Canadian Coalition for Nuclear Responsibility

Regroupement pour la surveillance du nucléaire

Extraits tirés de A Race Against Time: Interim Report on Nuclear Power [Une course contre le montre: rapport d'interim sur l'énergie nucléaire] ~ souvent décrit comme «le rapport de la Porter Commission» ~ chapitre 6 : Health, Environmental and Safety Concerns Commission royale sur la planification du pouvoir électrique président : Arthur Porter, professeur en génie, U. de Toronto disponible chez l'Imprimeur de la reine, Toronto, September 1978

pp. 73 - 76:

Toute centrale nucléaire en exploitation amasse forcément . . . énormément de matériels radioactifs en son sein. Ceux-ci sont composés en grande partie de produits de fission et d'actinides, dont le plutonium-239.

. Quant aux premiers, la plupart ont une courte demi-vie et sont généralement hautement radioactifs. Quant aux actinides, en plus d'être extrêmement toxiques, elles ont une très longue demi-vie.

Il va de soi qu'un accident nucléaire majeur occasionnerait une surchauffe excessive et, par conséquent, la fusion du combustible nucléaire. Cela provoquerait l'échappement d'une quantité considérable de matériels radioactifs dans l'environnement . . . . Un nuage radioactif se formerait et serait porté par le vent . . . . Deux ou trois kilomètres plus loin (tout dépend de la vitesse du vent) le nuage commencerait à se dissiper. L'aire de dispersion (c'est-à-dire le territoire où les substances radioactives atterriraient) pourrait s'étendre à des centaines de kilomètres . . . .

Dans de pareilles circonstances, les enfants seraient particulièrement exposés au risque d'ingestion du lait contaminé avec de l'iode-131. Pour en minimiser les effets il a été proposé d'administrer des tablettes iodées non-radioactives dans l'heure suivant l'ingestion de l'isotope . . .

Les mesures d'urgence nécessaires advenant un tel accident majeur varieraient selon les circonstances. Il pourrait être nécessaire d'évacuer d'urgence les résidents des environs et ceux habitant les zones sous le vent de la centrale. De plus, tel que mentionné précédemment, les risques à long terme nécessiteraient l'isolement de l'eau et de la nourriture contaminées. Des opérations de décontamination locales de même que l'évacuation de la population des zones hautement contaminées pourraient s'avérer absolument nécessaires . . . .

Toute discussion sur la sécurité d'une centrale nucléaire porte essentiellement sur les méthodes visant à empêcher la fuite dans le sol et dans les airs des quantités fantastiques de substances radioactives se trouvant au sein d'un réacteur lors d'éventuels dérèglements majeurs. Il est évident que si une fuite importante de ces matières radioactives accumulées se produisait . . . les conséquences seraient des plus graves. Il pourrait en résulter des milliers de décès immédiats de même que plusieurs milliers d'autres plus tard.

pages 78-79

En plus de générer des quantités substantielles de matériels radioactifs, un réacteur nucléaire génère énormément d'énergie thermique, c'est-à-dire de la chaleur. Si, suite à une rupture majeure dans le système caloporteur, le système d'arrêt d'urgence ne fonctionnait pas non plus, une augmentation rapide de cette chaleur s'ensuivrait. Le système de refroidissement d'urgence du coeur sert à évacuer de l'énergie thermique du coeur du réacteur le plus rapidement possible.

Si, toutefois, le système caloporteur et le système de refroidissement d'urgence tombaient en panne simultanément, il y aurait probablement une fusion partielle ou totale du coeur du réacteur. Une fusion totale occasionnerait, fort probablement, une fuite considérable de substances radioactives. Or, cela n'arriverait qu'en cas de rupture du système de confinement (une éventualité peu probable) . . . . Une telle éventualité pourrait se produire si le combustible en fusion tombait sur le plancher, le pénétrait et rentrait dans le sol -- ce qui aurait pour conséquence la contamination d'une vaste superficie. Toutefois, l'Hydro Ontario et la CCÉA s'accordent pour insister qu'à leur avis, même si une fusion du coeur se produisait (ce qui serait fort improbable) le système de confinement tiendrait . . . .

