| Quittons le TNP, les déchets
et passons aux dossiers techniques. Je vous livre:
- le rapport du CSSIN qui fait le bilan des visites décennales, - les questions (et les réponses) de Solange Fernex, - le compte rendu d'une conférence suisse sur le vieillissement des centrales. Je vous rappelle que B. Belbéoch posait des questions dans la Gazette N°117/118 puis par courrier en 1993 sur le décalage de la température de transition ductile-fragile de l'acier des cuves et sur la représentativité des éprouvettes. Or le rapport du CSSIN précise en introduction «Toutefois le programme de surveillance a mis en évidence certaines anomalies dans l'évolution des caractéristiques d'éprouvettes irradiées tirées des zones soudées. Alors que l'évolution prévue de la température de transition ductile-fragile, faisait passer celle-ci de -20°C pour le matériau non irradié à 90°C enfin de vie (40 ans), dans le cas des cuves de Fessenheim 1 et Bugey 5, la température de transition estimée pour 20 ans de fonctionnement est bien plus élevée que pour les autres cuves: elle atteint respectivement 87°C et 88°C.» Ce décalage de 20 ans estimé sur éprouvette pour Fesseheim et Bugey se présente comment pour la cuve? Et pour les autres cuves? Faudra-t-il arrêter Fessenheim à 20 ans? En ce qui concerne le contrôle de la zone la plus irradiée de la cuve «en mars 1993, cet examen a mis en évidence un petit défaut de 5 mm, perpendiculaire à l'interface entre le revêtement et le métal de base.» . La DSIN affirmant qu'elle a demandé ce contrôle simplement pour vérifier mais qu'«un tel défaut n'est pas nocif pour la tenue de la cuve à la pression» pourrait ajouter qu'il y a tout de même un risque de corrosion si ce revêtement est détérioré. |
La vérification des «points
singuliers» ou plus exactement des zones fragilisées parce
que la barrière est percée à cet endroit a montré
que «environ les deux tiers des couvercles présentent des
fissures longitudinales dans quelques unes de leurs traversées...
Sur plus de 3.000 adaptateurs contrôlés, 3% sont affectés
de défauts longitidinaux, mais aucune fissure circonférentielle
interne n'a été détectée.» Toutefois
le remplacement progressifde tous les couvercles est en cours.
Le contrôle des matériels a permis de mettre en évidence la fissuration de vis de fixation des cloisonnement interne. Des ruptures de vis ont été constatées sur Fessenheim 1 et 2 et Bugey 2. On a aussi mis en évidence des fissures«sur l'enveloppe thermique d'une pompe primaire: «Une surveillance forte doit exister car la rupture de cette enveloppe pourrait induire une possibilité de brèche du circuit primaire à l'intérieur ou à l'extérieur de l'enceinte de confinement.» et un accident avec relâchement de produits radioactfs. Un point n'est pas évoqué dans ce rapport, celui des barres de contrôle. Nous avons livré à la Chine (Daya Bay) 2 réacteurs munis de nouvelles barres de contrôle. Un des réacteurs chinois a du être arrêté parce que ces nouvelles barres se coincent et refusent de descendre à la bonne vitesse. On a l'air malin, ce système n'a jamais été testé en taille 1 sur un réacteur français. C'est à Chooz que devait avoir lieu l'essai. Ce réacteur n'a toujours pas démarré car bien que tout soit standardisé on a changé la salle de contrôle. Or le système informatique s'est révélé défectueux. Donc Chooz est en réfection avant même d'avoir divergé, on va pouvoir lui changer ses barres dans la foulée. Preuve s'il en est qu'on a pas besoin de réacteurs supplémentaires. Bonne lecture des dossiers et surtout ne faites pas de cauchemars. Mais continuez à poser des questions sinon le pire est à craindre. p.11
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| 1. Introduction
Après une dizaine d'années d'exploitation d'une tranche nucléaire, la pratique française est de lui faire subir un ensemble de contrôles et d'épreuves plus important que pour les autres arrêts, lors d'une «visite décennale». Certains contrôle importants sont définis par des documents d'ordre réglementaire: - l'arrêté du 26 février 1974, relatif à la conception, la fabrication et l'exploitation des chaudières nucléaires équipées de réacteurs à eau sous pression, précise que la visite complète décennale du circuit primaire comporte une épreuve hydraulique à une pression au moins égale à 1,2 fois la pression de dimensionnement de la cuve (environ 215 bars). - les règles générales d'exploitation des différentes tranches précisent qu'une épreuve de résistance et d'étanchéité de l'enceinte de confinement constituée par !e bâtiment du réacteur doit être effectuée à la pression de dimensionnement de l'enceinte (environ 4 bars relatifs). De façon plus générale, les objectifs d'une visite complète décennale sont les suivants: - établir un bilan de santé de l'installation, - effectuer des essais particuliers, de grande ampleur, non réalisables au cours des visites partielles annuelles, notamment pour certains systèmes de sécurité non sollicités en fonctionnement normal, - profiter de la longueur de l'arrêt pour réaliser certaines modifications lourdes pour améliorer le niveau de sûreté, compte tenu notamment des enseignements tirés de l'expérience d'exploitation. Les premières visites décennales des tranches du palier CP0 (Fessenheim 1 et 2, Bugey 2, 3, 4 et 5) ont eu lieu de 1989 à 1991. Celles des paliers CP1 et CP2 ont commencé en 1990. A ce jour 70% des visites décennales ont été réalisées sur le palier 900 MWé. Le programme correspondant est présenté en annexe 1. La première visite décennale d'une tranche du palier de puissance 1.300 MWé est programmée en 1995 (Paluel 2). Cette note présente les principaux enseignements tirés des visites complètes décennales déjà réalisées et quelques voies d'amélioration pour les visites ultérieures. 2. Bilan de santé des réacteurs
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Aussi, la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires a demandé à EDF d'ajouter aux contrôles prévus un examen par ultrasons de la zone la plus irradiée de la cuve, sur une épaisseur de 30 mm à partir de sa surface interne. En mars 1993, cet examen amis en évidence un petit défaut de 5 mm, perpendiculaire à l'interface entre le revêtement et le métal de base, sur la cuve de Saint-Laurent B2, en partie courante de la virole. Bien que l'analyse montre qu'un tel défaut n'est pas nocif pour la tenue de la cuve à la pression dans les différentes situations de fonctionnement normal et accidentel, cette découverte justifie pleinement la demande de contrôle de la zone la plus irradiée de la cuve par ultrasons. 