Accidents nucléaires à la centrale de Fukushima Dai-ichi : Historique, évènements et conséquences

Immédiatement, la puissance électrique sur le réseau de distribution du Nord du Japon disparait. 13 réacteurs nucléaires à eau bouillante, BWR, dont les plus anciens datent du début des années 70, sont en première ligne sur la côte et sur trois sites : Fukushima Dai-ichi et Fukushima Daini, distants de 10 kms et Onagawa, plus au Nord. Certains sont à l’arrêt, - les trois réacteurs 4, 5 et 6 à Fukushima Dai-ichi et  les quatre de Fukushima Daini -. Tous les réacteurs en fonctionnement se sont arrêtés automatiquement. Il en est de même des centrales à flamme.

A Fukushima Dai-ichi, comme à Daini et Onagawa, les trois réacteurs en services ont été arrêtés avec la procédure d’urgence. Des moteurs diesels ont repris notamment l’alimentation des pompes de circulation et du circuit de refroidissement de la puissance résiduelle du cœur. Celle-ci pendant l’heure qui suit l’arrêt d’urgence est encore de l’ordre de 100 MW pour le coeur 1 et plus  pour les 2 et 3. Puis pendant 5 à 8 jours elle se situe au niveau de 12 et 20 MW. Dans la gestion de l’accident il était primordial de passer le cap des dix premiers jours environ.

Environ une heure après le séisme (cette heure a été  cruciale puisqu’elle a permis de diminuer notablement la puissance résiduelle), la vague du Tsunami est arrivée sur le site de la centrale de Fukushima Daiichi. Alors que les digues de protection avaient une hauteur de 6 mètres, il semble que la vague du tsunami ait atteint 14 mètres.

Cette vague déborde alors  la digue d’une hauteur de l’ordre de 6 mètres. L’eau met hors services les diesels de secours. Des batteries prennent le relais, puis s’épuisent. L’eau primaire des réacteurs en service se vaporise et passe dans l’enceinte. Puis elle recircule dans le cœur depuis le tore inférieur qui constitue la chambre de suppression de pression (Wet Well).

L’épuisement des batteries et la défaillance de la pompe de recirculation sur le réacteur 2 apparemment, stoppent ces recirculations d’une manière différée : rapidement le 11 mars dans l’après midi pour le réacteur 1, le 14 mars à la mi-journée pour le réacteur 2 et le 13 mars vraisemblablement dans la nuit pour le réacteur 3.

 

 

Le processus accidentel dans les cuves primaires des réacteurs1,2et 3.

Pour les trois réacteurs et dans un timing différent donc, cela enclenche le processus accidentel suivant. Il y a dénoyage progressif du cœur, la vapeur allant se condenser dans la chambre de suppression de pression. Des ruptures de gaines du combustible  du cœur se produisent provoquant  ainsi un premier relâchement des produits actifs présents dans l’espace combustible-gaine. Essentiellement des gaz rares Xenon et Krypton issus des fissions (produits de fission). Si le cœur continue à se dénoyer et vers 1400°C on passe à un phénomène d’amplification de l’augmentation de température des gaines et du combustible. Il y a une réaction chimique très exothermique entre le zirconium de la gaine en  zircalloy et la vapeur d’eau, qui produit également de l’hydrogène (sans doute de l’ordre de 300 à 500 kgs pour nos cas spécifiques). La température continue donc à monter  dans la partie du coeur envahie par la vapeur, les gaines fondent , ainsi que les matériaux de structure, puis le combustible. Le combustible, céramique de dioxyde d’uranium (UO₂) des cœurs 1 et 2fond à une tempréature d’environ 2840°C abaissée par un début de formation d’eutectiques[1] avec le zircalloy,  tandis que la fusion du MOx du cœur 3  se situe plutôt vers 2600°C  pour les mêmes raisons.

Au niveau des trois cœurs des réacteurs 1, 2 et 3 il y a eu des fusions et formation de corium en partie haute de manière plus ou moins importante puisque les historiques ne sont pas similaires. Parallèlement les combustibles en fusion relâchent des produits de fission gazeux ou volatils : isotopes de l’Iode, du Césium, du Tellure, du Lanthane, du Ruthénium, ..  dans l’écoulement de vapeur primaire où ils forment des aérosols, accompagnés d’éléments radioactifs venant de l’activation des matériaux gaine, structures et barres de contrôle ainsi que des produits de fission : Zirconium, Argent, Niobium, …

La vapeur d’eau venant du cœur va  dans la chambre torique de suppression de pression. Elle n’y est pas refroidie. La pression primaire monte, ce qui conduit à un relâchement de vapeur d’eau dans l’enceinte réacteur. Un chemin vers l’enceinte s’établit. Les gaz rares et l’hydrogène, ainsi que l’Iode pour une part à l’état gazeux,  se retrouvent ainsi dans l’enceinte. Les aérosols de radioéléments : particules d’iodure de césium (CsI)  notamment, y parviennent aussi par un processus dénommé « pool scrubbing » [les aérosols « voyagent » dans des bulles gazeuses au sein de l’eau condensée de la chambre torique].

