_Shaft_ a écrit :
Ca j'aimerais bien savoir pourquoi justement...
J'ai toujours entendu dire qu'un réacteur nucléaire sur le point de péter était en surchauffe... Pourquoi une basse température serait dangereuse?
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Encore un article hautement instructif sur le pourquoi du fonctionnement instable d'un réacteur de type RCMK..attention il faut s'accrocher c'est tres technique...
Tchernobyl: Évaluation des incidences radiologiques et sanitaires de Tchernobyl par l'agence pour l'énergie nucleaire...
(L'Agence pour l'énergie nucléaire (AEN) est une agence spécialisée de l'Organisation de coopération et de développement économiques (OCDE))
Lorsque l'accident de Tchernobyl est survenu le 26 avril 1986, le programme électronucléaire soviétique reposait principalement sur deux filières de réacteurs, à savoir les VVER, réacteurs à eau ordinaire sous pression, et les RBMK, réacteurs à eau ordinaire modérés par du graphite. Alors que les réacteurs de type VVER étaient exportés dans d'autres pays, ceux de type RMMK étaient exclusivement utilisés dans les républiques de l'ex-URSS.
Le complexe électronucléaire de Tchernobyl, situé à 130 km environ au nord de Kiev (Ukraine) et à 20 km environ au sud de la frontière avec le Bélarus , se composait de quatre réacteurs nucléaires de type RBMK-1000, dont les tranches 1 et 2 avaient été construites entre 1970 et 1977, alors que les tranches 3 et 4, de conception identique, avaient été achevées en 1983 (IA86). Deux autres réacteurs de type RBMK étaient en construction sur le site au moment de l'accident.
Au sud-est de la centrale, un lac artificiel d'une superficie d'environ 22 km2, situé sur les rives de la Pripiat, un affluent du Dniepr, a été construit pour fournir de l'eau de refroidissement aux réacteurs.
Cette région de l'Ukraine est décrite comme un pays boisé de type biélorusse avec une faible densité de population. Située à 3 km environ du réacteur, la ville nouvelle de Pripiat comptait 49 000 habitants. L'ancienne ville de Tchernobyl, qui comptait 12 500 habitants, se trouvait à une quinzaine de kilomètres au sud-est du complexe. Dans un rayon de 30 km autour de la centrale, il y avait au total de 115 000 à 135 000 habitants.
Le RBMK-1000 est un réacteur de conception et de construction soviétiques, à tubes de force, avec modérateur en graphite, qui utilise un combustible au dioxyde d'uranium faiblement enrichi (2 % de 235U). C'est un réacteur à eau ordinaire bouillante dans lequel les turbines sont alimentées directement en vapeur, sans l'intermédiaire d'un échangeur de chaleur. L'eau pompée dans la partie inférieure des canaux de combustible bout à mesure qu'elle remonte dans les tubes de force, produisant de la vapeur qui alimente deux turbines de 500 MWe (mégawatts électriques). L'eau joue le rôle de réfrigérant et fournit également la vapeur utilisée pour actionner les turbines. Les tubes de force verticaux contiennent le combustible au dioxyde d'uranium, enrobé d'un alliage de zirconium, autour duquel l'eau de refroidissement circule. Un modèle spécial de machine de chargement et de déchargement du combustible permet de permuter les faisceaux de combustible sans arrêter le réacteur.
réaction en chaine :
Le modérateur, qui a pour fonction de ralentir les neutrons afin qu'ils produisent plus efficacement une réaction de fission dans le combustible, est constitué par du graphite. On fait circuler un mélange d'azote et d'hélium entre les blocs de graphite, en grande partie pour empêcher l'oxydation du graphite mais aussi pour améliorer la transmission de la chaleur dégagée par les interactions des neutrons dans le graphite, à partir du modérateur jusqu'au canal de combustible. Le cur lui-même a environ 7 m de hauteur et 12 m de diamètre. Il y a quatre pompes principales de circulation du réfrigérant, dont l'une est toujours en réserve. On contrôle la réactivité ou la puissance du réacteur en élevant ou en abaissant 211 barres de commande qui, lorsqu'elles sont abaissées, absorbent les neutrons et réduisent le taux de fission. La puissance produite par ce réacteur est de 3 200 MWt (mégawatts thermiques) ou de 1 000 MWe, bien qu'il existe une version plus puissante produisant 1 500 MWe. Divers systèmes de sécurité, s'agissant notamment d'un système de refroidissement de secours du coeur et de l'obligation de laisser au moins 30 barres de commande insérées, ont été intégrés dans la conception et l'exploitation du réacteur.
Les réacteurs RBMK ont pour principale caractéristique de posséder un « coefficient de vide positif ». Cela signifie que, si la puissance augmente ou que le débit d'eau diminue, la production de vapeur s'accroît dans les canaux de combustible, de sorte que les neutrons qui auraient été absorbés par l'eau, plus dense, augmenteront alors le taux de fission dans le combustible. Cependant, lorsque la puissance augmente, il en va de même de la température du combustible, ce qui a pour effet de réduire le flux de neutrons (coefficient de température négatif du combustible). L'effet net de ces deux caractéristiques antagonistes varie en fonction du niveau de puissance. Au niveau de puissance élevé atteint dans des conditions de fonctionnement normales, l'effet de la température l'emporte, de sorte que les excursions de puissance entraînant un excès d'échauffement du combustible ne se produisent pas. Cependant, lorsque la puissance produite est inférieure à 20 % de la puissance maximale, c'est l'effet du coefficient de vide positif qui l'emporte, le réacteur devenant alors instable et sujet à de brusques à-coups de puissance. Ce facteur a joué un rôle important dans le déroulement de l'accident.
