26 octobre 1956 : incident de fusion sur le réacteur G1 du CEA Marcoule – Retour sur une date fondatrice

Photo prise en 1956 de la pile nucléaire de la centrale nucléaire de Marcoule.

Le premier incident de fusion de combustible de l’histoire du nucléaire français a lieu le 26 octobre 1956 sur le réacteur G1 du CEA Marcoule. Méconnu aujourd’hui, l’épisode a  marqué les ingénieurs et dirigeants du CEA qui ont eu à gérer cette situation inédite. Récit de cet événement qu’éclairent des archives jamais encore publiées du CEA Marcoule.

Après Fontenay-aux-Roses et Saclay, le CEA recherche, au début des années 1950, un nouveau site pour accueillir un ensemble industriel qui produirait le plutonium utilisable comme combustible dans des piles « couveuses » (breeders, surgénérateurs¹), puis pour l’arme nucléaire. Le Commissariat s’oriente vers une région proche d’un fleuve, n’offrant a priori que des ressources agricoles et industrielles modestes et présentant une densité de population suffisamment faible pour répondre aux impératifs de sûreté et de commodité de la conservation du secret². Le CEA arrête son choix sur Marcoule, dans le département du Gard, à 30 km au nord d’Avignon sur la rive droite du Rhône.

L’idée est de construire rapidement un réacteur plutonigène de grande capacité. Utilisant de l’uranium naturel contenant 0,7 % d’uranium fissile (isotope 235), il est modéré au graphite et refroidi à l’air en circuit ouvert à l’aide de soufflantes (prise d’air et rejet, après passage dans des filtres à iode, dans des cheminées de hauteurs respectives de 25 et 100 mètres). Le chantier du réacteur G1 (pour Graphite 1) démarre en mai 1954 pour une première divergence le 7 janvier 1956. Le réacteur comporte 1 337 canaux horizontaux avec un pas de 200 mm, contenant environ 100 tonnes d’uranium naturel. Chaque canal contient deux cartouches de combustible en magnésium d’une longueur de 3,80 m, chacune alimentée par 37 « billettes » d’uranium de 26 mm de diamètre et de 100 mm de longueur, pour une masse unitaire de 1 kg. Enfin, 16 192 briques de graphite de section carrée (200 mm x 200 mm) et de longueur 1 320 mm servent de modérateur.

La sûreté nucléaire et la radioprotection au CEA en 1956

Au démarrage de G1, une usine d’extraction du plutonium (UP1), un atelier pilote de retraitement (APM) ainsi que deux autres réacteurs (G2 et G3) sont en construction sur le site. Cet ensemble de Marcoule marque de fait la transition du programme nucléaire français depuis des dispositifs expérimentaux de laboratoire vers une phase  industrielle. Les scientifiques et techniciens du CEA doivent dorénavant s’appuyer sur des industriels, et en l’occurrence sur la Société alsacienne de constructions mécaniques (SACM).

Les aspects de sûreté nucléaire, ou de « sécurité des piles » selon la formule consacrée à l’époque, envisagent les accidents possibles, les mesures de prévention associées et les conséquences potentielles, mais relativement à la protection radiologique des travailleurs pour l’essentiel. Avant 1960, la sûreté des installations fait l’objet d’un suivi au cas par cas par les ingénieurs et techniciens du CEA qui en ont la charge, sans règles formalisées ni contrôle extérieur. En parallèle de la conception des installations, une première structure de radioprotection permanente, le Service de protection contre les radiations (SPR), est créée au CEA en 1951 pour surveiller l’exposition des travailleurs aux rayonnements. Cinq ans plus tard, le SPR est remplacé par le Service d’hygiène atomique et de radio pathologie (SHARP) et le Service de contrôle des radiations et de génie radioactif (SCRGR). Sur site, des Services ou Groupes de protection contre les radiations (SPR ou GPR) sont également institués pour suivre l’exposition des travailleurs et la contamination de l’environnement³. À Marcoule, un premier groupe est créé en 1955, qui devient une section en 1957 et un service en 1959. Au moment de l’incident de G1, c’est le SCRGR qui analyse l’événement et estime le terme source (qui sert à évaluer les conséquences d’un rejet radioactif dans l’environnement) tandis que le GPR du site gère l’exposition des travailleurs au cours des travaux de décontamination et l’impact sur l’environnement.