Il est possible que la surpression  fissure le tore inférieur ou bien l’enceinte elle-même. C’est vraisemblablement ce qui s’est produit dans le réacteur 2 amenant un rejet de radioéléments plus importants et que l’on retrouve, fin mars, dans les fosses et puits de drainage du bâtiment turbine de l’unité 2.

L’enceinte elle-même finit par subir également une surpression qui conduit à des dépressurisations vers l’extérieur. Les gaz rares, dont une part est radioactive ainsi que l’hydrogène, l’Iode, les aérosols de CsI … sont ainsi rejetés vers l’extérieur.

La puissance résiduelle, qui subsiste dans le cœur après l’arrêt de la réaction en chaine  - de l’ordre de 140 MWth sur les premiers instants, pour les réacteurs 2 et 3, puis qui baisse à un niveau d’un peu plus de 20MWth et reste environ une semaine à ce niveau , est évacuée en marche normale à partir du circuit primaire de circulation de l’eau. Dans un premier temps, l’eau est envoyée dans un condenseur, puis lorsque la pression primaire baisse suffisamment un échangeur de chaleur prend le relais.

Si ce refroidissement du circuit primaire ne peut être assuré, comme après le Tsunami à Fukushima, la vapeur passe dans l’enceinte et se condense dans la chambre torique inférieure de suppression de pression. Un système d’évacuation en urgence de la puissance résiduelle est relié à la chambre torique. Dans le cas où ce circuit d’évacuation de puissance est hors service, la pression augmente dans l’enceinte et la chambre torique. La surpression dans l’enceinte et la chambre de suppression  de pression, limitée à environ5 bars, peut occasionner une fissuration de l’enceinte ou du Tore inférieur. C’est ce qui s’est passé le 15 mars vers 6 heures du soir au niveau de l’unité 2. Afin de faire baisser la pression et d’évacuer la chaleur, la vapeur est relâchée vers l’extérieur.

Cette succession de relâchement de vapeurs depuis le circuit primaire crée ainsi un chemin vers l’extérieur par lequel s’échappent les gaz radioactifs Xénon et Krypton, l’Iode gazeux, ainsi que l’hydrogène[2] produit dans la réaction Zr/H2O

Interventions pour le refroidissement des réacteurs 1, 2 et 3.

Afin de refroidir les cœurs en fusion et les enceintes, des mesures d’urgence sont prises. Elles consistent en l’injection d’eau de mer dans la cuve primaire et dans l’enceinte, par des circuits existants, - aspersion incendie et un circuit branché sur le circuit primaire mais avec un débit limité:

le 12 mars pour le réacteur 1, où le cœur, dont la fusion sera estimée à 70%, est donc resté sans refroidissement pendant  ~ 27 heures.

le 14 mars pour le réacteur 2, où le cœur, avec une fusion à 30%, sera resté sans alimentation en eau pendant ~7 heures.

le 13 mars pour le réacteur 3 qui a ainsi eu un cœur partiellement dénoyé pendant ~7 heures également.

A ce stade et avec des conditions météos favorables il faut le souligner, pour les samedi 12, dimanche 13 et lundi 14, les rejets radioactifs dans l’environnement extérieur au site ont été très limités. Mais il se prépare, dans les réacteurs et au niveau des stockages de combustibles usés des ennuis qui vont surgir bientôt. Des produits radioactifs provenant du cœur, des gaines et de barres de contrôle se sont accumulés dans le tore de suppression de pression et dans l’enceinte, ainsi que de l’hydrogène.

Le problème des stockages de combustibles usés.

Sur les réacteurs bouillants du type de ceux de la centrale de Fukushima Daiichi des stockages de combustibles usés, constitués de piscines dans lesquelles on place les assemblages utilisés (et également une certaine proportion de combustibles neufs), sont situés au niveau du plancher de service, c'est-à-dire en altitude, au-dessus de la cuve primaire du réacteur. Il n’y pas de véritable confinement du bâtiment relatif à ces installations. Suivant les unités, les capacités de stockage varient de 900 à 1800 assemblages.

Dans les six unités du site nucléaire, les piscines étaient chargées d’assemblages usés et neuf.

Le stockage de l’unité 4 contenait l’équivalent d’un cœur irradié dont le dernier chargement de combustibles remontait à novembre 2010. Les autres stockages étaient partiellement chargés. Dans l’unité 3 il y avait de l’ordre de 500 assemblages usés de MOx (mixed oxide U-PuO2), dans les unités 5 et 6 environ 900.

