Piscine de désactivation

Piscine de désactivation
Exemple de piscine de désactivation et stockage de combustible (ne contenant ici quune faible quantité de combustible, à loccasion de larrêt à froid dun réacteur de la centrale nucléaire de Caorso.
Piscine de la central de Caorso

Après avoir servi dans le réacteur dune centrale nucléaire ou dans un réacteur détude ou de recherche, réacteur expérimental ou de sous-marin nucléaire, le « combustible nucléaire usagé » (originellement constitué d'uranium plus ou moins enrichi, ou parfois d'un mélange duranium et de plutonium dit « MOX ») usagé est encore très chaud et très radioactif (on parle de « puissance résiduelle ») ; Il doit être "déchargé" et provisoirement entreposé dans de leau.

Les bassins de stockage provisoire du combustible irradié ou destiné au rechargement dun réacteur à larrêt sont dits « piscine de désactivation du combustible usagé » (parfois qualifiées de «SFP » pour «Spend fuel pools », et à ne pas confondre avec une catégorie de réacteurs expérimentaux dits « réacteur-piscine » ou « réacteur de type piscine »).

La chaleur résiduelle que les combustibles peuvent encore émettre durant des années doit être évacuée, ce qui implique que la piscine dentreposage de ce combustible usé « doit être refroidie en permanence » [1].

Du combustible neuf est également provisoirement stocké et inactivé dans ces piscines en attente de son installation dans le cœur du réacteur [2].

Le bassin peut parfois être séparé en deux bassin par une cloison amovible[3].

Sommaire

Utilisations

Exemple de piscine de désactivation pleine

Chaque piscine de réacteur a deux fonctions principales :

  1. recevoir lensemble des assemblages du cœur du réacteur pendant les arrêts pour rechargement (Dans chaque réacteur de centrale nucléaire, un quart à un tiers du contenu en combustible de doit être retiré tous les 12 à 18 mois et remplacé par du combustible neuf) ;
  2. entreposage des assemblages usés, en attendant leur refroidissement et envoi vers une usine de traitement. En effet, les barres de combustible irradié génèrent une chaleur intense, assez élevée pour faire fondre les assemblages si on ne les refroidissait pas, et elles émettent des radiations dangereuses desquelles il faut se protéger. Le transfert des crayons de carburant du réacteur à la piscine se fait en général par des systèmes de manutention automatisés et contrôlés à distance, bien que des systèmes plus « manuels » sont encore en usage.
    Les grappes de combustible sorties du réacteur doivent être isolées dans de leau durant plusieurs mois pour un refroidissement initial avant de pouvoir être triées dans d'autres parties de la piscine, puis retraitées ou disposées dans une autre piscine en attente dun retraitement ou dune l'élimination finale sous forme de déchet radioactif. La température maximale des grappes de crayons duranium ou de mox usagés décroît de manière significative dans les 2 à 4 premières années, puis moindrement dans les 4 à 6 ans qui suivent.

La piscine sert aussi à provisoirement stocker

  • des crayons défectueux ou ayant perdu leur étanchéité [4],
  • des matériaux radioactifs
  • des objets particuliers (ex : « maquette d'assemblage combustible [5]» ou outils très radioactifs, ou à manipuler à distancesous leau - des pièces très irradiantes tout en étant protégé[6].

Remarque : Certaines entreprises dionisation industrielle utilisant des sources hautement radioactives (par exemple du Cobalt 60 pour désinfecter par irradiation (ionisation) du matériel médical) doivent également stocker leurs « sources » dans leurs propres piscine tout le temps elles ne sont pas utilisées, dans un espace protégé[7].

Localisation

Dans les réacteurs à eau bouillante (REB), ces « piscines » sont construites de manière à ce que leur ouverture soit située à côté et à la même hauteur que celle de l'ouverture supérieure de la cuve du réacteur (couvercle ôté), dans le bâtiment-même, de manière à minimiserle temps de transfert du combustible du réacteur à la piscine au moyen dune « navette » ou dun tube. Dans dautres centrales un « bâtiment combustible » peut être séparé et abriter la piscine de désactivation.
Et dans les complexes importants ou dans les pays ne disposant pas de grands centres de retraitement du combustible, une piscine secondaire peut être construite à proximité pour un entreposage secondaire quand le combustible est devenu un peu moins radioactif et sensible ; avant transfert vers une filière d'élimination de déchets ou de retraitement et élimination (La Hague ou Sellafield en Europe) qui retraiteront et reconditionneront une partie des déchets.

Dérogation aux prescriptions de fonctionnement

A des conditions particulières, des dérogations, voire des « dérogations génériques » [8]peuvent être accordées par lAutorité de sûreté nucléaire (ASN en France) par exemple pour stocker dans une piscine de désactivation de « bâtiment combustible » ( les risques sont supposés moindres que pour les piscines des bâtiments réacteur) « du combustible ayant une puissance résiduelle supérieure à la valeur dite normale figurant au rapport de sûreté », à condition (- pour cet exemple, en France- ) daugmenter la puissance du refroidissement en « lignant » (associant) léchangeur thermique de secours au premier[8].

Principes techniques

Dans une piscine de désactivation l'eau joue un double rôle ;

  • de fluide caloporteur permettant, via un (voire deux[9]) échangeur(s) thermique(s) de constamment refroidir le combustible usagé (ou parfois neuf) ;
  • de blindage liquide contre les rayonnements, de manière à protéger le personnel ;
  • de désactivateur de la réaction nucléaire ; leau additionnée dacide borique en quantité suffisante devient un bon absorbeur de neutrons.

Pour remplir rapidement la piscine, en temps normal (lors du rechargement du combustible), ou en situation dégradée, un vaste réservoir deau froide doit être constamment disponible à proximité. Linertie thermique offerte par ce réservoir peut également être provisoirement utilisée pour refroidir le réacteur ou la piscine en cas de perte simultanée des deux voies redondantes du système de refroidissement [10].

Surveillance et sécurité

Le stockage de combustibles nucléaires en piscine contrôlée est une solution technique encore relativement jeune. La connaissance de ses atouts et faiblesses évolue avec le temps et les retour dexpérience[11]. Les experts du domaine estiment généralement que, dans de bonnes conditions, elle semble dans tous les cas au moins aussi fiable pour la sécurité que le stockage à sec[12], ce qui ne signifie pas que tous les risques soient maitrisés, notamment en cas de séisme[13],[14]. En amont, avant la construction dune centrale, des études prospectives doivent correctement dimensionner la piscine (avec une marge de sécurité), en fonction du volume, de la masse et de la nature et composition des objets quelle devra contenir (cf. Teneur en matière fissible, température, intégrité…). Lopérateur en France doit déclarer dans un « rapport de sûreté » le type de combustibles prévus ou autorisés pour chaque piscine[15].