2-1-3. Points singuliers de la cuve Les points singuliers de la cuve sont les diverses traversées de la paroi épaisse tenant la pression: piquages d'instrumentation, évent, traversées des mécanismes de grappes de commande... A Bugey 3, en 1991, l'épreuve hydraulique du circuit primaire faite au cours de la visite décennale a mis en évidence une petite fuite due à une fissure au droit d'une traversée du couvercle de la cuve, réalisée en alliage INCONEL 600. La cause de cette fissuration est une corrosion sous contrainte de traction. Suite à ce constat, des contrôles non destructifs, par courants FOUCAULT et par ultrasons, de toutes les traversées du couvercle ont été faits pour l'ensemble des tranches, de 1992 à 1994. Environ les deux tiers des couvercles présentent des fissures longitudinales dans quelques-unes de leurs traversées (les tranches de 900 MWé et de 1.300 MWé sont équipées respectivement de 65 et 77 traversées). Sur plus de 3.000 adaptateurs contrôlés, 3% sont affectés de défauts longitudinaux, mais aucune fissure circonférentielle interne n'a été détectée. Les conséquences potentielles d'une telle fissuration sont: - une fuite de fluide primaire radioactif sur le couvercle de la cuve, à l'intérieur de l'enceinte de confinement, nécessitant l'arrêt du réacteur pour réparations; - en cas de développement d'une fissure circonférentielle non détectée, la rupture brutale d'une traversée du couvercle. En parallèle à l'effort important de contrôles mentionné plus haut (qui a nécessité la mise au point d'outillages et qui a eu un coût dosimétrique notable pour les travailleurs,...), EDF a engagé le traitement de l'anomalie par: - la réparation de 15 traversées affectées par des fissures importantes susceptibles de devenir traversantes au cours du cycle suivant, - l'installation d'un système de détection de fuite, soit à l'azote 13, soit par hygrométrie sur 23 couvercles de cuves, - le remplacement progressif des couvercles présentant des défauts par des couvercles neufs équipés de traversées réalisées en alliage moins sensible à la corrosion sous contrainte que l'INCONEL 600. Le couvercle de BUGEY 4 a été remplacé en 1992, 5 couvercles ont été remplacés en 1994, 6 autres doivent l'être en 1995. Pour plus de détails sur ce sujet, on pourra se reporter au rapport d'activité 1994 de la Direction de la Sûreté des Installation Nucléaires (§ 3-1 du chapitre 8). 2.2. Épreuves de l'enceinte de confinement L'enceinte de confinement est constituée par le bâtiment du réacteur et les organes d'étanchéité de ses nombreuses traversées. Au cours de la «visite décennale», cette enceinte est soumise à une épreuve de résistance et d'étanchéité à une pression relative d'environ 4 bars, au cours de laquelle sont vérifiés: - son comportement mécanique, à l'aide des instruments d'auscultation installés lors de la construction, - son taux de fuite par le suivi de l'évolution de la pression corrigée des effets de l'évolution des autres paramètres (température, hygrométrie,...). Les épreuves effectuées sur les enceintes de confinement des tranches de 900 MWé n'ont mis en évidence, ni anomalie de comportement sous l'effet de la pression, ni évolution du taux de fuite par rapport à celui mesuré en fin de construction. 2-3. Contrôle des matériels Les «visites décennales» sont l'occasion d'examens plus approfondis de certains matériels qui complètent les contrôles effectués dans le cadre des programmes de base de maintenance préventive. Plusieurs anomalies ont été mises en évidence par ces examens approfondis: 1) le contrôle par ultrasons des vis de fixation des éléments du cloisonnement des structures mtemes inférieures de la cuve a mis en évidence des fissurations de vis. Ces fissurations pourraient conduire à une dégradation du cloisonnement canalisant le fluide primaire à l'intérieur de la cuve et à la création de corps migrants susceptibles de détériorer des éléments combustibles par usure. p.12
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| A ce jour, des ruptures de vis
n'ont été constatées que sur des tranches du palier
CP0, de façon aléatoire, les tranches les plus affectées
étant Fessenheim 1 et 2 et Bugey 2. La visite décennale d'un
réacteur de Bugey a permis d'extraire des vis fissurées en
vue de leur expertise; les premiers résultats indiquent que le matériau
des vis a subi des modifications structurales se traduisant par un important
durcissement du matériau et par la présence de zones de rupture
intergranulaire qui suggèrent une influence du milieu chimique dans
ce type d'endommagement.
A l'heure actuelle, les hypothèses qui peuvent être avancées pour expliquer les mécanismes de rupture, peuvent difficilement rendre compte de l'hétérogénéité du comportement des vis de liaison entre cloisons et renforts pour les différents réacteurs du palier CP0, a priori identiques. Des expertises complémentaires sont prévues, notamment sur des vis prélevées en 1991 sur la tranche belge de Tihange 1 après 130.000 heures de fonctionnement. A partir du retour d'expérience et des premiers résultats des expertises, un programme de surveillance des vis de liaison entre les cloisons et les renforts a été élaboré; ce programme conceme toutes les tranches de 900 et 1.300 MWé. En outre, à la demande de la DSIN, EDF a entamé une réflexion sur les implications de cette anomalie sur les programmes de maintenance des structures intemes. 2) lors de la visite décennale de Fessenheim 2, des fissures ont été mises en évidence sur l'enveloppe de la barrière thermique d'une pompe primaire; le rôle de cette pièce est de protéger le serpentin de refroidissement qui limite l'apport de chaleur du circuit primaire vers les joints de la pompe, notamment en cas de défaillance du système d'injection aux joints. Les contrôles systématiques effectués sur les pompes primaires ont révélé le caractère générique de cette anomalie. Les fissures, qui dépassent dans certains cas la moitié de la circonférence et/ou la moitié de l'épaisseur de l'enveloppe, pourraient conduire à une rupture et au détachement du fond de celle-ci avec pour conséquences possibles, le blocage du rotor de la pompe, l'émission de corps migrants dans le circuit primaire, la détérioration du serpentin de la barrière thermique. Les clapets d'isolement du serpentin de refroidissement ayant, par ailleurs, été fréquemment trouvés bloqués ouverts lors de leur contrôle, il en découle une possibilité de pressurisation du circuit de refroidissement, qui n'est pas conçu pour supporter la pression du circuit primaire, d'où une possibilité de brèche du circuit primaire à l'intérieur ou à l'extérieur de l'enceinte de confinement. Les investigations réalisées par EDF n'ont pas permis de connaître la cinétique d'évolution du phénomène. Un programme de contrôles systématiques des enveloppes de barrière thermique a été mis en place pour connaître, fin 1995, l'état de l'ensemble de ces enveloppes pour les tranches de 900 MWé et pour remplacer les pièces dont les défauts dépassent les critères de rebut. De plus, la surveillance de la température du fluide de refroidissement à la sortie du serpentin a été améliorée pour détecter toute élévation anormale de température pouvant résulter d'une dégradation de l'enveloppe. Une nouvelle génération d'enveloppes de barrière thermique a été développée, et sera montée à partir de 1995 lors des remplacements d'enveloppe de barrière thermique. Par ailleurs, lors de l'expertise de l'enveloppe de la barrière thermique d'une pompe de Fessenheim 1, un phénomène de «faiençage» a été mis en évidence sur la bride de la barrière thermique; ce phénomène présente un caractère générique. Pour plus de détails sur ce sujet, on pourra se reporter au rapport d'activité 1994 de la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (§ 3-9 du chapitre 8). (suite)
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2-4. Enseignements tirés et propositions pour l'avenir L'expérience acquise démontre clairement l'efficacité des «visites décennales»: - l'examen approfondi de certains composants permet de connaître leur état réel après une durée significative de fonctionnement, et d'améliorer la politique d'anticipation du traitement des dégradations - les examens approfondis de certains matériels et les épreuves réglementaires constituent des contrôles globaux qui permettent de détecter des défauts latents. Au vu des enseignements tirés des premières visites décennales des tranches 900 MWé, il apparaît qu'il serait opportun de compléter les programmes actuels par le contrôle complet de circuits et systèmes importants pour la sûreté, sur certaines tranches, pour mieux anticiper le traitement de défauts «génériques» à l'ensemble des tranches. 3. Modifications
