Accident nucléaire de Three Mile Island
Un panneau posé en 1999 à Middletown en Pennsylvannie rappelle l'accident nucléaire survenu à la centrale nucléaire de Three Mile Island.
Type	Accident nucléaire sérieux de niveau 5
Pays	États-Unis
Localisation	Londonderry township, Comté du Dauphin, Pennsylvanie
Coordonnées	40° 08′ 50″ nord, 76° 43′ 30″ ouest
Date	28 mars 1979
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Centrale nucléaire de Three Mile Island avec ses 4 tours de réfrigération. Les réacteurs nucléaires sont contenus dans les deux dômes en béton. Le réacteur n^o 2 est à l'arrière-plan.

Visite du président Jimmy Carter dans la salle de contrôle du réacteur n^o 2 le 1^er avril 1979.

L'accident nucléaire de Three Mile Island s'est produit le 28 mars 1979 dans la centrale nucléaire de Three Mile Island (3,3 km²). L'île est située sur la rivière Susquehanna, près de Harrisburg, dans l'État de Pennsylvanie aux États-Unis. À la suite d'une chaîne d'événements accidentels, le cœur du réacteur n^o 2 de la centrale de Three Mile Island (TMI-2) a en partie fondu, entraînant le relâchement dans l'environnement d'une faible quantité de radioactivité^[1].

Cet accident est classé au niveau 5 de l'échelle internationale des événements nucléaires (INES).

Déroulement^[2],[3][modifier | modifier le code]

Schéma fonctionnel du réacteur n^o 2 de Three Miles Island (TMI-2), de type réacteur à eau pressurisée.

L'accident a commencé par la perte d’étanchéité de l’enceinte du circuit d’eau primaire (deuxième barrière de protection), une vanne de décharge du pressuriseur étant restée bloquée en position ouverte. À la suite d’actions inadaptées, le refroidissement du cœur n’a plus été assuré, entraînant la fusion d’une partie du combustible, c’est-à-dire la perte de la première barrière de protection. L’enceinte de confinement, troisième barrière, a joué son rôle pour limiter les rejets radioactifs.

Quand six ans plus tard, il a été possible de pénétrer dans l’enceinte, une caméra introduite dans la cuve a montré qu’une partie significative du combustible avait fondu mais qu’il n’avait pas traversé la cuve, le corium s’est stratifié en fond de cuve sans provoquer d’explosion de vapeur.

Premières minutes de l'accident[modifier | modifier le code]

Le panneau de contrôle du réacteur TMI-2, montrant des étiquettes pouvant cacher des voyants. Ces étiquettes ont été mises en cause pour le fait que les pompes du système de refroidissement de secours n’aient pas pu fonctionner faute d’une vanne qui était restée fermée du fait de l’oubli d’un opérateur, et qu’il ait fallu 8 min pour remarquer cette anomalie et ouvrir la vanne.

Les pompes principales d'alimentation en eau du système de refroidissement secondaire (ou circuit secondaire) tombèrent en panne vers 4 h du matin (t = 0) le 28 mars 1979^[4], provoquant l’arrêt automatique du groupe turboalternateur. Cependant, cette panne modifia instantanément les conditions thermodynamiques dans le générateur de vapeur, diminuant sa capacité à refroidir le circuit primaire dont la pression augmenta alors immédiatement à cause de la hausse de température. Afin d'éviter que la pression n'augmente trop, la soupape de décharge du pressuriseur^[5] du circuit primaire s'ouvrit automatiquement (t = 3 s), néanmoins la pression continua à monter et provoqua l’arrêt automatique du réacteur (insertion des barres de commande dans le cœur) à ^[4] (t = 8 s). Cette soupape aurait dû ensuite se fermer dès la pression redescendue, mais malgré l’ordre automatique de fermeture ce ne fut pas le cas. Facteur aggravant, les voyants en salle de commande montrèrent la soupape en position fermée (le voyant indiquait en fait que l'ordre de fermeture avait été donné, mais pas que la manœuvre avait été réalisée)^[4]. Par conséquent, la pression continua de diminuer dans le circuit primaire, qui se vidait par cette soupape restée ouverte (perte de la seconde barrière de confinement).

