Rapport de l'ASN 2017

343 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 dépôts empêchent la libre circulation du mélange eau-vapeur (colmatage), ce qui crée un risque d’endommagement des tubes et des structures internes et peut dégrader le fonction- nement global du GV. Pour empêcher ou minimiser les effets de l’encrassement décrits ci-dessus, diverses solutions peuvent être mises en œuvre et per- mettent de limiter les dépôts métalliques: nettoyages chimiques préventifs ou nettoyages mécaniques (lançages à l’aide de jets hydrauliques), remplacement dumatériau (laiton par acier inoxy- dable ou alliage de titane, plus résistants à la corrosion) de cer- tains faisceaux tubulaires d’échangeurs du circuit secondaire, modification des produits chimiques de conditionnement des circuits et augmentation du pH du circuit secondaire. Certaines de ces opérations nécessitent l’obtention d’une autorisation de rejet de produits de conditionnement. Certains procédés de nettoyage chimique font encore l’objet d’essais visant à démontrer l’innocuité des produits chimiques employés. En particulier, l’identification d’un risque de corrosion sur des réacteurs ayant fait l’objet de tels nettoyages en 2016 a conduit l’ASN à demander la mise en œuvre de mesures de maintenance particulières. Le remplacement des générateurs de vapeur Depuis les années 1990, EDF conduit un programme de rem- placement des GV constitués des faisceaux tubulaires les plus dégradés, dont en priorité ceux fabriqués en Inconel 600 non traités thermiquement (600 MA) puis ceux fabriqués en Inconel 600 traités thermiquement (600 TT). La campagne de remplacement des GV dont le faisceau tubu- laire est en 600 MA (soit 26 réacteurs) s’est achevée en 2015 avec celui du réacteur 3 de la centrale nucléaire du Blayais. Elle se poursuit par les remplacements des GV dont le faisceau tubulaire est en Inconel traité thermiquement (600 TT). L’année 2017 a vu la réalisation du remplacement des GV du réacteur 1 de Cruas-Meysse. Le remplacement des GV du réacteur 2 de Paluel (voir encadré ci-contre) a repris en fin d’année 2017 et se prolongera en 2018. Méthodes de contrôle appliquées aux équipements sous pression des circuits primaire et secondaires principaux L’arrêté du 10 novembre 1999 dispose à son article 8 que les procédés d’essais non destructifs employés pour le suivi en ser- vice des équipements sous pression des circuits primaire et secondaires principaux des réacteurs électronucléaires doivent faire l’objet, préalablement à leur première utilisation, d’une qualification. Celle-ci est prononcée par une entité composée d’experts internes et externes à EDF dont la compétence et l’in- dépendance sont vérifiées par le Comité français d’accréditation. La qualification permet de garantir que le procédé d’essai non destructif atteint effectivement les performances prévues et décrites dans un cahier des charges préalablement établi. En raison des risques radiologiques associés à la radiographie, les contrôles par ultrasons sont privilégiés, s’ils présentent des performances de contrôle équivalentes. À ce jour, plus de 90 procédés d’essais non destructifs sont qua- lifiés dans le cadre des programmes d’inspection en service. De nouveaux procédés sont en cours de développement et de qua- lification pour répondre à de nouveaux besoins. Concernant l’EPR de Flamanville, la quasi-totalité des pro- cédés d’essais pour le suivi en service des équipements sous pression des circuits primaire et secondaires principaux a été qualifiée en amont de la visite complète initiale (VCI) du circuit primaire principal et des circuits secondaires prin- cipaux, ce qui correspond à plus de 30 procédés qualifiés spécifiques à l’EPR. 2.2.4 L’évaluation des équipements sous pression en exploitation L’ASN considère que la situation de la deuxième barrière de confinement que constitue le circuit primaire reste préoccu- pante en 2017, l’année restant marquée par le traitement des irrégularités détectées dans le cadre de la revue des dossiers de fabrication des composants issus de l’usine Creusot Forge d’Areva NP (voir encadré p. 339). Il a été encore constaté en 2017 des niveaux d’encrassement très importants dans certains GV de plusieurs réacteurs, suscep- tibles d’altérer la sûreté de leur fonctionnement. Cette situation résulte d’une maintenance insuffisante pour assurer un état de propreté satisfaisant. En complément de cette appréciation, qui rejoint celle formulée en 2016 qui avait montré une dégradation par rapport à 2015, l’ASN constate que les dernières opérations de remplacement des GV des réacteurs de 900 MWe ont été reportées notam- ment à cause de nombreux écarts affectant la fabrication de ces équipements. Ces reports ont conduit à la mise en œuvre d’opérations de sécurisation, par bouchage ou manchonnage, des tubes de certains générateurs de vapeur présentant des fis- sures, jusqu’à leur remplacement. L’ASN considère que le suivi en service des autres équipe- ments du circuit primaire principal, en application de l’arrêté du 10 novembre 1999, est réalisé de manière appropriée. La détection d’une nouvelle fissure sur la traversée de fond de cuve n° 58 du réacteur 3 de la centrale nucléaire de Cattenom illustre le risque de nouvelles dégradations associées au vieillissement des installations et confirme la nécessité d’adapter en consé- quence le niveau d’exigence de suivi en service et l’anticipation du développement des procédés de réparation. Les principes de réparation de cette pénétration de fond de cuve seront pré- sentés à l’ASN en 2018. 2.3 Les enceintes de confinement 2.3.1 Le contrôle des enceintes de confinement Les enceintes de confinement font l’objet de contrôles et d’es- sais destinés à vérifier leur conformité aux exigences de sûreté. En particulier, leur comportement mécanique doit garantir une bonne étanchéité du bâtiment réacteur si la pression à l’intérieur de celui-ci venait à dépasser la pression atmosphérique, ce qui peut survenir dans certains types d’accident. C’est pourquoi ces essais comprennent, à la fin de la construction, puis lors des visites décennales, une montée en pression de l’enceinte interne avec une mesure de taux de fuite comme précisé à l’article 8.1.1 de l’arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base.