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N°73/74
 A propos de Cattenom
 Extraits du rapport d'activité 1982 du
Service Central de Sûreté des Installations
Nucléaires (page 35 et 36)

B.2.2. Anomalies d'étude
B.2.2.1. Anomalie sur la masse d'eau primaire contenue dans le coeur
     Une révision des calculs de la pression maximale d'accident dans l'enceinte de confinement des tranches nucléaires à eau pressurisée de 1.300 MWe a fait apparaître une sous-estimation de la masse initiale d'eau primaire vaporisée en cas d'accident. Cette sous-estimation conduisait à une diminution des marges de pression disponibles en cas d'accident de rupture de tuyauterie dans l'enceinte de confinement. EdF a donc décidé de surélever les enceintes des tranches du train «P'4» dont la première tranche est construite à CATTENOM, d'une hauteur de 1.60 m, afin d'augmenter la marge prise dès la conception vis-à-vis de cette pression. Les caractéristiques différentes des tranches du train «P4» (PALUEL, FLAMANVILLE, SAINT-ALBAN) font que la diminution des marges disponibles ne pose pas de problème.
     Cette élévation de hauteur rendait nécessaire la reprise de certains calculs.
     Les structures des enceintes de confinement des tranches nucléaires sont, en effet, conçues pour résister à un accident hypothétique conventionnel consistant en une rupture complète de la plus grosse tuyauterie primaire. Cet accident majorant de toutes les situations accidentelles plausibles sur le circuit primaire, est de plus combiné avec le séisme maximal du site survenant au même instant, ce qui renforce son caractère hypothétique. C'est dans ce cadre que de nouveaux calculs des efforts subis par les structures dans ces situations accidentelles très hypothétiques ont été effectués en raison de la donnée nouvelle que constituait la surélévation des enceintes des tranches du train «P'4».
     Les contraintes ainsi calculées restent néanmoins en-deça des critères de conception pour les tranches autres que les tranches 1 et 2 de la centrale de CATTENOM.
     Pour le site de CATTENOM, une réévaluation du séisme maximal à prendre en compte est intervenue en 1979, après le début des travaux sur les tranches 1 et 2 de cette centrale. La surélévation de l'enceinte et cette donnée supplémentaire propre à ces deux tranches ont pour conséquence que les nouveaux calculs effectués montrent que les efforts subis par les structures en cas d'accident hypothétique dépassent légèrement les critères de conception, mais que ce dépassement ne se produit que dans certaines zones localisées en partie basse de l'enceinte.
     En conséquence, pour les tranches 1 et 2 de la centrale de CATTENOM, il pourrait apparaître, dans le seul cas conventionnel et hautement hypothétique décrit ci-dessus, quelques défauts dans certaines zones très localisées telles que le parement de la galerie de précontrainte.  		suite:
Ces défauts ne remettent en cause ni la fonction d'étanchéité et de confinement de l'enceinte ni, a fortiori, sa tenue générale bien entendu, ils n'apparaissent dans aucune autre situation accidentelle considérée comme plausible.
     Cette anomalie et ses conséquences ont été examinées par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, en particulier par le groupe permanent chargé des réacteurs, qui ont conclu à son innocuité.

B.2.2.2. Anomalie dans les méthodes de calcul
     Une deuxième anomalie est apparue dans les méthodes de calcul utilisées pour l'étude du comportement du puits de cuve et des structures internes à la cuve des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Cette anomalie a pour conséquence une sous-estimation des efforts subis par ces structures dans le cas du même accident hypothétique décrit à propos de la première anomalie.
     L'anomalie affecte, a priori, l'ensemble des tranches comportant un réacteur à eau sous pression. Néanmoins, il ressort des vérifications de l'exploitant que les calculs faits avec la méthode révisée ne montrent aucune augmentation significative de ces efforts sur les tranches de 900 MWe.
     EdF constitue depuis la découverte de cette deuxième anomalie un dossier visant à justifier le bon comportement du puits de cuve et des structures internes à la cuve pour les tranches de 1.300 MWe. Les éléments déjà reçus sont en cours d'examen par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques.