La baisse de pression dans le circuit primaire entraîna le démarrage automatique du circuit d'injection de sécurité (t = 2 min 1 s), chargé d'amener de l'eau dans le circuit primaire^[4]. Cependant, en même temps que la pression baissait, des « vides » (de la vapeur d’eau en fait) se formaient dans la cuve et dans le circuit primaire. Ces vides générèrent des mouvements d’eau complexes qui, paradoxalement, remplirent le pressuriseur en eau, le pressuriseur se trouvant à ce moment plus froid que la cuve du fait :

• de la décharge en vapeur des soupapes primaires qui avait refroidi le pressuriseur par évaporation de l'eau contenue ;
• de la chaleur résiduelle du cœur qui faisait monter la température de l'eau présente dans la cuve.

Du fait de cet écart de température, le positionnement en point haut du pressuriseur n'a pas empêché son remplissage en eau (par passage sous vide de la même manière qu'un « abreuvoir à oiseaux »).

L’opérateur, ayant l'information que le pressuriseur était plein, en conclut par erreur que tout le circuit primaire l’était également et arrêta manuellement le circuit d’injection de sécurité (t = 4 min 38 s). Peu de temps après, l’eau commença à bouillir à la sortie du cœur (t = 5 min 30 s).

Parallèlement, un autre problème était apparu ailleurs :

• le système de secours de refroidissement en eau des générateurs de vapeur avait été testé 42 heures avant l'accident. Lors de ce test, une vanne avait été fermée, et devait être rouverte à la fin du test. Mais cette fois, à la suite d'une négligence humaine ou administrative, la vanne ne fut pas rouverte, empêchant le système de refroidissement de secours de fonctionner^[4]. La vanne fermée fut finalement découverte et ouverte manuellement (t = 8 min 18 s)^[4], permettant au système de secours de fonctionner correctement, de refroidir les générateurs de vapeur, et par conséquent le circuit primaire ;

Le mélange de vapeur et d’eau qui s’échappait de la soupape du pressuriseur était dirigé vers un réservoir de décharge. Or, au bout d’un certain temps (t = 14 min 48 s), ce réservoir fut complètement plein, amenant à la rupture des disques de décharge prévus pour cette situation. À partir de cet instant, le circuit primaire se vidait directement dans l’enceinte de confinement (troisième et dernière barrière de confinement de la radioactivité)^[4].

Pendant les heures qui suivent[modifier | modifier le code]

En salle de commande les opérateurs étaient noyés sous le flux d'alarmes et n'étaient pas en mesure de comprendre exactement ce qui se passait (situation très complexe, stress, pression, trop de monde en salle de commande, etc.).

Après plus d’une heure de lente augmentation de la température et de vidange du circuit primaire, les pompes du circuit primaire commencèrent à vibrer parce qu'elles pompaient plus de vapeur que d’eau. Elles furent alors stoppées (t = 1 h 13 pour la première, t = 1 h 40 pour la seconde), car les lois de la physique précisaient que la convection naturelle permettrait à l'eau de continuer à circuler par thermosiphon. Cependant, la convection naturelle fut bloquée par l’hydrogène déjà piégé dans les générateurs de vapeur, la chaleur n’était donc pas évacuée par les générateurs de vapeur et l’évaporation de l’eau du circuit primaire s’accéléra encore. À cet instant, le haut du cœur commença à être découvert^[4]. La température élevée ( > 1 200 °C ) favorisa la réaction entre la vapeur et le revêtement en zirconium du combustible, formant de l'hydrogène en dégradant fortement la gaine du combustible et amenant au relâchement d’éléments radioactifs dans le circuit primaire (perte de la première barrière de confinement).

