USA : que s’est-il vraiment passé à La Salle (Illinois) le 17 avril ?

Un incident sérieux s’est déclaré mercredi 17 avril au niveau des deux unités de production électronucléaire de La Salle (Illinois, USA) ; nous allons essayer de vérifier ci-dessous un indice de gravité qui nous semble bien plus important que la simple déclaration “d’évènement inhabituel” effectuée par l’opérateur auprès de la NRC ¹.

La Salle : 2 unités GE BWR-5 Mk-2 de 1150 MWe

Le centre de production nucléaire de La Salle est situé à 130 Km au sud-Ouest de la ville de Chicago, dans le centre Nord des USA ; ses 2 unités de production ont été mises en service dans les années 1980 et présentent la particularité d’être refroidies non pas à l’aide d’une rivière, d’un fleuve ou d’une mer mais par l’intermédiaire – comme à Tchernobyl – d’un lac artificiel qui a été ensuite classé réserve naturelle de faune.

(1) La Salle NPP, proche du lac Michigan

Le site est détenu par l’opérateur Exelon, dont EDF détenait “non stratégiquement” il n’y a encore pas si longtemps environ 2% du capital. Les unités sont de conception plus récentes que celles de Fukushima-Daiichi 1-4, elles utilisent notamment un confinement Mk-2, passablement amélioré par rapport à celui que nous avons appris à bien connaitre dans la longue poursuite liée à la compréhension des évènements Japonais.

Grosse peur à La Salle en 2006

Le site a globalement signalé assez peu d’incidents notables au cours de ses 35 années d’activité mais a toutefois engendré une énorme frayeur le 20 février 2006, quand l’une des plus grandes menaces pouvant affecter un réacteur nucléaire a été reportée par erreur par l’instrumentation du réacteur qui signalait que 3 barres de contrôle n’avaient pas été correctement insérées à la suite d’un SCRAM ².

Lors de la confusion qui a régné sur le site durant quelques heures, l’opérateur avait déclaré un évènement de niveau 3 ou SAE ³, le 3ème niveau de gravité sur une échelle de 4 dans l’échelle accidentelle américaine telle qu’elle est définie par le régulateur américain.

Ce type de profil accidentel, s’il se produit réellement un jour, s’avèrerait probablement gravissime : un arrêt d’urgence non finalisé serait une réponse aggravant obligatoirement une première situation inhabituelle comme une perte de réseau électrique national, un incident sérieux au niveau du réacteur qui n’aurait vraiment, vraiment pas besoin de se compliquer nettement par un loupé au niveau de l’insertion des barres de contrôle.

Voici ci-contre pour information une copie réduite de la déclaration d’incident de la NRC effectuée pour l’occasion, nos aimables lecteurs constateront volontiers que la gravité d’un accident – même si elle n’est que supposée – n’est que très mal rendue par la déclaration NRC et les commentaires effectués par ses services.

Autrement dit, la fiche de suivi établie par l’agence de régulation nucléaire américaine ne rend que très imparfaitement compte de la gravité éventuelle de la situation telle qu’elle est vécue par les opérateurs. Revenons-en maintenant à l’incident du 17 avril 2013 en conservant cette notion à l’esprit.

17 avril 2013, la foudre frappe le centre nucléaire de La Salle

Mercredi 17 avril, à 1511S ⁴, lors d’un orage violent, un éclair frappe le bâtiment de transformation principal de La Salle, provoquant la mise en défaut des deux lignes électriques “nationales” alimentant le site. Les 2 réacteurs fonctionnaient alors à 100% de leur puissance nominale ; les 2 unités sont correctement “scrammées” (arrêtés en urgence) mais semblent avoir connu des problèmes de refroidissement ultérieurement à cette opération.

D’après les premiers éléments recueillis, il semble que les groupes électrogènes d’urgence pourtant au nombre de 5 n’aient pas délivré une puissance énergétique suffisante pour alimenter l’ensemble des fonctions de refroidissement d’urgence des deux réacteurs, des mécanismes lourds qui nécessitent des puissances très importantes même une fois le processus de fission nucléaire stoppé.