Une fois la piscine en service, trois priorités pour lopérateur sont de veiller à

  1. un refroidissement suffisant du contenu de la piscine. Quand un réacteur est à larrêt pour maintenance (ou en cas de perte des sources électriques du réseau national), un groupe électrogène (diesel) de secours (lui-même doublé par sécurité) assure automatiquement lalimentation des équipements indispensables au refroidissement de la piscine est stocké le combustible. Deux voies d'alimentation électrique sont prévues, chacune secourues par un groupe électrogène en cas de problème, lune des deux devant toujours rester disponible[16].
  2. à ce que le niveau de leau dune piscine chargée ne baisse pas sous le seuil de sécurité (qui en réalité varie selon la quantité, lâge, le type et létat du combustible stocké), le risque maximum étanten cas de fuite importante ou vidange accidentelle - la mise au sec (« dénoyage ») de tout ou partie du combustible (qui semble avoir par exemple eu lieu au Japon à Fukushima en 2011][17]).
    Le problème concerne notamment les usines de retraitement qui doivent stocker une grande quantité de combustible usagé en piscine. Un « Programme de recherche pour létude du comportement dassemblages combustibles entreposés en piscine à La Hague en cas de dénoyage » a été financé de 1997 à 2000[18] en France, par lIRSN avec Areva, pour lun des plus gros site de stockage du monde de nombreux paniers dentreposage de combustibles sont immergés de manière assez dense pour «  séchauffer, se déformer, voire perdre leur étanchéité  » en cas de dénoyage[18]
  3. préserver et entretenir lintégrité du système et son bon fonctionnement,

Il est en cela aidé par des « règles générales d'exploitation » (visées et validées par l'Autorité de sûreté nucléaire) et des « prescriptions techniques » qui sappliquent à chaque type de piscine et installations connexes[19].
Pour des raisons de sécurité la surveillance électronique du niveau de leau à partir de la salle de contrôle via un capteur de niveau est doublée par une surveillance humaine (mesure visuelle directe et périodique du niveau de leau au moyen dune toise).
En France, les règles générales dexploitation veulent que toute manutention dassemblages de combustibles soient stoppées dans lheure qui suit lindisponibilité du capteur de niveau.

Dans certains cas (succession des accidents nucléaires induits par le tremblement de terre de mars 2011 au Japon), cela na pas suffit ; les opérateurs ne pouvant rester dans le bâtiment suite à des explosions dhydrogène ou à des évacuations lors dalerte réelle « tsunami », « incendie », ou « tremblement de terre », et les capteurs ne fonctionnant pas en raison de la panne des générateurs diesel de secours et de la perte de connexion avec le réseau électrique national.

Une baisse intempestive du niveau de leau, déclenche un système de sûreté qui doit injecter automatiquement de leau borée dans la piscine pour compenser sa perte de capacité de refroidissement (et si le bore est accidentellement indisponible, en France, toute opération de déchargement doit être interrompue dans lheure[20]. Lors du déchargement du combustible du réacteur, on introduit en effet dans la piscine un combustible encore très chaud et actif. Leau de la piscine doit donc être correctement borée pour contrôler, et prévenir ou arrêter toute possibilité de redémarrage intempestif de réaction nucléaire ; De même pour le combustible en attente de chargement dans la cuve dun réacteur [21].

Outre son niveau, la qualité chimique et physique de leau (teneur en bore, ions chlorures[19], oxygène, radioactivité, etc.) doit donc également être régulièrement suivie. Des opérations périodiques de purification de piscines ont lieu[22].

Comme il existe un risque de dégazage dhydrogène à partir de lhydrolyse dans la piscine, ou de dégazage diode ou dautres radionucléides en cas daccident, la qualité de lair doit aussi être surveillée. Le « bâtiment réacteur » et sa piscine ou le cas échéant le « bâtiment combustible » disposent dun système autonome de ventilation et filtration de l'air intérieur, qui vise à éliminer la radioactivité de lair ambiant (piège à iode) et en cas d'accident, à limiter les risques de concentration dhydrogène explosif[23]. Le système de ventilation doit aussi pouvoir confiner déventuels gaz ou aérosols radioactifs par une légère « mise en dépression » du bâtiment[24].

Un dispositif (ex : deux « chaîne » ; KRT 033 MA, et KRT 032 MA en redondance) mesure le rayonnement gamma ambiant dans le bâtiment contenant la piscine d'entreposage du combustible[25]
Quand il faut décontaminer une piscine, l'exploitant dispose de capteurs de flux neutronique pour mesurer le niveau de dangerosité du milieu (Ces capteurs permettent de vérifier labsence de démarrage de toute réaction nucléaire). En France, il ne peut commencer la décontamination que sil a vérifié que ce capteur est bien opérationnel et plus précisément que si « l'ensemble des chaînes de mesures de flux neutronique »[21] lest.

Caractéristiques techniques

  • Ces piscines doivent rester parfaitement étanches et donc être construites selon des normes antisismiques (qui pourraient être renforcées après l'accident nucléaire de Fukushima) ;
    Dans certains cas (superphénix par exemple, les locaux techniques utilisés pour le transfert du combustible du réacteur à la piscine de désactivation sont dits «  cellules blindées », car constitués d'enceintes étanches destinées empêcher toute dissémination de matières radioactives[26].
  • Leur fond est équipé sur 4,3 mètres de hauteur d' « étagères (ou râteliers) de rangement ». Ces dernières permettent dentreposer les assemblages de combustible retiré du réacteur, tout en les disposant de manière à empêcher une situation de "criticité" via une réaction nucléaire en chaîne qui se produirait si les « crayons » (ou aiguilles) de combustibles étaient stockés les uns contre les autres. Ils supportent une charge très importante (luranium est encore plus lourd que le plomb) et en cas de séisme important, sils ne sont pas amortis ; «  les mouvements des râteliers sont susceptibles d'endommager la paroi de la piscine, conduisant à une rupture d'étanchéité ». Cest pourquoi, ces râteliers sont équipés de « vérins antisismiques ayant pour fonction de permettre leur dilatation thermique lente et, en cas de séisme, de limiter les efforts sur les parois de la piscine »[27].
  • Une épaisseur deau minimale de 2,4 m à 3m [28] est nécessaire au dessus du combustible pour absorber le rayonnement. Ces piscines ont au moins 12 m de profondeur pour un petit réacteur, plus de 20 m pour un gros réacteur (22,15 m par exemple pour la centrale nucléaire de Golfech, avec une hauteur de 21,15 m temporairement tolérée par les spécifications techniques, s'il n'y a pas de manutention de combustible en cours[29]) pour que lon puisse accueillir et manipuler le combustible dans de bonnes conditions de sécurité ;
  • La Qualité de l'eau est étroitement contrôlée pour éviter que le combustible ou de sa gaine ne se dégradent sous leffet de la corrosion (qui peut être accélérée en présence de biofilms bactériens constitués de bactéries résistantes à la radioactivité) ou doxygène dégagé par lhydrolyse de leau ;
  • Toutes ces piscines sont dotées dun système de mesure de la température et de réfrigération constante de leau. Ce système nécessite une alimentation électrique (pour le fonctionnement des pompes), sécurisé par un ou deux systèmes de secours (des groupes électrogènes qui prennent automatiquement le relai en cas de problème).
    Selon les pays ou les cas, les assemblages de combustible sont ainsi refroidis de 3 à 6 ans en piscine près du réacteur puis encore conservé sous l'eau durant 10 à 20 ans avant d'être envoyés en retraitement, en stockage en fûts, ou stockage à sec.
    Par sécurité, le système de refroidissement dune piscine de stockage de combustible est doublé (constitué de 2 voies incluant chacune une pompe et un échangeur thermique. « Quand du combustible est présent dans la piscine, les deux voies doivent être disponibles, une pompe étant en fonctionnement tandis que l'autre reste disponible en secours » [8].

