Problèmes en Belgique sur Tihange et Doel
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Communiqué
Nouvelles fissures dans les cuves des réacteurs T2 et D3 :
L’indépendance de l’AFCN en question - 16 juin 2017

Les derniers avatars en matière de contrôle nucléaire laissent une fois encore perplexe la société civile et témoignent que l’AFCN fait de la rétention d’information et sacrifie la qualité des contrôles à la rentabilité de l’outil pour Electrabel-Engie.

Explication.

Suite aux récents arrêts planifiés des réacteurs T2 (Tihange 2) et D3 (Doel 3) pour rechargement de combustible et inspection, Electrabel-Engie et l'AFCN (Agence Fédérale de Contrôle Nucléaire) ont tout d'abord déclaré que les fissures présentes dans les cuves de ces deux réacteurs n'avaient pas évolué, tout en gardant secret les rapports d'analyse par ultrasons.

Suite à une requête de Greenpeace auprès de la Commission fédérale de recours pour la transparence, ces documents ont finalement été rendu publics. Ils révèlent l'apparition de 70 nouvelles fissures dans la cuve du réacteur T2 et 300 dans celle de D3, fissures qui seraient dues, selon Engie, l'AFCN et le ministre Jan Jambon, à un positionnement différent de l'appareil à ultrasons et aussi, selon l'AFCN, au fait que la méthode d'analyse par ultrasons est « une technique expérimentale, dont les résultats comportent des variations de mesure ». Sur le site de l'AFCN(1), on trouve encore cette phrase révélatrice :

« Les documents fournis en annexe de cette note présentent les résultats complets de la réinspection de la cuve de Doel 3 par ultrasons et des résultats partiels pour la réinspection de la cuve de Tihange 2. En effet, compte tenu du temps nécessaire à l'analyse et l'interprétation complète des résultats, l'AFCN a accepté qu'Electrabel puisse demander un redémarrage des réacteurs après une analyse partielle des résultats, tout en exigeant que l'analyse complète soit réalisée dans les trois mois suivants le redémarrage. »

Une déclaration qui met en question les affirmations sur la non-évolution des fissures et qui ne semble pas avoir ému le Ministre.

Ce nouvel et sans doute pas ultime avatar de la saga de l'atome belge démontre une fois de plus que la rigueur et l'indépendance de l'AFCN sont des leurres et que nos dirigeants, au nom d’une foi inébranlable dans la technique, sont prêts à prendre le risque sacrifier la santé et l'avenir de leurs concitoyens ainsi que des générations futures pour le plus grand bénéfice de quelques uns.

Les citoyens conscients auront l’occasion de manifester leur désaccord le plus profond avec cette politique le dimanche 25 juin au cours de la chaîne humaine antiatomique de Tihange à Aachen. Information et inscription :

http://findunucleaire.be/html/CH-avec-FDN.htm

Contact : Francis Leboutte, 04.277.06.61


Commission parlementaire du 7 juin 2017
question V54.18408 :

Jean-Marc Nollet (Ecolo-Groen) :

Monsieur le ministre,

Une inspection de la cuve du réacteur de Tihange vient d’être réalisé. Combien de fissures ont-elle été relevées et quelle est la taille de la plus grande fissure repérée ?

Quelles variations ont-elles été repérées entre l'inspection qui vient d'être réalisée et l'inspection de 2014 ?

Ma demande vise à recevoir clairement les variations en taille, amplitude maximale, médiane et moyenne ainsi que l'écart type de ces variations.

Combien d'indications ont-elles dû faire l'objet d'une analyse complémentaire parce qu'elles montraient une amplitude supérieure au critère de non-évolution ?

J'aimerais que vous puissiez aussi me dire combien d'indications ont été notées en 2017 sans avoir été notées en 2014.

Pourriez-vous enfin nous donner copie complète du rapport présentant les résultats de l'inspection, ainsi que copie de la synthèse qu'en a fait Bel V ?

Ci-dessous quelques éléments de la réponse du Ministre de la Sécurité et des Affaires Intérieures (extraits) :

Monsieur Nollet,

Comme vous le savez, le 17 novembre 2015, l ‘AFCN a accepté le redémarrage des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2.

Dans ce cadre, l'AFCN a exigé qu'Electrabel inspecte à nouveau, et avec la même méthode qualifiée pour la détection des défauts dus à l'hydrogène, les cuves des réacteurs lors de leur prochain arrêt de tranche des unités, et après cela, au moins tous les trois ans.

Cette inspection a donc été réalisée à Doel 3 en octobre 2016 et à Tihange 2 en avril 2017, durant son premier arrêt de tranche suivant le redémarrage.

Un suivi de l'évolution des flocons d'hydrogène a donc été réalisé ces dernières semaines sous forme d'inspections par ultrasons réalisées sur toute l'épaisseur des viroles de cuves de Tihange 2.