     Compte tenu des règles de calcul utilisées pour la conception des tranches du train «P4» constitué des centrales nucléaires de PALUEL, FLAMANVILLE et SAINT-ALBAN, le bon comportement des installations a pu être montré avec des hypothèses simplifiées, malgré l'augmentation des efforts constatée. Des vérifications plus précises sont nécessaires pour les tranches du train «P'4». EdF a d'ores et déjà fait renforcer les puits de cuve des tranches de ce train autres que celles des tranches 1 et 2 de la centrale nucléaire de CATTENOM. Il a, en outre, envisagé des mesures correctives pour ces deux dernières tranches dans le cas où il ne pourrait apporter les justifications du bon comportement des installations à l'issue des essais prévus sur une maquette spécialement conçue à cette fin.
     Le traitement de la première anomalie est considérée comme soldé au plan de la sûreté. L'instruction de la seconde n'est pas achevée, compte tenu des essais sur maquette en cours.

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Démarrage de la centrale nucléaire
de Creys-Malville
Dossier présenté au Conseil Supérieur de Sûreté Nucléaire
 
I. Autorisations de démarrage
     Le suivi du démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville a donné lieu à un certain nombre d'autorisations délivrées par le ministère chargé de l'industrie ou par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires.
     L'instruction des demandes correspondantes a été effectuée par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques. En particulier, l'examen du rapport provisoire de sûreté de la centrale nucléaire de Creys-Malville, dans le cadre des autorisations de chargement, de divergence et de montée en puissance du réacteur Superphénix, a donné lieu à une vingtaine de réunions du groupe permanent chargé des réacteurs nucléaires. Par ailleurs, depuis le début de la construction de la centrale nucléaire de Creys-Malville, plus de deux cents visites de surveillance, dont une cinquantaine depuis l'arrivée du combustible fissile dans le périmètre de l'installation, ont été effectuées sur le site ou dans les locaux de la société Nersa et de ses prestataires.
     A la suite de ces examens et visites, un grand nombre de demandes d'importance variée ont été adressées par le service central de sûreté des installations nucléaires à la société Nersa, dont cinquante environ devront avoir reçu réponse lors de l'examen par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques du rapport définitif de sûreté de la centrale nucléaire de Creys-Malville. En effet, les réponses correspondantes nécessitent que les essais de démarrage du réacteur soient terminés, ce qui devrait être le cas à la fin du premier semestre 1987. D'autre part, la plus grande partie des demandes précitées ont été liées à une autorisation de démarrage (chargement, palier de puissance...), l'autorisation correspondante n'étant accordée par le ministre chargé de l'industrie ou, dans certains cas, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, qu'après réception et analyse des réponses de la société Nersa.
     Les autorités délivrées sont les suivantes
     19 mars 1984: Autorisation, par le ministre de l'industrie et de la recherche, de l'arrivée et du stockage à sec sur le site des assemblages de combustible fissile neufs, sur la base de l'analyse de la sûreté des locaux de stockage, notamment vis-à-vis du risque de criticité. Cette autorisation marque le début de la présence de matière fissile sur le site. Parallèlement, la protection physique de ces assemblages a été analysée et contrôlée par le service de protection et de contrôle des matières nucléaires du Haut Fonctionnaire de Défense du ministère de l'industrie et de la recherche.
     23 août 1984: Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de mise en sodium du bloc réacteur. Cette opération ne concernait pas à proprement parler la sûreté nucléaire, mais était quasiment irréversible et interdisait toute modification ultérieure interne à la cuve du réacteur. C'est pourquoi elle a été retenue et est intervenue après analyse de la conception du bloc réacteur et à la suite d'un grand nombre de visites de surveillance axées sur la qualité de la réalisation des structures.
     7 janvier 1985: Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de transfert des assemblages de combustible fissile neufs dans le barillet de stockage préalablement mis en sodium. Ceci sur la base de l'examen de la sûreté du barillet de stockage tant vis-à-vis de la criticité que pour ce qui concerne l'évacuation de la puissance résiduelle des futurs assemblages irradiés. 		suite:
     19 juillet 1985 : Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de chargement en réacteur des trois premiers lots d'assemblages de combustible fissile neufs (307 assemblages). Cette autorisation a été donnée à la suite de l'examen, par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, notamment le groupe permanent chargé des réacteurs, du rapport provisoire de sûreté, des règles générales d'exploitation et d'un certain nombre de documents complémentaires.
