acier a conservé le corium (combustible fondu) dans le réacteur. Néanmoins, pour parer l’éventualité d’accidents plus sévères, un « récupérateur de corium » est installé sur les réacteurs de 3ème génération, comme l’EPR. Ces deux dispositifs ont été confortés par l’accident de Tchernobyl.

Cet accident a également amené l’exploitant à prendre en compte des situations de cumuls de défaillances, matérielles et humaines, et à introduire dans l’exploitation de ses réacteurs une approche spécifique pour les accidents graves.


1986 : Tchernobyl, Ukraine (URSS)

L’accident de la centrale nucléaire de Tchernobyl 4 s’est produit en 1986 en Union Soviétique, dans la république d’Ukraine. D’une puissance de 1 000 MWe et de technologie RBMK, le réacteur avait été mis en service trois ans auparavant. NB : La technologie russe RBMK produit de l’électricité et, sur demande du plutonium militaire. Le combustible est l’uranium enrichi à 2 %. La réaction en chaîne est modérée par du graphite et le combustible refroidi par de l’eau sous pression.

Cet accident est le premier de la filière électronucléaire civile à avoir des conséquences sanitaires, économiques et sociales sévères pour les populations et l’environnement. Elles ont affecté directement l’Ukraine, la Biélorussie et la Fédération de Russie et plus largement une grande partie de l’Europe.

Cet accident a été classé au niveau 7 de l’échelle INES.

Ce qu'il s’est passé le 26 avril 1986

Le 26 avril 1986 à 1h23, le réacteur 4 de la centrale de Tchernobyl, en service depuis 1983, explose accidentellement. Un essai de sûreté devait démontrer qu’à basse puissance, le réacteur pouvait supporter une panne d’alimentation électrique et continuer à utiliser l’électricité produite par sa turbine.

La baisse de puissance est entamée le 25 avril à 1h06 et interrompue à la demande du réseau électrique à 14h. Le réacteur est maintenu à mi-puissance jusqu’à 23h, causant une accumulation de xénon dans le cœur du réacteur rendant le pilotage complexe.

La montée en puissance reprend jusqu’à 0h28 le samedi, pour atteindre 500 MWth et s’effondrer lors du basculement, par les opérateurs, du système automatique de régulation de la puissance vers le système global. Le taux de xénon dans le cœur continue d’augmenter.

A 1h23, les opérateurs ont stabilisé les paramètres du réacteur et décident d’effectuer l’essai. Ils recommencent à réduire la puissance et désactivent des systèmes d’arrêt d’urgence et de refroidissement.

Les vannes d’alimentation de la turbine en vapeur sont fermées, contrairement à la procédure. Dans les circuits, la pression de vapeur produite par le réacteur augmente.

À 1h23’04”, les barres de contrôle de la réaction nucléaire descendent automatiquement sans effet notable. À 1h23’41”, l’opérateur ordonne l’arrêt d’urgence : toutes les barres de contrôle sont descendues dans le cœur pour arrêter la réaction en chaîne. Mais la réactivité augmente jusqu’à atteindre plus de 300 000 MW de puissance, plus de 100 fois la puissance normale du réacteur.

Deux explosions successives soulèvent les 450 tonnes de la dalle supérieure du cœur. Les superstructures métalliques du bâtiment sont détruites. Du combustible, des composants du cœur et des structures sont projetés, relâchant massivement des produits radioactifs dans l’environnement. Les débris du cœur déclenchent une trentaine d’incendies sur le toit de la salle des machines et ce qui reste du bâtiment réacteur et, par des passages de câble, menacent le réacteur 3. L’incendie ne sera arrêté que le 9 mai, 2 semaines plus tard. 5 000 tonnes de matériaux (sable, bore, argile, plomb, etc.) sont déversés par hélicoptère pour recouvrir le réacteur. De l’azote liquide a même été injecté pour éviter que le cœur fondu n’atteigne un bassin d’eau dans les sous-sols.

