Tchernobyl — réacteur n°4, 26 avril 1986

Le RBMK-1000 (Reaktor Bolchoï Mochtchnosti Kanalny, « réacteur de grande puissance à canaux ») est un réacteur à uranium faiblement enrichi (≈ 2 % d'U-235), modéré par graphite et refroidi par eau légère bouillante. Il est conçu dans les années 1960 par l'institut Kurchatov pour la double mission production d'électricité (1000 MWe) et production de plutonium militaire — d'où l'absence d'enceinte de confinement étanche, incompatible avec un rechargement en marche. Le cœur est un cylindre vertical de 11,8 m de diamètre et 7 m de hauteur, formé d'un empilement de 2 488 colonnes de blocs de graphite (250 × 250 × 600 mm). Au centre de chaque colonne passe un canal vertical en alliage zirconium-niobium (Zr-2,5%Nb). Sur les 1 661 canaux de combustible et 211 canaux de barres de contrôle, l'eau monte du bas vers les séparateurs vapeur, puis vers les turbines. Quatre réacteurs de ce type sont en service à Tchernobyl en 1986. Le bloc 4, mis en service en décembre 1983, exploite les améliorations du modèle RBMK-1000 « 2ᵉ génération » : barres de contrôle dotées d'un absorbeur en carbure de bore et d'un « déplaceur » graphite à leur extrémité inférieure. Cette modification cosmétiquement bénigne portera, le 26 avril 1986, une part décisive dans l'accident.

**Coefficient de vide positif (α_v).** Dans un RBMK, le modérateur (le graphite) ne se déplace pas avec le caloporteur (l'eau bouillante). Or l'eau, en plus d'évacuer la chaleur, absorbe une partie des neutrons thermiques. Quand la quantité de vapeur dans les canaux augmente — par perte de pression, ébullition accrue, ou simple baisse de débit — la part de neutrons capturés par l'eau diminue, mais la modération continue d'être assurée par le graphite. Le bilan net : la réactivité augmente. À puissance nominale, INSAG-7 retient α_v = +4,7 β (β étant la fraction de neutrons retardés, ≈ 0,007). À faible puissance et avec un faible nombre de barres en cœur, ce coefficient grimpe jusqu'à ≈ +5,5 β — soit une rétroaction thermo-hydraulique violemment positive. **La pointe graphite des barres AZ-5.** Les barres de contrôle RBMK ont 7 m d'absorbeur (B₄C) surmontant 5 m de canal d'eau, et précédés en bas d'un déplaceur graphite de 4,5 m. Quand une barre est presque entièrement extraite, la majeure partie de la colonne au-dessus du cœur est de l'eau ; en dessous, le graphite occupe toute la hauteur active. À l'instant où l'on déclenche la chute des barres (signal AZ-5), le déplaceur graphite descend dans le bas du cœur en chassant l'eau — qui absorbait des neutrons. Pendant les premières secondes de la chute (≈ 18 à 21 s pour les 7 m), l'insertion de graphite ajoute de la réactivité (effet « end-effect »). Ce n'est qu'au-delà de ≈ 2 m de pénétration que l'absorbeur prend le dessus. INSAG-7 estime cet effet à +0,2 β à +1 β selon l'état du cœur. Ces deux défauts, individuellement contournables par un exploitant averti, deviennent fatals quand ils se combinent dans une configuration de cœur appauvrie en barres et empoisonnée au xénon — ce qui sera le cas le 26 avril 1986 à 01h23m40s.

Le 25 avril 1986, le réacteur n°4 doit être arrêté pour maintenance annuelle. L'exploitant en profite pour exécuter un test électrique demandé par le constructeur des turbines : vérifier qu'en cas de coupure totale d'alimentation, l'inertie résiduelle de la turbine peut alimenter les pompes de refroidissement principal pendant les ≈ 45 secondes nécessaires au démarrage des diesels de secours. Ce test, dit de coastdown, est purement électromécanique et ne devrait pas mobiliser la neutronique. À 14h00, la puissance est descendue à ≈ 1 600 MWth. Le dispatcher de Kiev refuse alors la baisse complète : la grille manque de production. Le réacteur reste à 1 600 MWth pendant 9 h, dans une configuration où le test n'a pas lieu. Pendant ces 9 h, le xénon-135 — produit de fission à forte section efficace de capture (σ ≈ 2,6 × 10⁶ b à 0,025 eV) — s'accumule dans le cœur car sa production par décroissance d'I-135 reste élevée alors que sa destruction par capture neutronique chute (neutrons moins nombreux à puissance réduite). C'est l'« empoisonnement xénon ». À 23h10, le test peut reprendre. La consigne est 700 MWth. L'opérateur baisse trop, la puissance s'effondre à ≈ 30 MWth — à 1 % de la puissance nominale, le réacteur est dans un régime instable où le coefficient de vide effectif est encore plus positif. Pour remonter, l'équipe extrait massivement les barres de contrôle. À 01h22m30s, le programme automatique SKALA indique que la marge opérationnelle de réactivité (ORM, mesurée en équivalent de barres pleinement insérées) est à 6-8 barres, alors que la procédure exigeait un arrêt immédiat sous 15. L'équipe poursuit le test malgré tout.

