Le 30 décembre 2015 a été pris un arrêté «relatif aux équipements sous pression nucléaire», publié le 3 janvier 2016, qui, en modifiant l'arrêté original de 2005 va permettre de qualifier la cuve du futur EPR, malgré ses défauts de fabrication et ceci de manière rétroactive... Une jolie histoire en 2 épisodes, où le nucléaire avoue toute sa capacité de schizophrénie...

    Les éléments de la cuve de l'EPR, le corps de la cuve, ainsi que les 2 calottes du couvercle et du fond de cuve ont été réalisés par Areva (site de Creusot Forges) entre 2006 et 2007. On peut noter immédiatement que les mêmes pièces pour l'EPR finlandais sortent, elles, des chantiers de Japan Steel Works, et ne posent a priori aucun problème. On y reviendra...
    Le fabricant (Areva) doit remettre à l'Autorité de Sûreté (ASN) un «dossier de qualification technique» qui doit être approuvé pour que les fameuses calottes soient déclarées conformes. Et ce dossier doit comporter la description des procédés de fabrication, l'analyse des risques (d'inhomogénéité du métal), ainsi que les éventuels tests destructifs (sur échantillon) ou non destructifs.
    Un premier dossier a été déposé par AREVA dès 2006. Les premiers échanges avec l'ASN ont eu pour objet le «développement d’une méthode générique de justification». Autrement dit, quels sont les tests, quelles sont les informations qu'AREVA devrait fournir pour obtenir la qualification des calottes. On peut raisonnablement penser que dès cette époque, AREVA n'avait pas la conscience absolument tranquille...
    D'autant que dès le début (2006), l'ASN posait la question de «l’hétérogénéité dans la zone centrale des calottes». Pour citer le rapport de l’IRSN (n° 2015-00010): «Cette question n’a pas reçu de réponse sur le fond, AREVA renvoyant alors à un futur dossier». C'est dire...
    Cette mauvaise volonté manifeste de AREVA a fini par conduire l'ASN à interdire, à partir du 1er janvier 2008, à AREVA de continuer à fabriquer des éléments destinés aux centrales nucléaires tant qu'un dossier de qualification en bonne et due forme ne soit accepté au préalable... Et en 2010, après 3 ans d'atermoiement, AREVA a fini par déposer des dossiers (un par calotte) auprès de l'ASN.
    Mais l'histoire ne s'arrête pas là: en 2011, dans sa réponse, l'ASN juge que le dossier présenté est insuffisant, demande des examens complémentaires, en particulier des essais (destructifs) sur les éléments représentatifs. Si c'est possible... En 2012, AREVA propose de réaliser de tels tests sur une autre calotte de réserve (destinée à un autre EPR?) a priori représentative de celles de l'EPR de Flamanville. Et l'ASN accepte.
     Ces tests, réalisés avec 8 éprouvettes prélevées sur une calotte de réserve, et dans les fameuses zones à soupçon (concentration trop forte de carbone, entre autre) sont tous négatifs. Ce qui n’empêche pas Areva de conclure dans son rapport à l’ASN de 2014 par «Ainsi il n’y a pas de risque particulier identifié vis-à-vis de la rupture brutale».
    En Avril 2015, l’ASN rend publique l’affaire de la cuve de Flamanville, exige d’Areva des études complémentaires prouvant que malgré les tests négatifs,  la cuve de l’EPR est bonne pour le service. Etude remise, analyse faite, et le 30 septembre 2015, l’ASN accepte les propositions d’Areva: il s’agit de nouveaux tests, nouvelles simulations, mais aussi de redéfinir ou de revérifier des notions, comme «ténacité minimum ou suffisante», et autres joyeusetés...

    On notera quand même que dans le rapport, on s’étend sur le processus de fabrication de Japan Steel Works de la cuve de l’EPR finlandais en montrant que chez eux, ce problème d’inhomogénéité ne peut pas se poser. «Le rapporteur considère que le procédé de fabrication retenu (par Areva) ne procure pas la même garantie de qualité qu’auraient procurée la meilleure technique disponible et une qualification technique satisfaisante».
    Traduction: Areva a raté les calottes, et ne sait plus faire de nucléaire... Mais n’empêche: la bonne nouvelle est communiquée le 14 décembre à Areva, et rendue publique le 16 décembre...

