La centrale nucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin), dont près de 400 élus demandent la fermeture en raison de sa "vétusté", a connu en 2010 un fonctionnement "satisfaisant", dans "la moyenne du parc nucléaire français", a estimé le 9 juin 2011 l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN).
     «L’ASN considère que les performances du site de Fessenheim en matière de sûreté nucléaire, de protection de l’environnement et de radioprotection sont satisfaisantes», a déclaré Geneviève Chaux-Debry, déléguée territoriale de Strasbourg de l’ASN, lors d’une conférence de presse sur «l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en Alsace et en Lorraine en 2010».
     «La centrale est dans la moyenne du parc nucléaire français», a-t-elle déclaré.
     En 2010, Fessenheim a connu 46 événements significatifs relatifs à la sûreté, 3 de niveau 1 et 43 de niveau 0 sur l’échelle internationale des événements nucléaires INES (pdf), mais aucun de niveau 2, à partir duquel il y a un risque pour la sûreté.
     «Pour ces événements, qui sont des anomalies, l’ASN est extrêmement vigilante, et s’assure que des actions correctives soient menées pour que ça ne puisse pas se reproduire. Le plus important ce n’est pas le nombre d’événements significatifs, mais la manière dont l’exploitant tire les leçons de ce qui s‘est passé», a expliqué Florien Kraft, chef de la division de Strasbourg de l’ASN.

     Le collège de l’Autorité de sûreté nucléaire, 
Vu la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 modifiée relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment ses articles 28 et 29;
Vu le décret du 03 février 1972 modifié par le décret du 10 décembre 1985 autorisant la création par Electricité de France d’une centrale nucléaire de deux tranches à Fessenheim (Haut-Rhin);

Titre I : Politique et management de la sûreté

Chapitre 1: Opérations soumises à déclaration ou accord de l’ASN 
[FSH1-1] Conformément aux hypothèses retenues pour la démonstration de sûreté du réacteur fonctionnant selon la gestion combustible «CYCLADES»:
- le taux de bouchage sur un générateur de vapeur (GV) est limité à 5% pour les GV du type 47/22 - le taux de bouchage sur un générateur de vapeur est limité à 10% pour les GV du type 51A et 51 B 
- le débit de conception thermohydraulique par boucle, à la puissance thermique nominale du réacteur, est supérieur ou égal à 20.100 m³.h^-1.

Titre II: Maîtrise des risques d’accident

Chapitre 1: Généralités 
[FSH1-2] Une instrumentation permet de signaler en salle de commande la percée de la cuve par le corium et d’en informer les équipes de crise de l’exploitant et des pouvoirs publics. 
Chapitre 2: Dispositions relatives à la mise en œuvre de substances radioactives ou susceptibles d'engendrer une réaction nucléaire 

Chapitre 3 : Maîtrise des autres risques
[FSH1-7] Le nombre et la disposition des recombineurs d’hydrogène installés dans le bâtiment réacteur sont déterminés en prenant en compte le volume de l’enceinte de confinement et avec l’objectif d’empêcher qu’une combustion d'hydrogène conduise à la perte de son intégrité. 
[FSH1-8] La tenue des bâtiments de l'îlot nucléaire abritant des systèmes ou composants de sûreté n'est pas remise en cause par une onde de choc de forme triangulaire à front raide atteignant une surpression de 50 mbar, d’une durée de 300 ms et d'une vitesse de 350 m/s. 
[FSH1-9] Tous les locaux dont l’analyse a conduit à mettre en place des matériels fixes antidéflagrants sont équipés de la même signalétique et font l'objet des mêmes dispositions d’exploitation que les locaux présentant un risque de formation d'atmosphère explosive. 
[FSH1-10] L'exploitant prend les mesures de prévention et de protection appropriées pour empêcher l'agression d'équipements nécessaires à l'accomplissement des fonctions de sûreté par les autres matériels constitutifs de l'installation. Dans l’immédiat, l'exploitant identifie, avant fin 2012, de manière exhaustive les équipements non nécessaires à l'accomplissement des fonctions de sûreté qui, en cas de séisme jusqu'au niveau retenu pour la conception, risqueraient d'entraîner la défaillance d'équipements quant à eux nécessaires. En fonction des risques d'agression identifiés, des mesures sont prises soit pour prévenir ces risques, soit pour assurer la protection des équipements nécessaires. 
[FSH1-11] Le mouvement sismique horizontal à prendre en compte pour la vérification du dimensionnement correspond, pour un amortissement de 5%, à l’enveloppe du spectre minimal forfaitaire et du spectre de séisme majoré de sécurité (SMS) définis par les courbes suivantes:

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Le mouvement vertical associé au spectre de dimensionnement correspond aux deux tiers du mouvement horizontal.

