Les GV de certains réacteurs des paliers 900 MWé et 1.300 MWé des centrales nucléaires EDF présentent une anomalie pouvant avoir des conséquences pour la sûreté. Cette anomalie, classée au niveau 1 de l'échelle INES, a fait l'objet d'un avis d'incident (CRUAS) publié sur le site internet de l'ASN le 21 février 2007.
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1- Description du phénomène de colmatage concernant les GV Le phénomène de colmatage concerne les plaques entretoises des GV de certains réacteurs d'EDF. Un GV est un échangeur thermique entre l'eau du circuit primaire portée à haute température (320°C) et pression élevée (155 bar) dans le coeur du réacteur, et l'eau du circuit secondaire (70 bar) qui se transforme en vapeur et alimente la turbine. Il comporte environ 3.300 tubes en forme de U renversé, maintenus par des structures internes parmi lesquelles des plaques entretoises. Le colmatage consiste en une obturation progressive, par des dépôts d'oxydes, des passages aménagés entre les tubes et les plaques entretoises pour la circulation de l'eau. 2- Réacteurs nucléaires concernés Cette situation a été mise en évidence au cours des investigations menés à la suite d'un incident classé au niveau 1 de l'échelle INES survenu en février 2006: une fissure est apparue sur un tube de GV et s'est développée en quelques mois, jusqu'à provoquer une fuite. EDF considère qu'un des facteurs prépondérants à l'origine de cette fissure est le colmatage des plaques entretoises supérieures du GV concerné. À la demande de l'ASN, les contrôles conduits par EDF, ont été étendus aux GV des autres réacteurs 900 MWé au fur et à mesure de leurs arrêts pour maintenance et rechargement en combustible. Des taux de colmatage importants ont été observés sur plusieurs réacteurs sans que cela n'ait été anticipé par EDF. Sur les plaques entretoises supérieures de certains d'entre eux, ce taux peut atteindre 60% de la surface des espaces aménagés pour laisser passer l'eau. En outre, EDF estime que le colmatage progresse d'environ 5% par an. Le phénomène étant susceptible d'affecter certains réacteurs 1.300 MWé, l'ASN a demandé à EDF d'effectuer les contrôles appropriés. Dans un premier temps, EDF a mené des estimations du taux de colmatage fondées sur l'évolution de certains paramètres de fonctionnement. EDF devrait disposer dans les prochaines semaines de moyens d'investigations permettant d'évaluer plus précisément le taux de colmatage de ces réacteurs. Les moyens précédemment utilisés sur les 900 MWé ne sont en effet pas directement utilisables sur les 1.300 MWé en raison de certaines différences de conception des GV. À ce jour, parmi les centrales du palier 900 MWé, celles de Cruas et de Chinon ont été identifiées par EDF comme présentant les taux de colmatage les plus élevés. Pour le palier 1.300, le réacteur Saint Alban 1 est le plus affecté. Par ailleurs EDF devra vérifier l'hypothèse selon laquelle certains réacteurs pourraient être plus sensibles à ce phénomène du fait de conditions d'exploitation ou d'une conception particulières. En effet, le conditionnement du circuit secondaire et la géométrie des plaques entretoises semblent être des facteurs prépondérants. 3- Connaissance du phénomène et conséquences pour la sûreté Le colmatage des GV a plusieurs conséquences pour la sûreté: - il constitue probablement le paramètre déterminant entraînant l'apparition de vibrations excessives des tubes dans certaines zones des GV, vibrations qui peuvent conduire au développement rapide de fissures, cela s'est produit à Cruas4. EDF a ainsi bouché préventivement une zone de 58 tubes dans les GV potentiellement concernés par le phénomène; - il peut induire des efforts mécaniques importants sur les structures internes des GV, notamment dans certaines situations incidentelles; - il entraîne une diminution du taux de circulation de l'eau dans les GV et donc, pour le même niveau d'eau mesuré une réduction de la quantité d'eau disponible