    On peut se demander pourquoi entre le 30 septembre et le 16 décembre, il a fallu 2 mois à l’ASN pour répondre à Areva sur ces analyses complémentaires? La réponse est peut-être contenue dans l’arrêté du 30 décembre 2015, qui va autoriser l’ASN à accepter les calottes de l’EPR, quels que soient  les tests réalisés ou non, positifs ou négatifs.
    La question est donc de savoir QUI est à l’origine de cet arrêté, Areva, naturellement? Eh bien non.
    Le 21 Avril 2015, quelques jours après avoir rendue publique l’affaire de la cuve de l’EPR, l’ASN rendait un avis (n°2015-AV-0231) sur «le projet d’arrêté relatif aux équipements sous pression nucléaire.» Et dans cet avis, c’est bel et bien l’ASN qui demansde  au gouvernement d’ajouter un article ainsi rédigé: «En cas de difficulté particulière et sur demande dûment motivée, l'Autorité de sûreté nucléaire peut, par décision prise après avis de la commission centrale des appareils à pression, autoriser la mise en service d’équipements sous pressions nucléaires et d’ensembles nucléaires n’ayant pas satisfait à l’ensemble des exigences des articles L. 557-4, L. 557-5, du chapitre VII du titre V du livre V de la partie réglementaire du code de l’environnement et du présent arrêté». Ce que bien sûr, le gouvernement a accepté, en modifiant les articles 10 et 16 de l'arrêté de 2005...
    Autrement dit: déjà en avril 2015, l'ASN savait que les calottes de l'EPR ne pourraient probablement pas être qualifiées. L'ASN, comme AREVA, savait qu'il ne serait pas possible de les remplacer. L'ASN savait aussi que la loi n'est pas rétroactive. L'ASN savait qu'il faudrait bien trouver un tour de passe‐passe pour lever la contradiction entre ses obligations et les pressions politiques qui n'allaient pas manquer. Et l'ASN a trouvé. C'est à cela que cela tient, la sûreté nucléaire...

    Episode 2. L'arrêté du 30 décembre qui arrange tout...
    L'arrêté du 30 décembre modifie donc celui du 12 décembre 2005, «relatif aux équipements sous pression nucléaires». Cet arrêté (18 articles et 6 annexes) déjà modifié en 2014, concerne, comme son titre l'indique, l'ensemble des éléments d'une centrale nucléaire sous pression: cuve du réacteur, générateurs de vapeur, tuyauteries, soudures...  Il classe ces éléments en fonction du risque, décrit les limites d'utilisation, les analyses et différents tests à effectuer, ainsi que le suivi à faire au long de la vie de la centrale. Rien que du technique, et très normal, après tout.
    De tiroir en tiroir...
    Mais ce qui l'est moins, c'est l'article 9 de l'arrêté du 30 décembre: «En application de l'article R. 557-1-3 du code de l'environnement, en cas de difficulté particulière et sur demande dûment justifiée, assurant notamment que les risques sont suffisamment prévenus ou limités, l'Autorité de sûreté nucléaire peut, par décision prise après avis de la Commission centrale des appareils à pression, autoriser l'installation, la mise en service, l'utilisation et le transfert d'un équipement sous pression nucléaire ou d'un ensemble nucléaire n'ayant pas satisfait à l'ensemble des exigences des articles L. 557-4 et L. 557-5 du code de l'environnement, du chapitre VII du titre V du livre V de la partie réglementaire du code de l'environnement et du présent arrêté.

