L'accident de Tchernobyl est donc le plus grave de l'ère nucléaire civile. Il a eu lieu sur un réacteur réputé sûr et en plus quasi-arrêté. Inutile d'épiloguer sur la séquence accidentelle: le fait est que l'accident a eu lieu et que ses conséquences sont beaucoup plus importantes que prévues. En effet, si nous prenons la France, les modèles n'envisagent un dépôt radioactif que jusqu'à 10 kms du réacteur. Au-delà, on estime que ce serait négligeable. Ceci explique le papier que nous passons dans la Gazette. D'une part, il est inadmissible de demander à un service de concocter à la fois la sûreté et la sécurité d'une installation. Le fait de «tout» prévoir inhibe pour être à même d'appréhender ce qui peut ne pas marcher. Rappelons une fois de plus que la méthode employée, l'arbre de défaillance, est bien adaptée pour analyser un accident, pas pour prévoir son déroulement. Elle permet cependant de se bâtir des scénarios plausibles mais il faut en connaître les limites. C'est là que le bât blesse: nos chers ingénieurs, à haut niveau bien sûr, ont trop en tête la défense de leur lobby, ici le nucléaire, du coup ils «oublient» toutes les impasses. Dommage qu'ils n'écoutent pas assez leurs spécialistes: nous n'aurions peut-être pas subi la Navette spatiale, Tchernobyl, Bhôpal et les accidents de chemins de fer de 1985. A trop se rassurer, on oublie l'essentiel. Un accident est par essence imprévisible et ses conséquences seront d'autant plus graves qu'on se sera conforté dans l'idée qu'il ne peut arriver. L'analyse des retours d'expériences des réacteurs 950 MWe avait été l'occasion de constater combien il est facile de frôler l'accident. Nous vous redonnons donc les conclusions du rapport sur l'incident du Bugey d'avril 1984. D'une part parce qu'il est exemplaire en ce qui concerne: - la nécessité de hiérarchiser les alarmes - de bien analyser les défauts de mode commun. (suite)
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Il a en plus l'avantage de prouver que l'après TMI n'a pas conduit à des miracles contrairement aux affirmations d'EDF et du CEA. Que de nombreux papiers aient été pondus sur la question est une évidence, que ces papiers n'aient pas changé grand chose à la sûreté des réacteurs en est une autre. D'autre part, parce que ce rapport n'a pas été fourni à Etudes et Recherches, du moins à ceux qui en avaient besoin pour l'étude de leurs séquences accidentelles. Quelles que soient les protestations d'EDF et du CEA après la publication du Canard Enchaîné sur l'incident du Bugey, il fut grave et il démontre le non suivi des incidents précurseurs. Nous n'avons pas eu en France d'accidents ayant entraîné des conséquences immédiates sur la population. Souhaitons que cela continue mais pour cela donnons-nous les moyens de les éviter. Les retours d'expérience du palier 900 MWe doivent être épluchés non pas à la lumière de la satisfaction du travail accompli mais de l'immensité de la tâche pour éviter que des pépins se produisent. Nous vous présentons aussi le rapport de l'IPSN sur l'accident de Tchernobyl. Nous leur avons emprunté la partie technique, ainsi que le déroulement éventuel de l'accident et ses conséquences. En ce qui concerne la partie technique, rien de spécial à signaler. Quant à l'accident, il est bien clair qu'il s'agit d'hypothèses. Nul ne peut encore maintenant le décrire avec exactitude. Seuls les Russes doivent avoir quelques idées sur la question et encore, ce n'est pas sûr. Il a fallu fort longtemps à TMI pour se faire une idée réelle du déroulement de l'accident. Quant aux dégâts, 4 ans ont été nécessaires pour enfin pouvoir visionner l'intérieur du coeur et découvrir que 80% du combustible avait fondu. En ce qui concerne l'environnement, on doit maintenant avoir une idée de ce qui s'est échappé à Tchernobyl puisqu'à 200 kms on a dû évacuer des populations qui se trouvaient sous le panache. On a aussi les mesures faites à Kiev et surtout on a une idée de ce qui s'est passé sur le site même. p.3
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Quant au reste de l'Europe, il
a appris à ses dépens que les nuages radioactifs n'ont pas
de frontière. La leçon est rude et personne ne pourra plus
parler de son sanctuaire personnel. Ce sanctuaire peut être source
de maléfices non seulement pour soi-même mais, plus grave,
pour tous les autres.
