Réacteurs électronucléaires – EDF
Questions de l’ANCCLI relatives au quatrième réexamen
périodique des réacteurs de 900 MWe (VD4-900)
2 février 2018

Montrouge, le 2 février 2018
Réf. : CODEP-DCN-2018-004079 Monsieur le Directeur
Division Production Nucléaire
EDF
Site Cap Ampère – 1 place Pleyel
93 282 SAINT-DENIS CEDEX

Objet : Réacteurs électronucléaires – EDF
Questions de l’ANCCLI relatives au quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe (VD4-900)

Réf. : [1] Orientations VD4 900 – Note de positionnement – Avis et propositions de l’ANCCLI du 5 février 2016
[2] Observations de l’ANCCLI formulées lors de la consultation du public du 15 février 2016
[3] Lettre ASN CODEP-DCN-2016-007286 du 20 avril 2016 – Réacteurs électronucléaires – EDF– Orientations génériques du réexamen périodique associé aux quatrièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe (VD4-900)

Monsieur le Directeur,

Dans le cadre de la consultation du public réalisée par l’ASN du 26 janvier 2016 au 16 février 2016 portant sur le projet de position (1) note de l’ASN relative aux orientations génériques du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe (VD4-900), l’ANCCLI a fait part ([1] et [2]) à l’ASN de ses observations et a formulé des demandes d’informations :

1. sur les examens de conformité, en particulier du point de vue de l’évolution des marges ;
2. sur les réexamens de sûreté, et sur le renforcement des exigences associées ;
3. sur les facteurs organisationnels et humains et sur la maîtrise des moyens humains dont dispose l’exploitant ;
4. sur le processus de décision qui accompagne ces processus d’évaluation.

Les attentes exprimées par l’ANCCLI rejoignent celles exprimées par les parties prenantes lors de la réunion d’échanges organisée par l’ASN le 8 février 2016 sur ce sujet, ainsi que lors du séminaire des 3 et 4 octobre 2016 sur le thème « Poursuite du fonctionnement des réacteurs 900 MWe au-delà de 40 ans : quels enjeux de sûreté et quelle participation ? ».

Afin de poursuivre les échanges avec l’ANCCLI sur l’ensemble de ces questions, je vous demande de me transmettre, pour mai 2018, des éléments de réponse sur les sujets figurant en annexe. Ces éléments pourront également faire l’objet de présentations de votre part au cours des réunions d’information et d’échanges qui seront organisées avec les CLI, l’ANCCLI et, plus largement, le public dans le cadre des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe. Ces éléments auront vocation à être rendus publics et devront être suffisamment accessibles pour des personnes non expertes.

Je vous prie d’agréer, Monsieur le Directeur, l’expression de ma considération distinguée.

Le directeur de la direction des centrales nucléaires
Rémy CATTEAU

ANNEXE 1 A LA LETTRE CODEP-DCN-2018-004079
Thèmes d’intérêt pour l’ANCCLI

Conformité et marges de sûreté

L’ANCCLI note [1] que les « marges sont de nature et de volume variable selon les équipements, les systèmes, les études, etc. et elles peuvent évoluer au cours du temps ».

Elle s’interroge, par ailleurs, pour les équipements non remplaçables ou difficilement remplaçables, sur les vérifications effectuées afin de s’assurer qu’ils sont « toujours conformes aux exigences de sûreté et peuvent poursuivre leur fonctionnement », compte tenu de la « consommation des marges » qui accompagne le vieillissement. À cet égard, l’ANCCLI s’interroge sur les critères d’arrêt que vous pourriez définir.

Par conséquent, je vous demande de préparer un document présentant les approches retenues pour traiter le vieillissement, d’une part, des équipements remplaçables, d’autre part, des équipements et structures non remplaçables ou difficilement remplaçables. Vous présenterez les plans d’action entrepris pour certains types de matériels (câbles notamment).

Vous présenterez la façon dont vous définissez les critères d’aptitude au service et dont vous vérifiez leur atteinte.

Compte tenu des interrogations spécifiques de l’ANCCLI sur les cuves, vous détaillerez notamment, dans ce cadre, les effets de l’irradiation sur les cuves et le suivi effectué du phénomène de vieillissement, le programme de caractérisation des indications relevées sur les coins de tubulures des cuves et les actions prévues sur les soudures emmanchées soudées.