à l'intérieur du GV. Des phénomènes d'oscillations du niveau d'eau peuvent également apparaître dans les GV dans certaines situations de fonctionnement si le taux de colmatage est élevé. Pour EDF, sur la base des premières études, le colmatage des GV des réacteurs 900 et 1.300 jusqu'aux niveaux observés permet un fonctionnement des réacteurs dans des conditions de sûreté acceptables. L'ASN estime néanmoins qu'EDF doit approfondir ses études pour affiner l'évaluation des taux de colmatage et identifier plus précisément les conséquences de ce phénomène pour les réacteurs. Après avoir consulté l'IRSN sur les compléments d'analyse et d'action qu'il convenait de prévoir, l'ASN a repris l'ensemble de ses demandes dans un courrier, adressé à EDF le 22 juin 2007, demandant à l'exploitant de lui faire parvenir une première série de réponses courant juillet 2007 et de lui proposer dans le même délai un échéancier de transmission des autres réponses. 4- mesures prises pour remédier au colmatage Pour les réacteurs présentant les taux de colmatage les plus élevés, l'ASN a demandé à EDF de proposer une solution permettant de réduire le niveau de colmatage. EDF a retenu un procédé de lessivage chimique des GV. Il consiste à injecter dans la partie secondaire des GV en phase d'arrêt une solution chimique à haute température, ce qui permet de dissoudre les dépôts d'oxydes. (suite)
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Cette intervention, par ses aspects environnementaux (rejets d'ammoniac, en particulier) et ses impacts potentiels sur les équipements (corrosion de certaines parties du GV) est soumise à l'examen de l'ASN avant chaque mise en oeuvre. Elle a été réalisée en avril 2007 sur Cruas 4 et s'est révélée efficace puisqu'elle a permis de réduire le niveau de colmatage à une valeur d'environ 15%. En revanche, le pilotage global de l'opération par EDF n'a pas été maîtrisé comme prévu. En particulier, la corrosion de certaines parties des GV par la solution de lessivage a été supérieure à celle attendue et les résultats des contrôles réalisés sur les tubes des GV ont soulevé des difficultés d'interprétation. En outre, EDF a revu le pilotage de son protocole de lessivage dans la perspective d'une nouvelle mise en oeuvre à Cruas 1. L'ASN a également demandé à EDF de proposer des solutions pour limiter l'apparition et le développement des dépôts d'oxydes. EDF envisage de modifier les conditions d'exploitation des réacteurs afin de limiter l'apparition du phénomène de colmatage. 5- perspectives Suite aux demandes de l'ASN, EDF complète et affine ses études de l'impact du phénomène de colmatage sur la sûreté des réacteurs de 900 et 1.300 MWé. Dans l'attente de la finalisation de ces analyses, l'ASN a demandé à EDF de proposer des dispositions d'exploitation adaptées au taux de colmatage des GV. EDF réalisera dans le courant de l'été des contrôles pour évaluer le taux de colmatage des GV de Saint Alban 1. Ces données permettront de mieux évaluer l'ampleur du phénomène de colmatage pour les 1.300 MWé. Les GV de l'ensemble des réacteurs potentiellement affectés par le phénomène de colmatage seront contrôlés au cours des arrêts pour maintenance des réacteurs. Si l'état du réacteur ne permet pas une exploitation en toute sûreté. EDF devra remettre en conformité les GV, en procédant par exemple à leur lessivage chimique avant leur remise en service. L'ASN évaluera avec l'IRSN, les justifications apportées par EDF sur la compréhension du phénomène de colmatage et sur la sûreté du fonctionnement de l'ensemble des réacteurs sur le long terme. extraits du rapport d'activité 2006 de l'ASN (page 330) Les GV font l'objet d'un programme spécifique
de surveillance en exploitation, établi par EDF et révisé
tous les 2 ans. La version actuelle de ce programme a été
examinée et acceptée par l'ASN en 2003. À l'issue
des contrôles, les tubes présentant des dégradations
trop importantes sont bouchés pour être mis hors service.