Sans trop entrer dans des détails techniques rébarbatifs, on peut comparer le fonctionnement d’un réacteur en “arrêt à chaud” à celui d’une cocotte-minute dont on aurait simplement baissé mais non arrêté complètement le bruleur, une partie non négligeable de la chaleur résiduelle (le “ralenti”) étant causée par les produits de fission contenus dans le combustible nucléaire.

Les piscines de barbotage des réacteurs à eau bouillante insuffisamment efficaces après un arrêt à chaud

Les deux réacteurs poursuivant leur production d’eau chaude, même de manière restreinte, il est indispensable d’échanger l’énergie contenue dans cette dernière et qui ne peut plus être “dépensée” dans le groupe turbo-alternateur qui est découplé du réseau lors de la procédure SCRAM. Que faire de cette chaleur ?

Les concepteurs de General Electric ont imaginé plusieurs astuces permettant de refroidir cette vapeur et tenter d’éviter qu’elle ne finisse par surchauffer et augmenter dramatiquement la pression du confinement et / ou du réacteur. Le principal de ces systèmes est la piscine de barbotage encore appelée “tore de suppression” ou wetwell.

Une fois que les conditions de température haute et / ou pression élevée du confinement sont atteintes, plusieurs immenses électrovannes, les Safety Relief Valves (SRV) dirigent la vapeur surnuméraire du réacteur en direction du tore de suppression, un immense anneau contenant plusieurs milliers de tonnes d’eau qui rafraichissent la vapeur tout en retenant partiellement l’importante radioactivité ambiante, la vapeur provenant directement du réacteur.

(2) Les vannes d’isolation MSIV menant vers le bâtiment-turbine sont fermées ; simultanément
les Safety Relief Valve sont ouvertes, libérant les flots de vapeur vers le tore de suppression

Ce système est relativement efficace mais ne suffit pas à lui seul à refroidir suffisamment le réacteur surtout lors des premières minutes après la perte de réseau électrique entrant. Il lui est donc adjoint plusieurs autres systèmes de refroidissement qui utilisent généralement l’eau du tore ou celle stockée dans d’autres réservoirs annexes pour assister le système principal à « barbotage de vapeur ».

Plusieurs circuits simultanément “défectueux” sur les 2 unités ?

Deux de ces circuits de refroidissement annexes, les circuits RHR [RHR : Residual Heat Remover, circuit de refroidissement de chaleur résiduelle] et ECCS [ECCS : Emergency Core Cooling System, “arrosage” d’urgence du réacteur] ont également été reportés comme défectueux par l’opérateur dans une deuxième puis une troisième version de l’incident, des déclarations effectuées bien plus tard à la NRC.

C’est cette combinaison de dysfonctionnements sur les deux unités qui nous amène à penser que la cause de tout ces tracas pourrait être recherchée dans une puissance insuffisante due à des groupes de secours défectueux. La qualité et l’entretien de ces immenses machines (qui sont en fait de vieux moteurs diésel de navires recyclés) laissent parfois à désirer et ces éléments sont souvent trop souvent regardés comme secondaires – et d’un entretien coûteux – par les opérateurs.

Surpressions au niveau des confinements et cafouillage au niveau des dégazages

Nous en arrivons à la partie la plus inquiétante de l’incident : les deux unités auraient du chacune effectuer au moins un vent autrement dit relâcher de la vapeur radioactive des confinements vers l’atmosphère. Suite aux problèmes rencontrés au niveau des circuits de refroidissement, les deux confinements ont chacun reçu une alerte de surpression nécessitant de relâcher au plus vite (risque de déconfinement explosif) une partie de la vapeur contenue dans les confinements via une conduite spéciale et des vannes de dégazage, une opération toujours effectuée manuellement.