Les résultats de la réinspection ont donc repéré certaines variations en nombre, en taille et en amplitude des défauts entre les inspections de 2014 et de 2017, mais qui sont la conséquence du repositionnement expliqué dans la réponse à la question n°16812. Ces quelques variations répondent complètement aux critères de non-évolution définis dans les méthodes qualifiées pour le dimensionnement des défauts.

Par ailleurs, lors de cette inspection, 70 indications supplémentaires ont nouvellement dépassé le seuil de notation.

C’est–à-dire que des signaux détectés lors des inspections précédentes ont dépassés le seuil défini dans les critères d'acceptation pour considérer un signal comme une indication de défaut.

Bien qu’il y ait une réponse à la question du député, son assistant note que l’on ne lui a pas répondu :

« Nous notons que la première et la dernière question n’ont pas reçu de réponse de la part du Ministre de la Sécurité et des Affaires Intérieures. »

Léo Tubbax porte parole de Nucléaire Stop Kernenergie

et donc la Gazette conclue : Belgique –France même combat.


Cuves défectueuses des réacteurs nucléaires belges Doel 3 et Tihange 2
Commentaires sur le rapport final d’évaluation de l’AFCN de 2015

Ilse Tweer, spécialistes de la science des matériaux, consultante Janvier 2016
Commandité par Rebecca Harms, co-présidente du Groupe des Verts/ALE au Parlement européen, Rue Wiertz, 1047 Bruxelles

Résumé

La centrale nucléaire Doel 3 a été mise en service en 1982, Tihange 2 a été mise en service en 1983. Ces deux centrales nucléaires de type REP (réacteur à eau pressurisée) sont exploitées par Electrabel, qui fait partie du groupe français ENGIE.

Dans le cadre d’inspections par ultrasons menées en 2012, des milliers de défauts ont été détectés dans le métal de base des cuves des deux réacteurs.

Le propriétaire, Electrabel, a affirmé que ces défauts étaient «plus que probablement» des défauts dus à l’hydrogène occasionnés durant la fabrication, aucune progression n’ayant été constatée depuis la mise en service des réacteurs. L’autorité de régulation belge a approuvé la remise en service des deux unités en mai 2013. Cette approbation posait comme condition de réaliser des tests d’irradiation sur des échantillons issus d’un bloc générateur de vapeur AREVA VB395 refusé, qui présentait des défauts dus à l’hydrogène. Ces échantillons ne peuvent pas être considérés comme représentatifs pour la virole de la cuve des réacteurs affectés, étant donné que le procédé de fabrication et l’historique du traitement thermique ne sont certainement pas identiques. Electrabel a considéré ces échantillons comme étant représentatifs en raison de l’apparente similarité de la défectuosité, et l’AFCN (Agence fédérale de Contrôle nucléaire) a validé cet argument.

Les résultats de la première campagne d’irradiation ont montré une fragilisation élevée inattendue due aux neutrons. En conséquence, les deux réacteurs ont été mis à l’arrêt en mars 2014. De nouvelles campagnes d’irradiation ont été réalisées en utilisant également des échantillons provenant des expériences «KS02 » réalisées dans le cadre du projet de recherches allemand FKS (« Forschungsvorhaben Komponentensicherheit », projet de recherches sur la sécurité des composants). Le 17 novembre 2015, l’AFCN a autorisé le redémarrage des deux centrales.

En décembre 2015, Rebecca Harms, Co-présidente du groupe Les Verts/ALE au Parlement européen, a demandé à l’auteure d’évaluer les documents disponibles publiés par l’AFCN relatifs à l’autorisation de redémarrage, en portant une attention particulière aux résultats des tests d’irradiation et à leur interprétation par les différents groupes d’experts mandatés par Electrabel et l’AFCN.

L’évaluation des documents publiés avait pour objectif de clarifier les arguments scientifiques censés justifier l’autorisation de redémarrage.

Bien que la nature des défauts détectés dans deux viroles des cuves des réacteurs ne soit pas prouvée, l’AFCN a accepté l’affirmation d’Electrabel selon laquelle ces défauts sont des défauts dus à l’hydrogène. Bien que l’inspection par ultrasons n’ait pas montré de signes décelables après la fabrication mais que trente ans plus tard, des milliers de défauts d’une taille allant jusqu’à 179 mm aient été constatés, l’AFCN a validé l’opinion de l’exploitant, selon laquelle les défauts ne se sont pas aggravés depuis la mise en service.

Il est compréhensible qu’une méthode de détection par ultra- sons plus fine décèle plus de petits défauts, mais il n’est pas compréhensible qu’une méthode de détection par ultrasons moins fine ne décèle pas de défauts de grande taille.

L’observation inverse doit être attendue: des défauts importants décelés par une technique moins fine apparaissent comme un assemblage de petits défauts en utilisant une technique plus fine.