À la centrale de Pickering, selon les probabilités, calculées par réacteur, une fusion du coeur devrait se produire environ une fois par un million d'années. Quant à la centrale de Bruce, comme il existe deux systèmes d'arrêt d'urgence indépendants . . . en théorie, les probabilités de fusion du coeur seraient considérablement moins élevées. Disons, environ une fois par un milliard d'années.

Ceci dit, deux critiques bien avisés, le Dr. Gordon Edwards et M. Ralph Torrie, tous deux participants aux audiences publiques, ont prétendu que les probabilités d'un mauvais fonctionnement simultané des deux systèmes d'urgence pourrait être 100 fois plus élévées que les probabilités théoriques . . . . Nous jugeons que l'estimation Edwards-Torrie est plus réaliste que le calcul de probabilités officiel . . . Supposons que dans 40 ans il y aura 100 réacteurs en exploitation au Canada. Dans un tel contexte, les probabilités d'une fusion du coeur pourraient être environ une fois par quarante années -- selon les calculs de probabilités les plus pessimistes.

Il existe des preuves allant dans le sens de la position Edwards-Torrie dans les rapports sur la sécurité de la centrale à Pickering. En effet, il s'est produit, dans une période de quatre ans, six accidents impliquant la perte de contrôle sur des systèmes automatisés. Comme l'objectif visé par les concepteurs du réacteur était un seul événement du genre tous les cent ans - cela n'est guère reluisant. De plus, nous avons pu constater que le système de refroidissement d'urgence du coeur ne respecte pas non plus les objectifs fixés lors de la conception du réacteur. Il existe, toutefois, des signes d'amélioration à cet égard.

En juin 1974, une faille dans le mur de l'édifice du réacteur 2 à Pickering fut dépistée. Cette faille, qui était là depuis jusqu'à un an et demi, aurait entamé l'efficacité du système de confinement lors d'un éventuel risque d'échappement de substances radioactives . . .

Avant de juger de la justesse des calculs ci-haut il est important de se rappeler qu'aucune étude comparable à l'étude Rasmussen n'a été menée à bien au Canada. Une telle étude permettrait d'évaluer la fiabilité du réacteur dans son ensemble de même que les conséquences d'accidents majeurs impliquant un réacteur CANDU.

Extraits Tirés du Mémoire présenté au Conseil du Trésor du Canada par la Commission de contrôle de l'énergie atomique du Canada Ottawa, le 16 octobre 1989

ANALYSE

INFORMATIONS DE BASE

3. Voilà la conclusion fondamentale de cette analyse : la Commission de contrôle de l'énergie atomique du Canada (CCÉA), qui, depuis 1946, est chargée de réglementer le secteur nucléaire en vertu de la Loi sur le contrôle de l'énergie atomique, n'est pas dotée des ressources requises pour réglementer de grands pans du secteur nucléaire avec la minutie et l'efficacité nécessaires pour assurer que cette industrie respecte ses engagements en matière de sécurité, en conformité avec les souhaits de la population canadienne.

4. Lorsque les concepteurs, les opérateurs et les utilisateurs en font un usage consciencieux, l'énergie nucléaire peut être exploitée d'une manière sécuritaire. Pour y arriver une réglementation efficace est essentielle. D'ailleurs cela permettrait la réalisation des bénéfices de l'énergie nucléaire. Toutefois, lorsque la réglementation est déficiente (comme ce fut le cas à Tchernobyl) cela peut se solder par un accident grave.