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| 4. Essais décennaux
Le programme des essais décennaux a été amélioré à partir de l'expérience acquise au cours des essais décennaux du réacteur tête de série, Fessenheim 1 (voir annexe 2). EDF a ainsi établi une doctrine des essais de redémarrage des tranches de 900 MWé après leur visite décennale, qui a été approuvée par la Direction de la Sureté des Installations Nucléaires. Cette doctrine demande qu'aux essais périodiques normalement prévus par les règles générales d'exploitation, soient ajoutés des essais décennaux plus complets, répondant aux objectifs suivants: 1) vérification de la disponibilité des systèmes élémentaires après les nombreux démontages, interventions et remontages réalisés pour contrôles et maintenance; 2) vérification de la cohérence des modifications réalisées par des essais globaux de sous-ensembles et des essais d'ensemble; 3) vérification de la pertinence des choix faits lors de la définition des programmes normaux d'essais périodiques, par la reprise d'essais qui n'ont été réalisés qu'au premier démarrage des tranches et par la réalisation de certains essais supplémentaires (par exemple, des essais d'endurance dans des configurations incidentelles ou accidentelles simulées qu'on ne rencontre pas en fonctionnement normal), sur une tranche pilote. Le bilan de la réalisation des essais décennaux des tranches 900 MWé est globalement satisfaisant. Néanmoins, quelques problèmes ont été mis en évidence, comme l'insuffisance des caractéristiques hydrauliques des pompes de réinjection des effluents radioactifs dans le bâtiment du réacteur, qui pourrait nécessiter le remplacement de ces pompes. L'importance de la cohérence globale des programmes d'essais décennaux est à souligner. Elle permet de conforter l'évaluation de l'état des installations, du point de vue de la sûreté. 5. Radioprotection
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- la relative dispersion des doses collectives selon les tranches est due à la différence de propreté des circuits du point de vue de la radioactivité et à des différences de volume des travaux et contrôles réalisés. Globalement, depuis la première visite décennale de Fessenheim 1, en 1989, les doses collectives des visites décennales ont tendance à baisser. Il en est de même des écarts entre les doses prévisionnelles et les doses réellement reçues. Il faut toutefois remarquer l'exception de Saint-Laurent B2 (6,3 Sv contre 5 Sv prévus), comparable à l'écart important constaté àFessenheim 1(7,2 Sv contre 5,8 Sv prévus). La raison de cette exception est la présence d'un plus grand nombre de débris à haute teneur en cobalt, rendus radioactifs par leur passage dans le coeur, dans le circuit primaire de Saint-Laurent B2 que dans celui des autres tranches. Ces débris proviennent de l'usure des zones de frottement (notamment des portées d'étanchéité des organes de robinetterie) réalisées en alliages durs à haute teneur en cobalt («STELLITE»). La tendance d'ensemble est significative de la prise en compte du retour d'expérience par EDF. Outre quelques améliorations techniques particulières identifiées très tôt (telles que le maintien en eau des circuits lorsque c'est possible), les principales actions d'EDF découlent de la mise pratique d'une démarche dite ALARA («as low as reasonably achievable»), visant à atteindre des doses reçues par les personnels aussi basses que raisonnablement possible. Outre la sensibilisation et la formation des intervenants, grâce notamment aux comités «ALARA» créés sur les sites et coordonnés au niveau national, les principaux progrès viennent et viendront de l'amélioration de la préparation des chantiers. 6. Conclusion
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Programme des visites décennales 1989 - 1994
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ANNEXE 2
Essais de redémarrage après visite décennale
| 1- Essais décennaux de Fessenheim
1
L'arrêt décennal de Fessenheim (première tranche du palier CP0) a nécessité un travail beaucoup plus important de préparation et de réalisation d'essais qu'un arrêt de tranche normal pour visite partielle et rechargement en combustible. Pour exécuter ces tâches, EDF a mis en place une organisation spéciale, comprenant des représentants de la Direction de l'Exploitation du parc Nucléaire (EPN) et de la Direction de l'Équipement (DE), placée sous l'autorité du chef de la centrale. Pendant le déroulement des essais décennaux, un ingénieur de l'institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN), présent en permanence sur le site, a procédé à une analyse des programmes d'essais et des résultats, indépendarnment de celle effectuée par l'exploitant. Les inspecteurs de la Direction de la Sûreté des installations Nucléaires (DSIN) et de la Division Nucléaire de la Direction Régionale de l'industrie, de la Recherche et de l'Environnement (DIN-DRIRE) ont vérifié la bonne exécution de ce programme d'essais par des visites de surveillance. Par ailleurs, une contre-expertise a été menée sous l'égide de la Commission Locale de Surveillance. D'une manière générale, ces essais se sont bien déroulés, grâce aux moyens importants mis en oeuvre par la centrale et à l'organisation spéciale «structure d'arrêt décennal» évoquée ci-dessus. Les essais effectués se répartissent en trois catégories: - les requalifications faisant suite aux modifications (environ 300 procédures d'essais), - les essais périodiques prescrits par les règles générales d'exploitation, |
- les essais de premier démarrage faits
à Chinon B4, demière tranche du palier CP2 du palier 900
MWé, qui n'avaient pas été faits au premier démarrage
de Fessenheim 1, en 1977; cette troisième catégorie correspond
à environ 20 procédures d'essais dont les plus importantes
sont:
- la vérification du fonctionnement des pompes d'injection de sécurité et d'aspersion dans l'enceinte, avec aspiration dans les puisards de l'enceinte de confinement; - la vérification des procédures de conduite incidentelle en cas de perte de sources électriques (125V continu et 220V) et en cas de perte de l'air comprimé de régulation. L'ampleur de ces essais a justifié la rédaction d'une procédure d'ensemble de façon à: - regrouper tous les essais, - permettre la planification détaillée de leur enchaînement - faciliter la synthèse des résultats d'essais en fin d'arrêt. 2- Enseignements tirés des essais de Fessenheim
1
p.15
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| Sur le plan de l'organisation,
l'analyse immédiate, sur le site, des résultats d'essais
est un travail important, mais nécessaire pour l'évaluation
de la sûreté de la tranche avant son redémarrage. Toutefois,
pour la tête de série Fessenheim 1, l'explication de certaines
anomalies rencontrées lors des essais n'a pu être apportée
que plusieurs mois après le redémarrage de la tranche. L'organisation
améliorée mise en place par EDF pour les visites décennales
ultérieures a montré que, sur ce plan, les enseignements
ont bien été tirés de l'arrêt décennal
de Fessenheim 1.