Titre I: Maîtrise des risques d’accident
Chapitre 1: Généralités 
[EDF-FSH-1] Les produits et matériaux utilisés dans le bâtiment réacteur ne génèrent pas de risque de colmatage des prises d'eau des circuits RIS d’injection de sécurité et EAS d'aspersion enceinte dans les puisards. 
L'emploi et la quantité de produits ou matériaux susceptibles d'induire un tel risque sont justifiés en particulier vis-à-vis: 
- un risque de colmatage des prises d'eau directement ou par effet chimique; 
- un risque d'endommagement ou de colmatage des équipements se trouvant en aval des filtres. 
[EDF-FSH-2] D’ici au 31 décembre 2012, pour chaque alarme et seuil d’action des systèmes de protection et de sauvegarde pris en compte dans la démonstration de sûreté, le rapport de sûreté précise la valeur implantée dans le système de protection ou de sauvegarde ainsi que les scénarios d’incident ou d’accident permettant de la justifier. 
[EDF-FSH-3] La démonstration est apportée que les matériels installés dans l'installation respectent les exigences fonctionnelles qui leur sont affectées en relation avec leurs rôles dans la démonstration de sûreté, dans les conditions d’ambiance associées aux situations pour lesquelles ils sont requis. Des dispositions d'études, d'essais, de contrôle et de maintenance sont définies et mises en œuvre en vue d'assurer la pérennité de la qualification des matériels pour les situations dans lesquelles ils sont requis. 
[EDF-FSH-4] L'exploitant s'assure que les modifications effectuées sur l'installation ne remettent pas en cause les spécifications de qualification retenues pour les matériels. 

Chapitre 2: Dispositions relatives à la mise en œuvre de substances radioactives ou susceptibles d'engendrer une réaction nucléaire. 
[EDF-FSH-5] Les éventuelles déformations des assemblages combustible et des grappes de commande, en fonctionnement normal ou à la suite d'un transitoire, d'un incident ou d'un accident de référence n'empêchent pas la chute, dans les délais requis, des grappes de commande permettant l'arrêt du réacteur. En fonctionnement normal et lors des arrêts du réacteur, les éventuelles déformations des assemblages combustible n'accroissent pas le risque de rejets radioactifs dans ou en dehors de l'enceinte de confinement.

Titre II: Maîtrise des nuisances et de l’impact de l’installation pour le public et l’environnement
Chapitre 1: Maîtrise des prélèvements d’eau et rejets d’effluents 
[EDF-FSH-10] À l'exception des vidanges nécessaires à la sécurité des personnels, toute opération volontaire de dégazage à l'atmosphère d'hydrocarbures halogénés utilisés comme fluides frigorigènes est interdite. 

Titre III: Gestion et élimination des déchets et des combustibles usés d'une installation nucléaire de base
Chapitre 1: Prescriptions relatives à la production de déchets dans l’installation 
[EDF-FSH-11] Toute disposition est prise dans l'exploitation de l'installation, pour limiter dans des conditions économiquement acceptables, le volume et  l'activité des déchets radioactifs produits. 

L’Autorité de sûreté nucléaire, 
Vu la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 modifiée relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, notamment le III de son article 29, 
Vu le décret n°2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, notamment ses articles 18 et 24; 
Vu la décision ASN n°2011-DC-0213 du 5 mai 2011 prescrivant à Electricité de France de procéder à une évaluation complémentaire de la sûreté de certaines de ses installations nucléaires de base au regard de l'accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi; 
Vu la décision ASN n°2011-DC-0231 du 4 juillet 2011 fixant à Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire de Fessenheim (Haut Rhin) au vu des conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°1 de l’INB n°75; 
Vu le courrier DEP-PRES-0077-2009 du 1er juillet 2009 du président de l’ASN au président d’EDF sur la position de l'ASN relative aux aspects génériques de la poursuite d'exploitation des réacteurs de 900 MWe à l'issue de la troisième visite décennale; 
Considérant que les évaluations complémentaires de sûreté sont en cours et que les premières conclusions de l’ASN sur les évaluations complémentaires de sûreté seront disponibles au plus tard fin 2011 pour le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim; 
Ayant analysé le rapport de conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim adressé par EDF à l’ASN et aux ministres chargés de la sûreté nucléaire le 10 septembre 2010 et prenant en compte les résultats de l’exercice de sa mission de contrôle;