**01h23m04s — t₀.** L'opérateur ferme la vanne d'arrêt rapide (MPA) du turboalternateur n°8, isolant ainsi le débit de vapeur. Le test de coastdown commence. Les pompes principales, désormais alimentées par l'inertie de la turbine, voient leur débit décroître. La fraction de vapeur dans les canaux augmente, et avec elle la réactivité (α_v positif). Le système de régulation automatique compense en abaissant légèrement quelques barres ; la puissance reste apparemment stable autour de 200 MWth. **01h23m40s — bouton AZ-5.** L'ingénieur de quart Akimov ordonne à Toptounov d'enclencher le bouton AZ-5 (« arrêt d'urgence »). Les 187 barres extraites entament leur descente à 0,4 m/s. Pendant les 3 premières secondes, la pointe graphite pénètre le bas du cœur et chasse l'eau absorbante. Combiné au coefficient de vide positif et au pic de puissance qui en découle, l'effet rend le cœur prompt-critique : la puissance double tous les ≈ 0,5 s. **01h23m43s — pic de puissance.** En moins de 4 s, la puissance passe de 200 MWth à environ 320 fois la puissance nominale (≈ 1 000 000 MWth instantanés en pic). Les enregistrements DREG-3 sont saturés ; la valeur est reconstruite à partir des indices d'irradiation des structures (γ, isotopes). Le combustible UO₂ se vaporise localement, fait éclater les gaines en zircaloy et produit en quelques millisecondes une expansion brutale de vapeur dans les canaux. **01h23m45s — première explosion (vapeur).** La pression dans les canaux dépasse la résistance des tubes de force. La rupture simultanée d'un grand nombre de tubes pressurise le bloc-réacteur et soulève la dalle supérieure « Elena » (≈ 2 000 t, schéma E) qui tombe en travers de la cuve. Les conduits de vapeur sont sectionnés. Cette explosion est mécanique, due à la vapeur surchauffée — pas une explosion nucléaire au sens des armes. **01h23m48s — seconde explosion.** Deux à trois secondes plus tard, une seconde explosion projette des blocs de graphite incandescent et du combustible jusqu'à ≈ 100 m de hauteur. Les hypothèses retenues par INSAG-7 et NEA 1996 sont (a) une détonation chimique d'hydrogène produit par oxydation Zr-H₂O des gaines, mélangé à l'air entré par la brèche, ou (b) une seconde excursion neutronique localisée dans les fragments du cœur. La toiture du bâtiment réacteur est détruite. Un incendie de graphite démarre — le graphite, en présence d'air et à plus de 700 °C, brûle. L'incendie ne sera maîtrisé que le 10 mai 1986, après largage par hélicoptère de ≈ 5 000 t de matériaux (sable, bore, plomb, dolomite, argile).

Les rejets atmosphériques se sont étalés sur 10 jours (26 avril – 6 mai 1986). L'estimation totale officielle UNSCEAR 2008 donne ≈ 14 EBq (14 × 10¹⁸ Bq), gaz nobles inclus. Les nuclides marquants sont les gaz nobles Xe-133 et Kr-85 (rejet quasi total du cœur), l'iode I-131 (≈ 1 760 PBq, ≈ 50 % du cœur), le césium Cs-134 et Cs-137 (≈ 85 PBq Cs-137, ≈ 33 % du cœur), le strontium Sr-90 (≈ 10 PBq) et les transuraniens dont le Pu-239 (≈ 0,03 PBq). Les conditions météorologiques — vent du sud-est puis rotation au nord-ouest, courants ascendants liés à l'incendie — ont propulsé le panache jusqu'à 1 500 m d'altitude, l'éloignant des dépôts proches mais le faisant traverser la Biélorussie, les pays baltes et la Scandinavie. Le 28 avril, des détecteurs de la centrale suédoise de Forsmark mesurent une contamination des chaussures de personnel arrivant au travail : c'est par cette voie que le monde apprend l'accident, l'URSS n'ayant rien annoncé. Trois zones de contamination par Cs-137 (sol) sont définies par la convention UE/CIS-CE de 1990 : > 1 480 kBq/m² (évacuation obligatoire), 555-1 480 kBq/m² (relogement volontaire), 37-555 kBq/m² (contrôle strict). La zone d'exclusion de 30 km autour de la centrale couvre ≈ 2 600 km². 29 villages ont été enterrés.