Entretiens et décontaminations périodiques

Quand la piscine est vidée, les opérateurs de la décontamination y pénètrent, protégés par une tenue étanche ventilée (qui rend cependant difficile la lecture dun radiamètre ou dosimètre opérationnel[30].
Ils utilisent des agents moussant décontaminants, appliqués sur les parois puis rinçés à l'eau. Leau de rinçage doit ensuite être traitée. Ce travail est parfois difficile.
LASN rapporte ainsi le cas dun chantier de décontamination de la piscine du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville « des difficultés techniques et organisationnelles se sont succédé, conduisant à prolonger notablement l'intervention (environ 19 heures au lieu de 6). En particulier, il a été impossible de vidanger les effluents et notamment les particules radioactives, accumulés en fond de piscine après rinçage. L'intervenant a utilisé un seau pour écoper et a débloqué manuellement l'évacuation des effluents. Des particules radioactives ont été récupérées manuellement à l'aide de chiffons et mises en sac. Ce sac s'est révélé avoir un débit de dose au contact supérieur à 1Sv/h. La prolongation de l'activité aurait pu porter la dose annuelle reçue par l'intervenant au-delà de la limite réglementaire de 20 mSv. »[30]. Un des sous-traitant a ce jour intégré une dose journalière de 4,28 mSv, et à l'issue de ce chantier, de 19,33 mSv (pour une limite réglementaire de 20 mSv) [30].

Prospective

A cause de lallongement de la durée de fonctionnement de la plupart des centrales (par rapport à ce qui était initialement prévu), certaines piscines de désactivation pourraient être saturées. LAutorité de sûreté nucléaire américaine estime ainsi que la plupart des centrales nucléaires des Etats-Unis seront verront leurs piscines de combustible usé pleines ou surchargées avant 2015, ce qui nécessitera la construction ou l'utilisation dautres zones stockage temporaire [31].

La réglementation a évolué aux États-Unis pour permettre une -organisation du rangement des crayons usagés dans les piscines, afin de maximiser lefficacité dans le stockage peut être réalisé[32].

Tendance générale aux dépassements de capacité, et impacts sur la sécurité

Lattention du public et de nombreux spécialistes a été longtemps focalisée sur les risques induits par les réacteurs ou le transport du combustible, mais le problème du stockage pose également des problèmes croissant, tant dans laval de la filière (absence de solution durable de stockage sans risque des déchets ultimes) que dans lamont ou les stades intermédiaires (en piscines notamment) [33]
Dans un contexte de difficulté à créer de nouvelles centrales et en Europe et aux Etats-unis de privatisation et dérèglementation du marché de lénergie, des opérateurs (EDF en France) cherchent à réduire le temps dimmobilisation de chaque réacteurs pour leur faire produire le plus délectricité possible. Le délai moyen entre larrêt à froid et la fin du transfert en piscine est ainsi de plus en plus court, ce qui se traduit par une augmentation de la puissance résiduelle du combustible entreposé en piscine de désactivation à chaque arrêt de tranche. De plus, dans le monde, des réacteurs conçus pour de luranium ont été transformés pour accepter du Mox (ex réacteur n°3 de la centrale de Fukushima au Japon), moins stable, enrichi en plutonium, plus riche en ruthénium (qui en présence dair soxyde et forme des oxydes beaucoup plus volatils [34],[35]) et plus toxique en cas de fuite dans les gaines de crayons combustibles. La puissance de certains réacteurs a aussi été augmentée au cours de leur vie.
Or, même si quelques moyens de mieux rentabiliser le volume disponible ont été trouvés (Ex : utiliser des crayons anciens dont la radioactivité a déjà diminué comme blindage pour du combustible usagé encore très actif, récemment déchargé du réacteur [36], stockages en assemblages plus denses…), la capacité volumique des piscines ni leur capacité de refroidissement ne peuvent suivre les évolutions non prévus par les concepteurs des centrales. De plus, un usage anormalement « intensif » des piscines nest pas sans risques nouveaux. Elles sont plus longues et difficiles à utiliser, vider, nettoyer, surveiller et peut être plus vulnérables aux risques sismiques ou à de microdégradations dues à la radioactivité ou à des accidents graves de criticité et de feu « contagieux » de Zircaloy (famille d'alliages du zirconium) en cas de vidange accidentelle (risque récemment rappelé par la NRC mais identifié dès les années 1970 quand certains opérateurs de réacteurs à eau légère voulaient déjà utiliser racks de stockage à haute densité ; Ce risque de feu serait réduit dun ordre de grandeur avec un stockage peu dense, mais ce dernier implique des investissements supplémentaires que les opérateurs ne semblent pas envisager, dautant quà lui seul, il ne garantit pas le risque de fonte de cœur en cas de fort tremblement de terre[37].
Partout dans le monde, des réacteurs fonctionnent avec des piscines qui sont près des limites de capacité que leur ont attribué leurs concepteurs[33]. En France, lIRSN considère cette situation « anormale » et constate que « de ce fait, les installations participant à la sûreté du stockage des assemblages se trouvent aujourd'hui exploitées au-delà des limites définies dans les rapports de sûreté des centrales nucléaires ». Sur la base des retour d'expérience dont il dispose, et sur la base du « réexamen de la sûreté effectué sur les réacteurs de 900 MWe d'autre part », que ceci sest traduit par de contraintes dexploitation supplémentaires en attendant des solutions plus définitives devant à améliorer globalement la conception et l'exploitation des installations de stockage du combustible usé dans les centrales nucléaires. Pour lIRSN, des accidents de type vidange rapide dune piscine, incendie ou inondation du bâtiment de combustible « pourraient de ne pas être maîtrisés dans létat actuel des installations »
EDF étudie de son côté des solutions de meilleure sécurisation du stockage du combustible usé et alléger les contraintes actuelles sur l'exploitation des piscines de stockage des réacteurs de 900 MWe. Un contrôle amélioré et mieux instrumenté du refroidissement et du niveau deau et une amélioration des procédures des moyens dappoint (en eau et en électricité, dont on a vu limportance au Japon en cas de crise multiple de type «  Genpatsu-shinsai ») et des procédures sont partie des pistes de travail. LIRSN encourage EDF sur cette voie, mais dans l'attente a été décidé en 2002 de maintenir quelques mesures compensatoires définies en 1998, à adapter aux réacteurs plus récents et plus puissants (1300 et 1450 MWe)[38].
En 2010, pour faire face aux dépassement de capacité des piscines, dans certains pays on envisage un stockage complémentaire en fût à sec[33].