Une vanne d’isolement située en aval de la soupape du pressuriseur fut fermée, ce qui arrêta la vidange du circuit primaire (t = 2 h 22). Ensuite, les opérateurs décidèrent également de démarrer une pompe du circuit primaire (t = 2 h 54) alors qu’il ne devait rester environ qu’un mètre d’eau dans le cœur (au lieu de 30 habituels^{[réf. nécessaire]}) : le mouvement de brassage dégrada fortement les éléments combustibles, en grande partie émergés et extrêmement chauds (voire déjà partiellement fondus).

La pompe fut finalement arrêtée (t = 3 h 12), et les opérateurs décidèrent de rouvrir 5 minutes la vanne d’isolement qui fermait la soupape du pressuriseur. Le circuit primaire recommença à se vider dans l’enceinte, mais cette fois-ci avec de l’eau très fortement contaminée à la suite de la dégradation des éléments combustible, ce qui déclencha les alarmes d’irradiation^[4]. Comprenant alors que le cœur avait été fortement dégradé et que le circuit manquait donc sûrement d’eau, les opérateurs remirent en service l’injection de sécurité (t = 3 h 20), remettant le cœur, en partie fondu, sous eau^[4]. En faisant cela, ils prenaient le risque de générer une explosion de vapeur ou de provoquer la rupture de la cuve à cause du choc thermique, mais la cuve tint bon et le cœur fut de nouveau sous eau (t = 3 h 45), stabilisant la situation.

Le circuit d’injection de sécurité envoyant de l’eau à très haute pression dans le circuit primaire, il fallut, dans les heures qui suivirent (entre t = 5 h et t = 9 h), ouvrir et fermer successivement la vanne d’isolement afin de maintenir une pression acceptable (ce qui était le rôle de la soupape défaillante normalement). Ceci amena encore à relâcher des centaines de mètres cubes d’eau contaminée dans l’enceinte de confinement.

Dernier événement majeur (t = 9 h 50) : l’hydrogène, généré par la réaction entre la vapeur d’eau et le zirconium de la gaine des crayons de combustible puis relâché dans l’enceinte de confinement, explosa, mais sans faire de dégâts particulier (le seul indice de cet événement fut la détection d’un pic de pression dans l’enceinte de confinement)^[4].

Pendant les heures qui suivirent, les opérateurs tâchèrent de remplir le circuit primaire en eau, ce qui fut difficile puisque de grandes quantités d’hydrogène étaient piégées dans les points hauts des générateurs de vapeur. La situation se stabilisa, et les pompes du circuit primaire furent remises en service (t = 15 h 49). L’état du réacteur était très dégradé, mais permettait néanmoins de refroidir le combustible.

Pendant les jours qui suivirent[modifier | modifier le code]

Deux jours plus tard, la Commission de réglementation nucléaire des États-Unis (NRC) annonce qu'une fusion du cœur du réacteur nucléaire est possible. « Par mesure de précaution, le gouverneur de l'État de la Pennsylvanie fait évacuer les enfants d'âge préscolaire et les femmes enceintes à 8 kilomètres de la centrale pour éviter qu'ils soient incommodés par l'échappement de gaz radioactifs »^[6]. Plus de 200 000 personnes ont fui la région^[7]. Deux jours après l'accident, 90 % des résidents de la municipalité de Goldsboro (Pennsylvanie), située à moins de deux kilomètres de la centrale, sont partis^[8].

Le journaliste québécois Jean-Claude Leclerc est frappé que les « Autorités publiques aient dû improviser des évacuations massives de population »^[9].

Le 9 avril, le directeur de la régulation des réacteurs nucléaires du NRC, Harold Denton, annonce que la situation est rétablie^[6].

Bilan[modifier | modifier le code]

État final du cœur.

Une équipe de nettoyage en train de décontaminer Three Mile Island.

Des années d’études^[4] sur cet accident ont permis de découvrir que finalement :

• 45 % du cœur avait fondu^[4] ;
• 20 % avait coulé au fond de la cuve.