Pour le reste, eh bien lisez ce que nous sommes capables de faire nous autres si un accident se passait sur une de nos centrales: il n'est pas sûr qu'on s'y prendrait mieux que les Russes car on n'a pas vraiment prévu les conséquences d'un relâchement au-delà de 10 kms. On n'a d'ailleurs pas vraiment les éléments pour faire les calculs. Donc, on en serait réduit à attendre que soit les allemands, soit les suisses nous préviennent. Cela nous permettra alors d'améliorer les modèles. Mais pas d'illusions, nous paierons nos retards fort cher, nos voisins ne nous rateront pas. Ils n'ont déjà pas raté nos salades. Alors!
2. EXTRAITS DU RAPPORT
1. Description des réacteurs R.B.M.K.
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Ces réacteurs sont de type «bouillant» à tubes de force refroidis par de l'eau ordinaire et modérés au graphite. 1.2. Le réacteur
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1.3. Les barres de contrôle
Le contrôle est assuré par 211 barres absorbantes qui occupent 211 tubes de force analogues aux précédents et réparties dans tout le réseau. Les barres de contrôle sont divisées fonctionnellement en groupes pour le contrôle radial de la distribution de puissance, la régulation de la puissance moyenne, la régulation de la distribution axiale de puissance et l'arrêt de la réaction. Ces barres sont retirées vers le haut du réacteur. La position des mécanismes actionnant les barres nous est inconnue. Ces barres absorbantes sont constituées d'éléments articulés entre eux. Chaque élément est constitué d'anneaux de carbure de bore de 65 mm de diamètre et de 7,5 mm d'épaisseur contenu de façon étanche dans un tube externe de 70 mm de diamètre et de 2 mm d'épaisseur et un tube interne de 50 mm de diamètre et de 2 mm d'épaisseur en alliage d'aluminium. Chaque barre est constituée de six éléments articulés. Ces barres sont refroidies par un circuit d'eau à basse température (50o). Ces barres sont prolongées par des éléments inertes pour éviter un déplacement d'eau quand elles sont retirées. 1.4. L'instrumentation du coeur
1.5. Refroidissement du coeur
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L'eau entrant dans le coeur est réchauffée sur 2,50 m de hauteur et bout dans la partie supérieure. A la sortie du coeur, le titre est de 14,5%. Le débit global est de 11.500 kg par seconde. Le débit de chaque tube de force est ajusté par une vanne de réglage, deux fois au cours du séjour de l'assemblage combustible dans le réacteur. 1.6. Système de production d'énergie
1.7. Système de refroidissement de secours
1.8. Alimentation électrique de secours
1.9. Le confinement
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EXTRAIT DU RAPPORT IPSN (JUIN 1986)
3. Déroulement possible de l'accident
3.2. Faits certains
3.3. Causes plausibles
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- Le zirconium (Zr), porté à une température élevée (~1'000oC) et baigné dans une atmosphère de vapeur d'eau s'oxyde en produisant de l'hydrogène. Théoriquement, l'oxydation complète du Zr contenu dans un tube de force produit 40 m3 d'hydrogène. L'oxydation partielle d'une centaine de canaux produit suffisamment d'hydrogène pour que l'énergie libérée par l'explosion soit suffisante pour provoquer la destruction de la dalle. Cette réaction Zr - eau peut être due à une surchauffe du combustible. Plusieurs hypothèses sont aujourd'hui émises pour expliquer cette situation: on peut envisager une défaillance du contrôle neutronique du réacteur ou bien une perte locale de refroidissement, ou une combinaison de ces défaillances: il faudra attendre les renseignements détaillés que doivent fournir les soviétiques en juillet, pour se faire une opinion. 3.4. Conséquences
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Vers 1.600oC, les gaines commencent à
fondre et les assemblages combustible s'effondrent. La perte de la géométrie
du coeur rend ce dernier sous-critique éliminant ainsi une importante
source d'énergie. Les tubes de force fondent également alors
que le graphite atteint la température permettant sa combustion
dans l'air (1.200oC). La situation n'est alors plus maîtrisable:
plus de source de refroidissement, coeur en fusion, perte du confinement
suite à l'explosion de 21 h 23 GMT.