Dès lors, l’exploitant n’est pas en mesure de fournir une preuve formelle que les défauts ne se sont pas étendus pendant le fonctionnement.

Le fait qu’aucun signe n’ait été détecté après la fabrication mais que des milliers de défauts aient été décelés trente ans plus tard, avec une augmentation de taille dans les résultats des derniers tests par ultrasons, ne peut s'expliquer que par le développement / l’extension des défauts pendant le fonctionnement.

L’exploitant n'est toujours pas en mesure d'expliquer pourquoi seules quatre viroles sont touchées et pourquoi ces défauts sont apparus seulement dans les cuves de ces deux réacteurs.

Un membre de l’International Review Board (IRB) a fait valoir que certains processus de réparation du métal de base avaient pu intervenir avant la pose du revêtement et occasionner des défauts qui ont pu s’agrandir pendant le fonctionnement. Une hypothèse similaire a été exprimée par l’auteure dans l’étude de 2013. Cette éventualité n’a pas été étudiée par l’AFCN.

W. Bogaerts et D. Macdonald émettent l’hypothèse d’un possible mécanisme d’extension provoqué par de l’hydrogène de radiolyse / électrolyse dans la paroi de la cuve du réacteur. L’AFCN a rejeté cette hypothèse.

L’approche de défense en profondeur telle que stipulée par Bel V (comparable aux principes fondamentaux de sûreté des Allemands) se fonde sur la qualité supérieure de la cuve du réacteur après fabrication, laquelle doit être maintenue pendant toute la durée d’exploitation. Cette exigence fondamentale n’est certainement pas satisfaite. Une cuve de réacteur avec des milliers de défauts – et avec des défauts d'une telle taille – ne serait pas homologable, ni aujourd’hui, ni à l’époque de sa fabrication.

Les campagnes d’irradiation faisaient partie des exigences de l’AFCN pour le redémarrage en 2013. Ces campagnes ont été réalisées en utilisant des échantillons d’un générateur de vapeur refusé (AREVA VB395), des morceaux de buses de Doel (exemptes de défauts) et pour la dernière campagne, des échantillons allemands FKS (KS02). Ni les échantillons VB395, ni les KS02 ne peuvent être considérés comme représentatifs du matériau de base des cuves des réacteurs ; les morceaux de buses ne sont représentatifs que du matériau de base non défectueux des cuves des réacteurs, mais ils n’ont pas le même historique de fonctionnement que les cuves des réacteurs. Electrabel a procédé à ces tests en se basant sur l’hypothèse que ces échantillons étaient représentatifs.

La fragilisation inattendue des échantillons VB395 irradiés dans le réacteur expérimental BR2 a finalement été justifiée par un mécanisme de fragilisation encore inconnu à ce jour ; actuellement, ces échantillons sont considérés comme des profils anormaux. Electrabel et l’AFCN ne s’attendent pas à une telle fragilisation accentuée des viroles Doel 3/ Tihange 2.

Par le passé, les découvertes expérimentales sur la fragilisation d’aciers de même type ont toujours été incluses dans la base de données sur la fragilisation qui est utilisée pour définir les courbes prédictives de fragilisation en tant que limites supérieures enveloppes. La fragilisation par les neutrons est le résultat complexe de processus stochastiques comprenant plusieurs mécanismes possibles. Éliminer les découvertes inattendues en les désignant comme des « profils anormaux » ne peut pas être considéré comme une pratique scientifique saine.

Les courbes tendancielles de fragilisation sont utilisées dans le cadre de l’analyse de choc thermique sous pression pour calculer les courbes de ténacité en fonction de la fluence neutronique. Dans les normes françaises, les courbes dites FIS sont des limites supérieures enveloppes fondées sur les données expérimentales de fragilisation d’aciers similaires. Electrabel a établi de nouvelles courbes prédictives qui remplacent les courbes FIS utilisées jusqu’à présent. Les termes utilisés dans la nouvelle équation sont supposés prendre en compte les incertitudes de l’état réel de la ténacité de l’acier des cuves des réacteurs. Aucune justification des facteurs utilisés dans les différents termes n’est fournie – mais il est clair que la nouvelle courbe tendancielle ne constitue plus une limite supérieure enveloppe du décalage de la température de transition ductile-fragile du matériau (RTNDT).

Pour l’évaluation de l’intégrité structurelle, le champ de température sur la paroi de la cuve du réacteur doit être calculé pour des transitoires accidentels graves (par exemple, les accidents de perte de réfrigérant primaire) en supposant l’injection de sécurité d’eau froide le long de la paroi chaude de la cuve. Les gradients de température vont provoquer des contraintes thermiques dans la paroi de la cuve, qui pourraient favoriser l’extension non contrôlée de fissures en fonction des propriétés mécaniques du matériau. Ces calculs de rupture mécanique sont réalisés sur la base d’hypothèses sur la ténacité réelle du matériau, ainsi que de courbes prédictives incluant le phénomène de fragilisation neutronique. Les calculs doivent être réalisés pour chaque fissure détectée (taille, forme, localisation); il faut démontrer que pour aucune fissure, il ne se produira une extension incontrôlée dans le cas du transitoire accidentel supposé (critère ASME).