Réfrigération

L'eau de la piscine de carburant est borée, filtrée et refroidie en permanence, en circuit fermé, pour évacuer la chaleur produite par les assemblages de combustible irradié. Des pompes électriques font circuler l'eau de la piscine de combustible irradié dans un système déchangeurs thermiques avant le la réintroduire, refroidie dans la piscine de désactivation. En conditions normales de fonctionnement la température de leau ne doit jamais monter au-dessus dun seuil fixé par les spécifications techniques d'exploitation, par exemple sous 45°C pour la centrale nucléaire de Gravelines[8] ou 50 ° C (120 ° F) pour dautres types de centrales [39].

Le scenario dune radiolyse importante de leau en condition humide, c'est-à-dire de sa dissociation en hydrogène et oxygène par les effets combinés de la haute température et des rayonnements ionisants (α, β, γ) avec de l'eau [40], avec éventuel effet catalytique de métaux contenus dans les gaines de combustibles est redouté, car susceptible de produire une explosion dhydrogène.

Pour cette raison, l'air des bâtiments contenant les piscines de stockage doit être constamment surveillés et éventuellement traités en cas de présence dhydrogène (ventilation, injection dazote comme lors de laccident nucléaire de Fukushima…).

Alternatives ou variantes possibles

  • Plutôt que davoir à coûteusement gérer durant des années ou décennies des stocks en piscine et afin de minimiser le risque d'une poursuite de la Fission nucléaire dans le combustible usagé ainsi entreposé, il a été proposé en République populaire de Chine de valoriser cette chaleur résiduelle en construisant une réacteur nucléaire de 200 MWt qui utilisera du combustible usagé pour le chauffage par un réseau de chaleur et pour le dessalement deau de mer. Il sagirait en fait dun système de type « réacteur piscine » (Pool-type reactor), fonctionnant à pression atmosphérique, ce qui selon les promoteurs du projet réduira les exigences techniques pour la sécurité [41].
  • Une autre solution proposée a été de construire des réacteurs plus grands dont une partie jouerait le rôle de piscine de désactivation (stockage à chaud, ou à vocation de préchauffage de leau du réacteur), mais outre un risque accru de dégradation de crayons avec pollution du circuit primaire, une autre piscine de stockage reste nécessaire pour le combustible neuf en attente de rechargement du réacteur[42].
  • Alfred Schneider, du Georgia Institute Of Technology après avoir travaillé sur un petit réacteur nucléaire mal conçu (le PM3-A, installé dans la base américaine de McMurdo en Antarctique en 1962-63) qui produisait des « quantités considérables » et dangereuses dhydrogène[40], a envisagé un réacteur similaire de faible puissance lon pourrait réutiliser le combustible usagé, mais sans chercher à limiter la production d'hydrogène par radiolyse de leau. Au contraire A. Schneider voudrait encourager la production dhydrogène par l'addition de catalyseur s et d'ions fixateurs dans l'eau de refroidissement. Cet hydrogène pouvant ensuite être récupéré et comprimé ou traité pour en faire un combustible ou être utilisé en pile à hydrogène[40]. Dans de leau très pure, le rendement de production d'hydrogène par irradiation de l'eau avec rayons β et γ est faible ( <1 molécule dhydrogène pour 100 électrons-volts d'énergie absorbée), mais ceci est largement à la réassociation rapide des espèces découlant lors de la première radiolyse. En présence dimpuretés, de catalyseurs ou dans certaines conditions physiques empêchant le rétablissement d'un équilibre chimique, la production nette d'hydrogène peut être beaucoup plus importante[40]. Un problème est que la réaction produit une molécule dOxygène pour deux molécules dhydrogène avec risque dapparition dozone ou de production radiolytique despèces réactives de l'oxygène facteurs de corrosion excessive des matériaux de construction du réacteur ou des crayons de combustibles.

Risques et dangers

Les dangers les plus évidents sont la radioactivité et toxicité des « combustibles » nucléaires et de leurs sous-produits, ainsi que de leur capacité à générer de lhydrogène par hydrolyse de leau ; Lopérateur doit à la fois éviter toute baisse intempestive du niveau de leau et son réchauffement excessif, sachant que moins il y a deau plus elle se réchauffe vite et moins elle joue son rôle de blindage liquide contre les radiations.