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Dans une centrale électronucléaire de type REP (Réacteur à Eau sous Pression), la chaleur produite dans le cœur du réacteur est transmise, via la circulation d'eau dans un circuit fermé, dit circuit primaire, à un circuit secondaire dont l'eau, transformée en vapeur, alimente des turbines pour la production d'électricité. L'échange thermique entre le circuit primaire et le circuit secondaire se fait au travers d'un grand nombre de tubes en U inversé regroupés dans des appareils dénommés Générateurs de Vapeur (GV). Dans les centrales REP françaises, il y a trois ou quatre générateurs de vapeur (selon la puissance nominale de la centrale); le circuit primaire et les générateurs de vapeur sont implantés à l'intérieur d'une enceinte de confinement qui est traversée par les tuyauteries d'alimentation en eau et d'évacuation de la vapeur des générateurs de vapeur. Une telle disposition permet d'éviter un transfert d'eau du circuit primaire à l'extérieur de l'enceinte de confinement tant que l'étanchéité des tubes des générateurs de vapeur est assurée. La surface d'échange entre le circuit primaire et le circuit secondaire est de l'ordre de 5.000 m2 par générateur de vapeur. Le débit d'alimentation en eau du circuit secondaire est d'environ 1.800 tonnes/heure par GV à pleine puissance. Il existe plusieurs milliers de tubes par générateur de vapeur (constituant un "faisceau tubulaire"), à l'intérieur desquels circule l'eau du circuit primaire. Ces tubes sont maintenus en place par des plaques - dénommées plaques entretoises - immobilisées par des tirants fixés en partie basse du générateur de vapeur. L'eau du circuit secondaire circule le long des tubes et au travers des orifices ménagés dans les plaques entretoises, en se transformant progressivement en vapeur. Des plaques entretoises de deux conceptions différentes équipent les GV du parc: dans l'une, les orifices sont des trous percés entre les tubes, dans l'autre, ils sont constitués par des passages dits "multifoliés" bordant chaque tube. Des barres antivibratoires sont placées entre les tubes au niveau de leur partie cintrée au sommet du faisceau tubulaire; ces barres antivibratoires empêchent les vibrations de la partie supérieure des tubes (les "cintres") sous l'effet de l'écoulement de l'eau et de la vapeur; toutefois, les petits cintres (plus rigides) situés en partie centrale du faisceau tubulaire n'en sont pas pourvus. Les centrales REP françaises sont munies d'un dispositif de surveillance qui permet de détecter et de mesurer en continu les fuites du circuit primaire vers le circuit secondaire et d'évaluer ainsi, en permanence, le niveau d'étanchéité du faisceau tubulaire de chaque GV. En effet, de telles fuites, dites "fuites primaire-secondaire", ne peuvent être tolérées que dans des limites prédéfinies qui visent, d'une part à éviter la contamination du circuit secondaire, d'autre part à prévenir l'apparition de fuites beaucoup plus importantes qui résulteraient de la rupture complète d'un ou plusieurs tubes (accident de rupture de tube(s) de générateur de vapeur). Anomalies constatées
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Les résultats des examens in situ engagés ultérieurement par l'exploitant de la centrale de Cruas ont conduit EDF à attribuer un rôle prépondérant à un phénomène de "colmatage" des plaques entretoises des GV pouvant affecter a priori tous les GV du parc. Pour le traitement de l'anomalie, l'Autorité de Sûreté Nucléaire a demandé à diverses reprises des avis techniques à l'IRSN sur les différents aspects – compréhension du phénomène, conséquences sur la sûreté et le fonctionnement des tranches, contrôles à réaliser, lessivage chimique des générateurs de vapeur... Le contenu de ces avis est décrit ci-après. Compréhension du phénomène
Premières mesures
