Au moment de l'accident
de Tchernobyl, le parc des RBMK
comptait 16 réacteurs en fonctionnement :
- 11 en Russie, de puissance 1000 MWe chacun, répartis
sur trois centrales : Leningrad
(4 réacteurs), Koursk (4 réacteurs) et Smolensk
(3 réacteurs)
- 4 en Ukraine (Centrale de Tchernobyl), 1000 MWe chacun
- 1 en Lituanie (Centrale
d'Ignalina), 1500 MWe. (Le second réacteur d'Ignalina,
1500 MWe, n'était pas encore en fonctionnement au moment
de l'accident de Tchernobyl. Il a été mis en service
en décembre 1986).
Tous les réacteurs de Tchernobyl ont été mis à l'arrêt définitif.
Sur les 26 réacteurs RBMK, 1 détruit
(n°4 de Tchernobyl), 9 annulés, 9 mis à l'arrêt.
Actuellement 7 réacteurs de type RBMK sont en exploitation
:
- Centrale de Leningrad : réacteurs
3 et 4
- Centrale de Smolensk : réacteurs 1, 2 et 3
- Centrale de Koursk : réacteurs 3 et 4
Ces réacteurs ont fait l'objet de modifications de sécurité
depuis la catastrophe de Tchernobyl.
Le RBMK-1000 est un réacteur à
modérateur graphite, dont le modèle a été
développé en Union soviétique. Il fonctionne
avec du combustible enrichi (2 % d'uranium-235), qui est du dioxyde
d'uranium. Il s'agit d'un réacteur bouillant, fonctionnant
à l'eau légère avec une alimentation directe
en vapeur vers les turbines sans échangeur de chaleur intermédiaire.
L'eau est pompée dans la partie inférieure des canaux
de combustible et, par des tuyaux sous pression, fournit la vapeur
qui fait tourner deux turbines électriques de 500 MW chacune.
L'eau sert à la fois de liquide de refroidissement et de
source de vapeur pour les turbines. Les tuyaux verticaux sous
pression contiennent du dioxyde d'uranium, gainé d'un alliage
de zirconium, autour duquel circule le liquide de refroidissement.
Un mécanisme spécialement conçu permet de
remplacer le combustible sans avoir à arrêter le
réacteur.
Modérateur
Le modérateur, dont la fonction est de ralentir les
neutrons et de les rendre plus efficaces pour la fission du combustible,
est en graphite. Un mélange d'hydrogène et d'hélium
circule entre les blocs de graphite, principalement pour empêcher
l'oxydation du graphite et pour améliorer le transfert
de chaleur produit par l'interaction des neutrons et du graphite
du modérateur vers le canal de combustible.
Coeur du réacteur
Le coeur du réacteur est un empilement de graphite
constitué de blocs de section 250x250 mm. Au centre de
chaque bloc se trouve un trou vertical dans lequel est placé
le dispositif de production de vapeur. L'ensemble du dispositif
de production de vapeur, de l'empilement et des éléments
de leur installation est appelé canal technologique. Il
comprend un tuyau, composé d'une partie centrale (en alliage
de zirconium), située dans la zone de l'empilement de graphite,
et de deux parties terminales en acier inoxydable.
À l'intérieur de la partie centrale du tuyau est
suspendu un assemblage combustible (AC), composé de deux
faisceaux placés en série. Chaque faisceau est composé
de 18 crayons combustibles d'un diamètre extérieur
de 13,6 mm, d'une épaisseur de paroi de 0,9 mm et d'une
longueur de 3,5 m.
L'eau provenant de la pompe de circulation principale (PCP) pénètre
dans la partie inférieure du tuyau de chaque canal et s'écoule
vers le haut, baignant les faisceaux de l'AC. L'eau est chauffée
jusqu'à l'ébullition, s'évapore partiellement
et, avec une teneur en vapeur d'environ 15 %, est dirigée
vers les ballons séparateurs. Là, l'eau et la vapeur
sont séparées : la vapeur est dirigée vers
la turbine à vapeur, tandis que l'eau est renvoyée
dans les canaux technologiques par les PCP.
Le coeur (empilement de graphite) est entouré d'une enveloppe
métallique étanche et rempli d'un mélange
d'hélium et d'azote à une pression légèrement
supérieure à la pression atmosphérique. Les
dimensions du coeur sont d'environ 7 mètres de haut et
12 mètres de diamètre.
Le réacteur est équipé de quatre pompes de
refroidissement, dont une de secours. La réactivité,
ou la variation de puissance du réacteur, est contrôlée
par l'enfoncement ou le levage de 211 barres de contrôle
qui, lorsqu'elles se trouvent dans le coeur, absorbent les neutrons
et régulent leur coefficient de multiplication.
La puissance de ce réacteur est de 3200 mégawatts
[thermiques] ou 1000 mégawatts électriques, il existe
une variante plus grande du même réacteur produisant
1500 mégawatts électriques.
