La G@zette Nucléaire sur le Net!
N°26/27
THREE MILE ISLAND
Petit lexique

Accumulateurs: réservoirs d'eau borée froide sous une pression de 41 bars.
ANG: Alimentation Normale des Générateurs de vapeur en eau secondaire.
Boucles A et B: le circuit primaire de la chaudière de TMI comporte la cuve et deux «boucles» comportant chacune, essentiellement, un générateur de vapeur en série avec deux pompes primaires en parallèle (voir schéma).
Fan cooler: système de refroidissement de l'atmosphère de l'enceinte par ventilateur et radiateur air-eau dans l'enceinte et échangeur à l'extérieur de l'enceinte. Le circuit fermé permet le confinement de l'enceinte. Il est réputé tenir aux ambiances accidentelles. Ce dispositif n'existe pas sur les chaudières nucléaires françaises.
GV: Générateur de Vapeur. Le "niveau" des GV est mesuré de la même façon que celui du pressuriseur: mesure d'une différence de pressions.
I.S.: Injection de Sécurité, système appelé, aux USA, ECCS (Emergency Core Cooling System) et injectant de l'eau froide sous pression dans la cuve en cas d'accident, afin d'assurer un refroidissement suffisant du réacteur.
I.S.H.P.: Injection de Sécurité Haute Pression. Prévue pour injecter de l'eau froide dès les premiers instants d'une dépressurisation de la cuve (dès 110 bars à TM!). C'est de l'ISHP qu'il sera ici toujours question, même sous l'appellation "I.S". 
ANNEXE 4 

     Après l'accident de TMI, la CFD-EDT de l'Équipement (le service qut construit les centrales) a envoyé au Directeur de l'Équipement une lettre ouverte, dont nous extrayons ici quelques passages caractéristiques:

Ne pas cacher la probabilité et la gravité d'un accident du type T.M.I. sur une centrale française
     Plusieurs éléments montrent en effet que les informations dont on disposait le 24 avril étaient encore très optimistes. En effet:
 · la mise hors service de l'alimentation de secours des GV n'est pas une condition nécessaire au développement d'un accident du type T.M.I.[1], 
 · la réserve en eau secondaire des GV du type Westinghouse n'aurait pas eu d'effet sensible sur le scénario de l'accident de T.M.I., 
 · l'Injection de Sécurité a démarré automatiquement, à T.M.I., à l'instant t = 2 mn. Cela n'aurait pas été le cas à Fessenheim ou Bugey où l'on accordait 25 mn à l'opérateur pour comprendre le processus et démarrer l'IS manuellement, temps considéré comme «non totalement satisfaisant» par l'autorité de sûreté,

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1. N.D.L.R.: ce qui accroit notablement la probabilité d'un tel accident.
 · la circulation naturelle n'est pas plus possible sur une chaudière Westinghouse que sur une chaudière Babcock, dès que le circuit primaire a atteint l'état diphasique,
 · les chaudières «françaises» ne comportent pas le circuit de brassage et de refroidissement[2] de l'air contenu dans l'enceinte qui existe sur la majorité des chaudières PWR construites aux USA, qui évite la mise hors service définitive de la chaudière en cas de brèche intermédiaire et épargne aux opérateurs le choix, en cas de petite brèche, entre risquer de fissurer l'enceinte ou détruire leur machine,
 · l'épaisseur d'enceinte en France est inférieure à celle de TM l, ce qui correspondrait à une irradiation directe à travers l'enceinte environ 30 fois supérieure en France à ce qu'elle fut à TM 1[3],
 · l'accident de TMI semble n'être pas passé loin de la catastrophe, notamment en cas d'arrêt plus tardif des pompes primaires, ou d'explosion plus puissante de l'hydrogène,
 · enfin, le rythme excessif de l'actuel programme, vis-à-vis des moyens de l'industrie nationale, du maître d'œuvre et de l'autorité de sûreté, sont des conditions propres à accroître dans une large mesure toutes les probabilités d'accidents,
 · nous insisterons plus particulièrement sur l'inquiétante faiblesse des moyens de l'appui technique de l'autorité de sûreté,  qui manifeste clairement quelles sont les priorités du gouvernement actuel.
     Nous n'insisterons pas sur la gravité de la signification de l'incident de Gravelines. Nous avons seulement noté que:
 · pour les mêmes raisons qu'à TMI, rien ne permet aujourd'hui d'affirmer que les opérateurs auraient agi d'une façon sensiblement différente sur une chaudière dont le cœur aurait été chargé,
 · la gravité d'un tel accident aurait dans ce cas été bien supérieure à celle de l'accident de TM!
     Plus loin, on peut lire:
 · si aucun délai n'est encore annoncé dans les intentions de la Direction dans la note du 18 mai, sinon pour repousser le plus grand nombre d'applications au niveau du palier N4, le CNLE-CFDT croit devoir préciser sur ce point ses exigences a minima:

