Bonjour,

je vous propose une information technique sur les scénarios de perte de source froide dans une centrale nucléaire, compte tenu des événements Japonais.
Les zéros qui sont au fait du nucléaire n'apprendrons pas grand chose, Je destine mon message à ceux qui ne le sont pas et souhaite disposer de quelques données techniques certes trés simplifiées mais que l'on ne trouve pas nécessairement dans les médias.

Le problème principal de surété d'une centrale à l'arrêt est qu'elle doit continuer d'assurer l'évacuation d'une puissance thermique non négligeable . Ceci nécessite un débit de refroidissement permanent pendant une durée indéterminée car la décroissance de cette puissance dite résiduelle est trés lente. Elle est dûe à la décroissance radioactive des produits de fission qui s'accumulent tout au long du cycle de production.
Des ordres de grandeurs significatifs sont en début d'arrêt 5 à 6% de la puissance thermique nominale ( donc quelques dizaines de MW) et un débit nécessaire de l'ordre de 1 m3 par seconde pour la source froide si on veut maintenir la température du coeur dans les limites autorisées.

L'hypothése d'une perte totale de cette source froide conduit trés vite à une situation préoccupante pour l'intégrité du coeur du réacteur.

Pour mieux le comprendre, une description trés sommaire de la conception d'un coeur.
Schématiquement, un coeur est constitué par un trés grand nombre( des milliers) de tubes de petit diamère ( 10 mmm environ) et de 4 m de long ( environ)dans lesquels sont empilés le combustible sous forme de petites pastilles de matériau à base d'uranium fissile.
Ces tubes contenant le combustible sont réalisés en alliage à base de zirconium (zircaloy) et vont jouer un grand rôle dans le risuqe d'explosion hydrogène en situation accidentelle.

Ces "spaghettis " sont suspendus ( je n'entre pas ici dans le détails de la technologie de leur assemblage mécanique!) dans le cuve du réacteur et baignent dans le fluide primaire qui est mis en circulation autour d'eux par des pompes pour évacuer la puissance thermique, soit vers le circuit secondaire pour le fonctionnement en puissance ( via des échangeurs ou non, selon que l'on est filière PWR ou BWR), soit vers des échangeurs de sauvegarde pour le réacteur à l'arrêt.
Même s'il y a des circuits intermédiaires , la puissance en final ne peut s'évacuer que vers une source froide d'origine externe... ce sont les lois "implacables " de la thermodynamique.

Pour fixer les idées, pour une puissance nominale de 1000 MW électrique ( environ 2800MW thermique), la puissance volumique moyenne à évacuer est, compte tenu du volume total de combustible, de l'ordre de 260 Watt par cm3 en production en puissance nominale.

A l'arrête la puissance résiduelle conduit à une puissance volumique entre 1 et 2 watt par cm3
qui se libère donc en permanence au coeur de chaque pastille de combustible.

Ce chiffre d'apparence "dérisoire" est suffisant, dans l'hypothése d'une rupture totale du refroidissement pour élever rapidement la température ( normalement elle est au maximum sur le tube eb ziconium de 320° environ)
Un calcul élémentaire du type <math>\(\[ W=mC{p}\Delta(T) \]\)</math> peut montrer que l'ordre de grandeur de l'accroissement de température est le degré par seconde.
Même si on tient compte des inerties des structures , de la masse d'eau à vaporiser ( chaleur latente) , de diverses réserves utilisables, quelques heures de rupture de la source externe peuvent suffire pour atteindre des températures incompantibles avec l'intégrité du coeur.
L'enveloppe en zircaloy , même si la température de fusion de l'alliage est supérieure à 1300°C commence à perdre son intégrité mécanique aux environ de 700-800°C et entraine des rupture qui libèrent une part des les produits radioactifs enfermés dans la gaine .
A ce stade , tous les produits radioactifs restent néanmoins sous contrôle dans l'enceinte de confinement.
Si la température continue de monter, il y a alors un emballement d'un réaction d'oxydation du Zirconium. Zr+2H2O == ZrO2+2H2.
Cette réaction d'oxydation , banale et maitrisée aux conditions de fonctionnement, devient vers 1000° brutale et capable de libérer des quantités considérables d'hydrogène compte tenu des masses métalliques en jeu. On peut parler de dizaine de m3. Elle est de plus fortement exothermique (600kJ/mole) et aggrave la situation du bilan thermique.