De nombreux risques sont identifiés, dont de mauvaise gestion, de déficiences du matériel, mauvais fonctionnement de matériels ou dinstallations, de non-respect des règles générales ou particulières d'exploitation ou de la périodicité des contrôles [19] (leur fréquence doit être « adaptée à leur importance pour la sûreté »[19]), à des erreurs humaines, des malveillances, etc..
Malgré la culture du risque que lindustrie nucléaire a développé et cherche à entretenir en son sein, et en dépit des nombreuses précautions prises pour éviter les défaillances techniques et accidents ou incidents, il en arrive parfois qui concernent directement ou indirectement la sécurité des piscines de désactivation ;

  • Les accidents peuvent survenir en amont du transfert ; ainsi, le 10 avril 2002, lors du déchargement du contenu du réacteur Superphénix dans le cadre de sa mise en arrêt définitif, un assemblage de combustible usagé sest décroché pendant son transfert du réacteur vers la piscine de désactivation. Dans ce cas, la chute a eu lieu dans une zone technique étanche, avant darriver à la piscine, sans conséquences sur le personnel ou l'environnement extérieur [26].
    - Le 20 septembre 2008, durant un arrêt de maintenance et rechargement du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Belleville, une pompe du circuit de refroidissement de la piscine du réacteur est restée « indisponible » 55 heures, alors que les règles générales dexploitation imposent ce type de réparation en moins de 16 heures [1].
  • Lintégrité dassemblages, des crayons (aussi dits « aiguilles » ; qui sont les tubes métalliques remplis de « pastilles » empilées de matières fissiles) peut avoir été dégradée dans le réacteur. Ils perdent alors ensuite des radionucléides dans leau de la piscine. La filtration de leau, puis la décontamination « manuelle » périodique de la piscine (vidée) visent à traiter ce problème.
    A titre dexemple, après avoir chargé le cœur du réacteur de Nogent 2 avec 193 assemblages de combustible un modèle nouveau dits « Pentix » (assemblages de 264 crayons chacun, la gaine métallique du combustible étant faite dun nouvel alliage plus résistant à l'irradiation), EDF a constaté que 23 de ces assemblages étaient dégradés, à cause de 39 crayons ayant perdu leur étanchéité, laissant fuir des radionucléides dans le circuit primaire (ceci serait du selon EDF à un « fretting » c'est-à-dire à une usure induite par vibration des crayons en pied d'assemblage)[43]. Dans un autre cas, dans la centrale de Cattenom en 2001, après une augmentation de radioactivité du circuit primaire constatée en 2000, un nombre « inhabituel » de crayon étaient dégradés (38 des 193 assemblages touchés, sachant que dans ce réacteur chaque assemblage rassemble 264 crayons). Un crayon était rompu, et deux étaient fissurés[4].
  • Des incident peuvent affecter le système de refroidissement, avec par exemple la fermeture par erreur, le 17 août 2010, dune vanne du circuit de refroidissement de la piscine dentreposage du « bâtiment combustible » de la Centrale nucléaire de Cruas-Meysse (4 réacteurs de 900 MWe, gérés à Cruas-Meysse (France) par EDF) , ce qui a provoqué larrêt du système de refroidissement de la piscine. Cet incident a été repéré et réparé assez rapidement pour quil soit resté sans conséquences selon lopérateur (classé « niveau 1 » sur léchelle de lINES)[44].
    Dans la même centrale de Cruas-Meysse, en février 2000, mais sur le réacteur n°1 en cours de chargement, à loccasion dun appoint en eau à la piscine, un agent a déconnecté lun des deux échangeurs refroidissant la piscine et a oublié de le reconnecter une fois lopération faite. Malgré un délai maximal réglementaire de 8 heures entre chaque vérification, léchangeur na été remis en activité que 21 heures après sa mise hors service[9] ; Or, quand la puissance résiduelle du combustibles stocké dépasse 5,45 MW, lexploitant doit brancher « en parallèle » les deux échangeurs sur le circuit de refroidissement pour en améliorer les performances[9]. Linertie thermique de la piscine et de ses parois laissent à lopérateur une certaine marge pour la réparation dun problème, si la piscine reste bien pleine (et dans le cas cité en exemple ci-dessus, la température na pas dépassé 35°C[9]), mais quil vaut mieux ne pas mobiliser, car les crises les plus graves sont souvent constituées dévènements en séries.
    Le risque de fuite du système de refroidissement est également à limiter au maximum, car son traitement est compliqué par le fait que leau de la piscine et de son circuit primaire de refroidissement est radioactive, et parce quil nexiste en outre généralement quun seul système de secours (dont léchangeur thermique peut comme on la vu ci-dessus être obligatoirement mobilisé en cas dentreposage dans la piscine de combustible inhabituellement ou fortement « chaud » [9].
    - malgré les précautions, des fuites se produisent parfois. Par exemple le 27 décembre 2001, une fuite s'est produite sur un des deux circuits PTR de refroidissement de la piscine du « bâtiment combustible » de la tranche 3 (alors en arrêt technique) de la Centrale nucléaire de Gravelines[45]. A ce moment, tout le combustible du réacteur était stocké dans la piscine. Les spécifications techniques veulent dans ce cas que les deux voies de refroidissement soient conjointement disponibles, une pompe étant en fonctionnement tandis que l'autre reste disponible en secours[45]. Le 27 décembre 2001, une fuite (début : +/- 12 L/h) sest produite au niveau dune soudure sur l'un des deux circuits de refroidissement de la piscine, et quandà la demande de l'ASN, EDF a contrôlé lautre circuit, des défauts y ont été constatés[45]. Près de 3 semaines plus tard (le 19 janvier 2002), l'exploitant constatait une aggravation de la fuite et plusieurs défauts, suiteselon lASN - à «  la mise en place de dispositifs inadaptés »[45]. Après plusieurs tentatives et après avoir fait appel à « ses compétences locales et nationales », le circuit non-étanche a pu être réparé (le 6 février 2002)