En ce qui concerne les propriétés mécaniques, il existe des doutes sur le fait que la ténacité (sans les effets d’irradiations) de l’acier défectueux soit la même que celle de l’acier non défectueux. Dans la nouvelle courbe tendancielle, la ténacité initiale du matériau non défectueux est utilisée. Electrabel prétend qu’un terme supplémentaire de la nouvelle courbe tendancielle est censé couvrir la partie inconnue (inattendue) de la fragilisation induite par l’irradiation dans le taux de fragilisation observé sur les échantillons VB395. Ce terme n’est pas quantifié par Electrabel. La justification des valeurs numériques utilisées peut être trouvée dans le rapport du Oak Ridge National Laboratory (ORNL), qui indique que cette valeur n’était pas enveloppe des résultats expérimentaux de fragilisation, mais a été ajustée aux exigences limites en matière de fragilisation dans les normes.

Dans le cadre de cette évaluation de l’intégrité structurelle, plusieurs défauts n’étaient pas conformes aux critères d’acceptabilité de l’ASME. Dès lors, les calculs de l’ORNL incluaient l’effet dit de « précontrainte thermique » – qu’il n’est pas prévu d’appliquer dans l’analyse de choc thermique sous pression selon les normes françaises et allemandes – afin d’atteindre la conformité avec les critères d’acceptabilité de l’ASME. Pour l’un des défauts, cette procédure n’a pas été suffisante pour atteindre la conformité. Finalement, une modélisation « plus réaliste » du défaut a été nécessaire pour atteindre la conformité avec les critères de l’ASME. C’est certainement une réduction supplémentaire du conservatisme.

Pour un résultat positif des calculs de l’évaluation de l’intégrité structurelle, il a également fallu supposer que l’eau du système d’injection de sécurité était chauffée à 40°C (selon Electrabel). L’ORNL a fixé la température à 40°C pour ses calculs. Dans le rapport final de l’AFCN de 2015, la température de l’eau du système d’injection de sécurité n’est pas quantifiée. Jan Bens, directeur de l’AFCN, a informé la Chambre belge des Représentants que cette température a été augmentée à 45-50°C. Ces 50°C constituent la limite en ce qui concerne la capacité de refroidissement du cœur en cas d’accident.

Ceci soulève un problème supplémentaire : l’important volume d’eau du système d’injection de sécurité (probablement environ 1800 m3) doit en permanence être réchauffé à environ 45° C. La température ne peut pas être inférieure à 40° C, parce que cela transgresserait les exigences d’intégrité structurelle en cas d’accident, mais elle ne doit pas atteindre 50° C, parce que cela compromettrait la capacité de refroidissement du cœur en conditions accidentelles.

Il est manifeste que la fenêtre de tolérance est plutôt réduite et qu’il n’existe aucune marge de sûreté.

L’évaluation des documents publiés a révélé une diminution du conservatisme tout au long de l’analyse du Dossier de sûreté (Safety case) réalisée. Les échantillons non représentatifs utilisés lors des campagnes d’irradiation, qui étaient censés confirmer la marge de sûreté lors de l’évaluation des risques dans le Dossier de sûreté 2012, se sont transformés en « profils anormaux ». En gardant à l’esprit que l’agrandissement des défauts dans les viroles des cuves des réacteurs pendant leur fonctionnement ne peut pas être exclu, l’autorisation de redémarrage des deux réacteurs est incompréhensible.

COMMENTAIRE

Les Belges ont donc des problèmes avec leurs cuves de Tihange 2 et Doel 3.

Bien sûr ce n’est pas la même chose que nos problèmes de défauts carbonés qui fragilisent les calottes de l’EPR et d’autres pièces (Générateurs de vapeur par exemple)

Cependant on tombe sur la représentativité d’essais réalisés avec des matériaux qui ne représentent pas les cuves.

Et bien sûr on a recours aux modélisations.

Constatons que bien que la sûreté ne soit pas acquise, car tout reposait sur un non évolution des défauts or 70 ont évolués l’AFCN a permis un redémarrage qui s’avère dangereux.

Les cuves sont donc non conformes.

Ceci est exactement ce qui passe avec l’EPR : l’ASN s’apprête à céder à la pression de fabricant et du maître d’ouvrage et pourtant il faut changer la cuve : c’est possible mais très long. Mais comment passer outre et risquer un accident majeur.

Décidément le nucléaire est sur une drôle de pente