L’incident de fusion du 26 octobre 1956

La première divergence du réacteur G1 a lieu en janvier 1956, et ouvre une année d’essais et de fonctionnement à faible puissance. Du 20 au 26 octobre 1956, dans  l’optique de maîtriser l’effet Wigner (un dégagement brutal de chaleur qui peut donner lieu à une combustion du graphite et par voie de conséquence à une fusion partielle du combustible), des essais de recuit du graphite sont effectués. Ils nécessitent un arrêt du réacteur au cours duquel plusieurs centaines de boisseaux (dispositifs qui règlent le débit d’air servant à refroidir le combustible dans le canal) sont complètement fermés.

Le 26 octobre, vers 11 heures, une montée en puissance du réacteur est initiée. Certains canaux atteignent des températures anormalement élevées indiquant que des boisseaux n’ont pas été correctement ou complétement rouverts par le système de commande automatisé, une innovation à l’époque. Des réglages manuels sont alors réalisés dans l’après-midi et la soirée, et la puissance du réacteur passe de 30 MWth à 40 MWth vers 19 heures. Entre 19 heures et 19 h 15, une hausse anormale de  radioactivité est observée dans deux canaux, et la puissance du réacteur abaissée. Pendant ce processus, d’autres alertes de radioactivité se déclenchent en sortie d’air de refroidissement, indiquant une « rupture de gaines », un incident bien identifié.

Le réacteur est arrêté à 19 h 45, suivi d’une légère remontée en puissance pour identifier la gaine accidentée grâce à la Détection de rupture de gaine (DRG) – un système de prélèvement d’air et de mesure, calibré pour rechercher des ruptures lentes, qui explore la totalité des 1 337 canaux de la pile avec une périodicité de 45 minutes. La rupture de gaine est repérée sur le canal « 19-13 » avec un retard estimé de 30 minutes. Les agents du CEA confirment pendant la nuit le canal incriminé par la DRG et remarquent la formation d’un « bouchon » de combustible fondu ou partiellement fondu dans le canal, ce qui l’obstrue totalement. Il ne s’agit donc pas seulement d’une rupture de gaine, mais d’une fusion de combustible, une première en France.

Le dépannage expérimental du réacteur

Des dispositifs optiques sont spécialement fabriqués pour examiner l’intérieur des canaux par les faces de chargement et de déchargement⁴ : la gaine de magnésium qui entoure le combustible est brûlée, les billettes d’uranium reposent sur un lit de magnésie et le canal est complétement obstrué. Par souci de redémarrer au plus vite  l’installation, le chef de pile préconise de pousser le combustible du canal à l’aide d’un « ringard ». Avec des ringards de diamètres de plus en plus importants et en tapant toujours plus fort, la situation, après huit jours d’efforts, se trouve aggravée : l’élément combustible est totalement bloqué dans le graphite tandis que les entrées et sorties des ringards successifs ont entraîné une contamination significative du hall de la pile.

Il est alors décidé d’aspirer, à partir de la face de chargement, les poussières radioactives accumulées dans le canal avec un long tube d’aluminium branché à un aspirateur. Les opérateurs emploient ensuite une seconde méthode : ils récupèrent le combustible à l’aide d’un tube creux avec une extrémité en dents de scie pour faciliter l’avancement dans le canal⁵. Le tube contenant l’essentiel du matériau accidenté est alors enfermé dans un « cercueil » en béton qui ne sera ouvert qu’en 1961. À la suite de l’incident, une centaine de canaux s’avèrent pollués par des poussières d’uranium, ce qui empêche le système DRG de fonctionner correctement ; des ramonages avec des brosses métalliques ou en nylon n’ont pu détacher du graphite qu’une partie de ces poussières. Le réacteur est redémarré en janvier 1957 avec 56 canaux vides et sans DRG. Entre le 14 et le 27 juin, le réacteur est à nouveau à l’arrêt et les canaux pollués nettoyés via une machine spécialement conçue par les équipes de G1, munie d’une fraise permettant de détacher les poussières et reliée à un aspirateur dotée de filtres blindés. Après cette opération, le réacteur peut redémarrer normalement avec le système DRG fonctionnel⁶.