L’analyse de l’accident

En août 1986, le délégué soviétique Valery Legassov donne les premières informations lors d’une réunion organisée par l’Agence Internationale de l’Energie Atomique (AIEA). Il met en cause de graves erreurs d’exploitation comme le non-respect des conditions de fonctionnement, le viol des consignes de sécurité et la mise hors service de sécurités automatiques. Il affirme que l’accident ne serait pas survenu si une seule de ces défaillances n’avait pas eu lieu.

En 1991, une commission du Comité d’Etat chargé de la sûreté nucléaire de l’URSS (CECSIN), reconnaît les principaux défauts de conception des réacteurs RBMK : des plages d’instabilité à basse puissance, des barres de contrôle mal conçues qui tombent trop lentement dans le cœur et qui peuvent augmenter la réactivité du cœur quand elles sont en position haute.

L’absence d’enceinte de confinement résistante est également mise en avant. Mais aurait-il été possible d’en concevoir une susceptible de résister à un tel accident ? C’est plus certainement l’absence de « culture de sûreté » qu’il faut retenir comme cause majeure.

Les exploitants seront réhabilités plus tard par l’Institut Kurchatov qui met en cause l’ignorance et le niveau des cadres scientifiques : « Pendant longtemps le Ministère de l’Energie de l’URSS a exploité les RBMK (…) sans prêter attention aux signaux inhabituels et répétés des systèmes de sûreté liés au niveau de puissance. (…) et n’a pas exigé d’enquêtes approfondies sur les situations d’urgence. Nous sommes forcés de conclure qu’un accident du genre de celui de Tchernobyl était inévitable. »

NB : L’institut Kurchatov a été fondé en 1943 à Moscou pour développer le nucléaire militaire dans l’Union Soviétique sous le nom de Laboratoire B de l’Académie des Sciences d’URSS. Rebaptisé Institut Kurchatov en 1991, c’est un centre de recherche sur le nucléaire civil et militaire  http://www.nrcki.ru/e/engl.html

Les enseignements : une culture sûreté peu robuste et une conception perfectible

Les conséquences de la catastrophe de Tchernobyl ont été internationales. En URSS (Russie, Ukraine, Lituanie), des modifications ont été apportées aux autres réacteurs RBMK en fonctionnement, notamment sur les caractéristiques du combustible, les barres de contrôle et la protection de la dalle supérieure du réacteur contre les accidents de surpression. Une meilleure organisation de la sûreté et la prise de conscience des risques ont contribué également à un meilleur niveau global de sûreté.

En France, la recherche exhaustive de toutes les possibilités d’un accident de réactivité dans tous les réacteurs a permis d’identifier une séquence potentiellement dangereuse, réacteur à l’arrêt, et des contre-mesures ont été prises.

Sur l’exploitation des réacteurs et les conditions de leur autorisation, on a pris partout conscience qu’un accident pouvait avoir des répercussions désastreuses pour tous les programmes nucléaires. La solidarité indispensable entre les exploitants s’est concrétisée par la création, en mai 1989 de l’association internationale  WANO (World Association of Nuclear Operators). Tous les exploitants y mettent en commun leur expérience. On lui doit l’installation de simulateurs de pilotage et le développement général de la culture de sûreté.

En 1999, WENRA (Western Europe Nuclear Regulators Association) a réuni des autorités de sûreté d’Europe occidentale et instauré un dialogue permanent avec les autorités de sûreté des pays de l’Est.

En France, le Conseil Supérieur de la Sécurité et de l’Information Nucléaire (CSSIN) a amélioré la qualité de l’information et la transparence. Il a été à l’initiative de la création d’une échelle de gravité nationale des événements de sûreté permettant de mieux percevoir l’ampleur des risques associés. Cette échelle, légèrement modifiée, a été adoptée internationalement (échelle INES),

Des conventions internationales concluent dans le cadre de l’AIEA et de l’Union Européenne ont convenu d’accords de notification rapide d’un pays à un autre, d’un accident nucléaire, et d’assistance en cas de situation d’urgence radiologique.