    La demande doit être accompagnée d'une analyse, menée en lien avec l'exploitant, des conséquences réelles et potentielles vis-à-vis de la protection des intérêts mentionnés à l'article L.593-1 du code de l'environnement. Pour les équipements et ensembles dont l'évaluation de la conformité fait intervenir un organisme mentionné à l'article L.557-31 du code de l'environnement habilité à évaluer la conformité des équipements sous pression nucléaires en application de l'article 6 du présent arrêté, la demande doit également être accompagnée d'un rapport d'un tel organisme statuant sur la conformité aux exigences ne faisant pas l'objet de la demande.
    L'autorisation peut être assortie de prescriptions.
    Lorsqu'une autorisation a été accordée en application du premier alinéa du présent article, le fabricant n'établit pas de déclaration de conformité, et les exigences relatives au suivi en service appelant l'attestation, le certificat ou le procès-verbal normalement délivré à la fin de la procédure d'évaluation de la conformité ou la déclaration de conformité du fabricant seront considérées comme satisfaites.»
    Un tiroir de plus: les articles concernés du code de l'Environnement disent simplement que les appareils en question, avant leur utilisation, doivent avoir un certificat de conformité, délivré par une autorité compétente, suivant une procédure définie par l'autorité.
    Et donc, dans le cas présent, l'autorité compétente (l'ASN) pourra autoriser la mise en service de l'équipement (la cuve de l'EPR) si les résultats de la procédure sont négatifs, ou pire, sans même la procédure réglementaire: «Satisfaire à l'ensemble des exigences» veut bien dire suivre la procédure ET réussir les tests. Et donc, «ne pas satisfaire» veut dire rater les tests OU ne pas suivre la procédure. A partir de là, on ne va pas demander à AREVA l'impossible pour prouver que les calottes de l'EPR sont quand même bonnes pour le service. Il suffira de le dire, après avoir établi (simulation?) que la cuve ne risque rien et que même si elle se rompt, aucune fuite radioactive ne peut s'échapper du bâtiment... Et pour que la fête soit plus complète, il n'y aura plus besoin de certificat de conformité. On se place hors la loi (le code de l'Environnement), mais on assume... Et qui serait responsable, en cas de «problème»? Le fabricant? Le vérificateur? le contrôleur? l’exploitant?

    On l'a vu, déjà en avril 2015, l'ASN avait exigé de l'Etat cette nouvelle procédure. Mais sans réaliser qu'en France, la loi n'est a priori pas rétroactive, et que les tests des calottes avaient déjà été faits, sans succès. Qu'à ne cela tienne: l'article 13 de l'arrêté du 30 décembre précise que «Sur demande dûment justifiée [...], l'Autorité de sûreté nucléaire peut adapter par décision les dispositions définies dans le titre II du présent arrêté pour certains équipements sous pression nucléaires [...] dont la fabrication a commencé avant le 19 juillet 2016.»
    Et le tour est joué. En d'autres termes: quoique ce soit qui arrive, quel que soit le matériel, quelle que soit sa date de fabrication, il suffira que l'Autorité «indépendante» qui fixe les règles, décide qu'elle peut les bafouer pour des raisons «dûment justifiées», et on peut y aller...
    Reste à imaginer que cet «Arrêté Cuve» fasse jurisprudence: Un médicament ayant fait des victimes durant les essais pourra être autorisé par l'ASNM, un modèle d'automobile n'ayant pas passé les crash-tests pourra être mis en vente, et pourquoi pas, un candidat n'ayant pas obtenu la majorité à une élection pourra être déclaré élu? Puisqu'il suffit d'un arrêté...

    Publics concernés: fabricants, exploitants, organismes d'évaluation de la conformité dans le domaine des équipements sous pression nucléaires.
    Objet: évaluation de la conformité des équipements sous pression nucléaires.
    Entrée en vigueur: les dispositions de l'arrêté entrent en vigueur le 19 juillet 2016.
    Dans l'article 6:
    * Sur la loi: celle-ci n'étant pas rétroactive il ne me paraît pas possible - des années après la réalisation de la cuve de l'EPR - de traiter du management de qualité de sa conception et de sa réalisation.
    *Sur la technique: a contrario, le constat technique qui est fait aujourd'hui pour cette cuve de l'EPR est qu'elle n'est pas dans les clous d'homogénéité métallique prévue lors de sa réalisation:
    - jusqu'à aujourd'hui je n'ai encore jamais entendu parler d'un meilleur comportement des matériaux lors de leur vieillissement sous les contraintes que ce qui avait été étudié à son origine: les études de l'époque n'ayant pas été respectées aucun argument scientifique ne peut être invoqué pour justifier une mise en service en l'état.
    [...]
    Article 6 En savoir plus sur cet article...
    * Le fabricant met en œuvre un système de management de la qualité pour la conception, la fabrication, l'inspection finale et les essais. Ce système de management de la qualité fait l'objet d'une évaluation et d'une surveillance réalisées par un organisme mentionné à l'article L. 557-31 du code de l'environnement habilité pour l'évaluation de la conformité des équipements sous pression nucléaires dans les conditions définies par le module H de l'annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée.
    * L'organisme qui procède à cette évaluation et à cette surveillance informe l'Autorité de sûreté nucléaire des dates qu'il retient pour la réalisation des opérations correspondantes chez le fabricant. L'Autorité de sûreté nucléaire peut assister ou se faire représenter à ces opérations.
    * Le fabricant introduit auprès de l'Autorité de sûreté nucléaire une demande de vérification à l'unité conformément aux dispositions du module G de l'annexe III de la directive du 15 mai 2014 susvisée. Cette demande est instruite conformément aux dispositions de ce module par l'Autorité de sûreté nucléaire qui peut, pour ce faire, mandater, aux frais du fabricant, pour tout ou partie des opérations  ainsi requises, un organisme.
   *Une décision de l'Autorité de sûreté nucléaire peut définir les aménagements nécessaires à l'application des modules G et H.
    * L'Autorité de sûreté nucléaire, au vu des résultats de l'application des procédures mentionnées aux trois paragraphes précédents, appose sur l'équipement le poinçon de l'Etat dit «à la tête de cheval» et établit un procès-verbal d'évaluation de la conformité.
  *Dans l'article 7: la cuve ayant été expertisée, elle n'est  pas concernée par cet article
    [...]
    VII. *Les ensembles nucléaires comprenant au moins un équipement sous pression nucléaire des catégories I à IV font l'objet d'une procédure globale d'évaluation de la conformité comprenant:
    * a) L'évaluation de la conformité de chacun des équipements sous pression constitutifs de l'ensemble nucléaire lorsqu'ils n'ont pas fait l'objet antérieurement d'une procédure d'évaluation de la conformité, la procédure d'évaluation étant déterminée par la catégorie et, le cas échéant, le niveau de chacun de ces équipements. L'épreuve d'un équipement sous pression qui n'a pas fait l'objet antérieurement d'une procédure d'évaluation de la conformité peut être réalisée conjointement avec l'épreuve mentionnée au e) du VII du présent article à condition que le choix de cette modalité ne remette pas en cause le respect des dispositions du 3.2.2 de l'annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée et l'accessibilité à l'équipement durant l'épreuve;

