09.03.2021

Fukushima dix ans après, les leçons de l’accident

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Fukushima,
Japon,
sûreté nucléaire
Rédigé par la Section technique 4 - Sûreté et protection de l’environnement (Sfen) - Crédits photo ©MLIT

Cet article sur l’accident de Fukushima Daiichi se concentre sur les volets technique et opérationnel des réacteurs 1 à 4 de la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, principalement les trois premiers dont le cœur a fondu. Son objet est de rappeler, à partir des principaux faits, quelles sont les grandes caractéristiques et leçons de l’accident du point de vue de la sûreté, c’est-à-dire concernant les dispositions prises pour limiter les conséquences des accidents graves. Les grands accidents font en effet l’objet d’un retour d’expérience sur une longue période et ils engendrent des évolutions de la philosophie de sûreté : il est approprié d’y revenir régulièrement pour en méditer les enseignements.

L’article n’aborde pas les questions de fonctionnement des pouvoirs publics japonais, ni de gestion de crise par les organisations extérieures au site, d’évacuation, de conséquences radiologiques ou de remédiation. Si les exemples de retour d’expérience évoqués concernent surtout les réacteurs, les leçons générales et les dispositions prises sont similaires dans les installations du cycle du combustible.

La centrale de Fukushima Daiichi comprenait six réacteurs à eau bouillante (BWR), d’une puissance de 460 à 1 100 MWe, mis en service entre 1971 et 1979. Les réacteurs 1 à 3 fonctionnaient à pleine puissance au moment du tsunami, les autres étaient en arrêt pour rechargement. Situés sur une plate-forme plus élevée, les réacteurs 5 et 6 ont subi une inondation moindre ; la situation ayant pu être maîtrisée, il n’en sera plus question ici.

Une catastrophe naturelle de très grande ampleur

Le 11 mars 2011 à 14H46 (heure locale), un séisme géant a secoué la côte Est du Japon. De magnitude 9 sur l’échelle de Richter , c’est le plus grand séisme jamais enregistré au Japon et le 5ème au plan mondial. Son épicentre était situé à une centaine de kilomètres au large. Géologiquement, une faille de la zone de subduction s’est rompue sur une longueur de 500 km, le glissement atteignant jusqu’à une trentaine de mètres. Selon les observations spatiales, le Nord-Est du pays s’est déplacé de plusieurs mètres latéralement et jusqu’à un mètre verticalement[1].

Le séisme a provoqué une série de tsunamis, dévastant la côte de Tohoku et faisant près de 20 000 morts et disparus. La région a subi une dévastation sans précédent : villages détruits, zone côtière transformée en marécage, lignes électriques et voies de communication coupées.

Une résistance satisfaisante des centrales au séisme

Le séisme a déclenché l’arrêt automatique des réacteurs, stoppant la réaction nucléaire. Les lignes électriques de haute tension étant coupées, les diesels de secours ont automatiquement démarré ainsi que les systèmes de refroidissement de secours. Ces systèmes ont normalement fonctionné et aucun dégât causé par le séisme n’a été jusqu’à présent relevé qui aurait conduit à un accident significatif sans le tsunami.

Lors de ce séisme comme lors de celui de Kashiwazaki Kariwa, en 2007, les centrales nucléaires ont montré une très bonne robustesse. Ceci a confirmé la qualité de la conception parasismique japonaise et l’intérêt des marges significatives prises dans ce domaine. La prise en compte du retour d’expérience de Kashiwazaki Kariwa s’est également révélée favorable (les niveaux sismiques de référence avaient en particulier été réévalués à la suite de cet événement ; en mars 2011, les accélérations mesurées à Fukushima Daiichi se sont révélées du même ordre de grandeur que celles du référentiel réévalué).

Des défaillances de mode commun provoquées par le tsunami

La première vague du tsunami a frappé la côte à 14H27. Dans le quart d’heure qui a suivi, des vagues ont franchi la digue de protection, submergé les pompes de la source froide (privant les réacteurs et leurs piscines de désactivation de leur source normale de refroidissement) et noyé le site. Dans la zone des réacteurs 1 à 4, la hauteur d’eau sur la plate-forme s’est élevée jusqu’à 5 m.