Les centrales nucléaires

6. Au moment de la conception des centrales nucléaires canadiennes, il y a deux décennies, la complexité de ces projets était admise tout comme le risque d'éventuelles conséquences catastrophiques. Leur conception répondait à des normes élevées. Des systèmes spéciaux de sûreté furent incorporés pour prévenir les dérèglements ou en atténuer les conséquences. Concernant l'évaluation de la sécurité d'une installation, les concepteurs et propriétaires de centrales nucléaires adoptèrent un principe simple : Ils étudièrent les « pires scénarios vraisemblables » pour s'assurer que les conséquences en seraient acceptables, c'est-à-dire peu nuisibles. Comme corollaire on a supposé que les conséquences d'accidents de moindre envergure (mais qui sont plus susceptibles de se produire) seraient acceptables.

Depuis lors, l'expérience canadienne (et internationale) a démontré que cette approche était trop simpliste. Aujourd'hui, on sait qu'une série d'erreurs communes -- et généralement sans conséquence lorsqu'elles surviennent isolément -- peut donner lieu à toute une myriade d'accidents. D'ailleurs, c'est ce qui survînt avec éclat à Three Mile Island et à Tchernobyl. Cela rend très problématique la prévision de l'impact des accidents éventuels. D'ailleurs, les recherches menées pour en simuler les conséquences restent partielles. Finalement, et voilà ce qui est peut-être plus pertinent encore, l'erreur humaine représente un facteur non-quantifiable.

En conclusion, il reste bon nombre de problèmes de sécurité à résoudre. Ces préoccupations sont d'autant plus importantes que douze des réacteurs canadiens les plus importants se trouvent à proximité de Toronto.

7. De même, le processus d'évaluation de la sécurité de la CCÉA a été trop simpliste. On croyait qu'il suffirait de faire des contrôles-surprises d'un nombre assez restreint de secteurs-clés. En réalité, ces contrôles ont permis de dépister une quantité de problèmes de sécurité tellement importante que des contrôles plus approfondis s'imposent. Bref, les risques associés aux centrales nucléaires sont peut-être plus importants que l'on croyait jadis.

8. Depuis une dizaine d'années, l'envergure et la complexité du travail lié au maintien et à la vérification de la sécurité des centrales nucléaires ont augmenté progressivement. Cela a amené les concepteurs de centrales, les opérateurs et les agences de réglementation à exiger des analyses beaucoup plus complètes et complexes. Il s'agit d'acquérir une compréhension énormément plus approfondie sur tout éventuel mauvais fonctionnement d'une centrale que l'on a exigé par le passé.

L'ampleur de la tâche dépasse les moyens à la disposition de la CCÉA. Elle n'a pas suffisamment de ressources pour analyser les connaissances et les informations qui ne cessent de s'accumuler. Exemple, la CCÉA n'a jamais passé en revue les cours de mise à jour suivis par les opérateurs. Or, selon une enquête récente de l'Agence internationale de l'énergie atomique (AIEA) portant sur la sécurité des installations en état d'exploitation, les cours de mise à jour au Canada ne sont pas du même calibre que la formation initiale. Il a été recommandé que la CCÉA introduise des normes à ce chapitre.

10. Les comptes-rendus d'événements rapportables survenus dans les centrales canadiennes indiquent que l'erreur humaine est un facteur dans plus de 50 % des cas. La nature et les probabilités de telles erreurs sont difficilement quantifiables. Or, comme les accidents graves résultent d'un mélange de défaillances techniques et d'erreurs humaines, il n'est guère facile d'en prévoir les probabilités. Avec les ressources actuelles, on ne peut accomplir ce travail.

11. La facture d'un accident grave peut être très élevée. L'accident à Tchernobyl coûta 16 milliards $ à l'économie soviétique (cela comprend les dépenses engagées pour remplacer l'énergie non-produite). Quant à Three Mile Island, même si l'impact sur le public en termes d'exposition à la contamination radioactive fut minime, ses coûts montent à 4,8 milliards $. Néanmoins, l'accident a puissamment contribué à la méfiance du public américain face à l'énergie nucléaire.