A partir du 29 ou du 30 avril, une noria d'hélicoptères déverse près de 5.000 tonnes de matériaux (sable, plomb, argile, bore) pour étouffer l'incendie et limiter les rejets. Mais la puissance résiduelle qui est alors d'environ 10 MW maintient, faute de refroidissement, le coeur en fusion. Masse totale de graphite: 1.700 t * Volume théorique fourni par la réaction complète Zr + 2H2OZrO2 + 2H2 NB : Les valeurs rapportées dans le tableau concernent uniquement les 7 mètres de coeur actif. 3.5. Evénements postérieurs à
la fusion du coeur
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Rapidement les phases se refroidissent en cédant leur chaleur pour dégrader le béton, échauffer les gaz et les oxydes de décomposition, rayonner vers les structures supérieures. La première étape à «haute température» de la phase d'interaction corium-béton s'achève par la solidification presque complète de la phase métallique. La vitesse d'érosion axiale est en moyenne environ 10 fois plus grande que la vitesse radiale. (Il en découle des profils de cavités analogues à ceux présentés sur la figure 4 (non représentée ici). 3.5.1.2. Particularités du réacteur de Tchernobyl
3.5.1.3. Etude de l'interaction avec le code WECHSL
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Données utilisées (calcul de référence
à partir duquel est effectué l'étude de sensibilité):
· Puissance résiduelle:10 MW · Température initiale du corium: 2.400oC · Température initiale du graphite: 1.200oC (élément vers lequel rayonne le corium) · Composition du corium: - 200 t UO2 - 75 t de Zr métal - 100 t de ZrO2 (50% en masse de zirconium initial étant supposés oxydés) - 350 t d'acier austénitique (soit 240 t de fer, 70 t de chrome, 40 t de nickel) · Caractéristiques du béton: - type siliceux - composition (% masse) CaCO3 = 0,015; Ca(OH)2 = 0,010; SiO2 = 0,818 ; H2O = 0,042; Al2O3 = 0,115 - température de fusion = 1.300oC - enthalpie de décomposition = 2.010 kJ/kg - masse volumique = 2.320 kg/m3 - incorporation de 0,1 kg de fer/kg de béton · La cavité est supposée cylindrique. Le radier est donc circulaire de rayon 10 m (surface de contact corium/béton: 300 m2 environ). Le calcul effectué avec les données explicitées ci-dessus indique que l'érosion est très rapide au tout début de l'interaction (10 premières minutes). Le phénomène débute par une ébullition en film, puis ce film de gaz se déstabilise et la phase métallique vient localement mouiller le béton. L'ébullition nucléée qui en découle augmente encore plus le transfert de chaleur entre le corium et le béton. La vitesse d'érosion atteint alors sa valeur maximale, environ 400 cm/h. Les échanges importants qui ont lieu facilitent le refroidissement du corium et rapidement la phase métallique commence à se solidifier. Une croûte perméable aux gaz se forme alors, et entraîne une réduction considérable des échanges d'énergie entre le corium et le béton. La profondeur atteinte à ce moment est de 40 centimètres environ; l'érosion se poursuit avec une vitesse de 12-14 cm/h. La phase dite «à haute température» (la seule actuellement modélisée par le code WECHSL) s'achève au bout de 6300 secondes lorsque la phase métallique est pratiquement gelée; 65 centimètres de béton ont été jusque là érodés. Influence de la température du graphite
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Cependant, le graphite est un excellent conducteur de la chaleur, sa température ne peut donc pas s'élever fortement. Notre analyse se limitera donc à une température maximale de 1.500oC pour le graphite. Influence de la masse de zirconium oxydé avant l'interaction
coriom-béton
