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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 propres aux RBMK
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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2. Problèmes de sûreté propres aux RBMK

Vis-à-vis de la sûreté, les tranches électronucléaires doivent être conçues et utilisées en respectant le concept de la défense en profondeur, principe général consistant schématiquement à :

  • prévenir les accidents par la qualité de la conception et de la réalisation (prévention) ;

  • surveiller l’installation et la contrôler en vue de la maintenir dans son domaine de fonctionnement normal (protection) ;

  • concevoir et mettre en œuvre des systèmes de sauvegarde pour limiter les conséquences des incidents (sauvegarde) ;

  • disposer de procédures ultimes et moyens associés afin d’atténuer les conséquences d’un accident (atténuation).

Ces principes s’appliquent naturellement dès le stade de la conception, puis tout au long de la construction et de l’exploitation.

En ce qui concerne les RBMK, ces quatre principes sont tous pris en défaut :

  • manque de prévention par la qualité très inégale de la réalisation et une conception défaillante de l’installation qui ne tient pas compte des risques d’incendie ou d’inondation (par exemple, les tuyauteries d’eau-vapeur reliant le réacteur à la turbine enjambent la salle de contrôle et les salles de relayage électrique, sans protection adéquate, etc.) ;

  • défaillance grave de protection du réacteur conçu initialement avec un coefficient de vide très positif et un système d’arrêt (barres de contrôle) aberrant ;

  • capacité de sauvegarde inexistante (1re génération) ou insuffisante (2e et 3e génération) avec un système de confinement qui ne fait face au risque de rupture que de quelques tubes de force ;

  • absence de moyens définis d’atténuation des conséquences d’un accident.

Ces défaillances sont graves. Des améliorations, au moins partielles, ont été apportées aux plus inacceptables d’entre elles.

2.1 Coefficient de vide positif

Les RBMK sont des réacteurs à eau bouillante qui fonctionnent en permanence avec de la vapeur dans l’eau de refroidissement. Dans un canal de réacteur RBMK, lorsque de l’eau est remplacée par de la vapeur (moins dense), la réaction...

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