S’engouffrant dans les bâtiments par les portes et ouvertures, l’eau a noyé l’essentiel des sources électriques et des systèmes (diesels[2], batteries, tableaux de distribution, pompes[3], etc.). La perte totale de courant alternatif sur les réacteurs 1 à 3 empêchait d’utiliser les systèmes de puissance et la perte du courant continu immédiate sur les réacteurs 1 et 2 a privé les opérateurs de tout moyen de contrôle commande : indications sur l’état des systèmes, mesure des paramètres du réacteur (température, pression, niveau, débits), ordres vers les vannes et actionneurs. Les vannes étaient actionnées, selon leurs modèles, soit par courant continu, soit par courant alternatif, soit par air comprimé ; certaines pouvaient être manœuvrées en local.

En l’absence de contrôle-commande, connaître l’état des vannes de sûreté était incertain : pour les vannes les plus importantes (vannes d’isolement du confinement par exemple) elles se mettent automatiquement dans un « état sûr », prédéterminé, en cas de perte d’alimentation électrique, mais l’incertitude sur les séquences et l’ordre des pertes du courant continu et du courant alternatif rendait la prévision aléatoire. Plusieurs années après, on s’interrogeait encore sur l’état ouvert ou fermé de certaines d’entre elles. Par ailleurs, la position sûre des vannes peut ne pas être adaptée à tous les scénarios d’accident, selon qu’il faudrait privilégier le confinement (et donc fermer toutes les vannes) ou le refroidissement (donc en ouvrir certaines).

Le chemin vers la fusion du cœur des réacteurs 1, 2 et 3

Les trois réacteurs, par des chemins, des chronologies et des fortunes diverses, ont connu le même destin : fusion du cœur, en tout ou partie, par interruption prolongée du refroidissement.

La perte des moyens de refroidissement

Réacteur à l’arrêt, les circuits habituels d’évacuation durable de la puissance résiduelle consistent en pompes alimentées par les circuits électriques de puissance et en échangeurs de chaleur refroidis par l’eau de mer. Ils étaient indisponibles par perte des alimentations électriques et de la source froide.

S’ils n’ont pas de générateurs de vapeur[4], les réacteurs à eau bouillante disposent en revanche de plusieurs systèmes additionnels permettant d’évacuer temporairement la puissance résiduelle dans cette situation. A Fukushima Daiichi, ils consistaient notamment en Isolation Condenser - IC (réacteur 1), Reactor Core Isolation Cooling system - RCIC (réacteurs 2 et 3) et High Pressure Coolant Injection – HPCI (réacteurs 1, 2 et 3). Ils n’ont pas besoin d’alimentation de puissance (l’IC, qui condense la vapeur produite par le cœur, fonctionne par circulation naturelle, le RCIC et le HPCI grâce à des turbopompes actionnées cette vapeur), ni de source froide (ces systèmes utilisent des réserves d’eau internes au réacteur : piscine dédiée dans laquelle baigne l’échangeur pour l’IC, pressure suppression pool du wet well et condensate storage tank pour le RCIC et le HPCI). Bien que les volumes d’eau soient conséquents (de l’ordre de 3 000 m3 dans le wet well), ces systèmes n’ont qu’une autonomie limitée. En particulier, une fois que l’eau du tore atteint une certaine température, les turbopompes ne fonctionnent plus car elle n’en condense plus la vapeur.

A un moment ou à un autre, l’objectif fut donc le même sur les trois réacteurs : injecter de l’eau (eau douce puis eau de mer), avec les pompes des circuits de lutte contre l’incendie ou avec des moyens mobiles (camions de pompier[5]). Ceux-ci n’injectant qu’à basse pression, il fallait d’abord dépressuriser la cuve. Comme les soupapes de dépressurisation de la cuve déchargent la vapeur dans le confinement, dépressuriser celui-ci était également nécessaire, à un moment à un autre. Pendant plusieurs jours fut livrée la bataille de la dépressurisation et de l’injection à basse pression.