Sur le plan des essais proprement dits, deux enseignements majeurs peuvent être dégagés de l'analyse globale de leurs résultats: - le premier a trait aux difficultés rencontrées dans l'établissement de la correspondance entre critères d'essais et critères de sûreté, pour quelques essais des circuits de sauvegarde. EDF a dû établir cette transposition à partir des dossiers d'études. Des difficultés semblables ont été rencontrées lors des premiers arrêts décennaux des tranches des paliers CP1-CP2. - le deuxième a trait aux anomalies rencontrées lors des essais permettant de valider les procédures à appliquer en cas de perte de sources électriques de contrôle-commande. Ces anomalies résultaient de modifications importantes de la distribution électrique. Compte tenu de l'importance des procédures associées du point de vue de la sûreté de l'installation, il est apparu nécessaire que certains de ces essais soient faits systématiquement sur chacune des tranches. 3- Essais de redémarrage des tranches des paliers
CP1-CP2 après leur visite décennale
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Parmi les essais effectués sur les tranches des paliers CP1-CP2, on peut citer notamment: - la vérification du bon fonctionnement des pompes de sauvegarde et de l'étanchéité des parties des circuits de sauvegarde situées à l'extérieur de l'enceinte de confinement; - la validation de certains matériels: en particulier les épreuves de l'enceinte de confinement sont mises à profit pour faire des essais de décompression à travers le filtre à sable et des essais de réinjection d'effluents recueillis dans les bâtiments auxiliaires vers l'enceinte, permettant ainsi de tester les matériels concernés dans des conditions de pression représentatives des conditions accidentelles - les essais de perte de source électriques: ces essais d'ensemble, non effectués depuis les essais de premier démarrage impliquent un grand nombre de matériels et nécessitent des précautions particulières, en particulier d'être réalisés alors que le coeur est déchargé. Trois objectifs leur sont assignés: - vérifier que les matériels installés réagissent de la manière prévue dans les études correspondantes; - démontrer la pertinence et l'absence d'ambiguïté des procédures et consignes de conduite, compte tenu du comportement des matériels; - former les équipes d'exploitation à la conduite de la tranche, dans les conditions d'une perte de sources électriques. Pour atteindre ces objectifs sur les tranches des paliers CP1- CP2, suite aux nombreuses modifications réalisées depuis leur premier démarrage, il est apparu nécessaire que soient effectués: - sur chaque tranche en «visite décennale», des essais de perte de tableau électrique, système par système, afin de vérifier le comportement de chaque matériel important pour la conduite de la tranche. L'expérience acquise à Bugey 2 montre que ces essais partiels dans les conditions d'arrêt à froid pour intervention de la chaudière, peuvent être représentatifs d'incidents réels dans d'autres états de la chaudière. - sur une tranche représentative de l'état de réalisation des modifications de fin de palier (c'est-à-dire incluant les modifications réalisées sur la dernière tranche du palier avant son premier démarrage), des essais complets de perte de sources électriques permettant de valider les procédures et consignes de conduite. Le choix de l'état de la tranche pour réaliser ces essais résulte d'un compromis entre leur représentativité et les risques associés. Une grande partie de ces essais a été faite à Dampierre 1, en phase d'essais à chaud, coeur déchargé, après le remplacement des générateurs de vapeur (GV). La réalisation des essais décennaux des tranches paliers CP1-CP2 a donné des résultats généralement satisfaisants, jusqu'à présent, tout en mettant en évidence un nombre limité de problèmes de conception dont le plus important concerne la réinjection d'effluents radioactifs éventuellement recueillis, en cas d'accident grave, dans les bâtiments auxiliaires pour les stocker dans l'enceinte de confinement du bâtiment du réacteur. En effet, il s'avère que les pompes assurant cette réinjection ont des caractéristiques hydrauliques insuffisantes dans les conditions de pression de l'enceinte où elle seraient amener à fonctionner; cette déficience pourrait nécessiter le remplacement de ces pompes. p.16
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Questions de Solange Fernex
(ancienne députée européenne des Verts)
sur la sécurité des réacteurs
PWR 900,
en particulier celle de la CN de Fessenheim
Réponses aux questions formulées concernant
la sûreté des PWR 900
lors de la tenue du débat sur l'énergie
le 22 juin 1994
| 1. Point de fusion des crayons absorbants
ou neutrophages (alliage argent-indium-cadium, Ag-In-Cd):
Dans une correspondance, datant de l'automne 93 (en annexe), échangée entre la Commission scientifique du suivi de l'accident de Three Mile Island (TMI public Health Fund, Scientific Advisory Board) et la commission US de Sûreté Nucléaire (US Nuclear Regulatory Commission), il a été reconnu par les autorités américaines que le point de fusion de l'alliage Ag-In-Cd des crayons absorbants des barres de contrôle, était de 800°C. Il s'agit du matériel ayant le point de fusion le plus bas de tout le coeur du réacteur PWR. En cas de perte de liquide réfrigérant, conduisant à l'échauffement du coeur, les crayons «neutrophages» sont donc les premiers à fondre, avant les barres de combustible, dont le point de fusion serait le double. C'est ainsi qu'on a retrouvé, au fond de la cuve du réacteur de TMI, 90% de l'Argent composant les crayons absorbants. De tous les métaux, c'est par ailleurs l'Argent qui possède la conductivité la plus haute. Les autorités nient que ce phénomène, qu'elles ne contestent aucunement, ait pu accélérer et aggraver la fusion du coeur du réacteur TMI 2. Les membres de la commission scientifique de TMI sont de l'avis contraire. Ils estiment «que la fusion des crayons de contrôle, pendant un accident avec dépressurisation et perte de liquide réfrigérant, pourrait conduire à un problème de criticité dangereuse, qui pourrait ne plus être contrôlable par les opérateurs». Question:
Réponse:
(suite)
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suite:
La réinjection d'eau borée à ce stade de l'accident, -action qui contribuerait d'une part à prévenir le risque de surcriticité, d'autre part à arrêter la dégradation du coeur en facilitant l'évacuation de son énergie résiduelle-, se traduirait néanmoins, pour les gaines du combustible très oxydées, par des dommages par choc thermique (effet de trempe). La tenue des gaines oxydées a fait l'objet de nombreux programmes expérimentaux qui confirment ce point. La possibilité d'avoir une zone significative sans crayons absorbants, en eau, et avec un combustible non dégradé est jugée invraisemblable, de même que le fait d'avoir un coeur avec dénoyage partiel de la partie haute (donc détérioration des grappes de commande) et maintien de l'intégrité du combustible dans cette zone. Il a d'ailleurs été constaté que lors de l'accident de TMI-2 il n'y a pas eu de zone où les grappes de commande étaient absentes et le combustible non dégradé. Il est enfin à noter, que les mécanismes de dégradation du coeur continuent à faire l'objet d'analyses en France (actions tripartites FRAMATOME-IPSN-EDF) comme à l'étranger. 2. Problème de l'usure de la gaine des crayons
absorbants des grappes de commande REP 900 MW, de la dilatation et des
fissures de ces crayons.