    * b) L'évaluation de l'intégration des différents éléments de l'ensemble nucléaire conformément aux points 2.3, 2.8 et 2.9 de l'annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée, celle-ci étant déterminée par la catégorie et, le cas échéant, le niveau les plus  élevés des équipements concernés, sans prendre en compte les accessoires de sécurité;
    Dans l'article 13:  Il semble bien y avoir ici une ouverture à la liberté totale pour l'Autorité... mais de ce qui précède sur les aspects techniques, il faudrait sans doute, dès une éventuelle décision prise par l'ASN, attaquer personnellement le signataire de la conformité en justice pour un truc du genre de mise en danger délibérée de la vie d'autrui.
    [...]
    * Article 13 En savoir plus sur cet article...
      I.- Le I de l'article 16 de l'arrêté du 12 décembre 2005 susvisé est complété par un alinéa ainsi rédigé:
    * «Sur demande dûment justifiée notamment en ce qui concerne la prévention et la limitation des risques, l'Autorité de sûreté nucléaire peut adapter par décision les dispositions définies dans le titre II du présent arrêté pour certains équipements sous pression nucléaires, parties d'équipements sous pression nucléaires et ensembles en comportant au moins un dont la fabrication a commencé avant le 19 juillet 2016. Cette décision peut porter sur des équipements, parties d'équipements ou  ensembles identifiés, sur des équipements, parties d'équipements ou ensembles fabriqués par un fabricant ou sur des équipements, parties d'équipements ou ensembles destinés à un exploitant ou une installation. L'attestation, le certificat ou le procès-verbal délivré à la fin de la procédure d'évaluation de la conformité et la déclaration de conformité du fabricant référencent cette décision.»


    1. Préliminaire et généralités
    * Dans l'Annexe 2:  on dispose ici d'une argumentation qui semble imparable pour une éventuelle intervention juridique évoquée précédemment à l'article 13

    2. Conception
    L'équipement est conçu de manière à minimiser le risque de perte d'intégrité en tenant compte des altérations des matériaux envisageables.
    La conception se fonde sur des mesures propres à réduire le risque de défaillance et sur une méthode de calcul visant à vérifier que la conception garantit bien le niveau de sécurité requis.
    Ces mesures sont mises en œuvre afin de réduire les risques liés:
    - à la fatigue thermique oligocyclique ou à grand nombre de cycles;
    - aux comportements thermiques différents de matériaux soudés ensemble;
   - à la fatigue vibratoire;
   - aux pics locaux de pression;
   - au fluage;
   - aux concentrations de contraintes;
   - aux phénomènes de corrosion;
   - aux phénomènes thermohydrauliques locaux nocifs;
   - à la vidange de l'équipement en cas de rupture de tuyauterie.
    La méthode de calcul peut être complétée par une méthode expérimentale de conception.
   La conception tient compte du vieillissement dû à l'irradiation.