Évaluation des conséquences de l’incident par le CEA

Dans une communication de 1958 consacrée à cet incident, le directeur du centre de l’époque, Maurice Gervais de Rouville, explique que « l’ensemble des travaux furent exécutés en 35 jours. Les doses de rayonnement subies par le personnel restèrent toujours très en deçà des normes, la contamination des bâtiments et du voisinage  demeura toujours faible ». Dans un compte rendu du mois de novembre 1956⁷, le GPR de Marcoule estime que « des consignes très strictes ont permis à l’ensemble du  personnel de ne pas dépasser une irradiation de 100 mrem/semaine » (1 mSv/semaine). Il est à noter que ce combustible n’avait été que faiblement irradié lors de cette première année d’essais et de tests : les billettes seront mesurées entre 2 et 10 mGy en 1961.

Cette description ne reflète pas totalement la complexité de la situation avec des techniciens, qui, pendant plusieurs jours, n’avaient pas trop su « comment s’en sortir ». Le récit des interventions, compilé notamment dans les comptes rendus d’activité de G1, explicite le peu de retour d’expérience et le manque de formation et de compétence des équipes d’exploitation mais également du GPR de Marcoule pour faire face à ce type d’incident, le premier de cette ampleur⁸. Henri Joffre, du SCRGR du CEA, effectue une première estimation du combustible fondu en s’appuyant sur différentes mesures de radioactivité (activité β de l’air rejeté à la cheminée, et des aérosols). Il estime alors qu’entre 3 et 7 kg d’uranium ont fondu⁹, ce que beaucoup d’agents du CEA considèrent alors comme surestimé. Lors de la construction du réacteur G1, trois stations de  contrôle de la radioactivité atmosphérique sont créées : à Codolet, à 3 km de Marcoule sous le vent le plus fréquent (mistral), à Villeneuve-lès-Avignon, dans les combles de l’Hôtel de Ville, et à Mornas, près d’Orange, sur le toit d’un garage. Selon le rapport rédigé par Joffre après l’événement, la station extérieure la plus proche, à Codolet, ne dépasse pas les « limites maximales admissibles », le CEA concluant que l’événement n’a eu aucune incidence sur l’environnement et la santé des populations. La quantité d’iode libérée à l’extérieur fut estimée de l’ordre de 100 à 200 curies (3,7 à 7,4 TBq de 131I).

Au CEA, un incident qui marque les esprits

La fusion de combustible du 26 octobre 1956 marque les esprits au CEA et tout spécialement sur le site de Marcoule. Lors de l’inauguration d’un belvédère en surplomb
du site, en août 1957, le directeur du centre explique à un parterre de politiques et de journalistes que la pile G1 « qui avait été mise en marche au début de 1956, avait dû être arrêtée du 26 octobre au 15 janvier dernier [1957, ndlr] du fait que la gaine de magnésium d’une barre d’uranium avait brûlé¹⁰ ». Autre preuve de l’importance de l’événement, de Rouville présente une communication spécifique sur l’incident à l’occasion de la seconde conférence des Nations unies sur les usages pacifiques de l’énergie atomique qui se déroule à Genève en septembre 1958. En 1961, le château de plomb contenant le combustible fondu est ouvert et examiné. En introduction du rapport de cet examen, de Rouville précise le caractère exceptionnel de l’événement : « Cinq ans presque jour pour jour après l’accident bien connu du canal 19 x 13 C de G1, la passion technique qu’a suscitée à l’époque l’exégèse des causes et conséquences de ce premier avatar des ensembles de production de Marcoule s’étant apaisée au rythme du refroidissement progressif de la radioactivité des restes de la cartouche fautive, il nous a paru possible (et cela beaucoup plus pour la seconde raison que pour la première !) d’exhumer le cadavre de la coupable et de procéder à son autopsie¹¹ ». Selon ce rapport, 5 à 7 kg de combustibles ont fondu, ce qui confirme les estimations initiales de Joffre.