La puissance résiduelle dégagée par les assemblages irradiés, bien qu’inférieure à celle des cœurs, nécessitait néanmoins un refroidissement. En l’absence de ressources pour l’évacuation des calories, un accident de même type que celui du cœur chargé dans la cuve primaire se développe : échauffement, vaporisation de l’eau, réaction Zr/H2O et donc production d’hydrogène. De plus, la vaporisation de l’eau fait aussi disparaitre l’absorbant neutronique qui s’y trouve, le bore. Le stockage de combustibles usés peut ainsi être le lieu d’un accident de criticité [développement de réactions en chaine, excursion de puissance et dispersion d’éléments radioactifs, - produits de fission, mais aussi produits d’activation des gaines combustibles, ainsi que du Plutonium dans le cas d’un combustible MOx. La réaction en chaine s’éteint ensuite d’elle-même.

 

Enchaînement des accidents

Circuit primaire

En premier lieu, la défaillance totale des moyens de refroidissement, normaux et en urgence, provoque dans les cuves primaires des réacteurs 1,2 et 3 et dans un timing différent, les accidents décrit précédemment. Un relâchement de vapeur venant initialement du cœur, dans le bâtiment réacteur, s’accompagne de gaz, -hydrogène, gaz rares, ..- et d’aérosols radioactifs transportés par cet écoulement vapeur/gaz (aérosols formés à partir des produits de fission et d’activation gaine et structure relâchés par le cœur en fusion). Comme il n’y a pas de dispositifs de piégeage pour l’hydrogène, des explosions d’hydrogène, qui peuvent occasionner des feux, se produisent dans les bâtiments des unités 1 puis 2 et 3. Le 12 mars pour le réacteur 1, le 14 mars pour l’unité 3, le 15 mars pour l’unité 2.

Les toitures des bâtiments 1,2 sont soufflées. Le bâtiment 3 est plus sévèrement touché. Le niveau supérieur de service est ravagé. Le plancher est endommagé. L’enceinte du réacteur 2 est vraisemblablement fissurée au niveau de la chambre torique de suppression de pression.

 

Ces explosions en présence de radioéléments issus des cœurs des réacteurs engendrent des pics de relâchement d’aérosols radioactifs (dont les mesures de radioactivité pratiquées ensuite dans l’environnement révèleront qu’ils sont principalement constitués de particules de CsI, qui contient pour une part les isotopes actifs I 131 et Césium 134 et 137. De l’Iode sous forme gazeuse est également émis ainsi que des gaz rares  Xénon 133 etKrypton 85.

Piscines de stockages

Sur les piscines de stockage l’évolution des accidents marque des différences d’instants et d’ampleur des phénomènes accidentels très marquées. Cela tient au nombre d’assemblages présents, aux temps de refroidissement qui diminuent la puissance résiduelle et au combustible. Sur ce dernier point il faut distinguer le MOx du stockage 3 et le combustible d’oxyde d’Uranium enrichi. A la suite de formation d’eutectiques U-Pu-Zr-O  la fusion des combustibles et des gaines interviennent dans des gammes de températures différentes. Le MOx a tendance à fondre à plus basse température.

En l’absence de refroidissement, il y a dénoyage des assemblages combustibles, réaction Zr/H2O, dégagement d’hydrogène et de produits de fission (où l’Iode 131 serait quasiment absent), puis fusion et cela peut aller jusqu’à l’accident de criticité

Fin mars sur le sol du site de Fukushima Daiichi  les japonais ont isolé, par analyse  isotopique, trois types de Plutonium. Le premier est d’origine militaire, les deux autres correspondent probablement au combustible MOx frais et irradié. La seule présence de cette composition du plutonium  ne suffit pas à établir l’accident d’excursion de criticité  sur le stockage 3. Cette projection peut, en effet, très bien provenir de l’interaction de l’eau déversée sur la piscine et du combustible en fusion dans la piscine dénoyée.

Les stockages les plus sensibles, les 3 et 4, ont fait l’objet de déversements et puis d’aspersion d’eau de mer borée d’abord, puis ensuite d’eau douce toujours borée. A partir du jeudi 17 mars pour le stockage 3, un déversement approximatif par des hélicoptères fut effectué, puis dans la soirée une aspersion avec des lances à incendie.  Dans la matinée du 20 mars, une aspersion depuis des camions de pompiers fut réalisée  pour le stockage 4 ; Dans ce cas, un  relais d’aspersion (toujours en eau) a été pris par une pompe à béton dans l’après midi du 22 mars. Depuis il y a régulièrement des aspersions pour compenser évaporation et, probablement, fuites.