Bien qu'endommagée, la cuve n'a pas été percée et la partie fondue du cœur est restée contenue dans la cuve ; de même, malgré des déformations importantes et fusions partielles, les cuves internes n'ont pas été détruites.

Malgré la gravité extrême de l’accident, en dépit de cet enchaînement de défaillances mécaniques, d’erreurs humaines et de défauts de conception, l’enceinte de confinement est restée intègre ; le relâchement de produits radioactifs dans l’environnement est ainsi resté faible. Il est cependant difficile de trouver des chiffres fiables pour le quantifier (car ils n'ont pu être mesurés sur le moment).

Par ailleurs, cet accident amena les exploitants de centrales de conception similaires à de profondes réflexions (notamment EDF en France, même si ses centrales présentent quelques différences). L'accident de Three Mile Island (TMI) a été très instructif et a permis de faire avancer la sûreté, en particulier de souligner l'importance de la « conduite par état »^[4]:

En effet, les opérateurs de TMI disposaient de procédures à appliquer en fonction de tel ou tel incident (on parle de « procédures événementielles »). On a vu qu’en situation réelle, ils n’ont pas pu faire un diagnostic et que cela a en fait aggravé la situation (arrêt de l’injection de sécurité, redémarrage des pompes primaires avec un cœur émergé, etc.). Toutes les procédures de conduite accidentelle ont donc été revues avec une approche totalement nouvelle : ne plus demander aux opérateurs de comprendre ce qui se passe (car il y a de très grandes probabilités pour qu’ils se trompent, aussi compétents soient-ils), mais leur donner des actions à faire en fonction des paramètres dont ils disposent : pression, température, niveaux d’eau, taux de radioactivité ou autres. C’est ce qui s’appelle « l’approche par état », qui est aujourd’hui utilisée dans de très nombreuses centrales nucléaires de par le monde^[4].

Dans la situation présente (août 2009)^[1] :

• le cœur endommagé a été entièrement retiré de la cuve, y compris les parties fondues dans le cours de l'accident ;
• l'enceinte de confinement a également été nettoyée ;
• la centrale est dans l'attente d'une décision sur son devenir qui pourrait éventuellement être un démantèlement complet, rendant l'emprise actuelle utilisable.

L’accident est intégré dans les programmes de formation nucléaire de la NRC : dans une longue étude présentée en 2007 (TMI-2 : A Textbook in Severe Accident Management R. E. Henry), on peut lire dans le document de formation de l’USNRC présenté en fin de l’étude la chronologie détaillée de l'accident^[2], notamment:

• de l'iode radioactif était détectable 18 minutes après le début de l'accident,
• le générateur électrique diésel d'urgence s'est arrêté au bout de 30 minutes,
• le combustible du réacteur a commencé à fondre en 2h50,
• au bout de 5h00 le dôme intérieur du réacteur atteint 6000 Rems/h (soit 60 Sieverts)
• au bout de 6h10, la salle de commande est contaminée et le port de masques de protection respiratoire pose des problèmes de communication par téléphone.

Conséquences[modifier | modifier le code]

Jimmy Carter, alors président, en visite à la centrale nucléaire de Three Mile Island quelques jours après l'accident.

Conséquences pour l'industrie nucléaire mondiale[modifier | modifier le code]

Historique mondial de la construction de réacteurs électronucléaires. L'accident de TMI est cité comme l'un des facteurs de déclin.

Selon l'Agence internationale de l'énergie atomique, l'accident de Three Mile Island a été un tournant considérable dans le développement mondial de l'industrie nucléaire^[10].

Three Mile Island a conduit les États-Unis à abandonner la construction de nouvelles centrales, à la suite d’une décision prise par le président Jimmy Carter^[11]. Un chantier de centrale est abandonné en 1981 sur le site nucléaire de Phipps Bend.