Mélangé à l'air et compte tenu des températures , on atteint des compositions explosives, qui peuvent avoir diverses formes selon les conditions , plus ou moins violentes.

On peut raisonnablement penser , malgré les faibles informations techniques fiables en provenance du Japon , que les réacteurs concernés ont subi le scénario décrit jusqu'à la production massive d'hydrogène et son explosion.

Que prévoit-on en terme de sureté pour prévenir un tel scénario ou en limiter les conséquences s'il se produit.
Vous avez compris que tout tourne autour de la fiabilité de la source froide.
Leus équipements sont redondants , mécaniquement et électriquement.supposé résister à un séisme majoré dépendant du site, protégés des inondations....raisonnablemnt envisageable.
Des sources de secours électriques sécurisés doivent pallier la défaillance des sources normales ( diesels de secours)
Chaque circuit redondant puise sont eau séparemment des autres .Si le site le permet, on définit deux sources indépendantes.
Mais ce n'est pas toujours possible et dans les situations extrêmes , il peut y avoir un risque de mode commun dans la perte d'approvisionnement et c'est un talon d'achille de la chaîne sureté.
Il est vraisemblble que l'ampleur du tsunami au Japon n'était pas prise en compte dans la conception et qu'il a conduit à une destruction plus ou moins compléte de toutes les redondances prévues. Si tel n'était pas le cas , il serait trés improbable d'arriver à la situation constatée avec explosion d'hydrogène, syndrome d'un scénario de fusion du coeur plus ou moins avancé.

Si donc malgré les précautions de conception , on se retrouve en situation accidentelle, que peut on faire pour limiter les conséquences:

1- il faut savoir que la prise en compte du risque hydrogène a conduit à mettre en place dans les centrales françaises des recombineurs d'hydrogène pour tenter de l'éliminer s'il vient à se former. ( les japonais en avaient- ils , si oui ont ils fonctionné ou étaient ils insuffisants, ce sont des questions qui se poseront)

2- préserver à tout prix la première enceinte de confinement des surpressions et explosions internes .
Il est prévu dans nos centrales des soupapes de décharge évacuant vers l'exrérieur les gaz et l'hydrogène en passant sur des filtres décontaminants . C'est le scénario du moindre mal; Certes on provoque une certaine contamination mais minimale par rapport à ce qui se passerait en cas de rupture de l'enceinte principale
C'est vraisemblement ce qu'on fait les Japonais et les explosions vues sur les écrans sont sans doute externe à la partie vitale . Le bâtiment vu endommagé est celui qui ne joue pas un rôle direct dans le confinement . Bien sûr cette stratégie du moindre mal ne garantie pas absolument une totale intégrité du confinement, mais préserve sans doute l'essentiel , éviter en particulier une situation type tchernobyl avec le coeur à l'air libre ( rappellons néanmoins que Tchernobyl n'avait aucune enceinte de confinement et que l'explosion qui a projeté les matières fissiles jusqu'à 1km d'altitude était d'une ampleur sans commune mesure avec ce qui se passe au Japon).

3-recherche à tout prix d'eau de refroidissement.
En scénario de crise, il est normalement prévu chez nous dans un délai assez court l'intervention de moyen mobile selon des scénarios décrits dans les plans d'urgence.
Si l'information est confirmé ( à voir quand même) que les Japonais ont envoyé directement de l'eau de mer dans le coeur pour le refroidissement , c'est un signe d'une situation extrémement difficile vis à vis du rétablissement de la source froide même avec des moyens de fortune.