Zr + 2H2O => ZrO2 + 2H2 - 600 kJ (1)Ces réactions chimiques constituent un apport important d'énergie au corium. Elles ont lieu dès le début de l'interaction corium-béton et sont entretenues tant qu'il reste du zirconium à oxyder et qu'il existe un courant gazeux (CO2, H2O) provenant de la décomposition du béton traversant la phase métallique, le zirconium étant un élément extrêmement actif pour des températures supérieures à 1.200oC. La puissance induite par ces deux réactions est d'environ 25 MW, 97% par la réaction (1) et 3% par la réaction (2). Lorsque la quantité initiale de zirconium est plus faible (75% de Zr oxydé), la réaction (2) n'a plus lieu au bout d'une dizaine de minutes, débute alors l'oxydation du chrome: 2 Cr + 3H2O => Cr2O3 + 3 H2 - 390 kJ (3)La réaction (1) s'essoufle aussi rapidement car le zirconium devient plus rare. La puissance due aux réactions chimiques restantes est d'environ seulement 6 MW. Si le zirconium a été entièrement oxydé avant le début de l'interaction corium-béton, seules les réactions (3) et (4) fournissent 6 MW pendant toute la phase d'interaction à haute température. Une plus grande quantité de zirconiurn prolonge sensiblement la première phase de l'interaction corium-béton. La profondeur de la cavité varie cependant faiblement (47-65 cm). Influence de la puissance résiduelle
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D'autres composantes, telles les
réactions d'oxydation lorsqu'elles interviennent ou les variations
d'enthalpie dues à la baisse de température du corium, sont
nettement plus fortes.
La puissance calculée pour décomposer le béton est d'environ 60 MW (puissance résiduelle: 10 MW) à partir du moment où la vitesse d'érosion se stabilise à 14 cm/h (après 10 mn d'interaction) et conserve cette valeur jusqu'à la fin de la première phase d'interaction. Influence de la masse métallique pouvant être contenue
dans le corium
Ils montrent qu'une masse plus importante de matériaux métalliques incorporés dans le corium accroît la durée d'érosion et la profondeur atteinte à la fin de la phasé d'interaction à «haute température». Ceci s'explique par le fait que l'énergie accumulée pour fondre tous ces matériaux est schématiquement restituée d'un seul coup, au début de l'interaction, pour éroder d'autant plus le béton au cours de la phase à «haute température». Conclusion sur l'étude de la phase d'interaction à
«haute température»
(suite)
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3.5.1.4. Phase d'interaction à basse température Pour la phase suivante, à basse température, un calcul de conduction-convection basé sur des bilans thermiques a été effectué par l'Institut de Recherche et de Développement Industriel du Commissariat à l'Energie Atomique, dans les conditions schématisées ci-dessous: * Perte par conduction 4,3 MW/jour * Energie intégrée disponible compte tenu de la puissance résiduelle (produits de fission relâchés) et des pertes par conduction: jours E (MWJ) 0,5 24,2 1 33,9 2 46,5 5 68,1 11 89 15 95 20 101 30 103 * 1 MWJ décompose 21,6 m3 de béton (environ
7 cm avec une surface d'interaction de 300 m2).
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D'informations plus anciennes, on peut comprendre, mais
ceci n'est qu'une interprétation, que les Soviétiques ont
pu ensuite emplir de béton cet espace situé sous la cavité
du bloc coeur, ceci ayant pour objectif, soit de mieux confiner les produits
radioactifs, soit de retarder le débouché éventuel
du corium dans le sous-sol. Si cette opération a bien été
accomplie, il n'est pas impossible que le corium arrête là
sa progression.
3.5.2. Interaction coriom-eau
5. Evaluation du terme-source et des doses
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Les produits de fission moins volatils, tels que le strontium ou le ruthénium, sont émis avec des taux de quelques pour mille ou pour cent de l'inventaire du coeur; enfin, les lanthanides et les actinides avec des taux encore plus faibles, se chiffrant en dix millième de l'inventaire du coeur. 5.2. Situation météorologique les premiers jours de
l'accident
5.3. Surélévation du panache
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La puissance totale à la
source était donc au maximum de 78 MW et au minimum de 28 MW après
l'extinction du feu d'hydrogène.