En cas d’accident, il est désormais acquis que des comprimés d’iode stable (distribués préventivement aux populations vivant à proximité d’une centrale française) doivent être ingérés pour prévenir l’apparition de cancers de la thyroïde, Pour la gestion de crise, les plans d’urgence interne (PUI), plans particuliers d’intervention (PPI) et leur validation par des exercices ont été encore renforcés.

Sous l’égide de l’Organisation Mondiale de la Santé et de la Food & Agriculture Organisation de l’ONU, un accord international sur le niveau de contamination des denrées alimentaires entrant dans le commerce international a été conclu. La Commission Internationale de Protection Radiologique a précisé ses recommandations relatives aux interventions en cas d’accident en mettant l’accent sur la justification et l’optimisation des interventions. Enfin, sur les questions de sûreté, dès août 1986, l’AIEA a saisi le "Groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire" (INSAG) pour tirer les enseignements de l’accident. Le premier rapport de ce groupe (INSAG 1) a été mis à jour en 1996. L’INSAG a ensuite formulé une doctrine internationale en matière de sûreté,

Des programmes de recherche ont également été développés pour étudier le devenir des radionucléides déposés dans l’environnement et les accidents graves avec fusion du cœur.

Tchernobyl, les populations et l’environnement

Le panache radioactif s’est déplacé vers le nord-ouest puis l’ouest. Outre la Biélorussie, l’Ukraine et la Russie, les pays d’Europe ont été touchés. Le relâchement dans l’environnement d’éléments radioactifs a été considérable, de l’ordre de 230 millions de Curies (environ 8.7 1018 Bq, donc près de neuf milliards de milliards de becquerels).

Trois grandes catégories de rejets doivent être distinguées :

  • les gaz rares (xénon, krypton), (6.5 1018 Bq), relâchés à 100 %, mais qui se diluent dans l’atmosphère et ne peuvent provoquer qu’une irradiation externe assez faible,
  • les produits de fission volatils (iode, césium…) relâchés en proportions importantes (30 à 50 %), susceptibles de migrer assez loin au gré des vents, de se combiner chimiquement et d’entrer dans les chaînes alimentaires,
  • les produits de fission solides et les actinides, relâchés en beaucoup plus faible proportion (3 %), qui ont surtout affecté l’environnement proche du réacteur.

Un dossier détaillé rédigé par les experts du Comité GR21 de la SFEN est consultable ici.


2011 : Fukushima Dai-ichi (Japon)

L’accident de Fukushima Dai-ichi s’est produit dans le Nord du Japon en 2011. La centrale comptait 6 réacteurs de type REB mis en service entre 1971 et 1979, pour une puissance totale de 4 696 MWe. Un séisme de magnitude 8,9 - dont l’épicentre se situait dans l’Océan Pacifique à 145 km de Fukushima - a causé un tsunami. Ces deux évènements naturels ont dévasté 250 km de la côte Nord-Est du Japon sur 5 à 10 km à l’intérieur des terres, faisant entre 20 et 30 000 victimes.

La centrale de Fukushima Dai-ichi, gravement endommagée, a relâché d’importantes quantités d’effluents radioactifs, nécessitant l’évacuation à long terme de près de 80 000 habitants.

L’accident a été classé au niveau 7 de l’échelle INES.

Ce qu'il s’est passé le 11 mars 2011

Le 11 mars 2011, les réacteurs 4, 5 et 6 de Fukushima Dai-ichi sont en arrêt pour maintenance, leur combustible usé a été évacué dans la piscine de désactivation commune du site. Les réacteurs 1, 2 et 3 fonctionnent normalement.

Le 11 mars 2011 à 14h46 heure locale, un séisme de magnitude 8,9 se produit à 80 km à l’Est de l’île d’Honshu au Japon, à 25 km de profondeur.

