Méthodes de contrôle appliquées aux équipements sous pression des circuits primaire et secondaires principaux L’arrêté du 10 novembre 1999 dispose que les procédés d’essais non destructifs employés pour le suivi en service des ESP des CPP et CSP des réacteurs électronucléaires doivent faire l’objet d’une qualification, préalablement à leur première utilisation. Celle‑ci est prononcée par une entité composée d’experts internes et externes à EDF dont la compétence et l’indépendance sont vérifiées par le Comité français d’accréditation (Cofrac). 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 qualifiés dans le cadre des programmes d’inspection en service. De nouveaux procédés de développement et de qualification pour répondre à de nouveaux besoins sont en cours. Concernant l’EPR de Flamanville, la quasi‑totalité des procédés d’essais pour le suivi en service des ESP des CPP et CSP a été qualifiée en amont de la visite complète initiale du CPP et des CSP, ce qui correspond à plus de 30 procédés qualifiés spécifiques à l’EPR. 2.2.4 L’évaluation des équipements sous pression en exploitation Les cuves des réacteurs Dans le cadre de la préparation des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe (voir point 2.10.3 et Faits marquants en introduction de ce rapport), EDF a transmis à l’ASN, en 2017, un dossier justifiant la résistance en service des cuves de ces réacteurs après 40 ans d’exploitation. La démarche générique mise en place par EDF consiste à considérer, suivant une approche enveloppe, les propriétés mécaniques issues de la cuve présentant la fragilisation sous irradiation la plus pénalisante des réacteurs de 900 MWe. EDF a réalisé des études de résistance à la rupture brutale en tenant compte de l’évolution des caractéristiques des matériaux et mènera des contrôles pour s’assurer de l’absence de défaut préjudiciable dans l’acier lors de la visite décennale de chaque réacteur. Cette démarche générique a été soumise à l’avis du Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires (GPESPN) le 20 novembre 2018, le 15 octobre 2019 et le 8 septembre 2020. L’examen a porté sur les défauts analysés, l’estimation du vieillissement sous irradiation du métal de la cuve, les analyses thermomécaniques, les études d’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale, le classement des transitoires de petites brèches primaires et la justification du niveau de contraintes résiduelles dans les soudures circulaires des viroles de cœur. Les études réalisées permettent de conclure sur la capacité des cuves ne présentant pas de défaut à fonctionner dix années supplémentaires. Pour les cuves dont les contrôles réalisés par le passé ont montré qu’elles comportent des défauts de fabrication, des études spécifiques seront réalisées avant la visite décennale de chacun des réacteurs concernés. Cela a été notamment le cas pour le réacteur 1 de la centrale nucléaire du Tricastin. Les coudes moulés Les coudes moulés sont des composants de tuyauterie installés sur le CPP des REP. Ils sont présents en branches chaudes et en branches froides. Les coudes moulés installés sur les réacteurs de 900 MWe ont été fabriqués en acier inoxydable austéno‑ferritique. La phase ferritique subit un vieillissement en fonctionnement sous l’effet de la température. Certains éléments d’alliage présents dans le matériau favorisent cette sensibilité au vieillissement. Il en résulte une dégradation de certaines propriétés mécaniques, telles que la résilience et la résistance à la déchirure ductile. Par ailleurs, ces coudes comportent des retassures sous forme d’amas ou de filaments, ou encore des criques de solidification, inhérentes au mode de fabrication par moulage statique, qui pourraient, combinées au vieillissement thermique, en augmenter le risque de rupture brutale. EDF a mené de nombreux travaux afin d’approfondir sa connaissance de ces matériaux, de leur cinétique de vieillissement et d’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale. Le dossier établi par EDF a fait l’objet d’une instruction par l’ASN et d’un avis du GPESPN le 23 mai 2019. À l’issue de cette analyse, l’ASN a formulé des demandes de justifications complémentaires à EDF sur la prévision du comportement du matériau vieilli, la connaissance des défauts présents dans les coudes, les analyses des marges vis‑à‑vis de la rupture brutale des coudes et le suivi en service de ces composants. Les dossiers de référence réglementaires L’exploitant est tenu de conserver et de mettre à jour les dossiers de référence réglementaires qui sont exigés par l’arrêté du 10 novembre 1999 précité relatif à la surveillance du CPP et des CSP. Ces dossiers sont constitués des dossiers de conception, de fabrication, de protection contre les surpressions, des dossiers relatifs aux matériaux, des constatations faites en exploitation et, le cas échéant, des dossiers de traitement des écarts. L’exploitant doit mettre à jour ces dossiers aussi souvent que nécessaire et au moment de la requalification périodique des CPP et CSP. En raison du caractère standardisé des réacteurs électronucléaires français, EDF a la possibilité de réaliser une mise à jour générique de ces dossiers. Dans le cadre de la réalisation des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe, EDF a procédé à cette mise à jour qui revêt un caractère particulier dans la mesure où les hypothèses de conception étaient établies initialement pour un fonctionnement de 40 ans. Dans ce cadre, l’ASN a examiné les hypothèses et les méthodes mises en œuvre par EDF afin de mettre à jour les dossiers des équipements. L’ensemble de l’analyse a fait l’objet d’un avis du GPESPN le 8 octobre 2019. Par ailleurs, l’ASN a examiné l’ensemble des programmes de surveillance prévus sur les équipements des CPP et CSP. Cet examen a conduit l’ASN à considérer que la démarche globale mise en œuvre par EDF est satisfaisante tout en lui demandant de renforcer certains examens. L’exploitation des équipements sous pression L’ASN considère que la situation de la deuxième barrière de confinement reste un point de vigilance en 2020, l’année restant marquée par le constat de niveaux d’encrassement importants de GV de quelques réacteurs, susceptibles d’altérer la sûreté de leur fonctionnement. Ce constat a révélé l’insuffisance de la maintenance pour garantir un état de propreté satisfaisant. La stratégie de contrôle de la partie secondaire des GV déployée par l’EDF a été revue mi-2020 afin de mieux prévenir ces situations. En complément de l’appréciation de cet état des lieux, l’ASN note que le remplacement des GV du réacteur 6 de la centrale nucléaire de Gravelines a dû être de nouveau décalé à cause d’écarts affectant la fabrication de ces équipements. 296 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2020 10 – LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF
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