Inspection par l'A.S.N. du réacteur de l'I.L.L. 5 au 7 septembre 2011

 

Impressions sur une inspection par l'ASN du réacteur de recherche de l'Institut Laue-Langevin à Grenoble

Par Hervé NIFENECKER, membre de la Commission Locale d'Information de Grenoble et Président d'honneur de Sauvons le Climat

 

Une inspection de l’ILL par l’ASN a eu lieu les 5,6, et 7 septembre. J’ai eu le privilège d’assister à la séance du 7 septembre, et c’est donc sur cette séance que je souhaite donner mes impressions, qui ne sont, en aucun cas un compte rendu. J’ai mis en surligné les recommandations de l’ASN.

Quelques rappels sur le réacteur de l’ILL

Il me paraît utile de rappeler quelques caractéristiques du réacteur de l’ILL. C’est un réacteur de recherches conçu de manière à fournir de nombreux faisceaux de neutrons pour les physiciens du solide, les chimistes et les biologistes. Il est aussi équipé de dispositifs très spécifiques pour des études fondamentales en physique nucléaire et des particules.

Le cœur du réacteur est un élément unique réalisé en uranium très enrichi et gainé  en aluminium. Cet élément combustible est placé dans la cuve du circuit primaire, elle-même disposée dans une piscine. En fonctionnement le refroidissement est assuré grâce au circuit secondaire dont l’eau provient du Drac ; dès la chute des barres de sécurité la convection naturelle suffit à refroidir efficacement le combustible.  Le cœur est caractérisé par de très fortes fuites de neutrons, ce qui permet d’obtenir des flux de neutrons disponibles pour les expériences exceptionnels, les plus élevés du monde. Les neutrons sortant du cœur entrent dans un bidon rempli d’eau lourde où ils sont ralentis, de telle manière que le maximum du flux thermalisé  se situe à l’intérieur du bidon. Les canaux expérimentaux, mis sous vide ou sous faible pression d’hélium, partent de cette région.

La puissance du réacteur est de 58 Méga Watts, soit 50 fois moins que la puissance d’un réacteur électrogène typique. De ce fait la quantité d’iode 131 (celui de Tchernobyl, qui a une durée de vie de 8 jours) présent dans le réacteur est environ 50 fois plus faible que celle présente dans un réacteur électrogène

L’élément combustible est changé tous les 50 jours alors qu’il l’est tous les 4 ans dans un réacteur électrogène. Le cœur usé est stocké dans une piscine de grand volume qui peut être mis en communication avec la piscine du cœur. La convection naturelle est suffisante pour assurer le refroidissement du cœur usagé. Du fait de sa longue durée de vie (30 ans) la quantité de Césium 137 présente dans le cœur est certes proportionnelle à la puissance totale, mais aussi à la durée de séjour du combustible en réacteur. En moyenne donc, la quantité de Césium 137 présente dans le cœur du réacteur à haut flux est 1500 fois plus faible que celle présente dans le cœur d’un réacteur électrogène.

Un élément capital pour la sûreté du réacteur est que la convection naturelle est suffisante pour évacuer  la chaleur résiduelle aussi longtemps que le niveau d’eau dans la piscine est suffisant. Pour que ce niveau baisse significativement il faut soit qu’une quantité d’eau importante ait été évaporée (normalement ce processus dure plus de 10 jours), soit qu’il y ait une fuite de la piscine.

Il faut noter enfin que l’irradiation neutronique d’une grande quantité d’eau lourde produit d’importantes quantités de tritium.

Le déroulement de l’inspection

L’inspection s’est déroulée sur 3 jours. N’ayant assisté qu’à la troisième session, je ne peux que limiter mon propos à celle-ci. Il faut préciser que 4 ingénieurs japonais de la NISA (analogue de l’ASN) invités par l’ASN étaient présents.

L’atmosphère générale de l’inspection a été sérieuse et studieuse. Un bon esprit de coopération entre l’ASN et l’équipe de l’ILL s’est montré très fructueux pour définir des mesures susceptibles d’améliorer la réponse à des situations accidentelles.