     4 septembre 1985 : Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de chargement complémentaire du réacteur (51 assemblages de combustible fissile neufs), de divergence et de fonctionnement à puissance réduite (limitée à 3% de la puissance nominale du réacteur), comprenant la mise en service des générateurs de vapeur. Auparavant avaient été publiés au Journal officiel du 24 août 1985 les arrêtés du 6 août 1985 par lesquels le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, le ministre des affaires sociales et de la solidarité nationale et le ministre de l'environnement avaient autorisé les rejets des effluents gazeux et liquides de la centrale nucléaire de Creys-Malville.
     20 décembre 1985: Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 30% de sa puissance nominale, après analyse des essais neutroniques à puissance réduite et des essais de mise en eau des générateurs de vapeur.
     28 février 1986: Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 60% de sa puissance nominale. Cette autorisation a été liée à la fourniture, par la société Nersa, d'un certain nombre de dossiers relatifs à l'évacuation de la puissance résiduelle.
     14 octobre 1986: Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 90% de sa puissance nominale, après analyse dçs essais de montée en température et en puissance jusqu'à 50% de la puissance nominale comprenant notamment, outre le suivi des paramètres physiques, des essais des systèmes de détection et de localisation de rupture de gaine.
     Le dépassement de 90% de la puissance nominale du réacteur (prévu à la fin de l'année 1986) est soumis à autorisation ministérielle, après examen, par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, d'un premier bilan des essais de démarrage de l'installation.
     Par ailleurs, compte tenu de l'état d'avancement des essais de démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville, la société Nersa n'a pas été en mesure de tirer des essais tous les enseignements possibles et de les présenter dans le rapport définitif de sûreté à la date prévue, soit le 28 juillet 1986 (dix ans moins dix mois à compter de la publication au Journal officiel du décret d'autorisation de création).
     C'est pourquoi, à la demande de la société Nersa, le délai de remise du rapport définitif de sûreté a été prolongé de deux ans, par décret du 25 juillet 1986 du Premier ministre, sur rapport du ministre de l'industrie, des P & T et du tourisme. Ce décret a été signé après avis de la commission interministérielle des installations nucléaires de base du 14 avril 1986 et avis conforme du ministre délégué chargé de la santé et de la famille en date du 24 juin 1986.
     Le chef du service central de sûreté des installations nucléaires a en outre demandé que la société Nersa transmette une version révisée du rapport provisoire de sûreté incluant les modifications réalisées sur l'installation ainsi que les éléments issus des essais de démarrage déjà réalisés. Ce rapport est actuellement en cours d'édition.
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II. Principaux problèmes rencontrés

     Au cours des essais de démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville, un certain nombre de problèmes techniques intéressant la sûreté de l'installation ont été rencontrés. Il s'agit notamment du comportement vibratoire des structures internes du bloc réacteur, de la chute du module d'inspection des réacteurs à neutrons rapides (MIR) dans l'espace entre cuve principale et cuve de sécurité, de l'échauffement anormal d'un assemblage lors de la montée en puissance et de l'encrassement des échangeurs de chaleur des groupes électrogènes de secours. De plus, un nombre relativement important d'arrêts rapides ou d'urgence ont été initiés par les systèmes de protection. Enfin, des fluctuations de température ont été mesurées dans le sodium à la sortie du coeur.
     1. Des vibrations inattendues ont été observées lors des essais en sodium à 180o C (décembre 1984), avant chargement des assemblages de combustible fissile neufs. Les mouvements observés pouvant être préjudiciables à la tenue des structures internes de la cuve, une analyse du phénomène et des essais supplémentaires, notamment sur maquettes, ont été entrepris. Cette anomalie a été corrigée en modifiant la répartition des débits à l'intérieur du circuit primaire par le remplacement en mai 1985 de dix neuf assemblages réflecteurs en acier et diluant par des assemblages du même type mais présentant une perte de charge moindre en pied. Les essais réalisés après le chargement du réacteur avec les assemblages combustibles du coeur de démarrage ont confirmé le bien-fondé de ces mesures, sous réserve toutefois de la mise en place, prévue avant la fin de l'année 1986, de deux assemblages acier à grosse fuite supplémentaires, en remplacement d'assemblages acier standard, afin que la hauteur de chute au déversoir soit indépendante de la vitesse des pompes primaires.