    - En mars 2005, une fuite du système de refroidissement de la piscine du réacteur BA de la Centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux (2 réacteurs de 900 MWe) a entraîné une vidange partielle de la piscine (le niveau ayant toutefois pu être stabilisée à 19,31 m (pour une hauteur minimale imposée par les spécifications techniques de 19,30m) par fermeture de la vanne, mais en interrompant de ce fait le refroidissement). Le temps que la fuite soit détectée et réparée, 23 000 litres d'eau contaminée se sont écoulés dans des locaux théoriquement confinés, (qui ont être décontaminés[46]), mais « En dépit du confinement assuré par les bâtiments et des aménagements destinés à recueillir les éventuelles fuites vers des rétentions prévues à cet effet, une quantité d'effluents actifs, que l'exploitant évalue à un maximum de 500 litres, s'est déversée dans le réseau de collecte des eaux pluviales du site qui est relié au « canal de rejet de la centrale » qui se déverse dans la Loire » (pour une charge radioactive estimée à 3 MBq en gamma total et à 257 MBq pour le tritium).
  • un autre risque est celui de débordement de leau radioactive dune piscine (dun bâtiment réacteur ou dun bâtiment combustible), suite à un tremblement de terre (comme au Japon en 2011), ou plus simplement en cas de dysfonction du circuit dévacuation des eaux réchauffées vers léchangeur thermique, comme cela est arrivé [47] le 3 juin 2010 sur le réacteur n° 4 ( à l'arrêt) de la Centrale nucléaire de Paluel( 4 réacteurs de 1300 MWe) à cause dune « mauvaise configuration d'une vanne » selon EDF[47].
    - Dans la Centrale nucléaire du Bugey (4 réacteurs de 900 MWe), le 7 septembre 2000 alors que 42 employés travaillaient au rechargement du réacteur à l'arrêt, la remontée inattendue dans le réacteur dune quantité importante dair sous pression a provoqué un débordement important du réacteur et de la piscine du réacteur (8 à 15 m3 - selon lASN - qui se sont répandus dans le bâtiment) [48]. Cet air comprimé a eu accès au réacteur à loccasion dun test (essai périodique d'ouverture) de lune des trois vannes contrôlant linjection deau borée dans le réacteur à partir des 3 réservoirs dacide borique[48]. Le réservoir correspondant avait été pressurisé à l'air pour un contrôle détanchéité et de résistance. L'air sous pression a été brutalement injecté dans la cuve du réacteur, et a provoqué le débordement de la piscine [48]. Une semaine après (le 15 septembre) un essai périodique programmé au mauvais moment a fait déborder 5 m3 deau dans le « système de récupération des purges » via le trop-plein de la piscine (incident classé niveau 0 de léchelle INES) [49], puis le 24 septembre, « une confusion de vanne a conduit à la vidange de 18 m3 deau de la piscine réacteur » (récupérés dans des réservoirs de traitement des effluents)[49].
  • Si larrivée deau connait des problèmes, le niveau de la piscine peut baisser sous un seuil critique, de même quen cas de vidange par erreur de la piscine[29], comme cela est arrivé le 25 octobre 2008, dans la piscine du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Golfech (France) une vanne de liaison du circuit de refroidissement du réacteur avec la piscine de désactivation a été ouverte par erreur lors de larrêt du réacteur. Le niveau deau de la piscine est alors descendu sous les 22,15 m (à 10h48), mais le personnel na pris conscience de cette baisse quà 11h05. Huit minutes plus tard, avant quon ne puisse corriger le problème, leau était déjà sous le niveau minimum de 21, 15m (à 11h13)[29]. Le niveau minimum requis a été retrouvé à 12h56, après remplissage de la piscine [29]. Pour ce cas, l'ASN a fait état de plusieurs lacunes dans la préparation de l'opération et l'analyse des alarmes[29].
  • Un autre risque est celui de fuite deau vers lextérieur, théoriquement impossible rupture des parois ou du système de refroidissement ou de vidange, mais qui sest accidentellement réalisée au moins deux fois en France ; le 26 mai 1997, puis le 14 août 2000 lors dune procédure de décontamination de piscine (du réacteur n° 2 de la Centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux) , suite à une contamination inhabituellement importante de la piscine, plutôt que dutiliser le jet d'eau à haute pression alimenté par la pompe du bâtiment, lopérateur a choisi dutiliser une pompe plus puissante installée sur un camion stationné dehors ; « L'extrémité de la lance étant située à 20 m au-dessus de la pompe, de l'eau de la piscine a reflué et a, faute de tout dispositif d'isolement, atteint l'appareil de nettoyage puis la voirie du site suite au dysfonctionnement d'une soupape », inondant la voirie sur environ 20 m2 (sans que personne ne soit touché, mais avec une contamination de la voirie estimée à 3 méga Becquerel, rapidement balisée, protégée de la pluie puis traitée)[50].
  • Des défauts techniques peuvent aussi affecter les systèmes de surveillance ou confinement/ventilation/filtration de lair intérieur. Ainsi à Gravelines, un type de clapet susceptible de mal se fermer équipait chacun des bâtiment-combustible abritant pour chaque réacteur la piscines de désactivation ou de stockage de combustible. Après constat du dysfonctionnement (le 3 janvier 2003 dans le bâtiment du réacteur n°2 alors en production) tous les clapets ont été changés pour éviter quen situation accidentelle, de l'air contaminé puisse, pour partie être rejeté à l'extérieur, en contournant les pièges à iode[51]. EDF a ensuite constaté que ces clapets étaient aussi utilisés dans les bâtiments abritant les piscines 1 et 2 de Saint-Laurent-des-Eaux, dans ceux des réacteurs 1, 2 et 3 de Cruas, du réacteur 1 de Chinon, du réacteur 1 du Blayais et des réacteurs 3 et 4 du Tricastin, puis a selon lASN corrigé le problème[52].
  • le risque dit « humain » dactions inadéquates pour le système ou de non-respect des prescription existe toujours, ainsi ;
    - le 1er mai 2003 (jour férié en France), lors dopérations concernant la piscine de la tranche 3 de la Centrale nucléaire de Chinon (4 réacteurs de 900 MWe), «  une succession d'erreurs a conduit à la modification du lignage (c'est-à-dire du branchement des tuyauteries et des ouvertures et fermetures de vannes) » et par suite « à la vidange lente de la piscine ». Une alarme a alerté lopérateur qui a mis 15 minutes pour réparer ses erreurs[53].
    - le 8 octobre 2008, lors du nettoyage de la piscine du réacteur n°1 (à l'arrêt pour rechargement), la pompe de charge du « circuit du contrôle volumétrique et chimique » a été mise hors-service, {{Citation|ce qui n'est pas permis par les règles générales d'exploitation [54].
    -Durant près de 4 jours (du 4 au 8 novembre 2010), le capteur de deau du circuit primaire du réacteur n° 2 de la Centrale nucléaire de Civaux, isolé par des vannes fermées est resté indisponible alors que lon rechargeait une partie du cœur du réacteur et effectuait des opérations de maintenance et une manipulation de combustible depuis le 5 novembre 2010 [55].