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Investigations Les premiers examens télévisuels réalisés à l'intérieur des GV des tranches de Cruas ont permis d'observer un colmatage important des plaques entretoises supérieures: en moyenne la section de passage était réduite de l'ordre de 70% et certains passages multifoliés étaient entièrement bouchés. À partir de ces éléments, EDF a, en collaboration avec le constructeur AREVA, réalisé des études numériques simulant l'écoulement thermohydraulique de l'eau du circuit secondaire au travers de plaques colmatées de façon à caractériser le comportement vibratoire des tubes concernés. Ces études ont montré que, globalement, les tubes les plus sollicités correspondent bien aux tubes qui ont présenté des dégradations, ce qui conforte la compréhension du phénomène et la pertinence des premières dispositions prises. EDF a étudié l'effet sur le colmatage de variations du conditionnement de l'eau du circuit secondaire, notamment de son pH. L'utilisation d'échangeurs comportant des alliages cuivreux dans le circuit secondaire de certaines tranches, conduit à imposer un bas pH de l'eau de ces circuits, ce qui accélère l'apparition du colmatage. Enfin, comme le préconisait l'IRSN, EDF a évalué les conséquences possibles du colmatage sur le déroulement des situations incidentelles et accidentelles étudiées dans le rapport de sûreté des installations. Effets sur la sûreté des installations Outre le risque de rupture de tubes de générateurs de vapeur par fatigue vibratoire excessive, qui a fait l'objet des mesures préventives indiquées ci-avant (bouchage de certains tubes, renforcement de la surveillance des fuites primaire-secondaire), le colmatage modifie, d'une part les sollicitations mécaniques des plaques entretoises et de leurs tirants de fixation dans les GV, d'autre part le comportement thermohydraulique du circuit secondaire dans les diverses situations incidentelles ou accidentelles auxquelles les centrales pourraient être soumises. - Comportement des plaques entretoises et des tirants Le colmatage conduit à une résistance à l'écoulement plus importante que celle prévue à la conception. Les efforts auxquels sont soumises les plaques entretoises et les tirants sont donc majorés. Il convient donc de vérifier la bonne tenue de ces composants dans une configuration colmatée aussi bien en fonctionnement normal du réacteur qu'en cas d'incident ou d'accident. La situation pour laquelle les sollicitations sont les plus sévères (i.e. le débit traversant les plaques est maximal), est celle d'une rupture franche de très faible probabilité de la tuyauterie d'évacuation de la vapeur du générateur de vapeur, qui conduit à une vidange complète de ce dernier dans un laps de temps très court. Des études ont été menées par EDF à ce sujet. L'IRSN a estimé indispensable qu'EDF étudie également des cas de probabilité plus élevée, par exemple la fermeture intempestive d'une vanne d'isolement du circuit secondaire : lors d'une telle fermeture intempestive, l'évacuation de la vapeur d'un des générateurs de vapeur est interrompue brutalement; l'évacuation de la puissance du réacteur se fait alors, pendant le laps de temps très court qui précède l'arrêt automatique du réacteur, par les autres générateurs de vapeur. Dans ces générateurs de vapeur, le débit de vapeur est donc augmenté, d'où des efforts plus importants sur les plaques entretoises et sur les tirants. EDF a montré que les efforts subis par ces éléments restaient acceptables dans une configuration avec fort colmatage. Après l'analyse détaillée de ces études, l'IRSN a considéré qu'elles ne permettaient pas d'exclure complètement la survenue de dégradations progressives du supportage des faisceaux tubulaires (plaques entretoises et tirants). - Comportement thermohydraulique du circuit secondaire Le colmatage conduit à une diminution de la masse d'eau présente dans la partie secondaire des générateurs de vapeur, ce qui affecte le comportement des réacteurs dans certaines situations accidentelles. (suite)
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L'IRSN a par ailleurs mis en évidence une incertitude sur la stabilité du niveau d'eau dans la partie secondaire des générateurs de vapeur lors de certains transitoires. En conséquence, EDF a réduit la puissance maximale de fonctionnement des réacteurs des tranches 1 et 4 de la centrale de Cruas. Au vu de l'ensemble des éléments qui précède, l'IRSN a, à la fin de l'année 2006, recommandé à l'ASN de demander à EDF de procéder sous trois mois, au nettoyage des plaques entretoises des générateurs de vapeur de la tranche de Cruas 4. Nettoyage des plaques entretoises