Un dernier point préoccupant dans la situation post tsunami du Japon va éventuellement au delà de la source froide.
C'est de connaitre la capacité des réacteurs concernés à récupérer une source d'énergie électrique minimale pour la sécurité dans une région ravagée où il y a sans doute aucune disponibilité à cours terme d'arrivée externe.
Si les installations de secours (types diesels , turbine à gaz , voire batteries mais pour une trés courte période) sont inopérantes , c'est le black out complet.
On peut penser que si tel est le cas une priorité doit être d'amener par tous les moyens des installations mobiles de production d'électricité.

Assez compliqué à comprendre je vous avouerai (c'est long et technique malgré la "vulgarisation"). Mais j'y ai tout de même pris plaisir à le lire.

Je suis également étonné que personne n'a encore commenté/remercié. J'en fais donc le pionnier, en vous remerciant

Merci bien, c'est clair et concis, j'ai appris plein de choses

Cela semble être ecrit par une personne qui s'y connait.
Donc si c'est le cas, merci à toi pour ses éclaircissements. Très agréable à lire.

Mais très inquiétant pour le nord du japon...

Merci beaucoup de ta part.
C'est très enrichissant et très clair.

Merci pour ces informations.

Merci pour toutes ces infos, je ne connaissais pas tous les paramètres à prendre en compte (Effets thermodynamiques, chimiques) ni les dispositifs de sécurité mis en place.
Très enrichissant.

Bravo, beau topo !

Bonjour et merci beaucoup pour ces explications.

J'ai deux questions :

1)Lorsqu'il y a eu la première explosion sur le réacteur #1, il a été dit qu'il s'agissait d'une explosion d'hydrogène mais que l'enceinte de confinement était intacte. Comment est-ce possible ? Le Zirconium et l'hydrogène produit sont-ils à l'extérieur ou à l'intérieur de l'enceinte ?

2)Quel est le pire scenario possible ? Peut-il y avoir des conséquences plus grave qu'un nuage radioactif ? Des réactions de fusion nucléaire ? Une explosion thermonucléaire ?

Est-ce que quelqu'un possède des éléments de réponse ?

Bon alors j'ai pas tout suivi à ce qui s'est passé, mais quelques possibilités de réponse:

1) Bah à priori, il se peut que l'explosion ne soit pas assez puissante pour endommager l'enceinte, dans ce cas, pas de gros risque, tout ce petit monde reste bien au chaud à l'intérieur (bon ça doit surement causer quelques fuites, mais comparé à un rupture complète, rien de bien grave).

2) Qu'entends-tu par fusion nucléaire? car dans ce cas, on peut parler de fusion du cœur quand les matériaux fissiles et tout ce qui a autour fondent joyeusement et forment ou grosse bouillie radioactive. Car le terme fusion nucléaire veut plutôt dire fusion de deux éléments et émission d'énergie, comme ce qui se passe dans le soleil, iter ou les bombes atomiques. Si c'est de ça dont tu parle, avec des éléments aussi lourds, pas de danger. Pour ce qui est de l'explosion nucléaire, je ne penses pas qu'il y ait de gros risques, les matériaux fissiles étant "au repos" ici, je ne penses pas qu'il y ait encore un gros risque d'emballement...

A mon avis le plus gros risque serait une explosion hydrogène assez conséquente pour complètement rompre l'enceinte de confinement et expulser des matériaux radioactifs loin dans les airs(un peu genre tchernobil quoi), ou une évaporation complète des piscine de stockage des matériaux usagés...

A faire confirmer par un expert^^

bonjour, pour un complément suite aux questions ou commentaitres de Lucky 92 ou epso


- les explosions d'hydrogène ont pu se produire hors enceinte de confinement car comme je l'explique dans le message initial, il y a des soupspes de décharge pour , en ultime recours , dépressuriser l'enceinte si le risque devient trop fort d'une rupture par surpression et/ ou explosion d' hydrogène.
C'est vraisemblblement ce qu'on fait les Japonais, préférant logiquement une contamination (significative mais encore réduite .) face au risque de rupture du confinement. D'où les images de batiments détuits que l'on voit sur les télés qui sont celles du bâtiment entourant le réacteur. Ceci étant, il est clair que cette explosion même externe a pu, sinon détruire, du moins fissurer l'enceinte selon sa violence, ce qui peut éventuellement expliquer la montée de la radioactivité .