Pour  le stockage de l’unité 2, le dénoyage des assemblages semble avoir eu lieu dans l’après midi du 21 mars. Les techniciens de Tepco ont pu injecter de l’eau dans la piscine par un circuit existant car  l’électricité amenée sur un tableau provisoire avait été branchée le 20 mars. Depuis le 25 mars au soir, l’injection est effectuée par le circuit normal de filtration et de refroidissement de la piscine, démontrant l’efficacité du travail des techniciens sur le site. Enfin on a utilisé de l’eau douce borée à partir du  26 mars au matin.

Pour l’unité 1 le dénoyage de la piscine combustibles usés s’est produit le 24 mars dans la matinée. C’est seulement le 31 mars en début d’après midi que la piscine a été aspergée à l’aide d’une pompe à béton, l’attention des intervenants s’étant surtout concentrée sur le cœur qui avait été privé de refroidissement pendant 27 h et avait subi une fusion importante, de l’ordre de 70%.

Logiquement pendant cette période du 15 au 31 mars et un peu après, des rejets de produits radioactifs en provenance des combustibles usés présents dans les piscines de stockage ont eu lieu assez régulièrement dans l’atmosphère et donc dans l’environnement.

Etapes du rétablissement

La première étape, un peu miraculeuse compte tenue de l’ampleur des sollicitations sismiques sur les bâtiments réacteurs, a été l’arrêt d’urgence des réacteurs en fonctionnement (plus de la moitié) parmi ceux qui se trouvaient dans le rayon d’action principal du séisme. A cet instant une catastrophe majeure du type Tchernobyl, où une majeure partie de l’inventaire radioactif a été rejeté dans l’atmosphère  a été évitée.

Refroidissement primaire

*Dans des circonstances où, il faut le rappeler, il n’y avait ni eau douce, ni électricité dans un voisinage même  lointain, la première urgence a été de refroidir les cœurs des réacteurs, qui avait commencé à fondre après la perte des alimentations en énergie de secours, causée par le Tsunami.

Il faut aussi souligner que les forces d’intervention, constituées d’un noyau dur de techniciens (de 50 à 80 sur le site), de pompiers et de policiers, avertis des dangers d’irradiation qu’ils encourraient, étaient très limitées par rapport aux taches multiples et urgentes à accomplir. Rétrospectivement on ne peut qu’être admiratif devant leur engagement couronné de succès.

Dans ces conditions il est vrai que les interventions sur le site ont tenu d’un certain « bricolage ».

*Ainsi les premiers refroidissements avec de l’eau de mer, dont l’inconvénient majeur est d’être corrosive et de provoquer des dépôts dans le circuit primaire, ont été pratiqués avec des pompes de fortune sur un circuit auxiliaire, la ligne d’extinction de feux, permettant d’alimenter la cuve primaire avec un petit débit.

            Suivant la dynamique spécifique de chaque réacteur, les alimentations en eau de mer du circuit primaire ont été établies entre les 12 et 14 mars.  Le réacteur 1 est donc celui qui est resté le plus longtemps sans évacuation de calories, générant une importante fusion du cœur et un important relâchement de radionucléides dont une bonne partie doit être retenue dans l’enceinte (ce qui rend nécessaire, - en dehors de la tenue de l’enceinte elle-même -, le fait d’éviter une explosion d’hydrogène dans cet espace tampon entre le circuit primaire et l’extérieur). A ce moment de l’accident, compte tenu du niveau de la puissance résiduelle encore élevé,  les débits d’alimentation  en eau était insuffisants ce qui a causé des augmentations de pression dans le primaire et l’enceinte. Du point de vue des rejets radioactifs vers l’extérieur, il faut noter que l’enceinte joue un rôle de piégeage dans la mesure où il y a un fort dépôt d’aérosols sur ses parois.

Une surpression dans l’enceinte du réacteur 2 a causé, le 15 mars, une fissure et une rupture d’étanchéité, au niveau de la chambre torique de suppression de pression.

 

* Electricité : le 18 mars un transformateur est installé sur le site à partir de la ligne qui y a été amenée. Le câblage vers les bâtiments réacteurs commence. Des tableaux provisoires sont montés dans les bâtiments réacteurs et l’électricité est peu à peu rétablie. On commence par rétablir la lumière dans les locaux. Ainsi le 22 mars au soir la lumière réapparait dans la salle de contrôle du réacteur 3 étonnamment intacte.

 Après vérification des connexions électriques, les pompes pourront être alimentées directement en électricité.

Une partie de l’instrumentation peut être récupérée. On dispose de mesures de températures et de pressions au niveau de la cuve primaire et de l’enceinte. L’exploitation de ces températures et de leur cohérence avec les mesures de pression, permet de vérifier la stabilisation de la situation interne aux cuves primaires.  La température en bas de cuve donne  une idée de la tenue des structures porteuses, celle au niveau du raccord de l’alimentation en eau de la cuve primaire (en particulier le fait que cette température soit toujours restée inférieure à 200 C pour les trois réacteurs, montre que le risque de percement de la cuve ne s’est concrétisé à aucun moment), permet de savoir que la partie haute fondue du cœur s’est refroidie.