Divers systèmes de sécurité, tels que le
système de refroidissement d'urgence du réacteur,
ainsi que la norme prévoyant une réserve opérationnelle
de réactivité minimale de 30 barres de contrôle,
ont été inclus dans le règlement technique
du réacteur dès sa création.
La caractéristique la plus importante du réacteur
RBMK est qu'il possède un « coefficient de vide positif
». Cela signifie que si la puissance augmente lorsque le
débit d'eau diminue, le volume de vapeur produit dans les
canaux de combustible augmente, ce qui permet aux neutrons, qui
auraient dû être absorbés par l'eau plus dense,
d'assurer une plus grande fission du combustible nucléaire.
Cependant, à mesure que la puissance augmente, la température
du combustible nucléaire augmente également, ce
qui entraîne une réduction du flux de neutrons -
« coefficient de température négatif ».
Le résultat net de ces deux caractéristiques opposées
du réacteur varie en fonction du niveau de puissance. À
haut niveau de puissance, en fonctionnement normal, l'effet de
température est dominant, de sorte qu'une augmentation
de puissance ne provoque pas une surchauffe excessive du combustible
nucléaire. Cependant, lorsque le réacteur fonctionne
à basse puissance, c'est-à-dire à moins de
20 % du maximum, le coefficient de vide positif commence à
jouer un rôle dominant, et le réacteur devient instable
et capable de produire des « sursauts » de puissance
inattendus. C'est le principal facteur ayant conduit à
l'accident.
Extrait de : TCHERNOBYL : LABEUR ET HÉROÏSME -
Dédié aux liquidateurs de la catastrophe de Tchernobyl
originaires de Krasnoïarsk
Krasnoïarsk, 2011, Polikor LLC, 2011.
Science et Avenir,
février 1993:
A
l'Est, quinze Tchernobyl en puissance (Pdf)
Extrait de "Tchernobyl: Contrainte majeure de la Perestroïka" par Yves Lenoir, 9 juin 1989:
Par ailleurs, le réacteur détruit de Tchernobyl appartenait à la plus ancienne des filières productrices d'électricité exploitées en URSS. Dans un article de synthèse publié en 1983 dans le bulletin n° 2, volume 25 de l'AIEA, B.A. Sémionov, alors chef du Département de Sûreté Nucléaire, expliquait la confiance en laquelle l'énergie nucléaire et notamment la filière RBMK étaient tenue en URSS:
"Un autre facteur important, à savoir le fait que l'énergie nucléaire soir moins dommageable à l'environnement que les énergies conventionnelles, a conduit l'Union Soviétique à favoriser l'énergie nucléaire comme une source d'énergie principale."
"Le développement des réacteurs RBMK commença avec la mise en service de la première centrale nucléaire à Obninsk en 1954..."
"De nombreux facteurs plaidant en faveur des RBMK ont été considérés durant les travaux de conception et de développement. Ils ont été pleinement confirmés lors des phases de construction et d'exploitation:
...le principe structurel consistant à avoir plus de 1000 circuits primaires individuels augmente la sûreté de ce type de réacteur - un grave accident de perte de réfrigérant est notamment pratiquement impossible."Mises à part les questions de qualité de construction et de gestion des centrales, soulevées dans la presse soviétique avant l'accident mais passées inaperçues à l'Ouest, l'impression de sûreté était à première vue fondée, et justifiée par trente deux ans d'expérience. D'ailleurs, lorsque les spécialistes se sont penchés sans parti pris sur la sûreté des RBMK 1000, après l'accident, ils ont reconnus que les dispositifs mis en place étaient dans leur principe équivalents, pour le risque majeur normalement pris en compte dans le dimensionnement des installations - la perte de réfrigérant -, à ceux dont sont pourvus les filières développées en Occident. Le physicien Victor Gilinsky, qui était l'un des cinq commissaires de la NRC au moment de l'accident de TMI en 1979, déclara notamment à ce sujet que "les résultats d'une comparaison détaillée peuvent être extrêmement favorables à nos réacteurs, mais ils peuvent aussi être très défavorables." (Int. Herald Tribune, May 20, 1986). Analysant l'ensemble de l'installation après que la cause de la catastrophe eut été révélée, une explosion nucléaire, le physicien suisse André Gsponer pouvait ajouter que "la puissance de l'explosion du réacteur n°4 de Tchernobyl a été si considérable que même si ce réacteur avait été entouré par une enceinte de confinement supplémentaire de type "PWR", cette enceinte n'aurait résistée. De surcroît, dans le cas particulier, un tel confinement aurait probablement entravé l'ascension des gaz chauds et la formation du "champignon atomique" qui a rapidement entrainé la plus grande partie de la radioactivité dans la haute atmosphère. L'accident de Tchernobyl est donc comparable à un accident de PWR avec perte totale de confinement, mais dont les effets ont été considérablement réduits par des circonstances et une météorologie favorables ."