Rapport de l'ASN 2017

341 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2017 Chapitre 12  - Les centrales nucléaires d’EDF La surveillance de l’exploitation de ces circuits est réglementée par l’arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’ex- ploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs électronucléaires à eau sous pression cité au point 3.6 du chapitre 3. Dans ce cadre, ces circuits font l’objet d’une surveillance et d’une maintenance périodique par EDF. Cette surveillance fait elle-même l’objet d’un contrôle de la part de l’ASN. Ces circuits sont soumis à une requalification périodique réa- lisée tous les dix ans, qui comprend une visite complète des circuits impliquant des examens non destructifs, une épreuve hydraulique sous pression et une vérification du bon état et du bon fonctionnement des accessoires de protection contre les surpressions. Les zones en alliage à base de nickel Plusieurs parties des réacteurs à eau sous pression sont fabri- quées en alliage à base de nickel. La résistance de ce type d’alliage à la corrosion généralisée ou par piqûres justifie son emploi. Cependant, dans les conditions de fonctionnement des réac- teurs, l’un des alliages retenus, l’Inconel 600, s’est révélé sensible au phénomène de corrosion sous contrainte. Ce phénomène particulier se produit en présence de contraintes mécaniques importantes. Il peut conduire à l’apparition de fissures, comme observé sur des tubes de GV au début des années 1980 ou, plus récemment en 2011, sur une pénétration de fond de cuve du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Gravelines et en 2016 sur une pénétration de fond de cuve du réacteur 3 de la centrale nucléaire de Cattenom. Ces fissures conduisent l’exploitant à réparer les zones concer- nées ou à isoler la partie concernée du circuit. À la demande de l’ASN, EDF a adopté une approche globale de surveillance et de maintenance pour les zones concernées. Plusieurs zones du circuit primaire en alliage Inconel 600 font ainsi l’objet d’un contrôle particulier. Pour chacune d’elles, le programme de contrôle en service, défini et mis à jour annuel- lement par l’exploitant, est soumis à l’ASN qui vérifie que les performances et la fréquence des contrôles mis en place par EDF sont satisfaisantes pour détecter les dégradations redoutées. La résistance des cuves des réacteurs La cuve, composant essentiel d’un réacteur à eau sous pres- sion, contient le cœur du réacteur ainsi que son instrumenta- tion. Pour les réacteurs de 900 MWe, la cuve a une hauteur de 14 m, un diamètre de 4 m pour une épaisseur de 20 cm et une masse de 330 tonnes. Pour l’EPR, en cours de construction, la hauteur de la cuve est de 15 m, son diamètre de 4,90 m pour une épaisseur de 25 cm et sa masse de 510 tonnes. En fonctionnement normal, la cuve est entièrement remplie d’eau, à une pression de 155 bars et à une température de 300 °C. Elle est composée d’acier ferritique, avec un revêtement interne en acier inoxydable. Le contrôle régulier de l’état de la cuve est essentiel pour deux raisons: ཛྷ ཛྷ la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, pour des raisons à la fois de faisabilité technique et de coût; ཛྷ ཛྷ le contrôle contribue à la démarche permettant d’exclure la rupture de cet équipement. Cette démarche repose sur des dispositions particulièrement exigeantes enmatière de concep- tion, de fabrication et de contrôle en service afin de garantir sa tenue pendant toute la durée de vie du réacteur, y compris en cas d’accident. Durant son fonctionnement, le métal de la cuve se fragilise len- tement, sous l’effet des neutrons issus de la réaction de fission du cœur. Cette fragilisation rend en particulier la cuve plus sen- sible aux chocs thermiques sous pression ou aux montées bru- tales de pression à froid. Cette sensibilité est par ailleurs accrue en présence de défauts technologiques, ce qui est le cas pour quelques cuves qui présentent des défauts dus à la fabrication, sous leur revêtement en acier inoxydable. À NOTER Anomalies techniques liées aux ségrégations du carbone dans certains fonds primaires de générateurs de vapeur (GV) À la suite de la détection de l’anomalie de la cuve de l’EPR de Flamanville (voir point 2.11.2), EDF a informé l’ASN que des fonds primaires de GV équipant 18 réacteurs, fabriqués par l’usine Creusot Forge et Japan Casting and Forging Corporation (JCFC), étaient également concernés par la problématique de ségrégation du carbone. L’ensemble des contrôles réalisés par EDF, notamment ceux prescrits par l’ASN le 18 octobre 2016, ont nécessité la mise à l’arrêt de cinq réacteurs et se sont achevés début 2017. Ils ont permis à EDF de justifier l’absence de risque de rupture des fonds primaires des 46 GV concernés. Les hypothèses conservatives prises par EDF dans les calculs de tenue à la rupture l’ont conduit à modifier les conditions d’exploitation des 18 réacteurs concernés. Ces modifications sont mises en place dans l’attente de la confirmation des hypothèses de calculs qui devrait être apportée par un vaste programme d’essais, actuellement mené sur des fonds primaires représentatifs des composants exploités sur les réacteurs français. COMPRENDRE Les principes de la démonstration de la résistance en service des cuves La réglementation en vigueur impose notamment à l’exploitant : ཛྷ ཛྷ d’identifier les situations de fonctionnement ayant un impact sur l’équipement; ཛྷ ཛྷ de prendre des mesures afin de connaître l’effet du vieillissement sur les propriétés des matériaux; ཛྷ ཛྷ de mettre en œuvre les moyens lui permettant de détecter suffisamment tôt les défauts préjudiciables à l’intégrité de la structure; ཛྷ ཛྷ d’éliminer toute fissure détectée ou, en cas d’impossibilité, d’apporter une justification spécifique appropriée au maintien en l’état d’un tel type de défaut.