Jusqu'en 1989, les procédures qui avaient été utilisées pour la conduite en situation incidentelle et accidentelle étaient fondées sur une approche de type « évènementiel ». Cette approche consiste, pour des évènements initiateurs conventionnellement sélectionnés, à définir par avance les actions de conduite nécessaires au maintien des fonctions de sûreté (sous-criticité, évacuation de la puissance, confinement des matières radioactives). À partir d'un diagnostic initial unique, les opérateurs sont donc amenés à engager une stratégie de conduite prédéterminée. L'accident qui a affecté le 29 mars 1979 la centrale de Three Mile Island (TMI) a mis en évidence les limites de la conduite évènementielle. Celle-ci ne permet en effet pas de gérer les situations où se trouvent cumulées, en plus de l'évènement initiateur, des défaillances humaines ou matérielles. EDF a de ce fait décidé d’abandonner progressivement l’approche « évènementielle » pour passer à une approche nouvelle, dite « par états » (APE). Cette dernière consiste à adapter la conduite de l’installation à l’état réel de la chaudière. L’état de la chaudière est défini à partir de six « fonctions d’état » qui recouvrent les trois fonctions de sûreté susmentionnées. La conduite APE a ensuite pour objectif de restaurer la ou les fonctions d’état dégradées, selon une grille de conduite qui définit les priorités^[12].

Conséquences sanitaires aux États-Unis[modifier | modifier le code]

Une rue de Goldsboro (Pennsylvanie) à proximité de la centrale de Three Mile Island.

Plusieurs rapports scientifiques concluent que cet accident n'a provoqué ni décès, ni blessures ou effets néfastes sur la santé :

• le rapport de l'université Columbia publié en 1990 affirme que, statistiquement, la très faible augmentation de la détection des cas de cancer ne peut pas avoir été causée par les émissions radioactives de la centrale lors de l'accident ; il s'agit plus probablement, de la conséquence d'une meilleure détection des cas de cancer grâce au renforcement du contrôle médical de la population locale après l'accident^[13] ;
• en 2008, le Comité scientifique des Nations unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants affirme que l'exposition du public a été négligeable. En effet, en dépit de la grande quantité de produits de fission relâchés lors de la fusion du cœur, la majorité de ces produits a été retenue dans l'eau utilisée pour refroidir le réacteur, mais 370 PBq de gaz rares (principalement Xe133) et 550 GBq d'iode 131 ont été rejetés à l'atmosphère^[14] ;
• pour l'American Nuclear Society, reprenant des chiffres souvent cités, l'irradiation moyenne de la population vivant dans un rayon de 10 milles de la centrale (16 km) a été de 80 micro-Sieverts, et personne n'a été exposé à plus de 1 millisievert, soit le tiers de la dose reçue en moyenne par an aux États-Unis du fait de l'irradiation naturelle^[15],[16] ;
• une réestimation des doses reçues, conduite en 1990, conclut à une exposition un peu supérieure, où quelques milliers de personnes ont pu recevoir une dose de l'ordre de cette irradiation naturelle^[17] ;
• une analyse de 23 ans de données (de 1985 à 2008) par retrospective cross-sectional study (analyse transversale) du Pennsylvania Cancer Registry de 2012 ne montre pas, statistiquement, d'influence significative sur les cancers thyroïdiens avancés ni avec l'accident de centrale, ni même avec la proximité de la centrale. L'analyse montre une hausse de cancers thyroïdiens papillaires, une moindre agressivité générale des cancers et une détection plus précoce pour la population locale que dans le reste de la Pennsylvanie. Bien que des études aient montré qu'un lien existait entre l'exposition à des doses faibles de radiation et une hausse de l'incidence des cancers de la thyroïde chez les enfants, la cohorte étudiée ici ne permet pas de confirmer cette hypothèse^[18].