Question:
Réponse:
p.18
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| 3. Incident du vendredi 3 juin 1994 à
la CN du Tricastin
Lors d'une baisse programmée de la puissance (suivi de charge), certaines grappes de commande sont restées bloquées dans le coeur. Une enquête a révélé plusieurs dépassements de la limite imposée du 19 mai au 3 juin. L'autorité de sûreté ayant constaté, le 11 juin, 88 non respects de l'alarme de franchissement de la limite d'insertion des grappes de commande depuis le dernier démarrage, la DSIN a suspendu pour le site du Tricastin l'autorisation de suivre les variations du réseau électrique national. Question:
Réponse:
4. Feux et sécurité nucléaire
Question:
(suite)
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Réponse: (4) Feux et sécurité nucléaire De la mise en service des tranches à 1994, 12 débuts d'incendie sont survenus dans nos installations. Le seul ayant conduit à un sinistre important est celui qui affecta le groupe Diesel B de la tranche 1 en arrêt pour révision, le 26 juin 1981, lors de ses essais de requalification, après visite annuelle, de ce matériel. Ce sinistre, circonscrit au groupe diesel, a nécessité son retour en usine pour expertise et remise en état. La Salle des Machines n'est concernée que par un début de sinistre: le 10 juin 93 au cours d'opérations de soudage effectuées sur la boîte d'échappement du corps BP3 du groupe turbo alternateur de la tranche 1, en arrêt pour révision annuelle, des projections de laitier de soudure mettent le feu à quelques chiffons et planches entreposés à l'aplomb du chantier de la boîte d'échappement. Ce début de sinistre a ete maîtrisé en moins de dix minutes par les équipes d'intervention incendie de l'exploitant et n'a eu aucune conséquence sur les installations. Des aménagements conséquents sont apportés depuis plusieurs années aux organisations et moyens du site voués à la prévention, à la détection et à la lutte contre l'incendie. Les révisions décennales de 1989, 1990 ont été mises à profit pour entreprendre d'importants travaux de modifications en matière: - de détection d'incendie - de désenfumage - de protection par eau pulvérisée - de qualification de porte coupe feu, trémies - de séparation des voies électriques. Ces démarches ont trouvé un prolongement avec la mise en oeuvre commencée, d'un plan d'action incendie local pluriannuel, portant sur un renforcement de l'organisation des équipes d'intervention, de leur formation, de la maintenance des moyens de détection et de lutte contre l'incendie. Sont également à citer: - l'intégration en 1992, des volets «plan sanitaire» et «lutte contre l'incendie» dans le Plan d'Urgence Interne - la prise en compte de directives spécifiques sur la gestion de l'intégrité des secteurs de feux et la gestion des charges calorifiques. (5) Libération des Krypton lors du fonctionnement des tranches Les éléments d'information suivants nous ont été fournis par l'O.P.R.I.: «Concernant le CNPE de Fessenheim, le rejet effectif de 85Kr représente environ 25 Ci/an (près de 1 TBq/an), soit 1/144e de la valeur de rejet maximale autorisée: 3.600 Ci/an (133 TBq/an). Les évaluations des concentrations dans l'environnement donnent, pour le 85Kr, au niveau de l'habitation la plus concernée par les rejets d'effluents gazeux: · pour la valeur maximale autorisée de rejet dans l'atmosphère, une concentration équivalente à 1/500.000e de la limite dérivée de concentration dans l'air (LDCA) pour le public, · pour la valeur de rejet effective, une concentration à 1/70.000.000e de cette LDCA «public». En prenant pour référence une valeur d'exposition de 7,2.10-9 Sv/an par Bq/m3, on aboutit à une exposition annuelle maximale, au niveau de l'habitation la plus exposée, de 8.10-9, à comparer à la limite pour le public : 5.10-3 Sv/an, soit un rapport d'environ 1/600.000e pour la valeur maximale de rejet autorisée et de 1/900.000.000e pour la valeur de rejet effective. Ces considérations permettent de conclure que l'impact sanitaire dû à l'irradiation externe par les rejets 85Kr des installations de Fessenheim est totalement négligeable. Quant à la concentration d'ozone dans l'environnement, si la pollution due aux transports et aux rejets industriels a été incriminée dans son augmentation, il n'a été trouvé aucune référence impliquant les effluents gazeux des centrales et, en particulier, le 85Kr dans ces variations. En conséquence, aucun élément ne permet actuellement d'établir un lien entre une recrudescence des affections respiratoires, notamment l'asthme, et le fonctionnement normal de Fessenheim.» p.19
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| 1. Premières impressions
Je me retrouve à Winterthur 35 ans après l'avoir quitté. J'avais passé ici environ 4 ans, chez Sulzer Frères SA, à travailler comme physicien dans le développement de ce qui devait devenir la filière suisse de centrales nucléaires. La ville est reconnaissable et je m'y sens au fond assez bien. Winterthur a, me semble-t-il, toujours été un peu mieux que les autres villes de Suisse. Beaucoup de culture, galeries d'art, musique. Urbanisme bien pensé, calme. Presque tout le centre de la ville est piétonnier. Le cours a lieu au Technicum. On remet mon «étiquette» et me donne la liste des présences. Environ 200 participants. Stupeur: je ne connais plus personne. Que sont devenus mes anciens copains du nucléaire? Sont-ils morts ou devenus si importants qu'ils n'ont plus à suivre de colloques? Sont-ils à la retraite anticipée ou normale? Ont-ils quitté le bateau? Il n'y a là que des visages inconnus, des gens manifestement studieux, sérieux, organisés, managés. Pas une seule femme. Si, il y a bientôt 40 ans, je suis venu à Winterthur pour contribuer au développement de réacteurs nucléaires, j'y reviens aujourd'hui pour essayer de me rendre compte des problèmes auxquels les gérants de ce mode aberrant de production d'énergie sont confrontés et avec l'espoir qu'ils finiront par réaliser qu'il faut l'abandonner le plus vite possible, redéfinir nos besoins et nous contenter, à terme, des seules énergies renouvelables. La chance ou le Bon Dieu a fait que je me suis assis à côté d'un des probablement rares participants non-inféodés au nucléaire, un ingénieur autrichien compétent de la société d'ingénierie allemande Fichtner. Il s'avérera être un compagnon agréable, et de plus, capable de me donner ici et là des compléments d'information intéressants et utiles. 2. Le vieillissement des centrales dans la perspective
nucléocrate