L’article 29 de la loi «transparence et sécurité en matière nucléaire» du 13 juin 2006 (Loi TSN) impose que l’exploitant d’une installation nucléaire de base, telle qu’un réacteur d’une centrale nucléaire, réalise tous les dix ans un réexamen de la sûreté de son installation à l’issue duquel l’ASN prend position sur la poursuite d’exploitation de l’installation. 
Le réexamen de sûreté est l’occasion d’une part d’examiner en profondeur la situation de l’installation afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles qui lui sont applicables et d’autre part d’améliorer son niveau de sûreté en comparant notamment les exigences applicables à celles en vigueur pour des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents et en prenant en compte l’évolution des connaissances ainsi que le retour d’expérience national et international. 
Chaque réacteur électronucléaire exploité par EDF sur le territoire national doit ainsi faire l’objet d’un réexamen de sûreté décennal, à l’issue duquel l’exploitant adresse à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et aux ministres chargés de la sûreté nucléaire un rapport comportant les conclusions de cet examen, les dispositions qu’il envisage de prendre pour remédier aux anomalies constatées ou pour améliorer la sûreté de l’installation et la justification de l’aptitude de l’installation à être exploitée jusqu’au prochain réexamen de sûreté dans des conditions de sûreté satisfaisantes. 
S’agissant du réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe ayant fonctionné pendant trente ans après leur première divergence, la standardisation des installations exploitées par EDF l’a conduit à adopter une approche comprenant une première phase générique, c’est-à-dire traitant des aspects communs de tous ces réacteurs, et une seconde propre à chaque installation. 
Concernant la phase générique, l’ASN a indiqué à EDF, par un courrier du 1er juillet 2009 à la suite d’une délibération de son collège, qu’elle n’a pas identifié d’éléments mettant en cause la capacité d’EDF à maîtriser la sûreté des réacteurs de 900 MWe jusqu’à quarante ans après leur première divergence. Cependant, cette appréciation générique ne tient pas compte d’éventuelles spécificités des réacteurs. L’ASN doit par conséquent communiquer aux ministres chargés de la sûreté nucléaire son analyse du rapport du réexamen de sûreté de chaque réacteur de 900 MWe ayant fonctionné pendant trente ans après sa première divergence. 
Le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim constitue le deuxième réacteur du parc nucléaire français à faire l’objet d’un réexamen de sûreté, trente ans après sa première divergence. EDF a remis son rapport définitif du réexamen de sûreté de ce réacteur le 10 septembre 2010. 
Le réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim a comporté deux phases, l’examen de conformité et la réévaluation de sûreté, ainsi que des examens particuliers portant notamment sur la maîtrise du vieillissement.

     2. Réévaluation de sûreté
     Dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim, EDF a également procédé à une réévaluation de sûreté visant à apprécier la sûreté de l’installation et à l’améliorer au regard des exigences applicables à des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents, de l’évolution des connaissances ainsi que du retour d’expérience national et international. 
     En octobre 2003, l'ASN a demandé à EDF de faire porter la réévaluation de sûreté sur vingt et un thèmes techniques couvrant les principaux domaines suivants: la gestion des accidents graves, les études probabilistes de sûreté, le confinement des réacteurs, les agressions internes et externes (séisme, incendie, explosion ,inondation, agressions d’origine climatique, prise en compte de l’environnement industriel et des voies de communication), les études d’accidents et de leurs conséquences radiologiques, la conception des systèmes et des ouvrages de génie civil ainsi que la gestion du vieillissement des installations. 
     L’ASN note que les modifications matérielles définies lors de la phase d’étude du réexamen de sûreté et destinées à élever le niveau de sûreté du réacteur ont en grande majorité été mises en œuvre pendant la troisième visite décennale du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim, les autres devant être mises en place au cours des prochaines années. L’ASN a fixé à l’exploitant des délais pour l’achèvement de chacun des travaux. 
     Le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim présente la particularité d’avoir un radier (dalle de fondation en béton armé du bâtiment réacteur) moins épais que les autres réacteurs du parc nucléaire français. L’ASN demande que des travaux soient réalisés afin de renforcer le radier pour augmenter sa résistance au corium en cas d’accident grave avec fusion du cœur et percement de la cuve. L’ASN demande également que la prévention de la fusion du cœur soit accrue par la mise en œuvre de dispositions techniques de secours permettant l’évacuation durable de la puissance résiduelle en cas d’accident.