Sur le réacteur 1, après l’arrêt automatique du réacteur, l’IC s’est normalement mis en marche. Pour respecter la vitesse de refroidissement, les opérateurs l’ont, selon les procédures, plusieurs fois arrêté puis remis en service. Au moment de l’arrivée du tsunami sur le site, il venait d’être arrêté. L’absence de contrôle-commande, la difficulté à se représenter la situation, les craintes d’une éventuelle fuite sur le circuit (il traverse l’enceinte de confinement), les aléas de manœuvre des vannes en local, la course pour retrouver de l’instrumentation, le fait aussi que les vannes intérieur enceinte étaient probablement[6] fermées comme suite à la perte des alimentations électriques (position sûre fermée) ont fait que l’IC n’a selon toute vraisemblance pas fonctionné. Le cœur étant privé de refroidissement, on estime que sa fusion est intervenue quelques heures après le tsunami et qu’elle fut totale.

Sur les réacteurs 2 et 3, le RCIC a fonctionné (près de 3 jours sur le réacteur 2, montrant une robustesse inattendue ; environ 20 heures sur le réacteur 3, ensuite relayé par le HPCI pendant 15 heures). Au-delà, le refroidissement ne pouvait dépendre que de l’injection par des moyens mobiles.

Plusieurs facteurs ont retardé la dépressurisation et l’injection d’eau :

- la difficulté à se représenter la situation réelle des réacteurs et à déterminer les priorités, par perte de l’instrumentation et risque de mal interpréter certains des signaux résiduels[7] ;
- l’encombrement des abords des réacteurs par toutes sortes de débris et de matériels, qui compliquait considérablement le déplacement et l’installation des moyens mobiles ;
- les conditions périlleuses des manœuvres locales (dosimétrie, eau, répliques, risques de tsunamis, etc.) ajoutées à leur difficulté technique (pour manœuvrer certaines vannes ou les garder ouvertes, il a fallu apporter des batteries de voiture ou des bouteilles d’air comprimé) ;
- la nécessité, une fois les réservoirs vides, de reconfigurer les circuits pour pomper de l’eau de mer ;
- les explosions d’hydrogène successives (cf. §b), qui ont endommagé des moyens mobiles, dispersé des produits radioactifs, blessé des agents ;
- les évacuations régulières sur site, du fait de la dosimétrie ou des risques d’explosion d’hydrogène.

Il s’en est suivi des périodes sans refroidissement suffisamment longues pour que le cœur se découvre, s’échauffe et se dégrade. Des injections en place se sont vues interrompues à plusieurs reprises, soit par endommagement des moyens de dépressurisation ou d’injection par les explosions, soit par fermeture inopinée de vannes de dépressurisation, soit par vidange des capacités d’eau disponibles.

Finalement, après plusieurs jours, les situations des trois tranches sont devenues assez similaires : une partie plus ou moins importante du cœur sous forme de corium déversé sur le radier (sans percement de celui-ci) ; des cuves primaires et des confinements ayant été ramenés (volontairement ou non) à des basses pressions ; des injections puis une recirculation d’eau pour assurer le refroidissement.

Il faudra ensuite attendre plusieurs mois pour que les « arrêts à froid » soient déclarés, lorsque tous les capteurs de température furent en dessous de 100°C. Aujourd’hui, en mars 2021, la puissance résiduelle est très faible et les températures des coriums sont estimées inférieures à 30°C. 

Dans les premiers jours, en l’absence de mesures de niveau et de température dans les piscines d’entreposage du combustible usé, dont les circuits de refroidissement ne fonctionnaient plus, exploitant et pouvoirs publics se sont demandés si elles n’allaient pas connaître un découvrement du combustible. C’est pourquoi sont intervenus des hélicoptères, afin de repérer le niveau et de larguer de l’eau. Il est ensuite apparu que le niveau d’eau était toujours resté suffisant.

Les explosions d’hydrogène

Lorsque le cœur s’échauffe, peu avant de commencer à se dégrader et à fondre, le zirconium qui forme les gaines du combustible s’oxyde au contact de l’eau ou de la vapeur d’eau. Cette réaction très exothermique (l’énergie dégagée peut être du même ordre de grandeur que la puissance résiduelle, voire supérieure), d’une part, accélère l’échauffement du cœur, et, d’autre part, dégage de l’hydrogène (environ 1 000 kg en cas d’oxydation complète dans un réacteur de 1 000 MWe).

