de ce circuit jusqu’à déclencher l’ouverture de la vanne de décharge du pressuriseur, dont le rôle est d’évacuer l’excès de vapeur vers un réservoir et donc de diminuer la pression dans le circuit primaire. Lorsque le refroidissement par les générateurs de vapeur est rétabli et que la pression du circuit primaire atteint le seuil de fermeture de la vanne de décharge du pressuriseur, une troisième défaillance se produit : la vanne de décharge du pressuriseur reçoit l’ordre de se fermer, mais reste coincée en position ouverte, d’où la perte de fluide primaire par cette vanne. Les opérateurs qui vérifient l’indicateur de position de la vanne de décharge du pressuriseur, voient « vanne fermée ». Cette information est fausse. En effet, l’indicateur transmis en salle de commande est l’ordre reçu par la vanne et non sa position réelle. Sous l’effet de la perte de fluide primaire, l’injection de sécurité démarre. Les opérateurs chargés de la conduite de la centrale concentrent leur attention sur le niveau d’eau dans le pressuriseur, afin d’éviter son remplissage. Devant la montée rapide du niveau d’eau dans le pressuriseur, et croyant la vanne de décharge fermée, les opérateurs arrêtent manuellement l’injection de sécurité. La représentation mentale de la situation qu’ont les opérateurs est fausse, ils manquent d’informations directes sur l’état du cœur du réacteur. Fusion du combustible puis remise en service de l’injection de sécurité Compte tenu de la vidange du circuit primaire, le refroidissement du combustible n’est plus assuré. Ceci conduit à sa dégradation, avec un fort relâchement de produits de fission du combustible dans le fluide primaire. Deux heures et 14 minutes après le début de l’accident, l’alarme de radioactivité élevée dans l’enceinte de confinement se déclenche. Les opérateurs ne peuvent dès lors plus ignorer que la situation est sérieuse. La vanne d’isolement du circuit de décharge est alors fermée, ce qui met fin à la vidange du circuit primaire. À ce stade de l’incident, de nouvelles alarmes de radioactivité se déclenchent, dont certaines hors du bâtiment du réacteur. Neuf heures et cinquante minutes après le début de l’accident, une explosion localisée d’environ 320 kg d’hydrogène provoque un pic de pression de 2 bars environ dans le bâtiment du réacteur, sans provoquer de dégâts particuliers. Il faudra les douze heures suivantes pour évacuer du circuit primaire l’essentiel de l’hydrogène créé par l’oxydation du Zircaloy et des gaz de fission incondensables relâchés hors du combustible lors de l’accident. Mercredi 28 mars 1979, 20h00 L’accident proprement dit est terminé. Plusieurs jours seront cependant nécessaires pour pouvoir éliminer l’hypothèse du risque d’une explosion d’hydrogène. Les dégâts subis par les éléments combustibles sont très supérieurs à ceux imaginés pour l’accident le plus grave étudié dans le cadre du dimensionnement de l’installation. On ne le constatera qu’en 1985, soit six ans plus tard, mais 45 % du combustible a fondu, entraînant avec lui des matériaux de gaines et de structures, formant ce qu’on appelle un « corium ». Une partie de ce corium, 20 tonnes environ, s’est écoulée sous forme liquide dans le fond de la cuve, sans heureusement la traverser, grâce peut-être à la formation d’un espace entre le corium et la cuve qui aurait permis la circulation de l’eau de refroidissement dans la cuve. Des conséquences minimes sur l’environnement Malgré la fusion partielle du cœur du réacteur et l’important relâchement de radioactivité dans l’enceinte de confinement, les conséquences radiologiques immédiates dans l’environnement ont été limitées. L’enceinte de confinement a en effet rempli son rôle. Les faibles rejets dans l’environnement ont été causés par le maintien en service d’un système de pompage des effluents du circuit primaire. Lorsque l’unité 2 (TMI-2) a subi son accident en 1979, l’unité TMI-1 a été déconnectée du réseau. Elle a été remise en fonctionnement en octobre 1985, malgré l’opposition du public, plusieurs injonctions des tribunaux fédéraux et des complications techniques et réglementaires. En 2009, son autorisation d’exploitation a été prolongée de 20 ans, soit jusqu’au 19 avril 2034. Cependant, le site étant déficitaire depuis plusieurs années, l’exploitant – Exelon –, a décidé d’en arrêter l’exploitation le 20 septembre 2019. Accidents nucléaires et évolutions de la sûreté et de la radioprotection • 13
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