     3. Maîtrise du vieillissement
     Dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim, EDF a également dû démontrer que les différents phénomènes de vieillissement sont maîtrisés pour une période minimale de dix années après sa troisième visite décennale. 
     S’appuyant sur le caractère standardisé du parc nucléaire français, une démonstration de maîtrise du vieillissement a ainsi été réalisée par les centres d’ingénierie d’EDF pour les réacteurs de 900 MWe vis-à-vis de l’ensemble des mécanismes de dégradations pouvant affecter des composants importants pour la sûreté de l’installation, en tenant compte du retour d’expérience d’exploitation, des dispositions de maintenance et de la possibilité de réparer ou de remplacer les composants concernés. 
     Sur la base de cette analyse, l’ASN considère tout d’abord que l’aptitude au service des cuves de l'ensemble des réacteurs de 900 MWe comprenant le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim est assurée pour une durée de dix ans après les troisièmes visites décennales de ces réacteurs. 

     4. Renouvellement des compétences 
     L’ASN a également rappelé à EDF que certains phénomènes sont susceptibles de remettre en cause au fil du temps sa capacité à conformer ses installations aux exigences de sûreté réévaluées, en insistant notamment sur le renouvellement des compétences. À ce sujet, l’ASN considère que les réponses apportées par EDF sont globalement satisfaisantes. 
     Sous réserve des conclusions à venir des évaluations complémentaires de sûreté (ECS) engagées à la suite de l’accident de Fukushima, l’ASN considère, au vu du bilan du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim, que le réacteur n°1 est apte à être exploité pour une durée de dix années supplémentaires après ce troisième réexamen à condition de respecter les prescriptions de la décision de l’ASN n° 2011-DC-0231 du 4 juillet 2011 et notamment les deux prescriptions majeures suivantes: 
     - Renforcer le radier du réacteur avant le 30 juin 2013, afin d’augmenter sa résistance au corium en cas d’accident grave avec percement de la cuve;
     - Installer avant le 31 décembre 2012 des dispositions techniques de secours permettant d’évacuer durablement la puissance résiduelle en cas de perte de la source froide.

     En application du III de l'article 29 de la loi « transparence et sécurité en matière nucléaire » du 13 juin 2006, l'ASN a imposé à EDF des prescriptions techniques fixant de nouvelles conditions d'exploitation du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim issues du réexamen de sûreté et intégrant notamment les exigences applicables à des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents. 
     Enfin, dans le cadre de ses missions, l'ASN continuera d'exercer un contrôle continu de l'exploitation de la centrale nucléaire de Fessenheim.

     Conformément à la saisine de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) du 6 octobre 2010 (1), l’IRSN a examiné les conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n°1 transmises par l’exploitant du Centre nucléaire de production d’électricité (CNPE) de Fessenheim associé à sa troisième visite décennale (VD3). 

     Contexte du réexamen de sûreté du réacteur n°1 du CNPE de Fessenheim 
     Le réexamen de sûreté «VD3» de Fessenheim 1 s’inscrit dans le cadre plus général du réexamen de sûreté VD3 de l’ensemble des réacteurs de 900 MWe (VD3 900), répartis entre le palier CP0 (comprenant les 6 réacteurs des sites de Fessenheim et du Bugey) et le palier CPY (comprenant 28 réacteurs répartis sur 7 sites). 
     Le réexamen VD3 900, mené de 2002 à 2008, a ainsi permis de mener des études génériques aux réacteurs de 900 MWe (paliers CP0 et CPY) et de définir les modifications nécessaires pour maintenir ou améliorer leur niveau de sûreté. 
     Ainsi, le rapport des conclusions du réexamen de sûreté VD3 de Fessenheim 1 reprend les conclusions du réexamen VD3 900 complétées par la prise en compte de l’état réel et des spécificités de ce réacteur, du site de Fessenheim, voire du palier CP0.