Dans les 4 centrales nucléaires situées à moins de 150 km de l’épicentre, les 11 réacteurs en fonctionnement se mettent à l’arrêt automatiquement.

A Fukushima Dai-ichi, exploitée par TEPCO, l’alimentation électrique est détériorée par le tremblement de terre. Le personnel d’exploitation met en service le refroidissement de secours des réacteurs. Mais un tsunami, résultant de la rupture de la faille en mer, atteint le site moins d’une heure plus tard avec une vague de 14 m. Le site, dimensionné pour résister à une vague de 6,5 m, est submergé.

Les générateurs de secours deviennent inutilisables, sauf celui du réacteur 5. L’autonomie des batteries de secours n’est que de 30 minutes. Très rapidement les salles de commande ne sont plus éclairées et les systèmes de contrôle-commande sont inopérants.

La station de pompage est noyée, causant la perte des moyens de refroidissement. Les réacteurs 1, 2 et 3 en fonctionnement et les 7 piscines de combustibles usés ne sont plus refroidis. En moins d’une heure, le réacteur 1 perd plus de la moitié de son niveau d’eau. Avant 20h, le combustible découvert commence à fondre et atteint en deux heures la température de fusion du cœur, autour de 2 800°C, libérant de l’hydrogène.

Le 12 mars à 6h50, tout le combustible a déjà fondu, s’effondre dans le fond de la cuve et la perce.

Pour éviter une pression trop importante dans l’enceinte de confinement, de la vapeur est relâchée. En milieu d’après-midi, TEPCO annonce une « augmentation extraordinaire de la dose de radiation en limite de site » : un niveau de radioactivité 8 fois supérieur à la norme est mesuré à l’extérieur de la centrale et mille fois supérieur en salle de commande.

Suit alors une longue descente aux enfers pour l’exploitant, ponctuée par des explosions et le classement de l’accident sur l’échelle INES à 5, puis 7, compte tenu des relâchements de matières radioactives.

Trois semaines après le début de l’accident, les réacteurs 1 et 3 sont toujours critiques. Le 2 avril, de l’eau radioactive s’écoule à la mer par une fissure dans le sol du réacteur 2. La fuite est stoppée 4 jours plus tard.

Ce n’est que le 12 avril que l’Autorité de sûreté japonaise relève le niveau de gravité de l’accident à 7. Plusieurs dizaines de milliers de personnes ont été évacuées. Un rayon de 20 km autour de la centrale est strictement interdit d’accès.

Le tsunami a causé la mort de près de 20 000 personnes, 100 000 Japonais ont été blessés, les terres dévastées, les routes et voies ferrées coupées. Et l’électricité interrompue.

Des évaluations du risque erronées à la conception et une prise en compte relative du retour d’expérience

Dans cette catastrophe, il faut toutefois souligner la bonne résistance des réacteurs à un séisme de magnitude 9 sur l'échelle de Richter,  alors qu'ils avaient été dimensionnés pour une magnitude 7. Mais le fait d’équiper chaque réacteur d'une piscine de stockage du combustible en partie supérieure pour faciliter l’exploitation a gravement compliqué la gestion de l’accident. Un an après, alors que le refroidissement des réacteurs est maîtrisé, la piscine du réacteur 4 représentait encore un risque élevé pendant les 2 ans nécessaires pour l’évacuation de tout son combustible.

Plusieurs éléments, essentiels pour la sûreté, ont été largement minorés, voire sous-évalués.

A la conception, le risque tsunami a été particulièrement peu pris en compte. Alors que 10 tsunamis historiques se sont produits au Japon entre 1605 et 1933, totalisant 95 000 victimes et que le tsunami dans l’Océan Indien causait plus de 200 000 victimes le 26 décembre 2004, les protections de Fukushima Dai-ichi contre ce risque majeur, se sont avérées totalement inefficaces.