Vous présenterez également la façon dont s’effectue la comptabilisation des situations. Vous indiquerez la manière dont l’amélioration des connaissances vous conduit à faire éventuellement évoluer la modélisation de ces transitoires et à modifier, en conséquence, les critères d’aptitude au service.

Par ailleurs, je vous demande de me transmettre, pour différents types d’équipement, des éléments explicitant la manière dont sont définis les différents facteurs (facteurs de sécurité, pénalités, marges de conception, choix de la méthode d’étude...) contribuant à assurer le caractère conservatif du dimensionnement des équipements et de la démonstration de sûreté. Vous fournirez certains exemples dans plusieurs domaines, par exemple, pour la fusion du combustible et pour la résistance des équipements sous pression nucléaires.

Vous préciserez pour ces exemples le rôle de ces facteurs dans la démonstration de sûreté, la façon dont sont gérées les éventuelles évolutions dans le temps de ces facteurs et vous ferez le lien avec la possibilité de poursuite du fonctionnement.

Vous préciserez la façon dont vous traitez dans votre démonstration de sûreté les éventuels écarts (existence de défauts dans les cuves, écarts de conformité, anomalies d’étude...) et la manière dont ils affectent le caractère conservatif de la démonstration de sûreté.

Réévaluation de sûreté
L’ANCCLI souhaite disposer d’une meilleure vision des améliorations de sûreté déjà réalisées et celles prévues, que ce soit dans le cadre des réexamens périodiques ou du retour d’expérience de l’accident de Fukushima Daiichi. Elle souligne les apports de la conception de l’EPR « potentiellement applicables au réexamen des réacteurs 900 MWe» (« notamment, une coque avion protégeant le bâtiment réacteur et englobant la piscine, un récupérateur de corium, ou encore une augmentation du niveau de redondance des divisions électriques, mais [...] aussi les hypothèses et règles d’étude ou encore des objectifs plus stricts en termes de rejets en situation accidentelle »), et note que, comme demandé par l’ASN, les réacteurs de 900 MWe devront, à l’issue de leurs quatrièmes réexamens, «s’approcher autant que possible des objectifs de sûreté de l’EPR». Elle s’interroge sur l’atteinte de ces objectifs ou les différences qui subsisteront à l’issue du réexamen avec les objectifs préconisés pour les nouveaux réacteurs (tels que l’EPR), ainsi qu’avec les préconisations édictées en 2014 par WENRA pour les réacteurs existants, mais également sur les moyens utilisés pour juger du caractère acceptable de ces différences. Elle cite notamment quatre points d’attention particuliers : l’absence de collecte des fuites de l’enceinte, les dispositions visant à éviter le percement du radier, les risques liés aux incendies et la sûreté des piscines d’entreposage du combustible.

Afin de répondre à ces interrogations, vous préciserez les grandes évolutions apportées aux réacteurs de 900 MWe (réacteur et piscine de désactivation) pour en améliorer la sûreté. Vous transmettrez également un document listant les principales modifications prévues dans le cadre du quatrième réexamen qui permettent de s’approcher des objectifs de sûreté de l’EPR avec, pour chacune d’entre elles, les enjeux associés.

Enfin, vous présenterez les principales différences qui subsisteront entre l’EPR et les réacteurs de 900 MWe qui auront fait l’objet de l’ensemble des modifications prévues au titre du quatrième réexamen périodique. Ce dernier exercice sera également effectué pour les niveaux de référence édictés en 2014 par WENRA applicables aux réacteurs existants.

Vous présenterez par ailleurs l’usage fait des études probabilistes de sûreté pour identifier des dispositions complémentaires pour réduire les risques associés à certaines séquences accidentelles.

Enfin, vous préciserez le lien entre le déploiement du noyau dur et les quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe. Vous indiquerez les autres enseignements issus du retour d’expérience de l’accident de Fukushima Daiichi et les éventuelles modifications associées.

Facteurs organisationnels et humains

L’ANCCLI note « l’impact que pourrait avoir une perte de compétence des équipes sur le processus » de quatrième réexamen de sûreté, dans un contexte de « renouvellement massif des personnels ».

Vous présenterez de quelle manière vous prenez en compte le risque de perte de compétences liée au renouvellement générationnel, et les dispositions que vous mettez en œuvre sur ce sujet.

Notes

1) Ce projet de position a donné lieu à lettre ASN en référence [3].