    3. Fabrication
    * Dans l'Annexe 3: encore un argument technique à charge qui paraît imparable
    * 3.1. Opérations de forgeage et de fonderie
    Les réparations par soudage des défauts de fonderie après le dernier traitement thermique de qualité sont limitées selon des critères spécifiés par le fabricant avant le début des opérations de fonderie.
    Les procédés utilisés pour la fabrication des composants forgés doivent assurer un corroyage suffisant et une propreté inclusionnaire adéquate, définis par le fabricant avant le début des opérations de forge.

   Le niveau de propreté inclusionnaire est contrôlé en fin de fabrication en tant que de besoin.
    *3.2. Qualification technique
   Le fabricant identifie préalablement à la fabrication les composants qui présentent un risque d'hétérogénéité de leurs caractéristiques lié à l'élaboration des matériaux ou à la complexité des opérations de fabrication prévues. L'ensemble des opérations concernées d'élaboration des matériaux et de fabrication fait l'objet d'une qualification technique. Celle-ci a pour objet d'assurer que les composants fabriqués dans les conditions et selon les modalités de la qualification auront les caractéristiques requises.
    (...)
    *3.7. Instructions de service
   L'équipement sous pression est accompagné d'une notice d'instructions. La notice d'instructions fournit les caractéristiques particulières de la conception déterminantes pour la durée de vie de l'équipement.
    Ces caractéristiques comprennent au moins:
   - pour le fluage, le nombre théorique d'heures de fonctionnement à des températures déterminées;
   - pour la fatigue, le nombre théorique de cycles à des niveaux de contrainte déterminés;
   - pour les phénomènes de corrosion, la surépaisseur ou les caractéristiques de la protection contre la corrosion;
   - pour le vieillissement thermique, le nombre théorique d'heures de fonctionnement à des températures déterminées;
   - pour le vieillissement dû à l'irradiation, la fluence maximale théorique à des températures d'irradiation données.
   Dans l'Annexe 4: à charge contre une éventuelle décision de l'ASN comme pour le § 3 ci-dessus 4.
    Matériaux
   4.1. Exigences générales sur les matériaux
    Un certificat est établi par le fabricant du matériau pour chaque  matériau constitutif des parties qui contribuent à la résistance à la pression, avec contrôle spécifique sur produit, certifiant la conformité aux prescriptions requises.

   4.2. Caractéristiques des matériaux
    Les dispositions du 7.5 de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée sont précisées et complétées comme suit.
    À moins que d’autres valeurs ne soient requises au titre d’autres critères qui doivent être pris en compte, un matériau est considéré comme suffisamment ductile et tenace au sens du 4.1 a) de l’annexe I de la directive du 15 mai 2014 susvisée s’il répond aux exigences suivantes:
   - un matériau à structure ferritique autre qu’un matériau de boulonnerie est considéré comme suffisamment ductile si son allongement après rupture dans un test de traction réalisé selon une procédure normalisée est au moins égale à 14% et si son énergie de flexion par choc sur éprouvette ISO V à 0°C est au moins égale à 27 Joule;
   - un matériau à structure austénitique autre qu’un matériau de boulonnerie est considéré comme suffisamment ductile si son allongement après rupture dans un test de traction réalisé selon une procédure normalisée est au moins égal à 25% et si son énergie de flexion par choc sur éprouvette ISO V à 20°C est au moins égale à 60 Joules ou, pour le métal déposé, 50 Joules sur les coupons témoins; dans le cas où l’allongement à rupture est au moins égal à 45% et dans le cas des alliages à base de nickel, la vérification de l’énergie de flexion par choc n’est pas nécessaire;
   - les matériaux de boulonnerie présentent un allongement à rupture à température ambiante supérieur ou égal à 12%, une énergie de flexion par choc sur éprouvette ISO V à 0°C supérieure ou égale à 40 Joules et, si l’allongement à rupture à température ambiante est inférieur à 14%, une striction supérieure ou égale à 0,45. Pour les matériaux à structure austénitique, le critère d’énergie de flexion par choc de 40 Joules à 0°C peut être remplacé par un critère de 50 Joules à température ambiante.