La matinée  a été essentiellement consacrée à l’examen et à la discussion des procédures à suivre pour faire face à toute situation accidentelle. L’après midi a été l’occasion d’une simulation de la réponse à apporter à une situation de crise causée par la conjonction d’un tremblement de terre et d’une rupture de barrage.

Examen des procédures et de l’entretien du réacteur

Les conditions de déclenchement du PUI (plan d’urgence interne) ont été examinées avec soin. L’ILL a défini une situation « infra-PUI » qui doit être gérée au niveau de l’équipe de quart. En dehors des heures ouvrables le passage au PUI, qui implique l’information du préfet, des établissements industriels susceptibles d’être impactés  et des médias doit être décidé par l’ingénieur d’astreinte. Pour ce faire il était prévu que ce dernier se rende au PC du réacteur. Cette disposition a l’inconvénient d’introduire un délai entre la décision du chef de quart de prévenir l’ingénieur d’astreinte  et l’action de ce dernier. L’ASN a donc fait des propositions permettant de supprimer ce délai.

En cas d’évolution potentiellement dangereuse les agents doivent se référer à un classeur contenant les différentes procédures à mettre en œuvre. Dans un certain nombre de cas des actions dites « réflexe » doivent être effectuées, à la seule initiative de l’équipe de quart.

Dans le cas de l’application d’un PUI, la coopération avec le CEA et le SDIS devrait être davantage formalisée, d’autant plus qu’on peut envisager que la dénucléarisation du CEA-Grenoble se traduira par une diminution des possibilités d’intervention en cas de crise (baisse des effectifs de la FLS).

Un point inquiétant particulier est la difficulté de trouver des établissements hospitaliers acceptant des blessés contaminés. Il existe une convention avec le CHU de Grenoble, il est également possible de diriger des blessés contaminés sur l’hôpital Desgenette des armées à LYON

D’une façon générale l’ASN pense que l’application du concept de contrôle de qualité peut être amélioré en s’assurant que les consignes sont suffisamment claires, que chacun sait ce qu’il a à faire et que chaque action est correctement prise en compte dans les compte rendus. De même, il y a des améliorations à apporter sur la  rédaction des compte-rendu  des opérations de maintenance des dispositifs sensibles avec une planification et un contrôle systématique du résultat  des actions de maintenance. Des améliorations sont aussi souhaitables dans l’entretien des locaux, particulièrement des sous sols.

Exercice de simulation

Le séisme

L’inspecteur de l’ASN a alors joué le rôle de Dieu (ou de la mère Nature) en annonçant qu’un séisme de grande amplitude avait frappé la région (l’équipe de l’ILL ne savait évidemment pas ce qui l’attendait). Le bâtiment ILL4 (ou se trouve le poste de contrôle) a résisté mais les données enregistrées par les appareillages de la salle de contrôle ne sont plus fiables. L’alimentation électrique extérieure n’est plus disponible, ni les moyens habituels de communication avec l’extérieur.

La sirène d’évacuation a été activée (en fait elle avait été testée à 12h dans un cadre de vérification normal), elle est alimentée sur batterie plus chargeur.

Le réacteur s’est mis à l’arrêt automatiquement. Le cœur est refroidi par convection naturelle, après ouverture des clapets permettant ce mode[1]. S’il n’y a pas de fuite d’eau, le régime de convection naturelle est suffisant pour assurer le refroidissement pendant plusieurs semaines. Les groupes électrogènes n’ont pas démarré (selon les instructions de l’ASN).

Le Poste de Commandement de crise (PCD) a été gréé, ainsi que le PCT  (PC technique).  L’équipe de quart s’est repliée sur le PCS (PC de secours situé dans un bâtiment extérieur sécurisé situé à 200 m du bâtiment réacteur). Le PCS est équipé d’une doublure des instruments et activateurs nécessaires à la sécurité, ainsi que d’un groupe diesel indépendant qui a pu, lui, être mis en route.

Le niveau de radioactivité dans les bâtiments, y compris l’enceinte de confinement du réacteur  (normalement ouverte aux expérimentateurs)  a été contrôlé et (selon Dieu) trouvé normal. La ronde a contrôlé l’évacuation des lieux et vérifié qu’il n’y avait pas de blessé.

