Projet de réacteur Jules Horowitz – Centre du CEA Le Réacteur Jules Horowitz (RJH – INB 172), en cours de construction depuis 2009, est un réacteur de recherche à eau sous pression dont l’objectif est d’étudier le comportement des matériaux sous irradiation et des combustibles des réacteurs de puissance. Il permettra également de produire des radionucléides artificiels destinés à la médecine nucléaire. Sa puissance est limitée à 100 MWth. Les activités de construction et de fabrication d’équipements se sont poursuivies en 2023, notamment dans le bâtiment réacteur et le bâtiment des annexes nucléaires. Les défauts constatés sur les échangeurs primaires/secondaires font l’objet d’expertises. La définition des actions correctives est attendue pour début 2024. L’ASN a réalisé quatre inspections en 2023. Les contrôles ont notamment porté sur le circuit de refroidissement primaire du réacteur, en ce qui concerne le traitement des écarts détec‑ tés sur les échangeurs et la prise en compte du risque de présence de corps migrants, sur le traitement de l’étanchéité des sols et parois, et sur le traitement de l’écart concernant le sectionnement de plusieurs armatures d’une dalle de la zone de reprise des fuites (ZRF). Le montage d’équipements du bloc pile, des circuits fluides, le cuvelage des piscines, le traitement des traces de corrosion en fond de piscine réac‑ teur et la protection incendie des bâtiments nucléaires ont également fait l’objet de vérifications. À la suite de la transmission fin 2021 d’une révision du rapport de sûreté de l’installation, prenant en compte les évolutions et modifications apportées depuis le début de la construction, l’ASN a poursuivi en 2023, avec l’appui de l’Institut de radiopro‑ tection et de sûreté nucléaire (IRSN), l’instruction technique de diverses thématiques, afin de préparer la future mise en service. L’ASN relève la rigueur de l’organisation mise en place pour la construction du RJH, et souligne le traitement efficace et satisfaisant des principaux écarts détectés sur le chantier. Une feuille de route d’achèvement du projet, avec un nou‑ veau planning de référence pour la construction et la mise en service de l’installation, a été élaborée par le CEA. Le Conseil de politique nucléaire du 19 juillet 2023 a acté la poursuite des investissements de l’État et de la filière pour finaliser la construction du RJH, avec une mise en service attendue à l’horizon 2032‑2034. En septembre 2023, le CEA a transmis une nouvelle demande de modification du DAC n° 2009‑1219 du 12 octobre 2009, pour porter la date de mise en service au plus tard au 14 octobre 2037, en prenant en compte des marges pour le projet. ITER Le réacteur thermonucléaire expérimental international (International Thermonuclear Experimental Reactor – ITER) en cours de construction depuis 2010 sur le site de Cadarache (INB 174) et attenante aux installations du CEA sera un réacteur expérimental de fusion, dont l’objectif est la démonstration scientifique et technique de la maîtrise de l’énergie de fusion thermonucléaire obtenue par confinement magnétique d’un plasma de deutérium‑tritium, lors d’expériences de longue durée avec une puissance significative (puissance de 500 MW développée pendant 400 s). Ce projet international bénéficie du soutien financier de la Chine, de la Corée du Sud, des États‑Unis, de l’Inde, du Japon, de la Russie et de l’Union européenne, qui fournissent en nature certains équipements du projet. Les quantités importantes de tritium qui seront mises en jeu dans cette installation, le flux neutronique intense, ainsi que l’activation des matériaux qui en résulte constituent des enjeux particuliers du point de vue de la radioprotection et représenteront d’importants défis pour la gestion sûre des déchets pendant l’exploitation et lors du démantèlement de l’installation. ITER Organization (IO) a annoncé en 2022 son intention de développer un nouveau «scénario de référence» pour le projet, et a précisé en 2023 les principales orientations de ce travail de redéfinition. Celles‑ci tiennent notamment compte de la difficulté pour l’exploitant à fournir une démonstration de sûreté aboutie pour l’ensemble du projet avec ses différentes phases alors même que du fait du caractère expérimental de l’installation, et de son ambition scientifique inédite, les connaissances techniques et scientifiques attendues de ses premières phases expérimentales sont nécessaires pour la préparation des suivantes. En particulier, le nouveau scéna‑ rio de référence comporterait une planification modifiée des «phases plasma», avec une première phase, sans fusion, d’une portée technique accrue, tandis qu’un point d’arrêt spécifique serait prévu après la première phase expérimentale de fusion à puissance réduite, avant d’engager la dernière phase avec les niveaux de puissance prévus par les objectifs du projet. Plusieurs choix techniques devraient également être modifiés, avec par exemple le remplacement envisagé du béryllium par le tungstène comme matériau de revêtement de la première paroi de la chambre à vide. L’approche proposée par l’exploi‑ tant pour établir la démonstration de sûreté de son installation devrait être révisée en conséquence, avec en particulier une méthode «par étapes» correspondant aux phases successives de mise en service et d’exploitation. L’ASN n’est pas opposée à la méthode envisagée en vue d’une démonstration de sûreté comportant plusieurs étapes. Cependant, l’ASN souligne que cette approche présente un risque industriel important, dans l’hypothèse où les choix techniques mis en œuvre et les connaissances acquises à un stade donné ne permettraient finalement pas à l’exploitant de démontrer la maîtrise des enjeux de sûreté et de radiopro‑ tection pour les étapes suivantes. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 95 Le panorama régional de la sûreté nucléaire et de la radioprotection • PROVENCE-ALPES-CÔTE D’AZUR •
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=