Il n’ont rien appris de Tchernobyl !
Faux !
En bref
En détail
L’Agence internationale de l’énergie atomique (AIEA) a mandaté l’International Nuclear Safety Advisory Group (INSAG), créé en 1985, pour étudier l’accident de Tchernobyl et formuler des recommandations. Les deux premiers rapports, INSAG-1 [1] et INSAG-7 [2], ont clarifié les enchaînements techniques et humains à l’origine de l’accident et ont donné un retour d’expérience. L’INSAG a publié 28 rapports, contribuant à établir une doctrine internationale de sûreté et soulignant l’importance d’une culture de sûreté forte devenue centrale au secteur.
Des modifications ont été faites sur les RBMK (type de réacteur à Tchernobyl) pour les renforcer.
- Le coefficient de vide positif à l’origine de la réaction incontrôlée a été réduit.
- La composition des barres de contrôle a été modifiée et leur vitesse d’insertion accélérée (leur lenteur avait notamment contribué à l’accident).
- Des systèmes de protection ont été ajoutés pour empêcher des fonctionnements instables.
- Les règles d’exploitation interdisent certaines configurations dangereuses comme celles présentes lors de l’accident.
Ces améliorations ont permis d’augmenter le niveau de sûreté des RBMK, malgré une conception différente des standards occidentaux.
L’accident a souligné l’importance de l’humain . Des erreurs d’exploitation et l’absence ou le non-respect de procédures ont contribué à la catastrophe [3]. Cela a conduit à promouvoir une « culture de sûreté », fondée sur la rigueur, la transparence et la responsabilité individuelle et managériale. Les opérateurs sont mieux formés et encouragés à signaler toute anomalie sans crainte de sanctions. Les doctrines de gestion de crise ont également été revues [6].
La transparence est plébiscitée, rompant avec le silotage précédent. Les incidents doivent être rapidement déclarés et analysés, tandis que les autorités de sûreté voient leur indépendance renforcée. Des organismes internationaux, notamment la World Association of Nuclear Operators (WANO) créée après l’accident [4], favorisent le partage d’expérience et l’harmonisation des pratiques.
Enfin, la prise en compte des accidents graves a marqué la conception des réacteurs de génération 3. Contrairement aux précédents, ces réacteurs intègrent dès l’origine des dispositifs pour gérer des situations extrêmes. Sur l’EPR [7][8], des systèmes permettent de contenir le corium afin d’éviter la percée de l’enceinte. D’autres dispositifs limitent les risques d’explosion d’hydrogène et assurent l’évacuation de la chaleur, même en cas de perte totale d’alimentation électrique.
En France, la quatrième visite décennale des réacteurs de 900 et 1300 MW (génération 2) a renforcé la sûreté face aux accidents graves. Elle inclut des dispositifs pour stabiliser le corium, illustrant une convergence entre les exigences appliquées aux réacteurs existants et celles des conceptions récentes.
Sources :
[1] INSAG-1 – lien
[2] INSAG-7 – lien
[3] NUREG-1250 – lien
[4] WANO 1989 – lien
[5] Euratom 1987- lien
[6] ICRP 1987 – lien
[7] Directives techniques pour la conception et la construction de la prochaine génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression (EPR) – lien
[8] Guide de l’ASN n°22 Conception des réacteurs à eau sous pression – lien