    Lors du déchargement du réacteur 1 de la Centrale nucléaire de Cattenom, e 13 septembre 2010 un agent de conduite a - par erreur - fermé la vanne du système dinjection automatique deau borée dans la piscine. Lerreur na été détecté que 1h20 après, alors que - dans ce cas - larrêt des opérations de déchargement est exigé dans lheure[20].
    - Le 28 septembre 2006, suite à la prise dun échantillon deau pour analyse, un employé a oublié de fermer une vanne de la piscine de l'atelier pour l'entreposage du combustible du Réacteur super Phénix (Réacteur nucléaire à neutrons rapides de Creys-Malville, ce qui a causé la vidange partielle de la piscine, leau étant descendue sous le « niveau bas ». Un appoint manuel deau a été fait, mais lopérateur nayant pas réussi à immédiatement trouver l'origine de cette vidange partielle, la vidange sest poursuivie nécessitant un nouvel appoint le lendemain et ce nest que deux jours après (le lundi 2 octobre) que grâce aux plans des canalisations lopérateur a pu identifier la vanne anormalement restée ouverte depuis 5 jours, alors quun évènement semblable était déjà advenu en octobre 2004 selon lASN[2].
    Le 29 septembre 2005, lors du déchargement du réacteur n° 1 de Fessenheim, un essai mal conçu de décharge de batterie électrique a induit une coupure de courant sur un tableau électrique, causant conjointement un arrêt des pompes du système de refroidissement de la piscine de stockage du combustible, la perte du moyen de mesure de la réactivité, et la perte du moyen de mesurer le taux de bore dans le réacteur, ainsi [56].
    Au Blayais, alors que des assemblages de combustible étaient en cours de manipulation, le 9, puis le 10 septembre 2005, des travaux de maintenance sur un capteur de mesure de débit a deux fois conduit à l'arrêt automatique de la ventilation du « bâtiment combustible » (durant 15 minutes) avant l'arrêt des opérations de manutention[24].
    -Il est aussi arrivé quune partie du système de refroidissement de secours (pompe et tuyauteries) soit provisoirement détourné pour un autre usage («  opération d'appoint en eau sur un autre circuit » dans lexemple qui suit), ce qui dans la centrale nucléaire de Gravelines, le 28 février 2003, alors quun combustible chaud était entreposé dans la piscine a conduit à ne pas pouvoir mobiliser léchangeur thermique de secours en plus de celui qui était en service, comme limposent les conditions compensatoires de la dérogation autorisant, sous certaines réserves, à stocker ce type de combustible à plus forte activité. Lincident a pu être réparé avant que la température de la piscine natteigne 45°[8]. Parfois un opération se fait après autorisation de lautorité de sureté, mais avec des moyens non réglementaires (Ex : congélation dune des tuyauteries du circuit de réfrigération de la piscine du réacteur n°6 de la centrale de Gravelines pour pose d'une vanne d'isolement (sans arrêter le circuit PTR deau borée) ; lopération était autorisée, mais pas au moyen dazote liquide comme cela a été fait[57])
    LASN a plusieurs fois constaté dans une même centrale la perte brève (quelques minutes), mais simultanée de deux systèmes de secours en alimentation électrique (nécessaire au refroidissement de la piscine), dans la tranche n°1 (en2002) puis n°2 (en 2004) de la Centrale nucléaire de Cattenom. A larrêt de ces réacteurs pour maintenance - alors que le combustible était stocké dans la piscine, les deux moteurs diesel de secours ont été simultanément indisponibles durant quelques minutes (lun des moteurs était en maintenance et une vanne dadmission dair de lautre moteur avait été inopinément fermée[16] et dans la tranche 4 , une autre fois cest un mauvais câblage dans une armoire électrique qui a rendu un des diesels de secours indisponible durant un arrêt pour maintenance du réacteur[58].
    -Des inventaires mal faits peuvent poser problème [59]; le CEA a ainsi égaré un crayon combustible " Icare " au LAMA en 1997[59], en a trouvé deux de provenance inconnue en 1999 au centre de Saclay, et en a trouvé un, également dorigine inconnue dans la piscine du réacteur Mélusine (selon linventaire déclaré à lASN par le Centre CEA de Grenoble le 8 septembre 2000) [59]. Alors même que la perte ou le mauvais étiquetage ou la mauvaise gestion de combustible peut conduire dans les cas les plus graves à un accident de criticité tel que celui survenu à Tokai-Mura (Japon) en 1999 rappelle lASN [59].
  • Dautres risques concernent la sécurité du personnel. Ils sont souvent du à des problèmes inattendus associés à un dysfontionnement ou à un processus de réparation intervenant à un moment inadéquat. Par exemple, dans la Centrale du Bugey, un débris métallique particulièrement irradiant (introduit avec une vis extraite du réacteur), s'est fixé - sans avoir été détecté - sur l'outillage automatique utilisé pour les opérations de manipulation en piscine de la tranche n°2 du réacteur de la Centrale nucléaire du Bugey. Cet outillage est régulièrement sorti de l'eau lors de son utilisation. Dans ce cas la « balise de détection » de la radioactivité n'ayant pas fonctionné, un employé (sous-traitant) à cru à un dysfonctionnement de son dosimètre (qui affichait 7,38 mSv, mais le développement du film dosimétrique a montré quil avait reçu 17 mSv, ce qui était suffisant pour saturer son dosimètre électronique). Lemployés qui a remplacé le précédent a également été significativement irradié[60].
    -Dautres problème enfin, sont liés à certains comportements impulsifs ou peu prévisibles [61] quun technicien se jette volontairement dans une piscine des combustibles irradiés étaient entreposés (en loccurrence, celle de la station de traitement des effluents et déchets solides du CEA de Cadarache) ; il ny est resté que moins dune minute, na pas bu deau et aurait été peu contaminé « Certains propos tenus par l'agent avant son acte indiquent que son geste était sans doute volontaire » rapporte lASN qui précise que l'incident a été classé au niveau zéro sur l'échelle INES[61].
  • Les piscines sont équipées de filtres qui se chargent de radionucléides et doivent être périodiquement changés. Le conditionnement du déchet (le filtre usagé) dans une coque en béton doit être conduit avec précaution, mais le nettoyage final du local également (cest en nettoyant le local au nettoyeur à eau à haute pression, le 11 mars 2005, que 8 agents de la Centrale nucléaire de Cattenom se sont ainsi contaminées (avec contamination interne pour 6 dentre elles), a priori par des particules radioactives quils ont mises en suspension dans lair[62].