     Poursuite de l’évaluation des aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 
     La première instruction par l’IRSN d’un rapport de conclusion de réexamen (RCR) VD3 900 a porté sur celui du réacteur de Tricastin 1, premier réacteur de 900 MWe à achever sa VD3, en 2009. 
     À cette occasion, l’IRSN a examiné, outre les aspects spécifiques à ce réacteur, les compléments transmis par EDF, portant en particulier sur les aspects génériques du réexamen VD3 900, en réponse à ses propres engagements pris lors du GPR «Bilan du réexamen VD3 900» et aux demandes de l’ASN.

     Évaluation des compléments transmis par EDF concernant les aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 
     Pour mémoire, les sujets techniques retenus dans le cadre des études génériques du réexamen de sûreté VD3 900 étaient:
     les agressions internes et externes et plus particulièrement:
* les inondations internes et rupture de tuyauteries à haute énergie (RTHE) ; 
* les explosions d’origine interne aux sites ; 
* le risque d’incendie: EPS « incendie » (palier CPY) et vérification des marges des protections coupe-feu ; 
* la démarche de vérification sismique ; 
* les agressions d’origine climatique: frasil, vents forts, tornades, feux de forêts, dérive de nappes d’hydrocarbures; 
* l’autonomie de tranche et de site vis-à-vis des agressions externes de mode commun. 
     les études des accidents et de leurs conséquences radiologiques, notamment pour ce qui concerne:
* le risque de surpression du circuit primaire à basse température ; 
* la défaillance passive du circuit d’injection de sécurité RIS ; 
* la rupture d’un tube de générateur de vapeur (RTGV) – non-débordement en eau ; 
* les accidents graves ; 
* la réactualisation de l’EPS de niveau 1 ; 
* les EPS de niveau 2 ; 
* le confinement en situation post-accidentelle ; 
* le comportement des enceintes de confinement ; 
* la conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement ; 
* l’opérabilité des matériels appelés en situations hors dimensionnement et ultimes (H et U) ; 
* l’instrumentation «approche par état» (APE) – informations «surveillance post- accidentelle » (SPA). 
     la conception des ouvrages de génie civil et des systèmes:
* la vérification de la conception des ouvrages de génie civil ; 
* le fonctionnement du système de mesure de radioactivité KRT ; 
* la fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR ; 
* les capacités fonctionnelles du système d’injection de sécurité RIS ; 
* la fiabilisation de la fonction de recirculation. 
     Pour ce qui concerne les aspects génériques du réexamen VD3 900, l’analyse réalisée par l’IRSN dans le cadre de l’évaluation du RCR de Tricastin 1 (Avis IRSN/2010-34 du 20 juillet 2010) reste valable pour l’évaluation du RCR de Fessenheim 1. À cet égard, l’IRSN rappelle en annexe les éléments ayant fait l’objet de recommandations ou d’observations à l’occasion de l’évaluation du RCR de Tricastin 1. 
     Ces recommandations et observations de l’IRSN concernant les aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 portent sur les sujets suivants:
* les explosions d’origine interne aux sites, 
* l’autonomie des tranches vis-à-vis d’agressions externes de mode commun,
* les études probabilistes de sûreté de niveau 1, 
* les accidents graves, 
* le confinement en situation post-accidentelle, 
* le comportement des enceintes de confinement 
* la conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement, 
* la fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR, 
* le dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation, 
* les risques de réaction sulfatique interne (RSI) sur l’enceinte de confinement et les autres ouvrages de génie civil, 
* la fluence des cuves des réacteurs de 900 MWe.