12. Les années d'exploitation sans accidents caractérisant le programme nucléaire canadien ne constituent pas en soi une preuve de normes de sécurité adéquates. Au Canada, des réacteurs importants ont été en exploitation pour un total cumulatif de 170 ans. Cela se compare avec un total cumulatif de 480 ans d'exploitation aux Etats-Unis au moment de l'accident de Three Mile Island, et de 270 ans en URSS lorsque survint l'accident à Tchernobyl. On ne peut estimer les probabilités d'accidents graves à partir de telles statistiques. Ainsi, on ne peut dire des réacteurs de type CANDU qu'ils sont plus sécuritaires ou, inversement, moins sécuritaires que d'autres modèles.

13. Bon an, mal an, une variété d'événements rapportables soulevant des questions de sécurité surviennent dans les centrales nucléaires canadiennes. Très souvent, l'entretien requis tarde à s'effectuer. De plus, la documentation sur l'exploitation courante des centrales n'est pas à jour, les inspections sont partielles et dans certaines centrales des défaillances pourraient exiger des modifications dans leur conception.

Évidement, il faut une agence de réglementation forte si l'on veut assurer que l'industrie respecte ses engagements en matière de sécurité.

Extraits tirés de Nuclear Policy Review Background Papers [Aperçu de la politique nucléaire: documents d'information] Énergie, Mines et Ressources Canada Report ER81-2E Cat. No. M23-14/81-2E disponible chez Ministère des Approvisionnements et Services Ottawa, 1982.

ACCIDENTS DÛS À
UNE PERTE DE CALOPORTEUR (PERCA)

[SANS FUSION DE COMBUSTIBLE]

La principale inquiétude en cas d'un accident dû à une perte de caloporteur [PERCA ~ ou, en anglais, LOCA = Loss-of-Coolant Accident] concerne les doses de rayonnement absorbées par tel individu qui vit près des limites de la centrale ainsi que la dose totale de rayonnement absorbée par la population qui vit dans le voisinage de la centrale. Les conséquences prévues sont sujettes à des incertitudes dans plusieurs domaines. Les trois principaux domaines d'incertitude sont:

i) le volume de vapeurs et de gaz radioactifs qui s'échappent du combustible dans le bâtiment de confinement du réacteur;

ii) le volume de gaz radioactifs qui sortent du bâtiment de confinement;

iii) les conditions météorologiques au moment de l'accident.

Les incertitudes concernant le volume de vapeurs et de gaz radioactifs qui s'échappent du combustible sont liées à l'efficacité de tout système de refroidissement d'urgence du coeur [RUC ~ ou, en anglais, ECCS = Emergency Core Cooling System] du réacteur..

Le système RUC suffira-t-il à remouiller et à refroidir le combustible dans le réacteur tel que prévu sur la base d'extrapolations d'essais en laboratoire? Est-il possible que le remouillage de certains canaux à combustible retarde pour un certain temps le remouillage d'autres canaux à cause d'un « court-circuitage » de l'eau de refroidissement d'urgence? Les déformations des grappes de combustibles et des canaux à combustible subies au cours de l'accident interfèrent-elles avec le refroidissement par le système RUC [refroidissement d'urgence du coeur] au point que des produits de fission gazeux supplémentaires se dégageraient de l'oxyde d'uranium du combustible?

Il n'existe pas de réponses simples à ces questions et à bien d'autres; c'est pourquoi une analyse des conséquences d'un accident dû à la perte de caloporteur (PERCA) nécessite une suite d'hypothèses conservatrices dans certains cas, et dans d'autres cas la meilleure opinion des experts basée sur l'extrapolation de renseignements expérimentaux disponibles.

Les incertitudes concernant le volume de produits radioactifs qui sortent du bâtiment de confinement sont liées au dépôt des produits de fission dans l'enceinte de confinement, à l'efficacité des filtres, au bien fondé des décisions de l'opérateur concernant la ventilation du bâtiment de confinement et à l'étanchéité de celui-ci.