(3) L’opération de dégazage consiste à ouvrir une échappatoire du tore ou du drywell vers l’atmosphère

Evidemment, la vapeur relâchée du tore de suppression est très radioactive même si la une partie de cette dernière se trouve piégée par l’eau située dans la partie inférieure de l’anneau. A fortiori, si le dégazage est effectué directement à partir du confinement comme il est possible de l’envisager d’après le compte-rendu de la NRC, la vapeur relâchée est alors extrêmement radioactive et doit impérativement être filtrée avant d’être relâchée dans l’atmosphère via la cheminée du site ; à défaut, on peut parler d’incident radiologique et l’incident devient de fait un accident…

(4) Le vent peut provenir également directement du drywell mais le filtrage devient ici impératif

Le dégazage direct depuis le drywell devient en fait la seule méthode envisageable si la température du tore est trop élevée et que l’eau qu’il contient atteint ou approche par exemple le pont d’ébullition. La radioactivité relâchée dans l’atmosphère s’avère alors extrêmement importante même si le circuit de vent est équipé de filtres à particules (il n’y en avait aucun à Fukushima) car ces derniers ne peuvent faire de miracles au niveau des noyaux légers ou des particules très fines.

Un compte-rendu NRC aussi flou qu’incomplet

Le compte-rendu d’incident NRC du 18 avril nous renseigne finalement assez peu et est visiblement confus, on y relève par exemple :

(5) Alarme “surpression confinement > 1.77 psig” au niveau de l’unité 2 (sans horaire précis)

 

(6) Les 2 vannes de purge ouvertes (drywell + wetwell ?) (sans horaire précis)

(7) Au niveau du réacteur n°. 1, l’opération de vent aurait été bien été effectuée à travers un filtre

(8) La station de mesure automatique de radioactivité du vent était hélas indisponible…

Résumé de l’incident de La Salle et ce que nous en devinons depuis notre siège d’observateur lointain

Premièrement, à la suite de la perte du réseau extérieur et à l’arrêt de la production interne, les groupes électrogènes du site semblent avoir partiellement dysfonctionné, peinant apparemment à générer les puissances électriques nécessaires à l’alimentation de l’ensemble des différents circuits de refroidissement.

Deuxièmement, deux manœuvres de dépressurisation d’urgence du confinement ont été réalisées, une opération relâchant obligatoirement de la radioactivité dans l’atmosphère, même si les rejets sont partiellement filtrés. Le dispositif mesurant automatiquement la radioactivité de ces dégazages au niveau de la cheminée faisait hélas partie de la longue liste de ceux qui connaissaient des problèmes ce jour-là, il est donc impossible d’avoir des chiffres de rejets précis…

Troisièmement, l’aspect morcelé et bancal du compte-rendu de la NRC et notamment ses 2 annexes ultérieures transmises le soir et le lendemain ne plaident pas pour une sincérité immédiate de l’opérateur dans le déroulement et la résolution de l’incident.

Quatrièmement, certains détails manquants dérangeants, une chronologie morcelée et incomplète, des oublis de l’opérateur, des imprécisions techniques, tout ceci nous amène à nous interroger également sur la perspicacité de l’agence de régulation américaine à réellement comprendre ce qui s’est passé le 17 avril 2013 à La Salle ainsi que sur sa volonté de réellement clarifier l’incident dans les moindres détails.

Cinquièmement, une opération de dégazage étant présentée par David Lochbaum de l’UCS (qui sait de quoi il parle) comme un “dernier recours”, l’ensemble de l’incident ne peut être évacué aussi facilement sans qu’au moins quelques responsables ne répondent “sans concession” à quelques questions soigneusement élaborées.

Ou du moins, c’est ce que nous tenterions de suggérer à gauche et à droite si un tel incident s’était déroulé au niveau d’un CNPE français… Et si nous avions vent du vent bien sûr !

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NOTIFICATION OF UNUSUAL EVENT DECLARED DUE TO LOSS OF OFFSITE POWER FROM A LIGHTNING STRIKE – NRC, 18413

Containment venting is cooling but needs filters – UCS/ATN, 1313

Background on BWR Containment Overpressure – UCS, 354

LaSalle County generating Station – Exelon

 

Source+références: Gen4.fr