D'autres rapports affirment des incidences sur la santé publique, sans qu'on sache si elles sont réelles ou du fait d'un biais (une plus grande surveillance entraîne la détection de cas qui autrement seraient passés inaperçus) :

• une étude de l'université de Caroline du Nord publiée en 1997 (étude contradictoire du rapport de l'université Columbia de 1990^{[réf. nécessaire][19],[20]}) a diagnostiqué une augmentation de cancers du poumon et de leucémies pour les personnes s'étant trouvées sous le panache des rejets de la centrale pendant l'accident^[21] ;
• une autre étude réalisée par Steven Wing de l'université de Caroline du Nord a constaté que les taux de cancer du poumon et de leucémie ont été de 2 à 10 fois plus élevés dans les zones que les masses d'air ont traversé après être passées au-dessus de TMI que dans les autres zones^{[réf. nécessaire][22]} ;
• une autre analyse récente du Pennsylvania Cancer Registry a été conduite, en 2011, cette fois-ci, concernant tous les néoplasmes malins, cancers des bronches, de la trachée, ou des poumons, ou de cancers lymphatiques ou hématopoïétiques, des leucémies et des cancers du sein, comparés à l'exposition aux radiations. Les risques d'augmentation de cancers, dues à l'exposition à des faibles doses d'irradiation, étaient bas et, pour la plupart, non significatifs^[23]. Cela étant, d'autres études semblent nécessaires pour explorer la faible élévation de risques de leucémies, trouvés chez les hommes, absente chez les femmes^[23].

Manifestation antinucléaire à Harrisburg en 1979, à la suite de l'accident de Three Mile Island.

Conséquences sur l'opinion publique mondiale[modifier | modifier le code]

L'incident a été largement diffusé au niveau international, et a eu des effets profonds sur l'opinion publique, en particulier aux États-Unis.

L'opinion publique européenne a pris conscience que les accidents nucléaires constituent un risque réel pouvant se concrétiser à tout moment. Elle a marqué l'élargissement du débat sur la sûreté nucléaire du domaine des scientifiques et des industriels à celui des citoyens et des politiques^[28].

Le Syndrome chinois, un film sur une catastrophe nucléaire, sorti seulement 12 jours avant l’accident, a connu un grand succès aux États-Unis^[29].

Notes et références[modifier | modifier le code]

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

• Jacques Libmann, Éléments de sûreté nucléaire, EDP Sciences, coll. « IPSN », 1996, 2000, 574 p. (ISBN 978-2-86883-274-0) ; 2^e tirage, 2000 [aperçu en ligne sur books.google.fr (page consultée le 24 mars 2011)].
• « Accident dans le système de refroidissement d'une centrale nucléaire aux États-Unis », Le Monde,‎ 30 mars 1979 (lire en ligne).
• Reactor Safety Course (R-800) - 2.1 The TMI-2 Accident - Table 2.1-1 Chronology of Major TMI-2 Accident Events - NUREG/CR-6042 Rev. 2, USNRC Technical Training Center, mars 2002

Filmographie[modifier | modifier le code]

• Le Syndrome chinois, film sorti deux semaines avant l'accident de Three Mile Island, qui traitait de l'éventualité d'une fusion de réacteur nucléaire.

Article connexe[modifier | modifier le code]

• Liste d'accidents nucléaires

Liens externes[modifier | modifier le code]

• Informations techniques et description de l'accident
• La leçon de Three Mile Island