* A partir du 23 mars l’alimentation en eau de la cuve primaire du réacteur 1 a été faite à partir du circuit normal d’alimentation. Le débit a été ainsi augmenté au niveau ~7 m³/h.

* L’eau douce a remplacé l’eau de mer dans le circuit d’alimentation duréacteur 1 le 31 mars.

* Le 8 avril de l’azote a été injecté dans l’enceinte du réacteur 1 afin d’y éviter une explosion d’hydrogène.

* Depuis début avril l’action sur le site de Fukushima Daiichi s’est concentrée sur des actions de décontamination. Et avant tout sur le transfert de l’eau radioactive, extrêmement radioactive pour le réacteur 2, des fosses et puisards des bâtiments turbine, vers un condenseur d’abord puis vers des réservoirs[3].

Ces opérations visent à permettre d’intervenir dans les bâtiments réacteurs et auxiliaires pour rétablir le circuit de refroidissement de la puissance résiduelle du circuit primaire ; cela permettrait de confiner le circuit primaire et sa contamination en radioéléments.

Sur les sols du site des essais de pulvérisation de polymères destinés à bloquer les radioéléments ont été pratiqués.

La radioactivité.

Il est incontestable que si, du point de vue de la cuve primaire, présumée intacte pour tous les réacteurs, contenant des cœurs plus ou moins fondus suivants les cas, les accidents survenus à Fukushima Daiichi s’apparentent à TMI (Three Mile Islands), du point de vue des rejets de radioactivité il n’en va pas de même. Le degré des accidents est donc supérieur à TMI.

Malgré tout, la tendance générale est à une rétention de radioéléments dans l’enceinte, ainsi que dans les eaux de condensation dans les bâtiments  [c’est le cas dans les bâtiments turbines] et à des dépôts assez importants sur le site et dans ses environs (donc sur l’océan). Rappelons également que les conditions météos de la première semaine cruciale ont été très favorables, avec des vents soutenus qui portaient vers l’océan.

Cependant le 11 avril 2011, l’Autorité de sûreté japonaise a révisé le niveau des accidents de Fukushima Daiichi (En fait il y a un niveau pour chaque accident, mais on parle ici du niveau global) en lui attribuant un niveau 7, c’est- à-dire équivalent à la référence Tchernobyl.

Cette qualification est toutefois accompagnée d’arguments très contradictoires. D’abord elle survient au moment où, les rejets radioactifs du site ayant commencé à être limités, les doses de radioactivité et les dépôts d’aérosols radioactifs, principalement de CsI, sont en diminution générale.

Ensuite, elle s’accompagne de commentaires assez contradictoires avec une équivalence à Tchernobyl :

a) l’estimation de la radioactivité rejetée dans l’environnement (y compris le site même) est d’environ 10% de celle de Tchernobyl où le cœur fondait à ciel ouvert au milieu d’un feu de graphite. Même la situation des piscines de stockage des combustibles usés, également à ciel ouvert, ne peut s’y comparer (en particulier l’Iode 131 a disparu des combustibles stockés dans les piscines). Ci-dessous les chiffres donnés par la NSC et la NISA :

	NISA	NSC	Tchernobyl
Total en I 131 équivalent	3.7×1017 Bq	6.3×1017 Bq	5.2×1018Bq

 

b) Il est également précisé que l’impact sanitaire sera bien moindre. En effet, ce n’est pas le niveau de dose de radioactivité journellement donné par l’AIEA dans des zones au-delà de la distance d’exclusion de 20/30 kms et qui sont du domaine des petites doses, qui vont poser des problèmes de santé.

Il y a néanmoins des problèmes ponctuels dans des localités situées à des distances qui peuvent aller jusqu’à 60 kms, pour des raisons liées à la météo : vents et pluies.

 

Rejets radioactifs dans l’environnement du site de Fukushima Daiichi.

Si l’on examine les rejets radioactifs du site de Fukushima Daiichi en fonction du temps, on voit que les émissions continues ont été assez faibles. Les rejets notables sont liés à des phénomènes essentiellement  ponctuels. Cela se retrouve bien sur le diagramme ci-dessous publié notamment par le New York Times.

Les premiers pics de rejets sont issus des explosions d’hydrogène sur les réacteurs 1, 3 puis 2, les samedi, dimanche et lundi qui ont suivi le séisme.