Pour les premières heures du rejet, en supposant que celui-ci ait eu lieu suffisamment tôt le matin du 26/4 et dans l'hypothèse de la puissance maximale, les calculs faits avec le code MICAR (Référence 1) montrent que cette puissance était juste suffisante pour permettre au panache de traverser la couche d'inversion. Après sa traversée, cette couche d'inversion aurait joué le rôle de couvercle, en empêchant le panache de retomber au sol et protégeant les régions proches du site de la centrale. Pour les heures suivantes, après la disparition de l'inversion et alors que l'hydrogène était entièrement consumé, les calculs montrent qu'avec une puissance de 28 MW et en supposant une atmosphère neutre, le panache pouvait atteindre une altitude de 800 m. Avec l'instabilité se développant en cours de journée, les calculs montrent une forte extension verticale du panache qui expliquerait la montée d'au moins une partie du panache jusqu'à 1.500-2.000 m, une autre partie touchant le sol. Au cours des nuits suivantes (27 et 28/4), l'inversion au sol semble plus épaisse, bloquant le panache à environ 100 m d'altitude. Lorsque l'instabilité s'établit dans la journée, le même scénario que dans la journée du 26/4 se serait reproduit. Il apparaît donc que la surélévation du panache est un élément important puisqu'il explique non seulement le transport rapide des produits radioactifs par les courants d'altitude, mais aussi la relative protection dont auraient bénéficié les régions proches du site, au moins durant les premières heures de l'accident. 5.4. Trajectoires avec point de d~part à i 500 m d'altitude
(suite)
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Durée du transfert (en jours) 1 2 3 4 5 6 Largeur du panache (en km) 170 340 520 690 860 1000 Ainsi, sur les pays nordiques dans les journées des 27/4 et 28/4, le panache avait environ 300 km de largeur, sur la France les 1 et 2 mai, il avait entre 700 et 900 km de largeur. 5.5. Mesures radioactives effectuées en Europe et concordance
avec les trajectoires
5.6. Coefficients de transfert atmosphérique à
longue distance
AVI (Bq.s.m-3) Q(Bq) x CTA (s.m-3)* 1 Bq = 2,7.10-11Ci, 1 Ci = 3,7.10+10 Bq p.12
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Cette AVI est, expérimentalement,
l'intégrale des mesures de concentration en fonction du temps et
il semble plus correct d'utiliser cette grandeur, qui intègre la
totalité du passage du panache que d'autres grandeurs telles que
des valeurs moyennes ou des valeurs obtenues sur des temps limités.
De plus, cette activité volumique intégrée permet de calculer rapidement les doses intégrées (exposition externe et interne) lors du passage du panache. Pour pouvoir passer des concentrations mesurées en différents points d'Europe aux rejets initiaux associés, il faut se fixer des valeurs de CTA correspondant aux conditions de la dispersion atmosphérique. Les valeurs suivantes ont été retenues (cf. Références 2, 3) en tenant compte de l'appauvrissement par dépôt sec, mais non par la pluie (difficile à évaluer précisément): - à 1.000 km: 2,2.10-10s.m-3, incertitude d'un facteur 2 - à 2.000 km: 5.10-11s.m-3, incertitude d'un facteur 4 - à 3.000 km: 2.10-11s.m-3, incertitude d'un facteur 4 5.7. Evaluation du rejet durant les deux premiers jours
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Le rapport isotopique Cs 137/Cs 134 est, dans l'ensemble des mesures, pratiquement constant et égal à 1,9 ce qui implique un taux de combustion moyen compris entre 9.000 et 12.000 MWj/t (rapporté à un REP). Pour les calculs de fraction d'activité libérée, l'activité contenue dans le coeur du réacteur RBMK de Tchernobyl a été prise, en première approximation, égale à celle présente dans le coeur d'un REP de même puissance avec un taux de combustion de 11.000 MWj/t (extrait de la Référence 4), présenté dans l'annexe au chapitre IV). Si l'on passe en revue, à l'aide des tableaux 1 et 2, les trajectoires et les mesures correspondantes, on peut en déduire les évaluations suivantes du rejet, en se basant dans un premier temps, sur le Cs 137: - la trajectoire «finlandaise», difficilement expliquée actuellement par les conditions