- dans tout les cas , il n'est pas question de fusion type réaction nucléaire.
Dans les scénarios y compris les pires, il s'agit d'un problème de refroidissement thermique défaillant et de fusion classique des matériaux surchauffés.
En effet ,si on ne peut refroidir, tout fini par fondre créant un amalgame baptisé " corium" dans le jargon des spécialistes .
Dans cet ammalgame , la contamination maximùale aura lieu si on atteint des température allant jusqu'à fondre les pastilles de combustible ( 2700°C quand même !) . Je rappelle que les gaines enveloppe en zicaloy fondent vers 1300°C mais se rompent évidemment avant .
Le risque de dissémination est globalement proportionnel au volume fondu et à son état . La palette des produits radioactifs formés est trés larges , à court terme ce sont les gaz qui peuvent s'échapper même avec des dégradations limités de l'enceinte ( fissures )
Pour que les produits lourds ( dont le plutonium) se disséminent massivement il faut des explosions combinés à une enceinte trés détériorée ( je rappelle tchernobyl: pas d'enceinte de conception (!) et explosion initiale d'une violence extréme ( partie du coeur pulvérisée projetée à plus d'un km d'altitude!)

- la question du pire scénario:
la réponse est évidemment liée à la durée de la perte du refroidissement,donc on ne peut que spéculer
tant qque l'eau n'est pas retrouvé,( ou l'énergie électrique pour la pomper) l extension progressive de la fusion du coeur se poursuit inexorablement
plus le coeur se détériore, plus il devient difficile à refroidir car l'eau que l'on envoie à de plus en plus de mal à circuler correctement.
si on atteint des températures localement trés trés élevées, il y a un autre risque d'explosion interne au corium , celui dû à la vaporisation instantannée de l'eau que l'on pourrait envoyer
Evidemment les conséquences d'une projection du corium qui peut en résulter dépendent de l'état de l'enceinte de confinement.

Le risque "ultime" si rien n'est récupéré, c'est l'attaque des structure du fond en béton par le corium surchauffé et une dissémination massive des produits lourds .
Nous n'en sommes pas là.

- un autre risque dont on commence à parler et que je n'avais pas évoqué.
Chaque réacteur a une piscine ( grand volume d'eau ) où sont stockées les gaines de combustibles usées que l'on laisse se désactiver un peu avant de les envoyer dans les usines de retraitement
Evidemment ce combustible usé a une puissance résiduelle à évacuer. La piscins doit elle aussi être impérativement refroidie et si la surchauffe est moins rapide , la piscine finit à terme par se mettre à bouillir et découvrir les assemblages en attente qui eux aussi peuvent fondre!.
Cela se passe un peu plus lentement mais si rien n'est fait, il y a un rique équivalent à celui du coeur: avec une différence de taille la piscine est hors enceinte de confinement, dans un batiment "ordinaire". Le coté "positif" de cette situation est qu'elle est plus accessible et que l'on devrait pouvoir plus facilement la renoyer, avec les moyens du bord.

Merci encore pour ces explications. C'est extrêment instructif.

Citation : nabucos

Le risque "ultime" si rien n'est récupéré, c'est l'attaque des structure du fond en béton par le corium surchauffé et une dissémination massive des produits lourds .
Nous n'en sommes pas là.

Si je ne dis pas de bêtises, ça n'est pas arrivé pour Tchernobyl avec 1 mètre de béton au fond alors que dans les réacteurs concernées on aurait plutôt trois fois plus. Y a-t-il alors une raison particulière pour que ça arrive ici ?
Et d'ailleurs, il m'a semblé que la très grande crainte à Tchernobyl par rapport au fond du réacteur venait du fait qu'il y avait de l'eau en dessous (ce qui n'était pas très malin), et qu'on avait justement creusé (pour rien) un tunnel exprès pour l'évacuer. Peut-être n'ont-ils pas fait la même bêtise ici ?

Merci pour ces infos très intéressantes.
Je me pose la question de la vitesse de décroissance de la puissance résiduelle. Il me semble que (comme celle des combustibles usés de la piscine) elle n'est pas très rapide.
J'aimerai connaître son ordre de grandeur et par exemple celui du temps correspondant à la diminution de moitié.