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STRASBOURG - L'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a réclamé à EDF plus de rigueur pour l'exploitation de la centrale nucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin), dans son bilan 2006 pour l'Alsace et la Lorraine présenté à la presse mercredi. "Malgré les actions initiées (...), l'exploitant (EDF, ndlr) manque de rigueur dans l'application des procédures, c'est-à-dire de son «code de la route»", a expliqué Alain Liger, directeur territorial de l'ASN, autorité nationale chargée du contrôle des activités et des installations nucléaires. "Les conditions d'intervention des prestataires et la surveillance par EDF des activités sous-traitées méritent encore d'être améliorées", est-il indiqué dans le bilan. L'ASN a également reconnu que la "routine" du personnel d'EDF travaillant à Fessenheim était une cause possible pour expliquer les "écarts" ou petits incidents enregistrés à la centrale nucléaire. |
"La routine (du personnel) est un point que nous posons", a indiqué le chef de la division de l'ASN de Strasbourg, Guillaume Wack. "Chacune de nos actions vise à lutter contre cette routine", a-t-il ajouté. L'ASN a toutefois souligné que la sûreté de l'installation n'était pas remise en cause, qualifiant son bilan d'"assez satisfaisant", tout comme celui de la centrale de Cattenom (Moselle). Entrée en service en 1977, la centrale de Fessenheim, qui compte deux réacteurs à eau pressurisée, est la plus ancienne centrale nucléaire du parc français. En 2006, elle a fait l'objet de 22 inspections dont neuf visites inopinées. Alors que les anti-nucléaires continuent de réclamer la fermeture de la centrale, qui a fêté ses 30 ans cette année, l'ASN a rappelé que ses deux réacteurs feraient chacun l'objet d'une visite décennale "approfondie" en 2009 et 2010, à l'issue desquelles elle donnera son avis sur la poursuite de l'exploitation. p.6a
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Monsieur le directeur du centre nucléaire de production d'électricité de Fessenheim / BP n°15 / 68740 FESSENHEIM Objet: Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Fessenheim Thème "équipements sous pression, mise en service, suivi et requalification" Dans le cadre de la surveillance des installations
nucléaires de base prévue à l'article 11 du décret
n° 63-1228 du 11 décembre 1963 modifié, et à l'article
17 du décret n°93-1272 du 1er décembre 1993 modifié
par le décret n° 2002-255 du 22 février 2002, une inspection
programmée a eu lieu le 15 juin 2007 au centre nucléaire
de production d'électricité de Fessenheim sur le thème
"équipements sous pression, mise en service, suivi et requalification".
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"Art. 3. - Le présent arrêté est applicable aux accessoires sous pression destinés à être installés sur des équipements sous pression mentionnés à l'article 2 ci-dessus. Pour l'application du présent arrêté, ces accessoires sous pression doivent respecter les dispositions applicables soit aux tuyauteries, soit aux récipients." De plus, conformément à l'article 23 de cet arrêté, "la requalification périodique porte à la fois sur l'équipement sous pression et sur les accessoires de sécurité et sous pression qui lui sont associés." Demande n°B.1: Je vous demande de vérifier que vos dossiers réglementaires d'équipements sous pression nouvellement soumis à l'arrêté du 15 mars 2000 modifié identifient les accessoires de sécurité et les accessoires sous pression associés à ces équipements. Vous signalez, à plusieurs reprises, la pressurisation du circuit RRA alors qu'il est isolé et que le réacteur n° 2 est en exploitation. Cette pression se stabilise à 10 bar une fois ce circuit isolé. Vous avez signalé aux inspecteurs que ce phénomène n'était pas systématique et qu'il n'était pas apparu au dernier redémarrage du réacteur n°2. Demande n°B.2: Je vous demande de vous prononcer sur l'origine de cette pressurisation du circuit ainsi que sur l'origine de sa stabilisation autour de 10 bar. Demande