     2. En mars 1985, à la suite d'une défaillance du treuil de manutention, le module d'inspection du réacteur à neutrons rapides (MIR) a chuté dans l'espace entre cuve principale et cuve de sécurité dans lequel il avait été introduit dans le cadre des mesures complémentaires liées à l'analyse de l'anomalie de comportement vibratoire des structures internes. Il a pu être extrait de cet espace mais, néanmoins, une faible quantité (inférieure à 10cm3) de matériau composite est restée sur la cuve de sécurité. Les études entreprises ont montré que ce matériau, compte tenu de la faible quantité déposée, ne présente pas de danger pour l'acier des cuves.
     3. Lors du début de la montée en puissance du réacteur (janvier 1986), l'exploitant a constaté qu'un assemblage s'échauffait plus que ses voisins. L'enquête menée a conduit à supposer qu'un bouchon de caoutchouc avait été oublié dans le pied de cet assemblage lors de son montage. L'assemblage a été immédiatement retiré du réacteur et a été examiné en juin 1986 dans les locaux d'évacuation des assemblages irradiés. 

suite:
Cet examen a permis de visualiser par endoscopie l'intérieur du pied de l'assemblage et de prélever des échantillons des produits déposés, dont l'analyse chimique a confirmé l'hypothèse de l'oubli d'un bouchon de caoutchouc. L'assemblage a été remis dans le barillet de stockage après que son pied ait été équipé d'une crépine destinée à éviter une éventuelle pollution du sodium par mise en circulation des restes du bouchon.
     4. A deux reprises, en août 1985 et en mai 1986, les essais des groupes électrogènes de secours à puissance nominale sur banc de charge ont conduit à l'arrêt de deux d'entre eux du fait de l'échauffement anormal des circuits d'eau de refroidissement de leur moteur diesel. Les investigations menées ont permis de constater un encrassement des échangeurs de chaleur de ce circuit du côté où circule l'eau filtrée du Rhône. Afin de prévenir un nouvel encrassement qui, s'il se produisait simultanément sur les échangeurs de chaleur des quatre groupes électrogènes de secours, entrainerait la perte des alimentations électriques internes de puissance, un nettoyage de ces échangeurs a lieu dorénavant tous les trois mois. Après analyse plus approfondie des causes de cet encrassement, d'autres mesures visant à le prévenir, voire à le supprimer, devront être prises par l'exploitant.
     5. Les essais de démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville ont été perturbés, à ce jour, par une trentaine d'arrêts rapides ou d'urgence. Beaucoup d'entre eux peuvent être qualifiés d'intempestifs, c'est-à-dire qu'ils ne correspondent pas au dépassement physique d'un seuil de sécurité. Parmi les causes de ces arrêts, on peut notamment citer des fausses manoeuvres sur les matériels concernés, la sensibilité de certaines chaînes de mesures aux parasites, ainsi que les opérations de mise au point de la régulation des circuits eau-vapeur. Enfin, à trois reprises, en août et septembre 1986, une ou deux barres du système d'arrêt complémentaire ont chuté dans le réacteur, provoquant l'arrêt d'urgence par le poste «réactivité négative». Ces incidents proviennent de défaillances de contacteurs dus à leurs sollicitations trop fréquentes par la séquence de test de l'arrêt d'urgence no2. Ces contacteurs ont été remplacés et la logique du test améliorée.
     6. Au cours des essais de montée en puissance, les fluctuations mesurées de la température de sodium en sortie des assemblages fissiles périphériques et des assemblages fertiles ont atteint des valeurs notablement supérieures à celles attendues. En particulier, un arrêt d'urgence a eu lieu le 6 avril 1986, sur «température élevée du sodium en sortie d'un assemblage fertile». L'origine de ces fluctuations, est attribuée à des phénomènes dus au mélange de jets de sodium en sortie des têtes d'assemblages et à la recirculation du sodium dans le collecteur chaud. Afin de poursuivre la montée en puissance du réacteur jusqu'à 90% de sa puissance nominale en limitant le risque d'arrêt d'urgence intempestif, sans aliéner la protection du réacteur, l'exploitant a modifié provisoirement, après avoir reçu l'accord du service central de sûreté des installations nucléaires, le traitement des mesures de température du sodium en sortie des assemblages.
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