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A peu près en 2003, les besoins du pays, qui croissent à raison de 1,6% par an en moyenne, dépassent la production. Depuis environ 2007, la production décline du fait de la mise hors service des vieilles centrales nucléaires. En 2025 (arrêt de Leibstadt), il n'y a plus que la production hydraulique, alors que «les besoins du pays» sont au moins deux fois plus élevés que cette production. C'est donc la catastrophe. Le discours de M. Kûffer, repose sur des postulat tacites qu'il convient d'expliciter: · L'expansion économique doit se poursuivre, sous-entendu parce qu'elle fait le bonheur des gens. · Cette expansion s'accompagne nécessairement d'une augmentation de la consommation d'électricité. · Le prix de l'électricité doit rester bas pour ne pas freiner l'expansion, tout en permettant aux compagnies d'électricité de faire des bénéfices. Pour M. Küffer, il s'agit là de certitudes. Une économie qui ne serait pas en expansion n'est pas pour lui concevable Les «besoins du pays», bien que non définis et entièrement indéterminés à l'horizon de son diagramme servent pour lui de justification à l'énergie nucléaire, tout en n'étant pas sujet à discussion. La politique de maintenance des centrales nucléaires s'inscrit somme toute assez logiquement dans cette perspective et toute la discussion sur le vieillissement des centrales se réduit finalement à un problème d'optimisation économique auquel la question de la sécurité est subordonnée. Pour M. Küffer, la sécurité est très importante parce qu'elle assure le maintien de la production. Mais il a dit clairement que le souci de la sécunte devait avoir ses limites et qu'il ne fallait pas inventer des scénarios d'accidents au-delà de ceux déjà pris en compte tant bien que mal. Car si l'on exige trop de mesures de sécurité cela complique l'exploitation et introduit des coûts qui compromettraient la rentabilité des centrales. Il va sans dire que pour M. Küffer, les antinucléaires ne sont jamais qu'un ramassis de mauvais citoyens qui veulent empêcher les gens éclairés comme lui de nucléariser en rond. Il considère que l'épisode de Kaiseraugst a été une monumentale erreur politique qui a coûté cher aux nucléocrates. Plutot que d'entrer en discussion avec les mauvais sujets qui ont occupé le site de la centrale, il aurait fallu les jeter dehors sans ménagement et construire la centrale sans attendre. On peut remarquer à l'adresse de M. KUffer que, au vu de la surproduction actuelle, les nucléocrates devraient remercier les antinucléaires de leur avoir évité un investissement douteux et même d'avoir pu récupérer les sommes engagées dans les études. Il semble que les Forces Motrices Bernoises (FMB) vont devoir aux antinucléaires une reconnaissance similaire pour le projet de centrale nucléaire de Graben. p.20
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| 3. Marée d'électricité
et life-cycle management
M. Küffer est bien obligé d'admettre qu'il y a aujourd'hui surproduction d'électricité et que cela pèse sur les prix. Mais en même temps, les coûts de production de l'électricité nucléaire augmentent et vont encore augmenter, en particulier à cause du vieillissement des centrales, lequel implique une surveillance accrue et très probablement des mesures de sécurité complémentaires. La surproduction d'électricité et les exigences des autorités en matière de sécurité font que la construction d'une nouvelle centrale nucléaire apparaît aujourd'hui comme un assez gros risque financier. Il en résulte que beaucoup de projets de centrale ont été abandonnés ou renvoyés, même en France. Par conséquent, si on veut produire à bon compte et continuer à gagner de l'argent, il faut réduire les coûts de production des centrales existantes tout en prolongeant leur durée de vie. Cette durée de vie était fixée très généralement à 40 ans. On aimerait la faire passer à 60 ans. Par ailleurs, le revenu que permet une centrale dépend de sa production et donc de sa puissance eflective, et de sa disponibilité, lesquelles devraient être augmentées au maximum (la disponibilité, exprimée en général en %, donne la fraction du temps pendant laquelle la centrale est en fonction). Pour réaliser des économies, on envisage de mettre en oeuvre les moyens devenus usuels dans le monde économique, en particulier les compressions de personnel, l'adaptation des durées d'amortissement, le renoncement aux travaux jugés superflus ou inutiles. On prétend bien sûr qu'il n'y a pas de contradiction entre les impératifs économiques et les impératifs de sécurité, mais il est bien évident que cette affirmation repose sur des considérations probabilistes qui ne sont pas déclarées ouvertement. En effet, la volonté clairement exprimée par M. Küffer de limiter le nombre de scénarios d'accident signifie en clair que l'on ne veut pas se prémunir contre les accidents jugés très peu probables. Cela pose tout le problème du calcul de la probabilité d'un accident, du choix de sa valeur limite et de l'acceptabilité d'un accident gravissime jugé peu probable. Ces questions n'étaient bien sûr pas à l'ordre du jour et ne sont guère discutables dans la perspective de M. Küffer selon laquelle, je cite: «L'exploitant ne peut consentir à des investissements importants que s'il peut s'assurer d'atteindre les buts économiques qu'il s'est fixés. Cela suppose en particuher la possibilité de pouvoir amortir les investissements sur une durée assez longue». Donc si on a été d'accord d'investir 680 millions de francs suisses dans les vieilles centrales Beznau I et II pour en améliorer la sécurité, il faut que ces centrales produisent encore suffisamment longtemps pour que cette somme puisse être amortie sans douleur. Il résulte de ces considérations que la notion de gestion du vieillissement doit, selon M. Küffer, être remplacée par celle de «life-cycle management» (gestion de la durée d'activité) dans laquelle les considérants économiques sont déterminants. Le but est en effet que l'exploitation de la centrale sur l'ensemble de sa durée de vie soit profitable et permette l'investissement dans la construction de nouvelles centrales. Pour M. Küffer, il est bien sûr hors de doute que la demande d'électricité va reprendre l'ascenseur puisque, à ses yeux, il en va de notre bonheur et de celui des pays de l'Est, lesquels doivent consommer autant que nous s'ils veulent prétendre être des pays développés dignes de ce nom. (suite)
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Selon les projections du Conseil mondial de l'énergie, qui ne sauraient évidemment être mises en doute, la consommation d'électricité dans le monde doublera d'ici 2020 et la production d'électricité nucléaire devra être multipliée d'ici là par 2,5. En Suisse, la consommation d'électricité doit continuer à croître, même modestement, si bien qu'il sera indispensable de remplacer nos centrales nucléaires quand elles seront au bout du rouleau. La réflexion de M. Kfüfer ne va pas plus loin. Les antinucléaires et ceux qui croient qu'on peut réduire la consommation, devenir plus efficace, ou utiliser des énergies renouvelables ne sont que de dangereux illuminés qui menacent la sacro-sainte expansion économique seule capable d'assurer le bonheur des gens. Je ne crois pas me tromper beaucoup en disant que la très grande majorité des participants partagent cette manière de voir. 4. Les problèmes de vieillissement
4.1. Le vieillissement est relativement jeune
p.21
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| La gestion du vieillissement fait
aujourd'hui l'objet d'une collaboration entre les exploitants des centrales
nucléaires suisses qui ont créé un groupe ad hoc
pour cela (le GSKL). Le président en est M. J Stejskal des FMB qui
travaille à Mühleberg. Il était précédemment
membre de la Division principale de la Sécurité des Installations
Nucléaire (DSIN, en allemand HSK). Cela illustre une fois de plus
que les autorités de surveillance et les exploitants sont très
étroitement liés. Les nucléocrates vivent un peu en
vase clos et se cooptent les uns les autres dans les différents
postes de responsabilité. Ils ont par ailleurs, comme on l'a déjà
maintes fois constaté, complètement investi l'Office fédéral
de l'énergie où ne se trouve pas un seul antinucléaire,
alors même que la moitié de la population suisse environ est
opposée à cette manière de produire de l'énergie.