Puis viennent les problèmes sur les stockages de combustibles usés, fusions partielles des assemblages et explosions d’hydrogène. Un peu avant le mardi 15 sur le stockage du réacteur 4. Le mardi 15 mars pour le réacteur 3, où il y a eu un problème généralisé : en effet, ce jour là, une surpression dans l’enceinte primaire a conduit à effectuer des relâchements de vapeur vers l’extérieur afin de diminuer la pression et d’évacuer des calories. Dans le même temps, dans le stockage de combustibles usés (MOx) se produisaient des fusions d’assemblages et peut-être un accident de criticité. Des explosions d’hydrogènes et des feux, pour le réacteur 3, en ont résulté. Des pics d’émission de forts niveaux en ont également été les conséquences.

Les conditions sur les réacteurs s’améliorant ensuite, les causes de rejet extérieur de radioactivité se sont concentrées sur les piscines de stockages, dont, de plus, l’étanchéité n’était pas garantie.

Les déversements d’eau sur du combustible très chaud ont provoqué des émissions assez fortes d’aérosols radioactifs. Il en a été de même avec les aspersions d’eau, mais à un degré moindre parce qu’un certain refroidissement avait été obtenu. Le premier déversement d’eau sur le combustible fondu en partie haute du stockage 3 a pu également provoquer une réaction de type explosif qui a pu disperser du Plutonium.

Du Plutonium dont l’origine est probablement le combustible MOx du stockage 3 a bien été retrouvé, en très faible quantité, dans le sol du site et dans les environs immédiats.

Au fil du temps, ce sont d’ailleurs les problèmes des piscines de stockage de combustibles usés qui vont devenir les plus importants  et délicats à traiter.

Nature et ampleur de rejets radioactifs

Si l’on s’intéresse à la radioactivité qui est émise par les réacteurs et à sa constitution, les mesures pratiquées dans l’eau de l’océan au plus près des tuyaux de décharges des réacteurs, en donnent une idée précise, de même que celles sur des prélèvements dans un puits du bâtiment 1 données le 31 mars.

En effet, un apport important au niveau de la radioactivité dans cette zone a résulté de la fuite des eaux qui venaient d’écoulements non contrôlés depuis le bâtiment turbine du réacteur 2 dont l’enceinte est vraisemblablement fissurée. Ces eaux étaient directement issues de condensation de vapeurs provenant du circuit primaire du réacteur, qui transportaient donc les aérosols de radio-éléments relâchés par le cœur. Logiquement ces radioéléments avaient deux modes de génération :

a) ils sont produits par les fissions au cœur du combustible, puis relâchés lors de la dégradation (rupture de gaine d’abord) puis de la fusion du cœur : les Gaz rares radioactifs  Xenon 133, Krypton 85, les isotopes de l’Iode(134,133, 132, 131)  sous forme gazeuse, qui se dispersent  dans l’atmosphère.

On retrouve dans les eaux  les aérosols de CsI (Iodure de césium) avec l’Iode 131 et les Césium 134 et 137, le Tellure 132, des Baryum et Lanthane 140, du Ruthénium 106, du Molybdène 99 qui donne du Technétium 99 (connu également pour ses applications médicales)[4].

b)  ils sont produits  par activation (par capture neutronique) des matériaux de gaine, de structures et de barres de contrôle. Parmi les radionucléides repérés on citera l’Ag 110m issus des barres de contrôle, le Cobalt 58.

Du point de vue de la radioactivité une conclusion importante s’impose ici et sera une règle générale dans l’environnement voisin et lointain du site : les radioéléments qui dépassent nettement les normes se réduisent aux I 131, Cs 134 et 137.

Contrôle et mesures de la radioactivité.

Mesures d’évacuation

Très rapidement, le soir du grand séisme, le Gouvernement japonais a pris des mesures d’urgence nucléaire, notamment la définition d’une zone d’exclusion. A ce moment là, les problèmes venaient de l’unité 1. Cette première zone a été de 2 kms autour de cette unité. Puis la zone d’évacuation a été portée à 20 kms le 12 mars. Elle a été stabilisée à cette distance et sa validité vérifiée régulièrement, notamment par l’AIEA. Il est évident qu’en fonction de conditions météorologiques particulières, vents et pluies qui rabattent les aérosols et augmentent ainsi les dépôts, il y a eu des dépassements ponctuels et localisés de doses admissibles au-delà de la zone d’évacuation.

Depuis le 17 avril, un relevé régulier de la radioactivité et des dépôts est effectué dans 47 préfectures.

Les grandes villes font aussi l’objet de mesures.

A partir du 18 mars 2011, l’AIEA met en route des mesures de radioactivité par ses propres moyens. Les mesures incluent  Tokyo et montrent l’absence de contamination en Iode et Césium radioactifs.

L’AIEA se focalise sur l’évaluation des doses de radioactivité au-delà de la zone d’évacuation et vérifie que celles-ci restent inférieures aux limites. Ce qui ponctuellement ne sera pas toujours le cas.