Manifestement, l’agence de sûreté (NISA) qui dépendait du ministère de l’industrie (METI) ne disposait pas d’une indépendance suffisante pour imposer ses exigences à l’opérateur TEPCO.

Suite à l’accident de Three Mile Island, les réacteurs nucléaires français ont tous été équipés de recombineurs d’hydrogène. Cette mise à niveau de la sûreté n’a pas été intégrée dans les centrales japonaises.

Les conséquences de l’accident pour la sûreté

L’Autorité de Sûreté Nucléaire estime à une dizaine d’années, comme pour Tchernobyl, le temps nécessaire pour tirer tout le retour d’expérience de Fukushima.

Cet accident montre qu’il faut - en toute circonstance - assurer l’autonomie en alimentation électrique et en moyen de refroidissement des réacteurs, a fortiori en cas de catastrophe naturelle qui entraverait l’arrivée rapide de moyens de secours. NB : Il a fallu 2 jours pour acheminer du matériel lourd de Tokyo, distante de 250 km, à la centrale de Fukushima Dai-ichi, du fait des dégâts causés par le tsunami et le séisme aux voies de circulation.  

Il montre aussi que l’approche de défense en profondeur n’a pas été appliquée en matière d’agression naturelle, ni au Japon, ni dans d’autres pays. De même pour la combinaison d’agressions (séisme + incendie + inondation) qui n’était pas prise en compte.

Très vite, des évaluations de résistance aux catastrophes naturelles ont été organisées en Europe par l’ENSREG (European Nuclear Safety Regulators). En France, le cahier des charges des évaluations complémentaires de sûreté (ECS), a été prescrit aux exploitants dès le 5 mai 2011. Les exploitants des 79 installations d’EDF (réacteurs nucléaires), d’AREVA (usines de La Hague) et du CEA (réacteurs expérimentaux) ont remis leurs rapports le 15 septembre 2011. Le 4 novembre 2011, l’IRSN remettait son analyse à l’ASN, rendue publique sur internet. Le 3 janvier 2012, l’ASN remettait ses conclusions au Premier ministre, qui les transmit à la Commission européenne.

Les ECS ont fait prendre conscience aux exploitants nucléaires des risques liés à une catastrophe touchant tout un site, avec fusion de tous les cœurs (même si on n’a pas pu mettre en évidence de scénario réaliste y conduisant).  Il est désormais indispensable de démonter la robustesse aux agressions (séisme, inondation), aux pertes totales d’alimentation électrique ou de refroidissement, la robustesse des moyens pour gérer un accident grave à l’échelle d’un site, et la situation de crise qui en résulte.

Les ECS ont permis d’identifier un « noyau dur » organisationnel et matériel, avec les équipements indispensables pour faire face à des aléas supérieurs à ceux déjà pris en compte dans les référentiels de sûreté. Et au final, empêcher tout accident de devenir « grave », d’avoir des conséquences au-delà du site qui pourraient entraîner une évacuation, même momentanée, des populations riveraines.

L’accident de Fukushima a entraîné un raidissement très net des pays antinucléaires, comme l’Allemagne et l’Italie qui vont peser fortement sur la politique européenne. Les pays disposant d’un parc nucléaire important ont adopté une attitude prudente et se sont appuyés sur le retour d’expérience pour maintenir leurs programmes (France, USA, Royaume-Uni, Finlande, Corée, Chine, Inde,..).

 
CE QU'IL FAUT RETENIR

Le parc nucléaire japonais a été mis à l’arrêt suite à l’accident. Plus de 3 ans après, à Fukushima Dai-ichi, les cœurs sont stabilisés, de l’eau est injectée en permanence, traitée et réutilisée. Les débris sont nettoyés et évacués. Si la conception de la centrale est critiquable, la gestion de la crise et les opérations de nettoyage sont remarquables, compte-tenu des conditions extrêmes dans lesquelles travaillent les opérateurs. Le gouvernement japonais travaille actuellement au redémarrage des centrales arrêtées.