Retour d’expérience et mémoire de l’incident

Malgré l’ouverture du cercueil et les années de recul, les causes de l’accident ne sont pas clairement identifiées. Plusieurs hypothèses demeurent : un boisseau du canal 19-13 n’ayant pas été correctement ni complétement ouvert, un chiffon oublié dans le canal, ou encore des problèmes de fabrication du combustible. Le rapport de 1961  présente également plusieurs photographies de la cartouche d’uranium impliquée, lors de l’ouverture du cercueil de plomb sous eau.

Concernant le retour d’expérience de cet incident, l’historien Cyrille Foasso note que : « Cet incident n’eut aucun caractère de gravité car les irradiations étaient faibles, mais c’est lui qui incita à prévoir des dispositifs  de dépannage dans les installations de chargement et de déchargement du combustible des réacteurs suivants, ainsi que des installations de décontamination du personnel particulièrement importantes à la sortie de l’enceinte étanche du réacteur EDF 1¹² ».

Lorsque, en 1969, le réacteur no 1 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux subit également une fusion de combustible (20 kg), la fusion de Marcoule de 1956 est mentionnée par les experts en charge de gérer cet accident, preuve que la mémoire de l’incident a persisté¹³. Enfin, dans un rapport de 1976¹⁴ consacré au démantèlement de l’installation, l’incident est une nouvelle fois mentionné et le canal accidenté pris en compte pour les opérations de démantèlement.

1. Kowarski, L. (1954). « Vers l’utilisation industrielle de l’énergie atomique ». Rapport CEA no 274, archives AIEA, portail INIS.
2. Bourgeois, J., Costes, D., Henri, C., Lamiral, G., Segot, C. (1962). « Problèmes de sûreté des réacteurs de puissance à uranium naturel modérés au graphite et refroidis au gaz ». BIST, CEA, no 63, juillet 1962, p. 4, archives AIEA, portail INIS.
3. Foasso, C. (2003). « Histoire de la sûreté de l’énergie nucléaire civile en France (1945-2000) : technique d’ingénieur, processus d’expertise, question de société ».  Université de Lyon.
4. De Rouville, Leduc, Segot (1958). “Partial combustion of a fuel cartridge in reactor G1”, of the 2nd United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy held in Geneva. 1 september-13 september 1958, vol. 9.
5. Joffre, H. (2010). « Des années passionnantes au service de la radioprotection des installations de physique du CEA ». Radioprotection, vol. 45, no 1.
6. « CEA, Service ensemble industriel G1 ». Compte rendu d’activité du mois de juin 1957, 28 juin 1957, archives CEA Marcoule, VRH_2009_43_158_5
7. « CEA, Service de protection contre les radiations, activités du GPR du mois de novembre 1956 ». 6 décembre 1956, archives CEA Marcoule, VRH_2009_43_151_6.
8. « CEA, ensemble industriel G1 ». CR d’activité du mois de novembre 1956, 17 décembre 1956, archives CEA Marcoule, VRH_2009_43_151_6
9. « CEA, Service de contrôle des radiations et de génie radioactif, rupture de gaine survenue à la pile G1, Canal 19-13, côté chargement, le 26 octobre, premières évaluation de la masse d’uranium brûlé ». Henri Joffre, 29 octobre 1956, archives CEA Marcoule, VRH-2021-02-015-02
10. Article publié dans le journal Le Monde le 22 août 1957, disponible en ligne : www.lemonde.fr/archives/article/1957/08/22/d-un-belvedere-lestouristes-auront-une-vue-panoramiquesur-le-centre-atomique-de-marcoule_2326129_1819218.html
11. « CEA, Centre de Marcoule, ensemble industriel G1, examen d’une cartouche incendiée, Canal 19-13 C (octobre 1956) ». Rapport no 9, 1961, archives CEA Marcoule, VRH-2021-02-015-04
12. Foasso, C., op. cit.
13. Mangeon, M., Dechy, N., Rousseau, J.-M. (2020). « Les accidents nucléaires de 1969 et 1980 à Saint-Laurent-des-Eaux : quand la transition engendre l’oubli ». Congrès de Maîtrise des risques et sûreté de fonctionnement, Lambda Mu22, Le Havre.
14. « CEA, Cabinet du Haut-Commissaire ». Rapport d’inspection du réacteur « G1 », texte et annexes, novembre 1976, archives CEA Marcoule, VRH-2014-11-301