 

Vers le 19 mars les autorités commencent à prendre en main le problème de la contamination des légumes et du lait produits dans les régions touchées. Il y a logiquement quelques problèmes.

Vers le 20 mars on note une tendance à la hausse des niveaux de radiation (cela provient à la fois des réacteurs aux cœurs fondus et, -surtout-, des stockages de combustibles usés). Malgré tout, au-delà des 30 kms les doses restent inférieures à celles qui exigeraient des mesures de restrictions et de déplacement de populations. Dans certaines régions proches du site de Fukushima Daiichi, préfecture d’Ibaraki par exemple, on relève des contaminations, I 131 et Cs 134 et 137, au-dessus des normes pour le lait et les légumes.

La tendance à un niveau relativement élevé de radiations, surtout dans la préfecture de Fukushima même, persiste quelques jours.

Radioactivité marine

A partir du 22 mars, la radioactivité mesurée dans des échantillons prélevés dans la mer au niveau des tuyaux de décharge du site de Fukushima Daiichi et plus loin, est à un niveau notablement haut (qui ne s’explique pas par de simples retombées). Cette question devient un sujet de préoccupation majeure.

Pour le milieu marin, les analyses de radio éléments pratiquées montrent qu’il s’agit vraisemblablement de fuites d’eaux contaminées depuis les bâtiments réacteurs.

Des calculs de dispersion des particules radioactives, utilisant le modèle SIROCCO notamment, développé à Toulouse, sont effectués. Ils montrent une certaine tendance à l’étalement le long des côtes :

Un ensemble de prélèvements côtiers et en mer systématiques est mis en place.

Jusqu’au 28 mars, la tendance générale est à la décroissance de la radioactivité à l’exception de zones limitées et assez proche de la centrale Fukushima Daiichi. L’origine de la très forte radioactivité dans la mer à la sortie des tuyaux de décharges commence à être comprise.

Des analyses sur la contamination des poissons côtiers commencent à être pratiquées. A cette date elles ne montrent pas de radioactivité au-dessus des limites.

Carte de Radioactivité terrestre

 

Le 30 mars un examen complet de la radioactivité au-delà des 25 kms de la centrale de Fukushima Daiichi montre de très grandes différences spatiales. C’est au Nord-Ouest que l’on trouve des pics de radioactivité. Une localité présente un taux qui nécessiterait une évacuation[5].

Dans les préfectures contigües à celle de Fukushima les taux d’émission radioactive des aliments, des produits de la mer et des porcs, n’excèdent pas les normes.

Depuis ce jour, les émissions radioactives de Fukushima Daiichi ont été restreintes. Les limites de contamination sur les aliments ne semblent plus être dépassées, sans excès, que ponctuellement dans le voisinage immédiat de la préfecture de Fukushima. Il y a un basculement vers des programmes de réhabilitation des sols.

Le 2 avril l’accent est mis sur la forte radioactivité, Iode 131 et Cs 137, rejetée dans l’eau de mer, qui fait suite à l’annonce du 28mars qui a soulevé un tollé dans les médias en France. Ponctuellement, près du point de déversement dans la mer,  l’Iode 131 était à 4.385 fois la dose admissible et les Césium 134 et 137 de 800 à 500 fois la dose limite pour ces radioéléments[6].  Le 31 mars une très forte activité a été mesurée à la surface de l’eau des puisards du bâtiment turbine du réacteur 2. Près de  1 sievert/heure ce quisignifie, enIode 131 équivalent, une énorme activité de 1,4 10 ¹⁰ Bq/l.

Le 2 avril de l’eau très contaminée est repérée dans un puits extérieur. Les techniciens japonais s’aperçoivent ensuite que, dans le béton fissuré du bâtiment réacteur, un chemin de fuite de ces eaux très fortement radioactives les envoie directement dans la mer. Cette fuite est ensuite colmatée. Néanmoins la radioactivité des eaux de mer fait l’objet d’un suivi continu.

Pour compléter l’aperçu sur les problèmes sanitaires liés aux accidents de la centrale Fukushima Daiichi, on précisera que des examens médicaux de thyroïdeont été pratiqués sur des enfants qui ont été exposés à des doses faibles de toute manière. Compte tenu de la consommation préventive présumée de cachets d’Iode, les problèmes ne devraient pas se trouver à ce niveau. Concrètement c’est certainement le risque majeur, et presque unique en l’occurrence, de cancer pour les populations qui ont été exposées aux doses d’irradiations les plus fortes.

Le 11avril le gouvernement a décidé d’étendre la zone d’évacuation au-delà des 20 kms, mais simplement pour des localités précises. Ce n’est pas le résultat d’une recrudescence de rejets radioactifs, mais bien la conséquence de l’étude du cumul de faibles doses (approche conservative du modèle linéaire de cumul des petites doses), dans ces points précis de territoire où les dépôts ont été un peu supérieurs.