Du fait du séisme, il a été impossible d’envoyer des communiqués aux autorités, entreprises voisines et aux journaux par Internet (y compris en mode 3G)

La préfecture a pu être contactée grâce à une ligne sécurisée, la préfecture a alors « fictivement » alertée l’Autorité de Sûreté.

L’inondation

C’est le préfet qui rappelle le chef du réacteur pour lui annoncer qu’EDF est inquiète quant à la tenue du barrage du Monteynard. L’équipe du quart prit donc les mesures prévues en cas de risque d’inondation, en particulier par la fermeture des clapets anti-crue sur les prises d’eau. Constatant que l’ILL ne disposait pas de motopompe, contact fut pris avec le CEA, qui étant lui même en difficulté à cause du séisme et devait se préparer à une inondation n’avait pas de matériel disponible[2].

Un nouveau coup de téléphone du préfet annonce la rupture du barrage. On prévoit alors l’arrivée d’une vague dans une heure, cette vague devrait monter en 20 minutes et pourrait atteindre l’altitude de 215 m, soit 5 mètres au dessus de la côte 210,5 correspondant à la cote de crue prise en compte au niveau de l’ILL, et en fonction de laquelle les dispositifs de crue de l’ILL avaient été conçus. Le bâtiment bureau du réacteur pourrait être submergé jusqu’au 1^er étage et l’eau devait passer par dessus le bâtiment du PCS. Il fut donc décidé d’évacuer le PCS. En évacuant les opérateurs arrêtèrent le diesel. De ce fait il n’y avait plus de courant dans les bâtiments de l’ILL, sauf celui fourni pour quelques heures par les batteries.

Trois mesures importantes ont été  prises : 

• ouverture de la trappe d’accès à l’enceinte métallique afin que l’extérieur  et l’intérieur soient à la même pression pour éviter une déformation de l’enceinte métallique,
• ouverture des portes de l’enceinte située au niveau supérieur pour éviter une surpression  à la suite de la montée des eaux.
• Retrait du bouchon de la cuve réacteur afin de pouvoir, si nécessaire, mettre celle-ci en relation avec la piscine par ouverture à distance de la vanne réacteur.  En effet, si l’évaporation de l’eau de la piscine réacteur ou une fuite amenait une baisse du niveau dans la piscine réacteur, la mise en relation avec la piscine de stockage augmenterait considérablement le volume d’eau et laisserait amplement le temps de re-noyer le cœur par l’apport d’eau extérieure.

Les agents doivent s’attendre à rester sur place aussi longtemps qu’imposé par l’état de l’environnement. On s’aperçoit alors que les réserves de boisson et de nourriture sont pratiquement inexistantes. Il faudra corriger ce manque.

En guise de conclusion

L’équipe de l’ILL a passé sans encombre le test de la simulation. On peut donc dire que le cumul d’un gros tremblement de terre et d’une inondation consécutive à la rupture  du barrage de Monteynard ne devrait pas conduire à une situation dangereuse pour le public. On peut même considérer qu’aussi bien vis à vis du risque sismique que du risque inondation l’ILL est sans doute  l’un des emplacements le plus sûr dans l’agglomération.

En ce qui concerne les séismes l’ILL est conçu pour résister à des accélérations près de trois fois supérieures à celles utilisée pour le calcul des bâtiments normaux (les tours, par exemple).

Dans le cas d’une inondation catastrophique l’ILL, comme les bâtiments robustes et suffisamment hauts, serait un des endroits les plus sûrs du polygone. Se  pose alors un problème, et c’est la perspective de devoir faire face à un afflux de   personnel présent sur le polygone qui rechercherait un abri au cas où on serait prévenu d’une rupture de barrage, par exemple.

D’une façon générale, si on prend au sérieux un risque tel que la rupture du barrage du Monteynard pour l’examen de sûreté d’un réacteur, il serait logique de le prendre au sérieux pour toute la région susceptible d’être submergée. Il faudrait donc organiser des simulations avec la population, indiquer les lieux de refuge et prendre toutes mesures pour éviter la panique. Le même genre de remarques tient pour les séismes.