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1 - PROBLÈMES DE SÛRETÉ COMMUNS À TOUS LES RÉACTEURS

  • 1.1 - Accès aux informations et ouverture des sites
  • 1.2 - Qualité des réalisations et de la maintenance
  • 1.3 - Problèmes de conduite. Formation du personnel
  • 1.4 - Réglementation et autorité de sûreté

2 - PROBLÈMES DE SÛRETÉ PROPRES AUX RBMK

  • 2.1 - Coefficient de vide positif
  • 2.2 - Système de contrôle et d’arrêt
  • 2.3 - Système de confinement
  • 2.4 - Possibilité de rupture multiple des tubes de force
  • 2.5 - Bilan

3 - PROBLÈMES DE SÛRETÉ PROPRES AUX VVER

  • 3.1 - Problèmes propres aux VVER 440/230
  • 3.2 - Problèmes propres aux VVER 440/213
  • 3.3 - Problèmes propres aux VVER 1000

4 - CONCLUSIONS

| Réf : BE3827 v1

Problèmes de sûreté communs à tous les réacteurs
Sûreté des centrales nucléaires des pays de l’Est

Auteur(s) : Étienne BENOIST, Jean-Luc MILHEM, Nicole GUIMBAIL

Date de publication : 10 juil. 1997

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Auteur(s)

  • Étienne BENOIST

  • Jean-Luc MILHEM

  • Nicole GUIMBAIL : Institut de protection et de sûreté nucléaire

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INTRODUCTION

L’énergie nucléaire représente une part importante de la production d’électricité dans les pays d’Europe de l’Est, avec toutefois de grandes disparités d’un pays à l’autre. Elle représente ainsi 80 % en Lituanie, 51 % en Slovaquie, 49 % en Hongrie, 40 % en Bulgarie, 35 % en Ukraine et seulement 12 % en Russie. Pour ce dernier pays, il s’agit d’une valeur moyenne, une analyse par région montrant de grandes disparités.

Plusieurs remarques s’imposent à l’examen des caractéristiques du parc nucléaire. Tout d’abord, contrairement à ce que l’on pourrait penser, ce parc de réacteurs est encore jeune. Conçu au cours des années 60, mis en service pendant les années 70 et 80, ce parc est d’un âge moyen à peine supérieur à celui du parc des réacteurs français, mais inférieur à celui du parc américain, et surtout du parc anglais. Dans les pays de l’Est, la vétusté se trouve plutôt du côté des centrales à combustible fossile, que du nucléaire. Cela constitue un paramètre important des politiques énergétiques de ces divers pays : indépendamment des options à long terme qui peuvent impliquer pour certains une sortie du nucléaire, la nécessité de rentabiliser au mieux les investissements existants les conduit à vouloir poursuivre le fonctionnement des réacteurs existants pour au moins toute la durée de vie initialement prévue.

Mis à part les deux réacteurs rapides, qui sont en fait des prototypes, tous les autres réacteurs en fonctionnement ou en construction, se classent en deux filières, les RBMK et les VVER.

Les RBMK, dérivés d’un concept plus ancien utilisé initialement pour la production du plutonium, sont tous installés en Russie à l’exception de ceux de Tchernobyl (Ukraine) et d’Ignalina (Lituanie). La conception de ces réacteurs est caractérisée par de nombreux tubes de force (1700) qui traversent les blocs du modérateur en graphite et contiennent les éléments combustibles (oxyde d’uranium) refroidis à l’eau bouillante. Ces réacteurs avaient l’intérêt de pouvoir être construits et assemblés sur site sans avoir à transporter de très gros composants. On peut les classer en trois groupes :

  • les six plus anciens (les numéros 1 et 2 de Sosnovy Bor, Kursk et Tchernobyl) dont le système de confinement était pratiquement inexistant ;

  • le plus récent, Smolensk 3, mis en service après l’accident de Tchernobyl, qui a été l’objet de nombreuses améliorations ;

  • les huit réacteurs intermédiaires qui constituent un groupe inhomogène, mais comportent en particulier un confinement partiel.