Afin de prévenir le risque d’explosion de l’hydrogène libéré, les enceintes de confinement des réacteurs de Fukushima étaient par conception inertées à l’azote. Mais, très probablement sous l’effet de la pression et de la température, l’hydrogène a fui de l’enceinte des réacteurs, vraisemblablement par le joint supérieur du confinement, et s’est diffusé dans la partie supérieure du bâtiment, là où se trouve la piscine de stockage du combustible qui, elle, n’est pas inertée. Les explosions s’y sont déclenchées, soufflant le toit en bardage. Dans le réacteur 4, à l’arrêt pour rechargement, une explosion d’hydrogène dans le local abritant la piscine du combustible a pu laisser penser à un découvrement et une dégradation du combustible qui y était entreposé, canalisant beaucoup d’attention et d’efforts. En fait, le combustible n’était pas en cause et, selon toute vraisemblance, l’hydrogène provenait du réacteur 3 via les systèmes de ventilation et d’éventage, qui sont reliés entre ces deux tranches jumelles partageant la même cheminée. Il n’est par ailleurs pas impossible qu’une explosion d’hydrogène ait contribué à la défaillance du confinement du réacteur 2.

Les explosions ont en outre beaucoup perturbé la gestion des accidents et la mise en place de moyens de refroidissement mobiles (cf. a).

Les problèmes de confinement

Même si les initiateurs en furent très différents, les accidents de Fukushima et de Three Mile Island se ressemblent sur un point : la fusion du cœur de réacteurs à eau légère, par interruption du refroidissement. Les cinétiques de fusion du cœur ont été du même ordre de grandeur entre le réacteur 1 de Fukushima (REB) et celui de Three Mile Island 2 (REP) : quelques heures.

En revanche, une différence essentielle distingue ces deux accidents : un confinement resté intègre à Three Mile Island et l’absence de conséquences radiologiques à l’extérieur ; des éventages nécessaires et non filtrés ainsi qu’une défaillance du confinement à Fukushima, occasionnant de très importants rejets radioactifs. Cette différence tient en partie (d’autres facteurs ont joué) à la conception des enceintes de confinement : très vastes sur les REP, elles sont de beaucoup plus petite taille sur les REB[8]. Les interactions entre cuve et confinement y sont beaucoup plus importantes, la pression y monte beaucoup plus vite et sa maîtrise nécessite rapidement l’intervention de systèmes puis un éventage.

Par ailleurs, selon des enchainements qui ne sont que partiellement élucidées (surpression,explosions), les enceintes des réacteurs 1 et 2 ont connu des défaillances. Compte tenu de l’évolution de la situation météorologique (pluies et vents orientés nord-ouest le 15 mars), la plus grande part des rejets radioactifs ayant impacté le territoire japonais s’est trouvée provenir du réacteur 2.

L’éventage des enceintes s’est révélé complexe dans les conditions de l’accident, du fait de l’organisation des circuits ; de la disposition des vannes et de leur technologie (motorisées et pneumatiques, ces dernières ayant requis pour être ouvertes l’utilisation de compresseurs en local); de disques de rupture en amont de la cheminée de rejets, qui n’ont pas rompu, ou tardivement.

On peut enfin noter que, bien que les systèmes d’éventage des réacteurs de Fukushima n’aient pas été équipés de système de filtration, les rejets radioactifs se sont trouvés réduits grâce au barbotage de gaz et d’aérosols dans l’eau du tore : une grande partie des produits de fission a ainsi été piégée.

Le facteur humain au cœur de la gestion de crise

Les opérateurs ont agi dans des conditions extrêmes : salles de commandes et locaux dans le noir, site dévasté par toutes sortes de débris (photo) et des trous ouverts dans la voirie (plaques soulevées et emportées par le tsunami), répliques sismiques (plusieurs dizaines de magnitude 6 et jusqu’à 7) et menaces de nouveaux tsunamis, locaux inondés, explosions d’hydrogène, débits de dose forts, évacuation régulière du site des personnels non essetiels, etc.  Certains agents de terrain avaient été noyés par le tsunami. De plus, les opérateurs ne savaient pas quel était le sort de leurs propres familles. Outre un remarquable courage, ils ont fait preuve de beaucoup d’inventivité, prenant des batteries de voitures sur le parking pour alimenter des instruments ; déployant rapidement des diesels mobiles, des camions de pompier et des câbles malgré la difficulté d’accès aux bâtiments ; décidant d’injecter de l’eau de mer, etc.