Pour ce même 11 avril, l’AIEA livre les données sur les dépôts et les doses de radiation.

Il n’y a plus de dépôts d’Iode et de Césium que pour 8 Préfectures (sur les 47 contrôlées).
Les dépôts sont de l’ordre de 2 à 40 Bq/m2 [autant dire insignifiant].

Pour les 47 Préfectures les doses de rayonnement  gamma décroissent.
Pour Fukushima même la dose rapportée est de 2.1 µsievert/h,
 à Ibaraki elle est de 0.15 µsievert/h.
Dans toutes les autres préfectures la dose gamma est inférieure à 0.1 µsievert/h [7]

Que réserve l’avenir aux environs du site de Fukushima ?

Par des mesures faites à partir d’un hélicoptère, les américains ont fait une cartographie des débits de dose d’irradiation aux environs de la centrale. A partir de cette cartographie l’IRSN a estimé les doses auxquelles seraient soumis les habitants s’ils revenaient y habiter. Les résultats de ce ces mesures et de l’estimation de l’IRSN sont présentées sur la figure ci-dessous

 

Estimation des doses reçues par irradiation externe la première année à partir des mesures US DOE/NNSA

On voir clairement sur la figure que les retombées se sont concentrées le long d’une bande dirigée vers les Nord Ouest de la centrale, d’une largeur d’environ 20 km et d’une longueur de 50 km, soit une surface d’environ 1000 km2. Il est possible de transcrire les irradiations annuelles en activité surfacique de Césium 137(la principale source d’irradiation annuelle). Ainsi une dose annuelle de 10 mSv/an correspond à une activité surfacique de 300 kBq/m2. La surface des régions autour de Tchernobyl  soumises à des irradiations dépassant 10 mSv/m2 dépassait largement 10000 km2.

Il est important de traduire les taux d’irradiation annuels en perte d’espérance de vie consécutive à une séjour d’un an en étant soumis à ce taux.

Dose annuelle mSv/an	Activité surfacique kBq/m2	Perte d’espérance de vie P en mois
5	170	0-0,17
18	600	0-0,6
30	1000	0-1

 

Sur le tableau on a donné deux valeurs limites de la perte d'espérance de vie:

• la valeur haute de la perte d’espérance de vie est obtenue par l’estimation donnée par l’application d’une relation linéaire entre la dose reçue et la probabilité de développer un cancer mortel, relation qui a été établie par la CIPR pour des doses supérieures à 100 mSv.
• la valeur basse (nulle dans ces cas) correspond à l’hypothèse, de mieux en mieux justifiée par notre compréhension des mécanismes de développement des cancers, selon laquelle des irradiations inférieures à 100 mSv n’auraient pas d’effet sur la santé.

Une récente étude de l’AFSSET estime qu’en France, 44000 décès prématurés sont dus à l’inhalation des gaz et particules de combustion des combustibles fossiles, correspondant à une perte d’espérance de vie de 8 mois pour les Français. Cette donnée permet de relativiser le risque que courront les habitants des alentours de la centrale. 

 

Sur le site de la centrale de Fukushima Daiichi  la situation est stable.

A partir du 9 avril, les recherches des disparus ont débuté sur la cote ravagée, dans la zone des centrales nucléaires.

 

 

Le 12 avril, c’est donc dans le contexte d’une situation maîtrisée sur le site, quand bien même elle résulterait encore de moyens plutôt artisanaux (situation qui n’a pas été  perturbée par un séisme de niveau 6.6 le 11avrilet la coupure d’électricité de 50 minutes qui a suivi)et d’une radioactivité en baisse, au niveau des rejets et des dépôts dans l’environnement, accompagnée également d’une baisse des doses de radioactivité, que la NSC et la NISA réévaluent l’accident au niveau 7.

 

Il apparait rapidement que cette évaluation est basée essentiellement sur le critère de rejets dans l’atmosphère (notion théorique qui ne prend pas en compte les mécanismes de rétention, dans l’enceinte primaire et in situ et les concentrations dans des zones maîtrisables, - eaux et sols-) supérieurs, en Iode 131 équivalent, à 10 ¹⁶Bq donnantun niveau 7 sur l’échelle INES.

Cette approche que l’on peut qualifier de primaire, conduit ainsi au paradoxe, difficile à faire comprendre aux profanes, qu’un accident nucléaire au maximum de gravité conduise à un impact sanitaire très limité.

Il faut d’ailleurs remarquer que sur ce même critère, l’accident de l’usine de retraitement de combustibles nucléaires de Winscale, 1957, en Grande Bretagne serait également classé au niveau 7.