Les conditions météorologiques constituent aussi une variable importante. À partir d'une quantité déterminée de rejets radioactifs, la dose prévue de rayonnement absorbée par un individu à la limite de la zone d'exclusion de la centrale pourrait facilement varier d'un facteur 10 ou plus, suivant les hypothèses qui sont faites sur les conditions météorologiques et par conséquent sur la dilution des matières radioactives dans l'atmosphère.

Il existe un quatrième facteur affectant la dose de rayonnement qu'absorberait la population; la prise de mesures de protection telle que l'évacuation des populations menacées, ou la distribution de tablettes d'un composé iodé stable. L'utilisation de telles tablettes peut réduire de façon importante la dose de rayonnement résultant de l'inhalation d'éléments iodés radioactifs.

On fait l'hypothèse qu'il n'y aura aucune évacuation de la population ni aucune distribution de tablettes iodées malgré le fait qu'on suppose que le rejet de matières radioactives se poursuivrait pendant plusieurs jours.



pp. 210-211:

ACCIDENTS COMPORTANT LA FUSION
DU COEUR DU RÉACTEUR

Les accidents de fusion du coeur que l'on va décrire ici ne se sont produits dans aucun réacteur commercial, même si les événements de Three Mile Island auraient pu être reconnus comme allant en partie dans cette direction. De plus, aucune étude n'a encore été menée sur une possible fusion du coeur d'un réacteur de type CANDU . . .

En absence de renseignements canadiens pertinents, on utilise les travaux de N.C. Rasmussen tels que décrits dans Reactor Safety Study (WASH--1400) publié en 1975 par la U.S. Nuclear Regulatory Commission. Les renseignements suivants sont largement tirés de ce document; bien qu'ils ne soient pas directement applicables aux réacteurs CANDU, ils illustrent bien les très grave accidents possibles.

Les différences de conception qui distinguent les réacteurs CANDU des réacteurs à eau légère des États-unis peuvent modifier de faŤon importante la séquence des événements, et réduire ou augmenter la probabilité et les conséquences d'un tel accident.

L'Événement

La Reactor Safety Study a déterminé en gros deux genres importants de situations qui pourraient entraîner la fusion du coeur d'un réacteur : soit la perte de caloporteur (PERCA ~ ou LOCA), et les transitoires.

Dans l'éventualité d'un PERCA, le caloporteur aurait fuit du système de refroidissement principal, mais la fusion du coeur pourrait normalement être évitée par le système de refroidissement d'urgence du coeur (RUC ~ ou ECCS). Par contre, si le RUC n'entre pas en action, la fusion des composants métalliques du coeur et éventuellement du combustible, l'oxyde d'uranium lui-même, se produirait probablement.

Le terme « transitoire » se rapporte aux situations où il y a une augmentation incontrôlée de la puissance du réacteur ou une défaillance dans l'écoulement du refroidissement normal. Ces deux cas nécessitent l'arrêt du réacteur. Après l'arrêt, les systèmes d'extraction de la chaleur due à la désintégration radioactive agissent pour empêcher la surchauffe du coeur. Par contre, si le réacteur ne s'arrête pas ou que le système d'extraction de la chaleur due à la désintégration radioactive ne fonctionne pas, la fusion du coeur du réacteur est certaine.

Dans son étude,Rasmussen a supposé de façon conservatrice que, si la fusion se produisait, alors une fusion complète du coeur se produirait. Il a alors été prévu que le coeur en état de fusion . . . ferait fondre le fond de la cuve du réacteur en acier de 20 cm d'épaisseur et les 3,69 m d'épaisseur de la semelle de béton du bâtiment de confinement.

L'étude a estimé la durée nécessaire pour traverser la cuve de 1 à 1 ½ heure, et pour la semelle de béton de 13 à 28 heures supplémentaires. On prévoit alors que la masse en fusion s'enfoncerait dans le sol à une profondeur additionelle de 3 à 5 mètres avant de se stabiliser. (Cette séquence d'événements est souvent évoquée sous le terme de «syndrome chinois».)