Tout mouvement vers le centre de crise, ne serait-ce que pour communiquer en l’absence de téléphone, ou vers les locaux des bâtiments réacteurs pour des diagnostics ou des manœuvres de vannes, étaient longs et périlleux. A plusieurs reprises, les moyens mobiles disposés pour dépressuriser les réacteurs et injecter de l’eau ont été endommagés par les explosions d’hydrogène.

Un centre de crise installé sur le site comme suite au séisme de Kashiwazaki-Kariwa s’est révélé d’une grande utilité : situé en retrait des réacteurs, d’un haut niveau de robustesse au séisme, conçu pour protéger ses occupants de la radioactivité, le personnel sur site a pu régulièrement s’y abriter.

A une dizaine de kilomètres au Sud, si la centrale nucléaire de Fukushima Daini ne s’est pas trouvée dans une situation aussi extrême[9] que celle de Daiichi, elle a toutefois eu à faire face à une inondation, à de fortes secousses sismiques et répliques, à la perte d’une grande part des alimentations électriques. Des systèmes d’évacuation de la puissance résiduelle de type RCIC fonctionnaient mais, sans restauration d’un circuit de refroidissement du wet well, leur durée de fonctionnement ne pouvait être que limitée : la menace d’un accident grave était, là aussi, réelle. Les équipes ont, dans des conditions périlleuses sur le terrain, établi un diagnostic collectif et défini deux objectifs communs : remplacer certaines pompes rendues inopérantes par l’inondation et tirer des lignes électriques (9 km). Ils l’ont réussi et, par ce tour de force, sauvé la situation.

Quelques-unes des principales caractéristiques et leçons de l’accident

Fukushima est tout d’abord un accident provoqué par une inondation, qui montre à quel point ce type d’agression peut provoquer des défaillances de mode commun généralisées, affectant plusieurs niveaux de défense en profondeur. L’effet de seuil, ou « effet falaise », des inondations est particulièrement important. Il se trouve que cette inondation-là, un raz de marée, a pour origine un séisme, dans le contexte géotectonique et géographique japonais. Mais les inondations peuvent avoir des causes diverses, dans de nombreuses régions du monde, comme l’ont d’ailleurs montré différents exemples (Blayais en 1999 à la suite d’une tempête, Fort-Calhoun en 2012 à la suite d’une crue du Missouri, Madras en 2004 à la suite d’un tsunami).

L’accident de Fukushima rappelle donc la nécessité d’évaluer avec beaucoup de soin les risques d’aléas naturels, au premier chef les séismes et les inondations, et de s’en protéger de manière robuste, avec des marges significatives pour tenir compte des incertitudes qui affectent par nature ce type de phénomènes.

En France, le risque d’inondation est, comme les autres aléas, revu à chaque réexamen décennal ; une revue générale en avait par ailleurs été menée après l’événement de Blayais ; un exercice tout particulier a été réalisé après Fukushima, dans le cadre des examens complémentaires de sûreté (ECS), et se prolonge lors des 4èmes visites décennales (VD4). A n’en pas douter, c’est un domaine dans lequel la vigilance sera maintenue.

Le tsunami ayant provoqué la perte totale de la source froide et des alimentations électriques (externes et internes), la seconde leçon de Fukushima fut de renforcer les moyens de faire face à de tels événements. En France, la perte totale de la source froide et la perte totale des alimentations électriques (lignes externes et diesels de secours) ont été envisagées dès les années 1980 et des dispositions dédiées mises en place (procédures dites H1 et H3). Après Fukushima a été engagée l’installation d’un diésel de secours supplémentaire sur chaque réacteur du parc en exploitation (diésel d’ultime secours – DUS) et d’une source d’eau ultime (soit un pompage dans la nappe phréatique, soit des bassins ou retenues d’eau préexistants). Ces dispositions, dimensionnées à des niveaux d’agression très sévères, vont renforcer très significativement la défense en profondeur. Sur l’EPR, deux diesels ultimes (SBO) en supplément des quatre diésels de secours (EDG) font partie de la conception d’origine. Le réacteur dispose également d’une seconde source froide.

