L’accident de Three Mile Island

L’accident du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Three Mile Island (Pennsylvanie), le 28 mars 1979, a donné lieu à de nombreux commentaires. M. Pierre Tanguy, directeur de l’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire, a présenté un document de synthèse sur la base des informations disponibles en France en avril. Nous remercions vivement le Département des Relations Publiques du Commissariat à l’ Energie Atomique d’avoir bien voulu nous communiquer ce document, dont nous vous présentons ci-dessous le larges extraits. Ce sinistre n’est pas un incendie. Mais il nous a paru assez important et intéressant pour que nous en parlions ici. De plus, la démarche d’analyse des événements et certains des enseignements qui en sont tirés peuvent tout à fait être transposés dans le domaine de la sécurité incendie. (N.D.L.R.).

Avant d’exposer le déroulement de l’accident, il est important de souligner que dans un événement de cette ampleur, il faut attendre la publication du rapport complet, qui sera diffusé par les autorités américaines avec les comptes rendus détaillés des résultats de mesure et des enquêtes effectuées sur place, avant d’en tirer des conclusions définitives. Et en cela, l’accident d’Harrisburg ne diffère pas des grands accidents que l’on rencontrerait sur des installations non nucléaires. Cela dit, il semble qu’aujourd’hui, nous disposions, grâce à l’information diffusée par les Services Officiels des Etats-Unis et aux renseignements complémentaires recueillis sur place par le Ministère de l’Industrie, d’une description plausible de l’accident.

Pour mieux comprendre ce qui s’est passé, je rappellerai brièvement ce qu’est un réacteur nucléaire à eau pressurisée du type de celui de TMI^[1], et les bases sur lesquelles repose sa sûreté. J’utiliserai deux schémas, en m’efforçant de limiter la présentation technique au minimum nécessaire pour comprendre ce qui s’est passé.

En fonctionnement normal, trois « barrières» physiques, étanches, sont interposées entre les produits dangereux, produits par la fission nucléaire, et l’homme (public ou travailleurs). Ces trois barrières sont indiquées sur le schéma n° 1 :

• au centre du réacteur, les gaines des éléments combustibles. Ces gaines, en alliage de zirconium (zircaloy), entourent l’oxyde d’uranium et empêchent la sortie des produits de fission radioactifs. La dissémination accidentelle de ces produits de fission constitue l’essentiel du danger nucléaire. Un cœur de réacteur PWR de 1.000 MWe comporte environ 40.000 « crayons» de 4 mètres de long, ainsi constitués, rassemblés en faisceaux dits « assemblages combustibles» d’environ 300 crayons ;

• le circuit primaire contient l’eau primaire, sous haute pression, chargée de refroidir les crayons combustibles et de transmettre la chaleur correspondante à un circuit secondaire par l’intermédiaire des générateurs de vapeur. Cette deuxième barrière comprend (voir schéma n° 2) : la cuve du réacteur, des tuyauteries de gros diamètre (70 cm) qui transportent l’eau primaire aux générateurs de vapeur, des pompes, un pressuriseur, appareil chargé de maintenir la pression constante ;

• l’enceinte de confinement, ou bâtiment réacteur, barrière ultime vis-à-vis des produits de fission, chargée de retenir ceux-ci au cas où des défauts interviendraient sur les précédentes barrières. Cette enceinte en béton, d’environ 1 mètre d’épaisseur, est capable de résister à l’énergie dégagée lors d’accidents graves.

Les barrières, sommairement décrites ci-dessus, sont surveillées en permanence, et des dispositifs techniques permettent d’intervenir automatiquement en cas de défaillance de l’une d’entre elles : l’état des gaines est surveillé par des mesures de la quantité de produits de fission passant dans le fluide primaire et par des mesures de température; des mesures de la puissance délivrée permettent d’arrêter l’installation en cas de dé passement des valeurs spécifiées. La seconde barrière est surveillée par des mesures de la pression du fluide primaire, et toute variation anormale de celle-ci en traîne l’arrêt de l’installation et la mise en service de dispositifs de secours (exemples ouverture d’une vanne de décharge au pressuriseur en cas de baisse de pression et de perte de fluide primaire). La troisième barrière comporte des moyens de surveillance de la radioactivité et de la pression interne, et des dispositifs permettant de fermer automatiquement toute liaison avec l’e