@ Laman, @Elentar

puissance résiduelle
au moment de l'arrêt du réacteur , elle est comme indiquée, dans le premier post ,de l'ordre de 6% de la puissance thermique . Dans un premier temps, elle décroit assez rapidement jusqu' à environ 1% . Ensuite la décrosissance devient trés lente puisqu'il subsiste des éléments de période radioactive de plus en plus longue.
Le niveau stable à évacuer sur une longue durée est donc de l'ordre de 25 à 30MW pou un réacteur de 2800MWth ( 1000MWe environ)
Cette puissance, même encore divisée par deux , resterait suffisante pour poursuivre des dégâts si rien n'est fait.
La preuve en est, la dégradation des piscines de stockage du combustible usagé :
ce combustible retiré du coeur depuis des semaines ( pour savoir exactement depuis quand, il faudrait avoir des données sur la gestion combustible des Japonais) conserve une puissance suffisante pour faire bouillir la piscine et entraînera aussi la fusion des gaines en l'absence totale d'eau.
Cette piscine n'est pas confinée et peut alors devenir plus dangereuse que le réacteur lui-même qui conserve encore vraisemblement l'essentiel de son confinement.
...d'où le ballet en urgence des hélicoptères vus à la télé ,qui tentent, faute de mieux, de restaurer le niveau d'eau de cette piscine.

En résumé , la décroissance naturelle de la puissance résiduelle est tout à fait insuffisante pour éviter la poursuite de l'aggravation de la situation si la source froide n'est pas rétablie.

[nota: je rajoute post- message initial des chiffres (à prendre comme ordre de grandeur, car les valeurs dépendent de l'usure du combustible au moment de l'arrêt)
arrêt ~6% Pth, +1jour 1% +10jours : 0,35% +100jours 0,15%) donc une puissance à trés log terme qui reste supérieure à 1 à 2 MW pour une centrale 2800MWth (900MWe)]


Elle ne le sera pas tant que une source d'énergie électrique ne sera pas retrouvée pour permettre un pompage massif.
C'est certainement l'urgence 1 si on veut éviter que les rejets radioactifs ne prennent des proportions beaucoup plus importantes. Le ballet d'hélicoptères n'est là que pour essayer de tenir jusqu'à ce retour .

- attaque du béton
en étant un peu caricatural, je dirais que vu l'explosion initiale de Tchernobyl, le coeur était dés le départ en grande partie dans les nuages! ou du moins fort dispersé.
Donc plus sérieusement, les conséquences sur les structures en béton peuvent largement dépendre de la façon dont le coeur se détériore, les formes progressives n'étant pas de ce point de vue les moins dangereuses.
Il est évident qu'un magma en fusion de plusieurs tonnes de corium qui se regroupe en fond de cuve comme de la lave attaquera le béton à ces températures .
Comme je l'ai dit aussi nous n'en sommes pas là. Mais si on ne faisait strictement rien , l'hypothèse de la destruction du béton n'est pas totalement utopique.
Dans les films de science - fiction , cela s'appelle le syndrome ...chinois .
On peut quand même espèrer que le syndrome japonais reste aussi de la science fiction.

Merci pour cette éclaircissement très intéressant !

J'ai un doute quand au dire de notre chere Anne qui affirme que 100m.cube par heure sont suffisant par site. Cela semble extrement peu non ? Ca ne se compterais pas plutôt en metre.cube par secondes ?

@Vael
tout dépend à quelle échéance se place le PDG d'Areva...mais à moyen terme et en théorie elle n'a pas tort selon moi.
en situation normale , lorsque tout se passe bien, l'ordre de grandeur du débit nécessaire est le m3/s au tout début de l'arrêt .
Si on reprend les chiffres de décroissance de la puissance résiduelle que j'ai donné, au bout d'une dizaine de jours, elle est divisée à peu prés par 20, donc le débit aussi . Soit 0,05m3/s ou environ 180m3/heure.
A encore un peu plus long terme et sur une longue période, le débit de 100m3/heurre annoncé me semble donc réaliste, d'autant qu'on en est plus à maintenir l'intégrité mais simplement à contrôler un échauffement excessif.