En troisième lieu, l’accident de Fukushima Daiichi a rappelé l’importance du principe de défense en profondeur et que l’occurrence d’un accident grave (fusion du cœur) devait être prise en compte. Dans un tel cas, l’objectif essentiel est de préserver le confinement afin de limiter les rejets radioactifs. Cela suppose des dispositions techniques dédiées, des guides de conduite et d’intervention, un entrainement approprié. Il ne s’agit pas d’une nouveauté : la gestion des accidents graves a fait l’objet de recherches et travaux considérables dans le monde, depuis le rapport Rasmussen (WASH-1400)[10] et l’accident de Three Mile Island.

En France, à partir des années 1980, un dispositif d’éventage filtration de l’enceinte de confinement a été installé (filtre à sable U5), ainsi que des recombineurs d’hydrogène, des moyens de dépressurisation du circuit primaire, etc. Un guide d’intervention en accident grave (GIAG) indique les actions impératives à mener dès qu’apparaissent les signes avant-coureurs d’une dégradation du cœur (température en sortie du cœur notamment). Ce mouvement de renforcement de la protection des réacteurs en exploitation en cas d’accident grave se poursuit, notamment à l’occasion des VD4 ; il est appuyé par une R&D de très bon niveau, depuis une quarantaine d’années. Concernant les réacteurs nouveaux (EPR), les accidents graves sont intégrés au design dès la conception ; l’analyse de l’accident de Fukushima en a conforté les principes ainsi que les choix techniques.

La prise en compte des accidents graves n’était pas homogène dans le monde. Elle tend à progresser depuis Fukushima, à un rythme et selon des exigences qui peuvent différer selon les pays. En Europe, ce sujet a fait l’objet d’une des principales recommandations des stress-tests et de revues de pairs.

Quatrième point, une des caractéristiques spécifiques de l’accident de Fukushima fut d’affecter à la fois plusieurs réacteurs du même site. Du point de vue de la doctrine de sûreté, c’est une nouveauté ; elle est désormais prise en compte.

Cinquième point, cet accident a rappelé, comme Three Mile Island et de grands accidents industriels ou aéronautiques, toute l’importance des facteurs organisationnels et humains, en particulier de la représentation de la situation par les opérateurs et les équipes de crise, face à l’imprévu et dans le « brouillard de la guerre ». Sans contrôle commande, sans procédures, sans réel entrainement à de telles situations, les opérateurs ont été placés dans une situation extrêmement difficile. A partir des événements du passé et des études d’accidentologie, il est donc indispensable de donner toute sa place à la prise en compte du facteur humain. Three Mile Island en avait posé les bases en France et dans beaucoup de pays (diagnostic indépendant de l’ingénieur sûreté, ergonomie de la salle de commande, « approche par état », etc.). Fukushima en rappelle l’importance. A ce titre, le retour d’expérience de Fukushima Daini est peut-être aussi important que celui de Daiichi (cf. supra).

De manière globale, l’accident de Fukushima a souligné qu’il faut être capable de réinterroger les hypothèses de base de la sûreté des réacteurs (c’est par exemple l’objet des réexamens périodiques de sûreté) et de se préparer aussi à l’imprévu. C’est à cette fin qu’a notamment été défini, en France, un ensemble de systèmes et matériels qui doivent être opérationnels en toutes circonstances, même au-delà du dimensionnement et notamment en cas d’aléas naturels significativement supérieurs à ceux du référentiel. La mission de ces systèmes est d’abord de limiter les conséquences d’un accident grave dans les situations les plus variées et extrêmes. Ils comprennent aussi du contrôle-commande et de l’instrumentation, afin de disposer des informations indispensables pour établir un diagnostic et définir les priorités. Ils portent sur le réacteur lui-même comme sur la piscine d’entreposage du combustible usé. On appelle « noyau dur » cet ensemble de dispositifs.