Pour justifier cette distorsion, on argue de la qualification professionnelle
des spécialistes du nucléaire. Comme si le fait d'être
opposé au nucléaire était l'expression d'une incompétence
professionnelle.
La séparation entre la maintenance/surveillance courante des centrales et la gestion du vieillissement est un peu floue. Il a été dit à plusieurs reprises que cette gestion du vieillissement n'était au fond rien de nouveau et qu'elle n'aboutira pas à prendre des mesures qu'on n'aurait pas prises au titre de la maintenance normale. Cette affirmation ne me paraît pas justifiée, d'autant plus que M. Stejskal admet lui-même qu'il existe des processus de vieillissement inconnus qui sont pris en compte quand ils apparaissent pour la première fois. Par ailleurs, certains phénomènes ne se manifestent qu'après une période d'incubation pendant laquelle rien n'est observable. Comme on peut l'imaginer, une centrale nucléaire contient une énorme variété de composants. On peut en trouver jusqu'à une centaine dans une seule vanne. Il est presque impossible de se pencher sur le vieillissement de chacun d'eux séparément, si bien qu'il a été nécessaire de procéder à des groupements. Par ailleurs, il y a une multiplicité de phénomènes liés au vieillissement. On perçoit donc qu'une approche systématique très complète et rigoureuse est nécessaire si on veut pouvoir suivre le problème. Certains voudraient utiliser une approche probabiliste pour se simplifier la tâche. J'ai cru comprendre que la DSIN était opposée à cette manière de procéder. Dans tout cela, l'aspect économique reste toujours présent. Il ne faut pas que la gestion du vieillissement coûte trop cher. 4.2. Problèmes mécaniques
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Le rayonnement est déterminant pour la durée de vie de la cuve de pression, partie maîtresse d'un réacteur nucléaire (sa destruction brutale conduirait presque inévitablement à une fusion du coeur). On cherche donc à limiter la dose totale de rayonnement que cette cuve va nécessairement recevoir. Cette dose totale porte le nom de «fluence» (en allemand: Fluenz) et on parle du «capital de fluence» d'une cuve. Lorsque la fluence de la cuve au point le plus exposé (point chaud) atteint une certaine valeur limite, qu'on situe à environ 1019 neutrons/cm2, la centrale doit en principe être mise définitivement hors service, le remplacement de la cuve étant impossible. On s'ingénie par conséquent à faire durer le capital fluence le plus longtemps possible. Cela implique d'augmenter au maximum l'espace entre cuve et éléments combustibles et/ou, lors des réarrangements périodiques du coeur, de relocaliser les éléments combustibles les plus utilisés dans la périphérie de celui-ci, de manière à réduire le flux des neutrons rapides dans le voisinage immédiat de la cuve. On essaye de conclure à l'état de la cuve à l'aide d'échantillons du même acier que l'on soumet au bombardement neutronique entre la cuve et le coeur. La fiabilité des extrapolations obtenues à partir de ces échantillons ne me paraît pas évidente. On pense néanmoins, grâce à ce suivi, pouvoir faire durer certaines cuves jusqu'à 60 ans. Les soudures, en particulier sur l'acier austénitique, sont également sujettes à fissures. Si les tensions sont grandes, les fissures apparaîtront plus vite pour des flux de neutrons plus faibles. La température joue un rôle important dans ces phénomènes. Les aciers fragilisés par bombardement neutronique se casseront d'autant plus facilement que la température sera basse. Cela pose le problème de rupture par refroidissement plus ou moins intempestif (par exemple dans le cas où un refroidissement d'urgence interviendrait avec une eau beaucoup plus froide que celle qui évacue la chaleur en fonctionnement normal). Une telle rupture peut être explosive. Dans le cas d'une cuve de pression, cela signifierait une rupture soudaine en plusieurs morceaux. Ce problème est bien entendu critique surtout pour les réacteurs déjà âgés, d'autant plus que la température de fragilisation tend à augmenter avec le temps. Pour terminer ce paragraphe, on évoquera un problème qui n'a été évoqué que très sommairement par M.J.-C Barrai EDF, c'est celui des ruptures de gaine des éléments combustibles sous l'effet du gonflement des pastilles et des gaz de fission. Un élément combustible est constitué d'une gaine cylindrique de Zircaloy (métal n'absorbant que peu les neutrons), dans laquelle on empile des pastilles d'oxyde d'uranium qui sont ajustées de manière à pouvoir tout juste glisser dans la gaine. En cours de fonctionnement, ces pastilles gonflent progressivement et exercent une pression croissante sur la gaine. Les gaz de fission qui s'échappent des pastilles s'accumulent dans un espace vide prévu à cette fin au haut de l'élément et exercent aussi une pression qui augmente avec le temps. Ces phénomènes limitent la durée de vie de l'élément. Mais la rentabilité économique pousse à faire durer les éléments le plus longtemps possible et, en France, en tout cas, on cherche à atteindre un taux de combustion de plus en plus élevé. (Ce taux de combustion s'exprime en gigawatt/jours par tonne ou GWj/t). Les exploitants des centrales françaises voudraient le faire passer de 35 à 52 GWj/t, soit une augmentation de 50% environ, ce qui ne peut manquer d'augmenter le risque de ruptures de gaine et semble avoir créé une certaine zizanie entre explottants et autorités de sûreté. Les ruptures de gaine libèrent des éléments radioactifs qui sont emportés par l'eau de refroidissement. Les éléments radioactifs gazeux (Kr, Xe, I, etc.) finiront nécessairement dans l'environnement. On relèvera encore que les éléments MOX (mélange d'oxyde d'uranium et de plutonium) produisent davantage de gaz de fission que les éléments usuels ne contenant que de l'uranium. Le recyclage du plutonium a ici aussi ses inconvénients. p.22
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| 4.3 Composants électriques et électroniques
