Après l’accident : les opérations d’assainissement
Le nettoyage du site nucléaire endommagé de Three Mile Island dura près de 14 ans et coûta près d’un milliard de dollars. L’assainissement du site représenta un défi particulièrement difficile à relever du point de vue de la technologie et de la radioprotection. Plus de 1000 travailleurs qualifiés contribuèrent à son succès. Il fallut décontaminer toutes les surfaces touchées. L’eau utilisée et stockée pendant le nettoyage a dû être débarrassée des éléments radioactifs dissous. Il fallut surtout retirer de la cuve du réacteur environ 100 tonnes de combustible endommagé – tout ceci sans faire courir de risques aux équipes de nettoyage ou au public.
Le plan d’assainissement élaboré dès les lendemains de l’accident fut réalisé durant ces années en respectant les impératifs de sécurité radiologique. Son exécution commença en août 1979, avec les premières expéditions des déchets de basse radioactivité générés par l’accident à Richland dans l’état de Washington. Dès le début de l’assainissement, l’unité 2 endommagée de la centrale fut complètement isolée de l’unité 1 restée intacte et qui continuait à produire de l’électricité.
Opérations de nettoyage
Ces deux photographies montrent deux phases des opérations : le nettoyage par des équipes en combinaisons étanches du bâtiment réacteur, après le relâchement contrôlé en 1980 du krypton-85 radioactif ; l’entreposage de la cuve qui allait permettre la récupération du combustible usé de haute activité.
© NRC
Une première inspection du bâtiment réacteur eut lieu en 1979. En 1980 le relâchement contrôlé de 1 700 TBq (ou 43 000 Curies) du Krypton-85 du bâtiment réacteur, rendit possible l’entrée en combinaison étanche dans ce bâtiment. Ce produit de fission gazeux, dont la durée de vie est longue (10,7 ans de période ) est encore présent dans l’atmosphère du bâtiment. Bien que le krypton soit un gaz noble, inerte chimiquement et biologiquement, il présente un danger pour les équipes du fait de sa concentration, d’où la nécessité d’un relâchement contrôlé.
En 1981, on procéda à la décontamination de 23 000 m3 d’eau du bâtiment réacteur. L’eau pompée du bâtiment passa à travers divers filtres, échangeurs d’ions pour être purifiée des produits radioactifs dissous, en particulier des isotopes du césium et de strontium dont l’activité prédomine dans les premières années, Cette eau fut ensuite reprise dans une seconde étape pour être déminéralisée, débarrassée de ses microscopiques particules (polissage), puis remise à disposition après contrôle de sa radioactivité.
Dégâts de la cuve
Les dégâts subis par les éléments combustibles se révélèrent très supérieurs à ceux envisagés lors de la conception pour les accidents les plus graves des réacteurs REP. On constatera en 1985 que 45 % du combustible avait fondu, entraînant avec lui des matériaux de gaines et de structures, formant ce qu’on appelle un « corium ». Une partie de ce corium, 20 tonnes environ, s’était écoulée sous forme liquide dans le fond de la cuve, sans heureusement la traverser, grâce peut-être à la formation d’un espace entre le corium et le fond de cuve qui aurait permis une circulation d’eau de refroidissement.
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En mai 1982, l’intérieur de la cuve est inspecté avec une caméra : c’est le « Quick Look » qui révéla un vide de 9,5 m2 avec un creux de 2 m. La cuve sera ouverte en juillet 84. Quelques mois plus tard, en février 1985, on put procéder à une exploration du fond de cuve qui montra 20 tonnes de débris et un corium solidifié. Le débit de dose s’élevait dans le bâtiment réacteur à 0,5 mSv par minute. Il suffisait de cinq minutes pour y recevoir une dose équivalente à un an d’exposition à la radioactivité naturelle.
A la fin de 1985 débuta l’étape cruciale de l’assainissement, la récupération du combustible endommagé et très radioactif de la cuve du réacteur. Durant cette opération, le combustible endommagé est resté sous eau. Ce n’est qu‘à partir d’octobre 1985, après six années de préparatifs, que les opérateurs réussirent à transférer, au moyen d’outils télécommandés, les assemblages dans des conteneurs adaptés et étanches. Au total, 342 assemblages de combustible furent expédiés dans des conditions sûres dans les installations de l’Idaho National Laboratory en vue d’un entreposage à long terme. En janvier, 1990 l’ensemble du combustible avait été évacué.
Janvier 91 : le résidu d’eau demeurant encore dans le réacteur TMI-2 fut pompé et les effluents liquides traités par évaporation. Des mesures furent prises pour le combustible (environ 1 %) et les débris restant dans des parties inaccessibles de la cuve du réacteur. Les opérations de traitements des eaux se terminèrent en août 93. Après une enquête publique, le site fut « mis à disposition ». Avec la fin de l’assainissement, le site de l’unité 2 fut classé en décembre 1993 comme ayant atteint le stade de « surveillance à long terme ».. Aucune utilisation de la partie nucléaire de la centrale n’était prévue. Les systèmes de ventilation et l’eau de pluie sont depuis surveillés et le matériel nécessaire pour maintenir à long terme la sécurité entretenu.
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