Afin d’assurer la résilience des organisations, la « force d’action rapide nucléaire » (FARN) d’EDF (la FINA – « force d’intervention nationale » - en étant l’équivalent chez Orano), mobilisable à tout moment à partir de quatre bases arrières permanentes (Bugey, Dampierre, Civaux, Paluel), a pour mission d’amener sur site, sous 24H au plus tard et en toutes circonstances y compris d’accès très difficile et de conditions hostiles, des moyens mobiles aptes à rétablir les fonctions de sûreté. Ces équipements comprennent des générateurs électriques, des moyens de pompage et d’injection d’eau, des approvisionnements pour le site en gazole, huile, vivres, etc. Les pompes et générateurs électriques sont connectables aux réacteurs par une série de connexions et de « piquages » dédiés. Des opérateurs spécialisés en conduite accidentelle accompagneraient la FARN.

L’entrainement régulier de la FARN et des sites, l’invention de scénarios originaux, la projection mentale dans des situations variées visent à développer la capacité à imaginer et déployer, en cas de besoin, les solutions originales adaptées à toute situation, y compris extrême et imprévue.

 

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[1] Dans ces zones géologiquement très actives, la dérive des continents ne dépasse pas 10 cm par an en temps normal.

[2]  Les diesels refroidis par eau, elle-même refroidie par la source froide, ne pouvaient pas fonctionner du fait de la destruction de cette dernière. Certains moteurs, refroidis par air et situés au-dessus du niveau atteint par l’eau, ont tourné ; mais leurs tableaux électriques étant noyés, ils n’ont apporté aucun secours.

[3] Une seule pompe capable d’injecter de l’eau dans le cœur a été identifiée comme disponible, sur le réacteur 2. (TBC)

[4] Les générateurs de vapeur des REP, outre la production de vapeur pour la turbine quand le réacteur est en puissance, peuvent assurer l’évacuation de la puissance résiduelle après l’arrêt du réacteur, même si les pompes primaires sont arrêtées (une circulation naturelle par thermosiphon se met en place entre la cuve et les générateurs de vapeur. Il suffit pour cela, du côté secondaire des GV,  d’injecter de l’eau et d’ouvrir les vannes de décharge de la vapeur.)

[5] Des camions de pompiers étaient disponibles sur site comme retour d’expérience de Kashiwazaki – Kariwa.

[6] Quelques années après, on n’était toujours pas sûr de leur position.

[7] Par exemple, pendant près de 24H, les opérateurs n’ont pas pu vérifier que le RCIC du réacteur 2 fonctionnait ; les efforts se sont ainsi concentrés sur ce plutôt que sur réacteur 1. Sur le réacteur 1, il était impossible de connaître l’état de l’IC. Toujours sur ce réacteur, en début de soirée, un retour fugitif de la mesure de niveau cuve a laissé pensé que le cœur était toujours recouvert d’eau ; en fait, il s’était probablement déjà dégradé en grande partie.

[8] Les enceintes des BWR Mark 1 sont constituées d’une chambre sèche (dry well) qui contient la cuve du réacteur et d’une chambre de condensation en forme de tore (wet well) ou pressure suppression pool située à sa base. Les deux sont reliées par des tuyauteries : ainsi, la vapeur dégagée dans le dry well en cas d’accident est condensée dans le wet well, retardant la pressurisation de l’enceinte. A terme, il est nécessaire de refroidir l’eau du wet well ou d’évacuer de l’enceinte la puissance résiduelle, d’une manière ou d’une autre. Les réacteurs de Fukushima avaient aussi été équipés, comme suite au retour d’expérience de TMI, d’un dispositif d’éventage (non filtré) de l’enceinte (hardened venting system). L’éventage pouvait se faire soit à partir du wet well (préférable car les gaz y barbotent dans l’eau avant rejet), soit à partir du dry well. Des vannes ainsi qu’un disque de rupture isolent le système en temps normal. Le rejet se fait par la cheminée.

[9] Y demeuraient notamment opérables l’instrumentation et le contrôle commande, certains éléments de la source froide et une partie des alimentations électriques, y compris de puissance.

[10] Qui analysait en particulier, en 1975, les modes de défaillance possibles du confinement en accident grave.