Ces composants interviennent en particulier dans le système de réglage. Mais ils comprennent aussi les câbles électriques, les moteurs, etc. Indépendamment du rayonnement auquel ils peuvent suivant les cas être soumis, ces composants vieillissent spontanément, la température et l'humidité étant là aussi des facteurs importants. De plus, se pose la problème de la fiabilité de ces éléments en cas de fonctionnement perturbé de la centrale, voire de situation accidentelle avec température ou humidité anormales. Certains éléments comme les condensateurs vieillissent très vite. Il ne s'est pas dit grand chose sur l'influence du rayonnement, mais il est clair que les isolants, les semi-conducteurs et circuits intégrés, les transformateurs, etc., vieillissent notablement plus vite sous l'effet de rayons g ou de neutrons et ce vieillissement s'accélère encore si la température est élevée. Les câbles électriques qui vont aux détecteurs de flux dans le coeur du réacteur sont particulièrement concernés par ce problème et devraient être faits en matériaux spéciaux choisis en fonction de leur stabilité en présence de radiations. D'après Birolini, les rayons g et les neutrons endommagent également les fibres optiques. Du fait que l'électronique évolue rapidement, il se pose des problèmes lorsque des composants arrivent en fin de vie. Il se peut par exemple qu'on ne les trouve plus sur le marché. On doit alors choisir entre l'adaptation du système de réglage aux nouvelles technologies, ce qui ne va pas sans autres problèmes et impose une nouvelle défmition du système, et le maintien du système existant par l'utilisation de composants construits spécialement à cet effet, c.à.d. contenant les fonctions et logiques de commutation utilisées jusque là. Ces composants appelés ASIC (Application Specific Integrated Circuit) sont beaucoup plus petits et utilisent moins d'énergie que ceux qu'ils remplacent du fait des progrès de la miniaturisation. Mais ils peuvent être plus sensibles aux champs électromagnétiques. A ce stade, l'expérience avec les ASIC semble limitée. 4.4 Génie civil
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5. Conclusion Ce séminaire aura mis une fois de plus en évidence la difficulté d'assurer la maintenance et la sûreté de systèmes compliqués et dangereux comme les centrales nucléaires. Les exploitants se donnent, à n'en pas douter, beaucoup de peine pour dominer leur sujet. L'analyse des problèmes particuliers aux différentes parties et composants des centrales est faite en détail et le suivi de toutes les observations et mesures doit leur donner un travail considérable. Des nouveaux problèmes apparaissent cependant presque tous les jours et d'autres encore insoupçonnés vont encore immanquablement surgir. La prise en compte de tout cela apparaît comme un travail de Sisyphe qui ne peut aller qu'en s'amplifiant. Et, en plus, il y a le casse-tête des déchets radioactifs. Ce genre d'entreprise ne peut pas bien finir. Cela explique peut-être pourquoi il se dégage dans ce genre de séminaire une ambiance un peu compassée et triste. On est studieux mais il n'y a pas beaucoup d'enthousiasme. Du moins est-ce là mon impression lorsque je me remémore les début du nucléaire il y a 40 ans. On était inconscient, c'est entendu, mais on ne le réalisait pas et il y avait l'enthousiasme provoqué par la nouveauté. Aujourd'hui on est occupé à soigner un malade chronique dont on espère prolonger l'existence encore quelque temps. On essaye de croire à l'avenir du nucléaire, mais on se force un petit peu: un des rares moments d'hilarité s'est produit lorsque, après un exposé sur le projet de réacteur EPR (European Pressurized Water Reactor), quelqu'un a demandé à qui on pensait vendre ce nouveau modèle de centrale. Ce réacteur européen, qui est un projet commun de Siemens et Framatome, ne sera d'ailleurs pas un développement révolutionnaire. On continue à faire ce que l'on a déjà fait en l'améliorant où on peut et on rafistole lorsque c'est possible. Par exemple en Suède, on a dû arrêter la centrale nucléaire de Oskarhamm après 20 ans seulement de fonctionnement à cause des fissures et d'insuffisances dans les systèmes de refroidissement du coeur. On a alors décidé de faire une révision complète impliquant évacuation du coeur, vidange et décontamination de la cuve de pression de manière à pouvoir travailler dedans. On espère ainsi pouvoir faite fonctionner cette centrale encore longtemps sans toutefois préciser jusqu'à quand. La Suède est censée sortir du nucléaire en 2010, mais les nucléocrates suédois s'efforcent d'ignorer cette décision populaire. Néanmoins, il doit être difficile pour eux, dans ce contexte, de mettre en chantier de nouvelles centrales. Alors on essaye de faire durer ce qui existe. Tous cela n'est pas très enthousiasmant. La gestion du vieillissement est une phase nécessaire dans le cheminement vers la mort d'un système compliqué et dangereux dont le cadavre restera lui aussi dangereux pendant très longtemps. C'est le prix à payer pour avoir fait un mauvais choix. Ce travail doit être exécuté de manière très méticuleuse avec une attention soutenue pour une multitude de détails et, si possible, en tenant compte des innombrables interactions et rétroactions qui peuvent conduire à des situations dangereuses. En bref, il faut tendre vers une sorte d'infaillibilité. De croire que l'on peut garantir une sécurité totale et se prémunir de manière absolue contre des accidents majeurs témoigne d'une certaine naïveté. La fin du nucléaire risque donc fort d'être un événement relativement soudain, consécutif à un nouvel accident majeur sur une centrale ou à l'émergence de problèmes imprévus rendant l'exploitation trop coûteuse, voire impossible. Par ailleurs, l'exploitation de systèmes technologiques compliqués et dangereux suppose un environnement politique stable. Seulement quelque années après l'effondrement de l'Union Soviétique, du plutonium de qualité militaire a commencé à diffuser dans le marché mondial. Qu'est-ce qui garantit que nos systèmes politiques soient éternels? p.23
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