n°B.3: Je vous demande de m'indiquer quel manomètre a été utilisé pour surveiller la pression du circuit, quelle est sa plage de mesure et son domaine d'incertitude. Les tuyauteries du circuit de réfrigération DCC condensent l'air ambiant. Une pellicule d'eau a donc tendance à se former en parois externes de ce système de refroidissement lorsque celui-ci est décalorifugé. Les inspecteurs ont constaté la présence de corrosion sur ce circuit en attente de remise en place des calorifuges. Demande n°B.4: Je vous demande de vous assurer que le calorifuge du circuit DCC a été posé sur une tuyauterie saine, c'est-à-dire exempte de corrosion et de condensation. Demande n°B.5: Je vous demande de vous assurer, dans un délai n'excédant pas 2 ans, de l'absence de corrosion sous le calorifuge des tuyauteries DCC. Le récipient 0 RIS 001 AQ a un volume de 5 litres et l'activité volumique de référence du fluide contenu dans ce volume est égale à 4300 MBq/t. La valeur de l'activité du récipient est alors égale à 21,5 MBq et donc inférieure à 370 MBq, valeur correspondant au classement "nucléaire" des équipements sous pression. L'activité volumique évaluée pour le calcul de l'activité de ce récipient est établie à partir de l'activité volumique maximale du réservoir PTR. Demande n°B.6: Je vous demande de me communiquer l'activité volumique des réservoirs PTR de Fessenheim. Demande n°B.7: Je vous demande de vérifier le caractère enveloppe de la valeur 4300 MBq/t pour toutes les situations envisageables, y compris accidentelles. C.Observations C.1 – Les inspecteurs ont constaté que le dossier de l'équipement 2 RCV 011 EX était incomplet. En effet, il manque au dossier le procès-verbal de l'épreuve du 10 septembre 1980. C.2 – La signalisation des tuyauteries véhiculant de l'hydrogène est absente à partir des armoires d'alimentation de réservoirs GRH et GRV. Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Pour les engagements que vous seriez amenés à prendre, je vous demande de bien vouloir les identifier clairement et d'en préciser pour chacun l'échéance de réalisation. Pour le Président de l'ASN et par délégation,
Le chef de la Division de Strasbourg : Guillaume WACK p.6b
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Cher Monsieur Wack Monsieur Schmitt, le Président de la CLS, m'a fait parvenir par l'intermédiaire de Madame Fernandez, la secrétaire du pôle Environnement et Cadre de Vie du Conseil Général du Haut-Rhin, votre "Lettre de suivi de l'inspection du 15.06.07 au CNPE de Fessenheim" INS-2007-EDFFSH-0005.pdf, inspection où Monsieur Hartmann et moi même étions présents. Permettez-moi de formuler, les remarques suivantes. Remarque n°1: Je trouve particulièrement
inquiétantes l'apparition et la disparition inexpliquées
d'une pressurisation du circuit RRA. De plus, comment se fait)il que kes
dossiers des équipements sous pression ne soient pas à jour?
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En ce qui concerne l'inspection du 26 juin 2007, sur le thème du risque sismique, les associations regrettent, à posteriori, que leur présence ait été écartée. Le court encart édité dans le Sit'Infos, nous a montré que cette présence aurait été d'une grande utilité. Enfin pour finir, permettez- moi de reformuler une demande restée encore sans réponse. Pour que nous puissions nous rendre compte du travail effectué en ce qui concerne le suivi des inspections, nous avons besoin des réponses d'EDF à vos observations et vos demandes d'actions correctives. J'ai eu l'occasion d'évoquer ce problème lors de réunions à Paris dans différentes réunions du comité de suivi IRSN/ANCLI. A chaque fois, on m'a répondu que cet état de fait n'était pas normal. On nous a même conseillé, en cas de non-accès à ces informations de déposer une demande à la CADA pour obtenir gain de cause. Afin d'éviter cette démarche, je vous demande donc officiellement de mettre à notre disposition l'information en question. Vous remerciant d'avance je vous prie de recevoir mes sincères salutations. PS: Copie envoyée à différentes associations et personnes concernées par la problématique en question Dernière minute
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