des fournisseurs. L’ASN évalue, au travers de ses inspections, les résultats de ces actions, qui se déclinent dans le cadre de la fabrication des équipements de rechange pour les centrales nucléaires et en perspective de la fabrication des équipements des réacteurs EPR2. Elle souligne ainsi la qualité et la pertinence des actions menées, qui devront se traduire dans l’amélioration de la qualité de réalisation. En particulier, l’ASN a maintenu, depuis plusieurs années, son implication dans le contrôle des dispositions définies pour pérenniser, au sein de l’usine Framatome Le Creusot, une organisation robuste, performante et adaptée aux enjeux de sûreté. Le fabricant Westinghouse a poursuivi la déclinaison de son plan d’amélioration dans son usine de fabrication de GV en Italie en matière de système qualité et de surveillance interne. Les conditions pour la levée de la surveillance renforcée actuellement en place ont été définies et l’ASN, avec l’implication de l’organisme qu’elle a mandaté, examine l’avancement de la résorption des écarts de fabrication significatifs. L’ASN constate que les organismes habilités, les fabricants et les exploitants développent au sein de leurs structures une organisation et des moyens associés à la prévention et à la détection des risques de fraude. Bien que des avancées soient observées, la déclinaison des modalités techniques définies reste encore à parfaire. 2.2.3 L’exploitation des équipements sous pression nucléaires Les circuits primaires et secondaires principaux (CPP et CSP) des réacteurs, qui contribuent au confinement des substances radioactives, au refroidissement et au contrôle de la réactivité, fonctionnent à haute température et haute pression. La surveillance de l’exploitation de ces circuits est réglementée par l’arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’exploitation du CPP et des CSP des réacteurs électronucléaires à eau sous pression. Dans ce cadre, ces circuits font l’objet d’une surveillance et d’une maintenance périodique par EDF. Ces circuits sont soumis à une requalification périodique réalisée 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. L’exploitant est tenu de conserver et de mettre à jour, aussi souvent que nécessaire et au moment des requalifications périodiques, les dossiers portant sur la conception, la fabrication, la protection contre les surpressions, les matériaux, les constatations faites au cours de l’exploitation et, le cas échéant, le traitement des écarts. Sont détaillés ci‑dessous les enjeux de sûreté de certains composants du circuit primaire ou des circuits secondaires. Les cuves des réacteurs La cuve, composant essentiel d’un REP, contient le cœur du réacteur, ainsi que son instrumentation. En fonctionnement normal, la cuve est entièrement remplie d’eau, à une pression de 155 bars et 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 : ∙ la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, pour des raisons à la fois de faisabilité technique et de coût ; ∙ le contrôle contribue à la démarche d’exclusion de rupture de cet équipement. Cette démarche repose sur des dispositions particulièrement exigeantes en matière de conception, 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 progressivement, sous l’effet des neutrons issus des réactions de fission dans le cœur. Cette fragilisation rend en particulier la cuve plus sensible aux chocs thermiques sous pression ou aux montées brutales 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 liés à leur fabrication sous leur revêtement en acier inoxydable. Les coudes moulés Le CPP d’un réacteur comporte plusieurs coudes en acier inoxydable austéno‑ferritique, fabriqués par moulage. 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, notamment sur les réacteurs de 900 MWe et les premiers réacteurs de 1300 MWe. 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 défauts inhérents au mode de fabrication par moulage statique. Les effets du vieillissement thermique diminuent les marges de résistance à la rupture brutale en présence de défauts. 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. Les zones en alliage à base de nickel Plusieurs parties des REP sont fabriquées en alliages à base de nickel, en raison de leur résistance à la corrosion généralisée ou par piqûre. Cependant, dans les conditions de fonctionnement des réacteurs, 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 certains 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 ont conduit EDF à réparer les zones concernées ou à isoler la partie concernée du circuit. FUITE SURVENUE LORS DE L’ÉPREUVE HYDRAULIQUE DU RÉACTEUR 1 DE CIVAUX Lors des arrêts pour visite décennale, le circuit primaire est soumis à une requalification périodique qui comprend notamment une épreuve hydraulique sous pression. Lors de l’épreuve hydraulique du réacteur 1 de Civaux le 2 novembre 2022, un événement majeur est survenu à 190 bars et 98°C lors de la montée en pression. Une dépressurisation rapide a été constatée avec une perte de 40 bars en une seconde suivie d’une baisse de plus de 10 bars par minute. Cette situation a été engendrée par l’éjection d’un tube amovible du système d’instrumentation du cœur (RIC). Un élément du dispositif de maintien installé spécifiquement pour les épreuves hydrauliques était absent pour ce tube. Cet événement a conduit EDF à renforcer ses contrôles et sa surveillance pour sécuriser les prochaines épreuves hydrauliques du circuit primaire des réacteurs. La sûreté du réacteur n’a pas été remise en cause par cette fuite. En effet, lors de l’épreuve hydraulique, aucun assemblage de combustible n’est présent dans la cuve. 298 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2022 • 10 • Les centrales nucléaires d’EDF 10
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=