météorologiques, correspond à un rejet compris entre 0,7 et 0,6% du contenu du coeur en Cs 137, - les trajectoires suédoises (rejet le 26/04 sauf certainement les toutes premières heures du rejet) correspondent à un rejet compris entre 1,1 et 4,4% du coeur, - la trajectoire passant sur l'Europe Centrale (départ le 27/4 à 0 h) avec des points de mesure en Allemagne (Bavière), France (surtout région parisienne) et GrandeBretagne (Sud) correspond à un rejet compris entre 1 et 40% compte tenu d'une part des différences sur les mesures elles-mêmes (entre 3 et 10,4%) et de l'incertitude sur le CTA utilisé pour remonter au rejet, - les trajectoires passant par l'Europe Centrale et le Golfe de Gènes (départ le 27/04 à 6h et 12h TU), avec des points de mesure dans l'Est de la France, en Hollande et au Danemark correspondent à un rejet compris entre 0,25 et 45% compte tenu des incertitudes sur les mesures (entre 1,1 et 11,35%) et sur les CTA. - on ne dispose que d'informations très partielles et non directement utilisables sur les trajectoires partant le 26/4 à 18 h (passage en Pologne observé le 27/4 en fin de journée) et sur les trajectoires parties après le 27/4 à 18 h. Au total, pour les trajectoires «interprétables», correspondant à une partie des rejets des j6urnées du 26 et 27 avril, la fraction estimée du coeur rejetée en Cs 137, représentatif de l'ensemble des césiums, peut être comprise entre 3 et 92%. L'incertitude est très grande, due à la fois à la dispersion du petit nombre de mesures utilisables et au transfert atmosphérique sur de très longues distances (avec les problèmes de répartition verticale et transversale dans le panache et surtout d'appauvrissement par le lavage par la pluie sur certaines parties des trajectoires et même au moment des mesures). Une estimation moyenne et raisonnable de rejet en Cs sur les deux premiers jours pourrait être de l'ordre de 20% du coeur, avec un facteur d'incertitude de 4, en plus ou en moins, soit entre 5 et 80%. Pour l'iode, quand la mesure de l'iode total a été faite, on trouve une fraction du coeur sensiblement plus faible que celle trouvée pour le césium. Ceci peut s'expliquer soit par une rétention plus forte de l'iode dans l'installation, soit par un appauvrissement plus fort au cours du transfert. p.13
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5.8. Comparaison des activités surfaciques
calculées et mesurées
La relation entre les activités volumiques intégrées (AVI) et les activités surfaciques (AS) résultant du dépôt sec s'écrit: AS(Bq.m-2) = AVI(Bq.s.m-3) x Vd(m.s-1)Vd est la vitesse de dépôt sec, qui s'exprime en m.s-1 et dont la valeur peut varier de 1.1-3 (fines particules) et 1.10-2 (grosses particules ou iode moléculaire). En prenant une vitesse moyenne de dépôt sec de 3. 10-3m.s-1, le passage des AVI du tableau 2 aux AS donne les résultats suivants, qui peuvent etre comparés aux valeurs mesurées: (P) : Pluie lors du passage du panache (H) Dépôt sur l'herbe (environ 1/3 du dépôt total) On peut constater que l'accord entre les valeurs calculées et les valeurs mesurées est assez bon, si l'on excepte les lieux où il a, de façon sûre, plu assez fortement lors du passage du panache. Par ailleurs, un calcul rapide avec un dépôt moyen en I 131 en Scandinavie de 20 kBq.m-2 et de 3 kBq.m-2 en Europe occidentale conduit à une fraction du coeur de l'ordre de 1,5%. En Cs 137 avec 3 kBq.m-2 en Scandinavie et 0,5 kBq.m-2 en Europe occidentale, on obtient 4%. Ceci ne tient pas compte des dépôts en URSS et Pologne, de dépôts importants dûs à la pluie et de la fraction qui est restée en suspension après avoir traversé l'Europe. 5.9. Estimation des rejets pour les autres familles de produits de
fission (PF)
(suite)
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suite:
Tellure: 7% Ruthénium: 1 à 2% Lanthanide: 0,01 à 0,04% Actinides: 0,02 à 0,04% Pour les gaz rares, on ne dispose actuellement d'aucune mesure d'activité mais on peut supposer que leur quasi-totalité a été rejetée hors du réacteur. 5.10. Evaluation des doses à courte et moyenne distance
5.10.2. Doses et débits de dose dûs an dépôt
à moyenne distance
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