Les risques externes

Ils incluent les dommages dont lorigine est indépendante de lopérateur et du matériel, pouvant être causés par exemple par des tremblements de terre, ou avec une moindre probabilité par la chute dun avion ou dun météore, par un tsunami, ou encore de malveillance ou dattaques terroristes.
Ces situations peuvent en outre elles-mêmes révéler des défauts matériels ou de conception non repérés en fonctionnement normal, ou encore être suivies derreurs humaines, éventuellement en cascade (effet domino).
La gestion de crise est rendue plus complexe quand plusieurs problèmes se manifestent en même temps ou sur plusieurs piscines, réacteurs ou centrales comme cela a été le cas au Japon en 2011 lopérateur (TEPCO) a été confronté à la défaillance de plusieurs piscines et réacteur, dans un contexte ou le tremblement de terre et le tsunami lavaient privé délectricité et de moyen de pompage.

Le cas des séismes

Le risque nucléaire est généralement associé à la perte dintégrité du cœur, mais le séisme de magnitude 9 survenu au Japon en mars 2011 et qui a notamment affecté la centrale nucléaire de Fukushima avec un accident de type « Genpatsu-shinsai » a rappelé que les piscines peuvent aussi être impliquées dans des accidents graves, notamment à cause du risque dexplosions dhydrogène, qui au Japon ont endommagé des piscines ou soufflé les enceintes qui les abritaient et endommagé tous les systèmes de secours prévus, exposant des combustibles à lair[63],[64],[65].

En France

Dans un réacteur classique tels que ceux utilisés en France (REP), chaque piscine est fonctionnellement associée au réservoir PTR, qui contient leau borée destinée à remplir la piscine du bâtiment réacteur lors du déchargement / rechargement. Ce réservoir PTR sert aussi de réservoir de secours pour le refroidissement du cœur du réacteur en cas daccident , via des systèmes « RIS » (système d'injection de sécurité) et/ou « EAS » (système d'aspersion de l'enceinte) [66] ;

En 2000 une anomalie de conception des réservoirs ASG et PTR des bâtiments-réacteurs des centrales du Bugey et de Fessenheim est détectée par lASN. Suite de l'anomalie générique de conformité relative à la résistance au séisme de réservoirs d'eau de plusieurs réacteurs de 900 MWe d'EDF;

Ces anomalies poseraient problème (perte possible dintégrité) en cas de séisme de forte intensité[66]. En août 2000, lASN invite EDF à étudier ses autres réacteurs à la recherche de problèmes identiques[66] ; Cinq autres centrales semblaient présenter un défaut similaire de conception anti-sismique : les réservoirs ASG et PTR de Chinon, du Blayais et du Tricastin risquaient de ne pas pouvoir supporter un séisme de très forte intensité et les réservoirs ASG des centrales de Dampierre et Saint-Laurent étaient également concernés. Le 14 octobre 2002, EDF a reconnu une « erreur de conception affectant la résistance au séisme des réservoirs PTR et ASG des réacteurs du Blayais, de Chinon, Dampierre, Saint-Laurent et du Tricastin »[66].

LASN avait jugé que ceci pouvait « affecter la sûreté de plusieurs réacteurs en cas de séisme »de forte intensité, et classé l'incident au niveau 1 de l'échelle INES [66]. Une décision ASN du 3 avril 2001 a imposé des corrections, achevées par EDF en 2002 pour Fessenheim, entre2004 et 2005[66]. Dautant que dans la piscine même, en cas de violent séisme les mouvements des lourds râteliers chargés de combustible peuvent endommager les parois de la piscine si leurs vérins amortisseurs fonctionnent mal (En France, le 11 septembre, EDF a déclaré une absence de maintenance sur les râteliers des piscines des réacteurs de 11 centrales (celles de Bugey, Cruas, Blayais, Tricastin, Gravelines, Saint-Laurent, Dampierre, Chinon, Paluel, Flamanville et Saint-Alban.). En Février 2000, EDF a lancé une procédure de maintenance de ces vérins [27]. Suite à ce travail, EDF a en outre identifié (communication à lASN du 28 octobre 2003) une autre « erreur de conception affectant la résistance au séisme de certaines tuyauteries des réacteurs du Blayais, de Chinon, Cruas, Dampierre, Gravelines, Saint-Laurent et du Tricastin » au niveau des connexionstuyauteries-réservoir qui risquaient de ne pas résister à un fort séisme, risquant de priver lopérateur du système d'injection de sécurité et/ou daspersion deau bromée [67]. Selon lASN, «  Les résultats de ces investigations ont permis de démontrer que la tenue de celles-ci est acquise, à l'exception d'une seule, pour le plus fort séisme historiquement connu au voisinage de chaque site, dit SMHV (séisme maximal historiquement vraisemblable). Toutefois, EDF indique que la tenue de certaines de ces tuyauteries au séisme pris en compte dans le dimensionnement des réacteurs (SDD), d'une intensité supérieure au SMHV, n'est pas acquise.  ». EDF a alors prévu (dans les trois mois) des « modifications permettant de restaurer la tenue au séisme de très forte intensité de ces tuyauteries » De nouveaux tests devraient être faits en France et en Europe, suite au retour dexpérience des accidents nucléaires de mars 2011 au Japon.

Vulnérabilité physique

Les réacteurs sont entourés de murs de béton spécial, armé et précontraint, épais de 1.2 m aux USA. Les piscines elles-mêmes semblent solidement construites, mais ce nest généralement pas le cas des bâtiments les abritant, qui sont "construits en matériaux conventionnels et a priori vulnérables à la collision dun avion ou à des explosifs[68], ou comme on la vu à Tchernobyl et au Japon en 2011, très vulnérables à une explosion dhydrogène.

Le Dr. Kevin Crowley du Nuclear and Radiation Studies Board alertait déjà en 2003 sur le fait que les piscines sont plus vulnérables que les réacteurs à une attaque malveillante, qui si elle réussissait à propager un feu de zirconium relarguerait une grande quantité de radionucléides dans lair [69]. La Nuclear Regulatory Commission a considéré après les Attentats du 11 septembre 2001 quune meilleure protection des centrales nucléaires étaient requise[70]

En 1997, Le Brookhaven National Laboratory a estimé quune destruction catastrophique dune piscine nucléaire pourrait couter la vie à 138,000 personnes et contaminer 2,000 sq2. (soit 5,200 km2.) de terres [71].

Recherche

Diverses études sur la sécurité du stockage en piscine sont périodiquement publiées. En France, le Service d'évaluation de la Thermohydraulique, de la Conduite, des Cœurs et des Combustibles (ST3C) fait partie des structures de recherche travaillant le comportement des assemblages combustibles en situation normale et dégradée, dont en piscine[72]. Les accidents récents de Fukushima au Japon (2011) vont probablement apporter des retours dexpérience utiles aux chercheurs et aux opérateurs techniques du nucléaire. Cest en effet la première fois quune perte de contrôle[73] aussi grave, longue et importante a eu lieu (et sur plusieurs piscines durant la même période), alors que lopérateur TEPCO, estimait encore laccident de criticité très peu probable meme si les barres étaient dénoyées [74], comme de nombreux experts [75],[76] ,[77]


Voir aussi

Animation (faites pour le New-York Times) 3D présentant une piscine de désactivation et illustrant l'importance du niveau de l'eau

Articles connexes

Bibliographie

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  • Laurent Beloeil Thèse de doctorat de l'Université d'Aix-Marseille I : Etude d'un accident de criticité mettant en présence des crayons combustibles et de l'eau hors réacteur de puissance , Soutenue le 30 mai 2000 (Résumé, avec IRSN / Service de recherche en sûreté et criticité (SRSC))

Liens externes

References

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