Actions conditionnant dès aujourd'hui le maintien en service de Fessenheim 1 et 2, Bugey 2, 3, 4 et la divergence de Bugey 5
 · révision provisoire exhaustive des huit procédures de conduite post-accidentelles citées dans le rapport du 18 mai,
 · rédaction d'une procédure de conduite post-accidentelle provisoire pour le cas d'une fuite du RRA, sur la base de l'expérience de Gravelines, et en attendant la rédaction d'une version définitive s'appuyant sur des simulations crédibles, 
 · correction de la logique de mise en route de l'injection de sécurité pour les tranches de Fessenheim et de Bugey, avec modification correspondante des procédures,
 · remplacement par des soupapes de conception corrigée de toutes les soupapes de sûreté de R RA éventuellement semblables à celles de Gravelines,

suite:
 · remplacement par des vannes d'isolement modifiées de toutes les vannes d'isolement de soupapes de décharge de pressuriseurs qui ne permettraient pas à coup sûr dès aujourd'hui un isolement total sous plein débit,
 · révision du plan d'urgence en cas d'accident de dimensionnement du réacteur, pour tenir compte du dépassement des hypothèses admises comme réalistes jusqu'à TMI quant aux conséquences radiologiques enveloppes.
     Nous demandons à la Direction de l'Ëquipement si ces conditions sont actuellement remplies, et sinon, de nous dire quel est l'état actuel et quelles sont ses intentions sur ces points.

Actions conditionnant impérativement le chargement de toutes les tranches du CP1, y compris Gravelines et Tricastin
     Les mêmes, plus:
 · retour à l'arrêt d'urgence automatique sur déclenchement de la turbine au-dessus de 40% de puissance nominale, comme pour les tranches précédentes et pour les tranches du palier PWR 1300,
 · présence permanente sur chaque site d'un recombineur d'hydrogène opérationnel.

Actions devant donner lieu à des applications dès que possible sur les tranches du palier PWR 900
 · amélioration de la Signalisation en Salle de Commande (information synthétique sur la disponibilité des circuits de sûreté, et pour l'aide au diagnostic, le suivi de l'état du fluide primaire, etc.), 
 · réétude de la nécessité d'automatiser certaines actions de sauvegarde au-delà des dix premières minutes,
 · construction d'un banc d'essai en conditions réelles de toute la robinetterie primaire (ou auxiliaire nucléaire) pour laquelle la qualification se révélera nécessaire par ce moyen pour le palier N4,
 · addition d'un système de refroidissement de l'enceinte autre que l'aspersion en cas de petites brèches primaires,
 · mesures propres à protéger le RRA contre les suppressions tout en facilitant la tâche de l'opérateur et la protection des pompes primaires lors du passage à l'état monophasique,
 · mesures propres à faire face à une perte totale d'alimentations électriques, qui, dans l'état actuel, peut conduire à un accident très grave en moins d'une heure.
     En ce qui concerne la filière " rapide ",
l'objectif affiché par la Direction de l'Ëquipement, d'alignement de la conception de la sûreté de cette filière sur celle du PWR, n'est pas propre à rassurer ceux qui ne croient ni à la sagesse d'un projet comme Superphénix, ni au bien fondé d'une recherche à court terme de la compétitivité de cette filière. 
     Intéressant non ?...

p.20
2. N.D.L.R.: le Fan-cooler de TMI. Voir analyse complémentaire (petit lexique).
3. N.D.L.R. compte tenu de la radioactivité répandue par les nombreux composants fuitards des Circuits auxiliaires, il faut ajouter que, selon les informations les plus récentes, aussi bien le public à 1 km de la centrale que le travailleur sur le site à 250 m (dose autorisée 10 fois plus forte) auraient, avec une enceinte de confinement française, pris en 10 h (au cours des 24 premières heures) la dose maximale autorisée pour un an. A T.M.I., le temps de était doublé pour le travailleur du fait de la plus grande épaisseur de l'enceinte.
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