Mais la majorité des réacteurs des pays de l’Est relève de la filière des VVER, c’est-à-dire d’une filière de réacteurs à eau sous pression dont les principales caractéristiques sont voisines de celles des réacteurs constituant le parc nucléaire français. Ces réacteurs VVER se classent en trois générations successives (430/230, 440/213, 1000/320). Le modèle 440/213 résulte en partie de l’exportation en Finlande des réacteurs 1 et 2 de Loviisa, mais les Finlandais y ont apporté de substantielles améliorations ; la construction d’un réacteur de ce type était également amorcée à Cuba durant les années 80. Le fait que ces réacteurs aient été proposés à l’exportation est cohérent avec leurs caractéristiques : moindre coût de construction et mise en œuvre de composants de chaudronnerie lourde provenant de l’usine géante établie à cet effet, Atommach, à Volgodansk. Les VVER continuent de faire l’objet de propositions d’exportation de la Russie à divers pays : Chine, Inde, Iran, etc.

Cependant, les caractéristiques de sûreté d’une large fraction de ces réacteurs ne sont pas totalement satisfaisantes. Certains d’entre eux, en particulier parmi les plus anciens, ne seraient pas autorisés à fonctionner plus longtemps dans un pays occidental, sans de profondes modifications. Seule naturellement, une analyse de sûreté approfondie, au cas par cas, permet de porter un jugement de cet ordre sur une centrale donnée. Ce n’est pas l’objet ici d’entrer dans de telles analyses et il conviendra de se garder de conclusions trop rapides à la lecture des paragraphes 2 et 3 de cet article, où sont présentées les principales déficiences des RBMK et des VVER ; d’autant plus qu’en regard de ces déficiences, certains de ces modèles (notamment les VVER 440) sont de conception robuste et relativement « pardonnante » vis-à-vis de situations particulières. De même faut-il se garder de généraliser à tous les sites de tous les pays certains problèmes communs, qui étaient caractéristiques de l’organisation soviétique jusqu’en 1990 mais ont évolué localement, depuis lors, de façon très différente.

Les caractéristiques du parc actuel des réacteurs nucléaires des pays de l’Est sont données dans la fiche documentaire 

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-be3827


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1. Problèmes de sûreté communs à tous les réacteurs

1.1 Accès aux informations et ouverture des sites

L’accident de Tchernobyl, le 26 avril 1986, a mis brutalement en question devant le monde entier la sûreté des réacteurs de conception soviétique. Mais ce n’est qu’à la fin des années 80, avec la disparition du mur de Berlin, puis l’écroulement de l’URSS, que les problèmes de sûreté de ces réacteurs ont réellement pu être abordés en Occident. Il manquait jusqu’alors d’informations suffisantes pour mener sérieusement de telles analyses.

En France, l’Institut de protection et de sûreté nucléaire (IPSN) a été impliqué, à partir de 1989, à la demande de ses partenaires allemands et en accord avec la DSIN, dans l’analyse de sûreté des réacteurs de l’Allemagne de l’Est : Greifswald 1 à 4 (VVER 230), Greifswald 5 (VVER 213) et Stendal (VVER 1000). En 1990, la Tchécoslovaquie et la Bulgarie ont incité l’AIEA à lancer un programme d’évaluation de la sûreté des réacteurs VVER 230 ; la Russie s’y est également associée. Progressivement, ce programme s’est étendu à tous les types de réacteurs VVER puis aux RBMK. De multiples programmes de coopération et d’assistance ont depuis lors été organisés, en particulier sous financements européens. Cinq ans après, on dispose d’informations suffisantes pour la plupart des VVER. La situation est un peu moins favorable pour les RBMK où seuls les dossiers relatifs aux réacteurs les plus récents (Smolensk 3 et Ignalina) ont été réellement ouverts.

En 1996, plus aucun site n’est totalement isolé. Tous font au moins l’objet de visites et d’échanges périodiques avec des partenaires étrangers. C’est probablement l’un des résultats les plus positifs de tous les efforts de collaboration et d’assistance entrepris depuis 1991. Mais les marques du système soviétique, où le chef de centrale n’avait de comptes à rendre qu’au gouvernement et surtout pas à la population ni à l’étranger, restent profondes. Malgré la signature par tous ces pays de la convention de Vienne sur l’information réciproque en cas d’incidents, certains continuent de faire part de ces événements avec retard et en minimisent la gravité.

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