v · m Industrie nucléaire aux États-Unis
Nord-Est (NRC Région 1)	Beaver Valley • Calvert Cliffs • Fitzpatrick • Ginna • Hope Creek • Indian Point • Limerick • Millstone • Nine Mile Point • Oyster Creek • Peach Bottom • Pilgrim • Salem • Seabrook • Susquehanna
Sud-Est (NRC Région 2)	Browns Ferry • Brunswick • Catawba • Farley • Hatch • McGuire • North Anna • Oconee • Robinson • Ste Lucie • Sequoyah • Shearon-Harris • Summer • Surry • Turkey Point • Vogtle • Watts Bar
Mid-Ouest (NRC Région 3)	Braidwood • Byron • Clinton • Davis-Besse • DC Cook • Dresden • Duane Arnold • Fermi • Kewaunee • LaSalle County • Monticello • Palisades • Perry • Point Beach • Prairie Island • Quad Cities
Ouest (NRC Région 4)	Arkansas • Callaway • Columbia • Comanche Peak • Cooper • Diablo Canyon • Fort Calhoun • Grand Gulf • Palo Verde • River Bend • San Onofre • South Texas • Waterford • Wolf Creek
Centrales arrêtées	Bellefonte • Big Rock Point • Connecticut Yankee • Crystal River • Fort Saint-Vrain • Humboldt Bay • La Crosse • Maine Yankee • Pathfinder • Piqua • Rancho Seco • Santa Susana • Shippingport • Shoreham • Three Mile Island • Trojan • Vallecitos • Vermont Yankee • Yankee Rowe • Zion
Laboratoires de recherche nationaux	Berkeley • Hanford Site • Idaho • Livermore • Los Alamos • Oak Ridge • Rocky Flats • Savannah River Site
Principaux acteurs	Département de l'Énergie des États-Unis (DOE) • Electric Power Research Institute (EPRI) • Institute of Nuclear Power Operations (INPO) • Commission de réglementation nucléaire des États-Unis (NRC) • Tennessee Valley Authority (TVA) • General Electric • Westinghouse Electric • United States Enrichment Corporation (USEC)
Liste des réacteurs nucléaires aux États-Unis

v · m Accidents et incidents nucléaires - Sûreté nucléaire
Accidents et incidents classés suivant l'échelle INES	7 Tchernobyl (26 avril 1986, Union soviétique) Fukushima (11 mars 2011, Japon) 6 Kychtym (29 septembre 1957, Union soviétique) 5 Chalk River (12 décembre 1952, Canada) Windscale (Sellafield) (10 octobre 1957, Royaume-Uni) Three Mile Island (28 mars 1979, États-Unis) Goiânia (13 septembre 1987, Brésil) 4 Lucens (21 janvier 1969, Suisse) Saint-Laurent-des-Eaux (17 octobre 1969, France) Bohunice (22 février 1977, Slovaquie) Saint-Laurent-des-Eaux (13 mars 1980, France) Tōkai (30 septembre 1999, Japon) Fleurus (11 mars 2006, Belgique) 3 Usine de la Hague (6 janvier 1981, France) Gravelines (23 août 1989, France) Vandellòs (19 octobre 1989, Espagne) Forbach (13 août 1991, France) Roissy (27 décembre 2001, Suède-France-États-Unis) Sellafield (Windscale) (19 avril 2005, Royaume-Uni) ONERA (18 mars 2008, France) Fleurus (25 août 2008, Belgique) Fukushima Daini (11 mars 2011, Japon) Anshas (4 juin 2011, Égypte) 2* Blayais (27 décembre 1999, France) Forsmark (25 juillet 2006, Suède) Centre de Cadarache (6 octobre 2009, France) Cruas (2 décembre 2009, France) Doel (18 mars 2011, Belgique)
Conséquences	Accident de criticité Échelles et effets de doses de radiation Faibles doses d'irradiation Fusion du cœur d'un réacteur Irradiation Pollution radioactive Radioprotection Radiotoxicité Retombée radioactive Syndrome d'irradiation aiguë Zone d'exclusion nucléaire
Organisations de sûreté nucléaire	AIEA (international) ENSREG (Union européenne) WENRA (Europe) AFCN (Belgique) CCSN (Canada) CSN (Espagne) NRC (États-Unis) ASN (France) NISA (Japon) Rosatom (Russie) SSM (Suède) IFSN (Suisse)
Autres organisations	CIPR (international) GRS (Allemagne) CRIIRAD (France) IRSN (France)
Articles liés	Liste d'accidents nucléaires Débat sur l'énergie nucléaire Catégories accident nucléaire incident nucléaire sûreté nucléaire
* Liste non exhaustive (l'ASN indique qu'il y a en France annuellement 2/3 incidents de classe 2).

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