Cependant, une grande partie des matières radioactives du coeur, tout en ayant en fait échappé du bâtiment de confinement, ne serait pas en contact avec l'environnement, parce que le sol agit comme un filtre efficace. De plus, un épuisement important de la radioactivité aurait lieu avant que la nappe d'eau souterraine ne puisse s'infiltrer et répandre la contamination. Donc, même si on a considéré ce scénario comme le plus probable après une fusion importante du coeur du réacteur, on ne verrait pas nécessairement la dispersion de l'ensemble des matières radioactives dans l'environnement.

Des conséquences beaucoup plus graves pourraient être liées à une fusion du coeur du réacteur en cas d'une brèche dans le bâtiment de confinement au-dessus du niveau du sol.

Si les gicleurs du bâtiment de confinement fonctionnent mal, ou sont endommagés par des débris volants . . . la vapeur rejetée du coeur du réacteur ne serait pas condensée; cette vapeur d'eau, s'ajoutant à d'autres émanations et à des gaz non condensables, pourrait provoquer une rupture du bâtiment de confinement à cause d'une surpression. Du zircaloy chauffé provenant des grappes de combustible et de l'acier pourrait aussi réagir avec l'eau pour produire des volumes importants d'hydrogène. L'explosion de cet hydrogène (en réagissant avec l'oxygène) pourrait endommager le bâtiment de confinement ou . . . au moins augmenter la force de pression sur la structure.

D'immenses quantités de bioxyde de carbone générées lorsque le coeur du réacteur en fusion traverse les semelles en béton est un autre facteur qui ferait augmenter la pression à l'intérieur du bâtiment de confinement. Il est encore possible que le combustible en fusion tombe dans la piscine d'eau se trouvant en dessous de la cuve du réacteur; cela entraînerait une explosion de vapeur qui pourrait rompre la cuve du réacteur en projetant des débris qui pourraient à leur tour endommager le bâtiment de confinement. Tous ces événements post-fusion qui menaceraient d'endommager ou de créer une brèche dans la structure de confinement pourraient causer l'émission de quantités substantielles de matières radioactives dans l'environnement.

Conséquences et fréquence

La Reactor Safety Study a calculé la probabilité et les effets sur la santé pour un grand nombre de combinaisons possibles: la quantité de matières radioactives relâchées; les conditions météorologiques; et l'exposition de la population. En plus d'avoir des effets néfastes sur la santé, un accident nucléaire peut contaminer les territoires environnants et nécessiter de reloger la population.

Extraits tirés de The Safety of Ontario's Nuclear Reactors: Final Report Select Committee on Ontario Hydro Affairs Toronto, June 1980.

pp. 9 - 10

Il n'est pas juste de dire qu'un accident majeur est impossible . . . . Le pire accident que l'on puisse imaginer verrait la dispersion de poisons radioactifs sur de grandes régions, tuant des milliers de personnes sur le coup, en tuant d'autres par l'augmentation de la susceptibilité au cancer, et provoquant des malformations génétiques qui affecteront les générations futures. On peut prévoir de plus la contamination de grandes régions qui deviendront impropres à l'habitation ou à la culture.

page 37

La CCÉA [Commission de contrôle de l'énergie atomique] se devrait de mettre en oeuvre une commission d'étude pour analyser la probabilité et les conséquences d'un accident catastrophique dans un réacteur CANDU. Cette étude devrait être dirigée par des experts reconnus et indépendants de la CCÉA, d'ÉACL [Énergie Atomique du Canada Ltée] et d'Hydro-Ontario. Cette enquête devrait être financée au moyen d'un octroi spécial provenant du gouvernement fédéral. Si cette étude n'est pas commandée d'ici le 31 juillet 1980, le gouvernement d'Ontario devra s'en assurer.

[ NOTE: UNE TELLE ÉTUDE
N'A PAS ENCORE ÉTÉ ENTREPRISE ]

[ Répertoire du RSN ]

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(compteur remis à zéro à minuit, le 2 juillet 1998)