**Effets aigus.** 134 personnels du site et liquidateurs ont présenté un syndrome aigu d'irradiation (ARS) confirmé. 28 sont morts dans les 4 mois suivant l'accident, 2 victimes traumatiques supplémentaires lors des explosions. UNSCEAR 2008 retient donc 30 décès directs. **Cancers de la thyroïde.** L'iode I-131, à demi-vie 8,02 j, se concentre dans la thyroïde via l'alimentation (lait surtout). Chez les enfants et adolescents (< 18 ans en 1986), l'incidence des cancers thyroïdiens en Biélorussie, Ukraine et Russie a augmenté de manière statistiquement significative à partir de 1991. UNSCEAR 2008 documente ≈ 6 000 cas excédentaires sur 1991-2005, dont 15 décès. La quasi-totalité de cette épidémie aurait pu être évitée par une distribution prophylactique d'iodure de potassium dans les jours suivant l'accident. **Autres cancers et effets stochastiques.** Au-delà des cancers thyroïdiens, aucune élévation statistiquement significative d'incidence cancéreuse ou de leucémie attribuable à Tchernobyl n'a été démontrée dans les populations exposées hors des ≈ 530 000 liquidateurs. Les estimations de surmortalité à long terme reposent sur l'application du modèle linéaire sans seuil (LNT) à des doses collectives faibles — méthode contestée par l'AIEA et l'UNSCEAR pour les doses < 100 mSv. WHO 2006 cite une fourchette de 4 000 décès supplémentaires sur les 600 000 personnes les plus exposées (liquidateurs + zone 30 km + zones contaminées sévèrement) ; d'autres modèles extrapolent jusqu'à 16 000 sur l'ensemble de l'Europe — les deux chiffres sont à manier avec la précaution méthodologique que recommandent leurs auteurs. **Effets non radiologiques.** WHO 2006 insiste sur l'impact psychosocial : dépression, anxiété, syndrome post-traumatique, alcoolisme, ruptures sociales liées au déracinement. C'est, en termes de santé publique, l'effet le plus large et le moins anticipé.

Le « sarcophage » d'origine (Object Shelter), construit en 206 jours entre mai et novembre 1986 par 90 000 ouvriers, est une structure d'urgence en béton et acier coulée par-dessus les ruines du bâtiment réacteur 4. Sa durée de vie nominale était de 30 ans, prolongée par étanchéifications successives. Il enferme ≈ 200 t de combustible nucléaire dispersé, dont une partie sous forme de « FCM » (fuel-containing materials, lavas de Tchernobyl — silicates fondus chargés en U, Zr, Pu). Le New Safe Confinement (NSC, ou « arche »), construit par le consortium Novarka pour 1,5 G€, est une enceinte en arc en acier de 108 m de haut, 162 m de long, 257 m de portée et 36 200 t. Il est assemblé à 180 m du bâtiment puis glissé sur rails au-dessus du sarcophage en novembre 2016 — l'opération de glissage est la plus grande translation de structure jamais réalisée. Sa durée de vie est de 100 ans. Il permettra le démantèlement progressif du sarcophage et l'extraction des FCM. L'extraction et le conditionnement définitif des FCM ne sont pas encore engagés en 2024 — la guerre en Ukraine a interrompu la coopération internationale sur le site. Les volumes en jeu (≈ 200 t de mélanges fortement radioactifs) imposent un horizon réaliste de plusieurs décennies.

**Sur les RBMK.** Les 11 RBMK encore en service en 1986 ont été modifiés : enrichissement augmenté de 2,0 à 2,4 % puis 2,8 % d'U-235 (réduit la part de plutonium fissile et donc le coefficient de vide), barres de contrôle dotées de pointes absorbantes additionnelles (suppression de l'effet « end-effect »), ORM minimale relevée à 30 barres, vitesse de chute des barres doublée. Aucun RBMK n'a été construit après 1986. Le dernier RBMK ukrainien (Tchernobyl 3) a été arrêté en décembre 2000. Le dernier en service au monde est Smolensk-3 (Russie, en exploitation jusqu'à ≈ 2030). **Sur la sûreté en général.** Création en 1989 de la WANO (World Association of Nuclear Operators) pour le partage transnational d'expérience d'exploitation. Convention sur la sûreté nucléaire (1994) imposant l'examen par les pairs. Échelle INES adoptée en 1990. Doctrines de défense en profondeur reformulées (INSAG-10, 1996 ; INSAG-12, 1999) avec sept niveaux et des EOPs (Emergency Operating Procedures) basés symptômes plutôt que événements. **Sur la communication de crise.** L'opacité initiale soviétique (annonce officielle 36 h après l'accident, évacuation de Pripiat 36 h après) reste l'archétype du contre-exemple. Les réacteurs occidentaux post-Tchernobyl publient leurs INES sous 24 h. Fukushima Daiichi (mars 2011, INES 7) a été annoncé publiquement dès le jour même.