Événements ayant conduit à l'accident (IA86, IA86a)
Le réacteur de la tranche 4 devait être arrêté pour des opérations courantes de maintenance le 25 avril 1986. Il a été décidé de profiter de cet arrêt pour déterminer si, en cas de perte d'alimentation générale, la turbine marchant au ralenti pourrait fournir suffisamment d'énergie électrique pour faire fonctionner les équipements de secours et les pompes de circulation de l'eau de refroidissement du cur, jusqu'à ce que les groupes diesel de secours puissent en produire. Cet essai avait pour objet de déterminer si le refroidissement du cur pourrait continuer à être assuré en cas de perte d'alimentation électrique.
Ce type d'essai avait été effectué au cours d'une période d'arrêt antérieure mais les résultats n'avaient pas été concluants, de sorte qu'il a été décidé de le répéter. Malheureusement, cet essai, qui était censé s'appliquer essentiellement à la partie non nucléaire de la centrale, a été effectué sans qu'un échange d'informations et une coordination appropriés se soient instaurés entre l'équipe responsable de l'essai et le personnel chargé de l'exploitation et de la sûreté du réacteur nucléaire. C'est pourquoi, les précautions en matière de sécurité prévues dans le programme d'essai étaient insuffisantes et le personnel d'exploitation n'a pas été alerté des conséquences, pour la sûreté nucléaire, de l'essai sur l'alimentation électrique et de son danger potentiel.
Le programme prévu impliquait l'arrêt du système de refroidissement de secours du cur du réacteur, qui fournit l'eau nécessaire au refroidissement du cur en cas d'urgence. Bien que la suite des événements n'en fût guère affectée, la mise hors service de ce système tout au long de l'essai s'est déroulée dans des conditions faisant peu de cas des procédures de sécurité.
Pendant la mise à l'arrêt, le réacteur fonctionnait approximativement à mi-puissance lorsque le centre régulant la distribution de la puissance au réseau n'a pas permis la poursuite de la procédure d'arrêt en raison de la demande d'électricité. Conformément au programme d'essai prévu, environ une heure plus tard, le système de refroidissement de secours du coeur a été déconnecté pendant que le réacteur continuait de fonctionner à mi-puissance. Ce n'est que vers 23 heures, le 25 avril, que la régulation du réseau a admis que la puissance soit à nouveau réduite.
Pour cet essai, le réacteur aurait dû être stabilisé à 1 000 MWt environ avant l'arrêt mais, en raison d'une erreur opérationnelle, la puissance est tombée à environ 30 MWt, niveau auquel le coefficient de vide positif est devenu dominant. Les opérateurs ont alors cherché à porter la puissance à 700-1 000 MWt en déconnectant les régulateurs automatiques et en libérant manuellement toutes les barres de commande. Ce n'est que vers 1 heure du matin, le 26 avril, que le réacteur a été stabilisé à environ 200 MWt.
Malgré la consigne d'exploitation standard selon laquelle il faut laisser au moins 30 barres de commande insérées pour garder le contrôle du réacteur, seules six à huit barres ont en fait été utilisées au cours de l'essai. Bon nombre des barres de commande ont été retirées afin de compenser l'accumulation de xénon, qui jouait le rôle d'absorbeur de neutrons et réduisait la puissance. Cela impliquait qu'en cas d'à-coup de puissance, il aurait fallu 20 secondes environ pour abaisser les barres de commande et arrêter le réacteur. Il a néanmoins été décidé de poursuivre le programme d'essai.
Il y a eu alors une augmentation du débit de réfrigérant et une chute consécutive de la pression de vapeur. L'arrêt d'urgence automatique, qui aurait dû stopper le réacteur lorsque la pression de vapeur était faible, avait été bloqué. Afin de maintenir la puissance, les opérateurs ont dû retirer presque toutes les barres de commande restantes. Le réacteur est devenu très instable et les opérateurs ont dû procéder à des réglages à intervalles répétés de quelques secondes en essayant de maintenir la puissance constante.
À peu près à ce moment-là, les opérateurs ont réduit le débit d'eau d'alimentation, probablement en vue de maintenir la pression de vapeur. Simultanément, les pompes qui étaient alimentées en électricité par la turbine fonctionnant au ralenti ont fourni moins d'eau de refroidissement au réacteur. La perte d'eau de refroidissement a exagéré l'état instable du réacteur en augmentant la production de vapeur dans les canaux de refroidissement (coefficient de vide positif) et les opérateurs n'ont pas pu empêcher un énorme à-coup de puissance, évalué à 100 fois la puissance nominale.
Cette soudaine augmentation de la production de chaleur a entraîné la rupture d'une partie du combustible et de petites particules de combustible à température élevée, entrant en réaction avec l'eau, ont provoqué une explosion de vapeur qui a détruit le cur du réacteur. Une seconde explosion a parachevé la destruction deux ou trois secondes plus tard. Bien que l'on ne sache pas de façon certaine ce qui a causé ces explosions, il est présumé que la première a été une explosion vapeur/combustible chaud et que l'hydrogène a sans doute joué un rôle dans la seconde.
Certains médias ont fait état d'une origine sismique de l'accident, mais la validité scientifique de l'article à la source de cette rumeur (St98) a été contestée.
Message édité par Profil supprimé le 10-10-2005 à 05:20:36