Cela suppose néanmoins deux conditions pour que ce débit soit pleinement efficace:

- rétablissement des systèmes normaux de refroidissement ( cela veut dire capacité de pompage de l'eau de mer mais aussi fonctionnement des systèmes intermédiares, l'eau pompée ne va pas directement dans le coeur!Si la conception est la même qu'en France, cela veut dire rétablissement de 2 ou 3 systèmes). A l'heure actuelle, personne ne sait vraiment ce qui va repartir lorsque la puissance électrique sera récupérée.

- l' efficacité de ce refroidissement dans un coeur plus ou moins fondu où l'eau peut avoir du mal à circuler correctement.

Citation : nabucos

- rétablissement des systèmes normaux de refroidissement ( cela veut dire capacité de pompage de l'eau de mer mais aussi fonctionnement des systèmes intermédiares, l'eau pompée ne va pas directement dans le coeur!

Tout à fait exact. La remise en place des systèmes de pompages est la priorité numéro 1.

Citation

Si la conception est la même qu'en France, cela veut dire rétablissement de 2 ou 3 systèmes). A l'heure actuelle, personne ne sait vraiment ce qui va repartir lorsque la puissance électrique sera récupérée.

Elle n'est pas identique à notre EPR français : nos réacteurs sont à eau préssurisé (d'où EPR) alors que ceux des japonais sont à eau bouillante. Ce n'est pas la même chose tant au niveau du rétablissement des systèmes qu'au niveau de la sécurité. Néanmoins, ce que tu as dit demeure très juste.

Citation

- l' efficacité de ce refroidissement dans un coeur plus ou moins fondu où l'eau peut avoir du mal à circuler correctement.

Cela peut même être pire : il se peut très bien qu'il n'y ait plus de système de refroidissement efficace du tout. Mais bon, il est toujours possible de refroidir, cela sera juste plus compliqué.



Par contre, je ne suis pas tout à fait d'accord sur le calcul de la thermo de la chose : s'il y a fusion du réacteur (j'insiste, la fusion est telle que définie par nabucos : passage d'un état solide à un état liquide), suivant ce qui se retrouve dans le corium, le réchauffement peut très bien s'entretenir voir augmenter. En effet, dans le pire des cas, les pastilles d'oxyde d'uranium + résidus fissibles peuvent fondre ensemble et sans acide borique pour arrêter les neutrons, ça chauffe de plus bel ! Ce n'est pas le zircaloy qui va changer quoi que ce soit (il a été choisi pour ses propriétés mécaniques autant que pour sa bonne conduction thermique et neutronique)... Le béton et l'acier vont quand même en arrêter et les barres censées stopper les neutrons n'ont pas pu descendre.

Ce que je veux dire par là (même si je suis sûr que les japonais ont pris cela en compte), c'est qu'on ne peut pas ne rien faire sinon dans 50 ans, le site sera toujours interdit de passage et toujours très chaud. Par contre, qu'on ne s'y méprenne pas : il faut dépasser une certaine quantité de certains matériaux fissibles pour déclencher une explosion. Et nos réacteurs, comme les leurs, sont alimentés avec du combustible dont la concentration en éléments fissibles est bien en deçà de celle permettant un emballement.

Donc la question pour nabucos est : sur quelle source fondes-tu ton raisonnement sur la décroissance de la puissance thermique ?

@ Abaxos

pour un réacteur à l'arrêt, qu'il soit en bon ou mauvais état, la décroissance de la puissance thermique à considérer est uniquement celle de la décroissance radioacvtive des produits de fission. . Cette puissance intrinséque des éléments radioactifs est indépendante de leur état physique puisqu'elle intervient au nivaeu même des atomes.
Rapide les premières heures , car un certains nombres d'éléments trés radioactifs ont des périodes "demi-vie" courtes, elle devient aprés une dizaine de jours trés lente,
Il n'y a par contre plus aucune puissance neutonique à évacuer .
Les ordres de grandeurs que j'ai donné sur cette décroissance sont des données connues dans le milieu nucléaire, et on doit je pense les trouver sur le Net , cela n' a rien de confidentiel ( je n'ai pas regardé car j'ai des sources "personnelles" mais dont je n'ai pas donné ici tous les détails voulant juste fournir des points de repère).

