Rapport de l'ASN 2018

2.10  ̶  La poursuite du fonctionnement des centrales nucléaires 2.10.1  –  L’âge des centrales nucléaires Les centrales nucléaires actuellement en fonctionnement en France ont été construites sur une période de temps assez courte : 45 réacteurs électronucléaires représentant près de 50 000 MWe, soit les trois quarts de la puissance délivrée par l’ensemble des réacteurs électronucléaires français, ont été mis en service entre 1980 et 1990, et sept réacteurs, représentant 10000 MWe, entre 1991 et 2000. En décembre 2018, la moyenne d’âge des réacteurs, calculée à partir des dates de première divergence, se répartit comme suit : ∙ ∙ 37 ans pour les 34 réacteurs électronucléaires de 900 MWe ; ∙ ∙ 31 ans pour les 20 réacteurs électronucléaires de 1300 MWe ; ∙ ∙ 21 ans pour les quatre réacteurs électronucléaires de 1450 MWe. 2.10.2  –  Le réexamen périodique • Le principe du réexamen périodique Les réexamens périodiques des réacteurs électronucléaires comportent les deux volets suivants : ∙ ∙ la vérification de l’état de l’installation et de sa conformité : cette étape vise à évaluer la situation de l’installation au regard des règles qui lui sont applicables. Elle s’appuie sur un ensemble de contrôles et d’essais complémentaires à ceux réalisés au fil de l’eau. Ces vérifications peuvent comprendre des contrôles des études initiales de conception ainsi que des contrôles sur le terrain de matériels ou encore des essais décennaux comme les épreuves des enceintes de confine‑ ment. Les éventuels écarts détectés lors de ces investigations font ensuite l’objet de remises en conformité dans des délais adaptés aux enjeux. La maîtrise du vieillissement est égale‑ ment intégrée dans ce volet du réexamen ; ∙ ∙ la réévaluation de sûreté : cette étape vise à améliorer le niveau de sûreté en tenant compte notamment de l’expérience acquise au cours de l’exploitation, de l’évolution des connais‑ sances, des exigences applicables aux installations les plus récentes ainsi que des meilleures pratiques internationales. À l’issue des études de réévaluation ainsi réalisées, EDF identifie les modifications de ses installations qu’elle compte mettre en œuvre pour en renforcer la sûreté. • Le processus de réexamen des réacteurs électronucléaires d’EDF Afin de tirer bénéfice de la standardisation des réacteurs électronucléaires exploités par EDF, ces deux volets du réexa‑ men font d’abord l’objet d’un programme d’études génériques pour un type de réacteurs donné (réacteurs de 900 MWe, de 1 300 MWe ou de 1 450 MWe). Les résultats de ce programme sont ensuite déclinés sur chacun des réacteurs électronucléaires à l’occasion de leur réexamen périodique. En particulier, EDF réalise une partie importante des contrôles et des modifica‑ tions liés aux réexamens périodiques lors des visites décennales de ses réacteurs. Conformément aux dispositions de l ’ article L. 593‑19 du code de l’environnement , à l’issue de ce réexa‑ men, l’exploitant adresse à l’ASN un rapport de conclusions du réexamen périodique. Dans ce rapport, l’exploitant prend posi‑ tion sur la conformité réglementaire de son installation ainsi que sur les modifications réalisées visant à remédier aux écarts constatés ou à améliorer la sûreté de l’installation et propose, le cas échéant, de mettre en œuvre des améliorations complé‑ mentaires. Le rapport de réexamen est composé des éléments prévus par le décret du 2 novembre 2007 . • L’analyse de l’ASN L’orientation des programmes génériques de vérification de l’état de l’installation et de la réévaluation de la sûreté proposée par EDF fait l’objet d’une prise de position de l’ASN après consultation du GPR et éventuellement du GPESPN. Sur cette base, EDF réalise des études de réévaluation de sûreté et définit les modifications à mettre en œuvre. Après consultation des groupes permanents d’experts à la fin de la phase générique du réexamen périodique, l’ASN se prononce sur les résultats des études de réévaluation et sur les modifi‑ cations permettant les améliorations de sûreté envisagées par EDF. L’ASN communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire son analyse du rapport de conclusions du réexamen de chaque réacteur électronucléaire, mentionné à l ’ article L. 593‑19 du code de l’environnement , et peut édicter de nouvelles pres‑ criptions pour encadrer la poursuite de son fonctionnement. La loi n° 2015‑992 du 17 août 2015   relative à la transition éner‑ gétique pour la croissance verte a complété le cadre applicable aux réexamens périodiques des réacteurs électronucléaires. Elle a notamment soumis à autorisation de l’ASN, après enquête publique, les dispositions proposées par l’exploitant lors des réexamens périodiques au‑delà de la 35 e année de fonctionne‑ ment d’un réacteur électronucléaire. Cinq ans après la remise du rapport de réexamen, l’exploitant remet également un rapport intermédiaire sur l’état des équipements au vu duquel l’ASN complète éventuellement ses prescriptions. • Les principaux enjeux de la maîtrise du vieillissement Comme toutes les installations industrielles, les centrales nucléaires sont sujettes au vieillissement. L’ASN s’assure qu’EDF prend en compte, en cohérence avec sa stratégie géné‑ rale d’exploitation et de maintenance, les phénomènes liés au vieillissement afin de maintenir un niveau de sûreté satisfaisant des installations pendant toute leur durée de fonctionnement. Pour appréhender le vieillissement d’une centrale nucléaire, au‑delà du simple délai écoulé depuis sa mise en service, un cer‑ tain nombre de facteurs doivent être pris en compte, notamment l’existence de phénomènes physiques qui peuvent dégrader les caractéristiques des équipements en fonction de leur usage ou de leurs conditions d’utilisation. • Les dégradations des matériels remplaçables Le vieillissement des équipements résulte de phénomènes tels que le durcissement de certains aciers sous l’effet de l’irradia‑ tion ou de la température, le gonflement de certains bétons, le durcissement des polymères, la corrosion des métaux… Ces dégradations sont généralement prises en compte dès la conception et la fabrication des installations puis dans un pro‑ gramme de surveillance et de maintenance préventive, voire de réparation ou de remplacement si nécessaire. • La durée de vie des équipements irremplaçables Les équipements irremplaçables, tels que la cuve (voir point 2.2) et l’enceinte de confinement (voir point 2.3), font l’objet d’une étroite surveillance afin de vérifier que leur vieillissement est conforme à celui anticipé et que leurs caractéristiques méca‑ niques restent dans des limites en permettant un comportement satisfaisant. • L’obsolescence des équipements ou de leurs composants Certains équipements, avant d’être installés dans les centrales nucléaires, ont fait l’objet d’un processus de qualification visant à s’assurer de leur capacité à remplir leurs fonctions dans les conditions de sollicitation et d’ambiance correspondant aux situations d’accident pour lesquelles ils sont nécessaires. La disponibilité des pièces de rechange pour ces équipements est Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2018  307 10 – LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF 10