Les valeurs nécessaires au refroidissement annoncées par le PDG d'Areva sont cohérentes avec ces données, même si tout cela n'est pas , évidemment, à la virgule prés.
Mais il n'y a pas, selon moi, d'erreur d'échelle.

Quelle que soit la suite des événements , cette puissance ne peut pas réaugmenter , mais, même significativement décroissante, elle resterait suffisante pour provoquer en absence totale de refroidissement, la poursuite des dégradations , fusion des pastilles UO2 comprises et entretenir ainsi les rejets radioactifs!
Dans tous les cas les températures resteraient suffisantes pour que continue de s'échapper prioritairement sous forme d'aérosols les espèces les plus critiques, telles que l'iode 131( nocive mais de courte période 8 j de demi-vie) et le cesium 137 sans doute le plus dangereux ( si le confinement maintient les espéces les plus lourdes) : métal alcalin trés volatil car point de fusion et ebullition trés bas, il a une longue période ( 30 ans de demi-vie, quantités importantes et il est chimiquement voisin du potassium auquel il a la mauvaise idée de se substituer trés facilement dans notre organisme)

D'où la situation trés critique des piscines non confinées malgré des puissance à évacuer assez faibles.

Le maintien d'un refroidissement minimal pendant des mois restera nécessaire et la radioactivité condamnera un périmètre difficile à définir aujourd'hui , mais à minima l'environnement immédiat de la centrale, ( condamner dans le sens accés interdit sans moyens lourds de protection)
Les réacteurs sont de toute façon voués au démantélement à une échéance indéreminées ( des années) . Les seuls travaux de réhabilitation qui seront engagés seront sans doute ceux nécessaires au rétablissement et la surveillance d'un confinement acceptable.

Une petite précision:

Fukushima n’est pas Tchernobyl, et Tokyo n’est pas Kiev.

* A Tchernobyl, l’accident commence par une explosion nucléaire un accident de criticité (réaction en chaine non contrôlée).
Ici il n’y a pas eut et il n’y aura pas d’accident de criticité: les réacteurs ont été arrêté et ne sont plus en masse critique. Toutes les explosions sont des explosions classiques, dans un milieu radioactif.
* A Tchernobyl, la cuve n’est pas protégée par une enceinte de confinement. A Fukushima, si, et les enceintes de confinement ont tenu leur rôle (de confiner les éléments très radioactifs du cœur)
* A Tchernobyl, les « liquidateurs » ne sont pas au courant des dangers, et ne sont pas protégés, a Fukushima, les employés ont un dosimètre, des combinaisons étanches, et sont relayés avant d’atteindre des doses > 100ms au total (et 20ms par opération).
* Kiev est à moins de 100km de Tchernobyl. Tokyo est a 230km de Fukushima, avec des vents dominant qui ne sont pas tournés vers Tokyo
* A Tchernobyl, la population a été abandonnée à son propre sort.
A Fukushima avant même la première explosion entrainant un nuage radioactif (bien moins radioactif qu’a Tchernobyl) la population dans un rayon de 20km a été évacuée et la population dans un rayon de 30km est interdite de sortir de chez elle.
* A Tchernobyl, pas de contrôle sanitaire sur les fruits / légumes / laitages. Au Japon, contrôles réguliers des radiations, et interdictions de vente des familles de produits repérés comme étant radioactifs pour des départements entiers.

Bien sur, tout ne sera pas rentré dans l'ordre avant longtemps.
Un problème qui perdure est le refroidissement à l'eau de mer;c'est plutôt malsain, car celle-ci réagit mal à la chaleur qui se dégage.

En tous les cas, merci aux deux compères qui ont délivré un petit tuto très bien écrit.
Très plaisant à lire.