     * l’incendie
     À l’instar des conclusions émises à l’issue de la réunion du GPR «Bilan VD3 900», l’IRSN estime que l’application de la démarche d’étude du risque d’incendie adoptée sur le palier CP0 est satisfaisante. Toutefois, les dispositions concrètes qui en découlent pour ce palier n’ont toujours pas été portées à la connaissance de l’IRSN. Ce point fait l’objet de l’observation O 12. 
     * les agressions d’origine climatique
     L’IRSN note des incohérences entre l’état des études concernant les agressions d’origine climatique et les dispositions mentionnées dans le RCR de Fessenheim 1. Ces points font l’objet des observations O 13.1 et O 13.2. 
     * les accidents graves
     Le traitement de ce thème sur Fessenheim 1 ne présente pas de spécificité par rapport à son traitement générique sur le palier CP0. L’IRSN note à cet égard la transmission en 2012 d’un planning de réalisation des travaux d’épaississement du radier des bâtiments réacteur. Ce point fait l’objet de l’observation O 14. 
     * la conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement
     L’IRSN note une incohérence entre le RCR de Fessenheim et la doctrine EDF «Suivi et contrôle en exploitation du confinement dynamique des locaux de l’ilôt nucléaire des centrales REP», en particulier sur la liste des locaux dits « à risque iode ». Ce point fait l’objet de l’observation O 15. 
     * la fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR
     L’analyse des spécificités du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR du palier CP0 appelle des remarques de la part de l’IRSN pour le site de Fessenheim. Ce point fait l’objet des observations O 16.1, O 16.2 et O 16.3. 
     * la fiabilisation de la fonction recirculation des systèmes de sauvegarde RIS et EAS
     L’IRSN note que certains écarts de conformité génériques ont été déclarés par EDF sur cette fonction. L’IRSN note que le RCR de Fessenheim 1 ne mentionne pas ces écarts de conformité en cours d’instruction. Ce point fait l’objet des observations O 17.1 et O 17.2. 

     Conclusion
     Au terme de son examen des études génériques réalisées par EDF et des modifications envisagées ou entreprises dans le cadre du réexamen de sûreté associé à la troisième visite décennale (VD3) des réacteurs du palier 900 MWe, l’IRSN rappelle que le référentiel des exigences de sûreté applicable à ce palier à l’issue des VD3 a été jugé satisfaisant dans son rapport (5) au regard des objectifs fixés pour ce réexamen. 
     Dans le cadre de l’analyse du rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n°1 de Fessenheim, premier réacteur du palier CP0 à avoir réalisé sa VD3, l’IRSN a examiné l’application de ce référentiel par l’exploitant, en tenant compte des spécificités de cette installation. L’IRSN note qu’aucune particularité propre au réacteur n°1 de Fessenheim n’est de nature à remettre en cause les conclusions des études génériques et les dispositions retenues qui en découlent. En particulier, l’évaluation par l’IRSN des conditions de redémarrage du réacteur n°1 de Fessenheim pour une durée d’exploitation supplémentaire de 10 années à l’issue de son arrêt pour VD3, notamment au vu des résultats des essais et de la prise en compte du vieillissement, n’appelle pas de remarque. 
     Toutefois, l’IRSN considère que la réalisation de certaines études ou la mise en œuvre de certaines dispositions, génériques aux réacteurs de 900 MWe, et le traitement de certains écarts spécifiques à Fessenheim restent à compléter selon les observations et recommandations figurant en annexe à cet avis. 
Notes
1. Saisine ASN CODEP-STR-2010-055010 du 6 octobre 2010: «Fessenheim 1: Conclusion du réexamen de sûreté du CNPE de FSH1».
2. Rapport IRSN DSR n°261: «Bilan du réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe dans le cadre de leur troisième visite décennale». 
3. Lettre ASN DEP-PRES-0077-2009 du 1er juillet 2009: «Position de l’ASN sur les aspects génériques de la poursuite de l’exploitation des réacteurs de 900 MWe à l’issue de la troisième visite décennale»
4. Avis IRSN/2010-34 du 20 juillet 2010.
5-. Rapport IRSN DSR n°261: «Bilan du réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe dans le cadre de leur troisième visite décennale».

     (les recommandations en italique sont uniquement des rappels des recommandations faites dans le cadre de l’évaluation du RCR de Tricastin 1 qui restent valables dans le cadre de l’évaluation du RCR de Fessenheim 1) 

     Explosions d’origine interne aux sites 
     R 1.1: EDF définit dans ses études du risque d’explosion interne le «jet impactant» comme une situation où le jet résultant de la rupture guillotine d’une tuyauterie véhiculant un gaz explosion atteint une paroi ou un plafond proches et génère une accumulation en partie haute. EDF considère qu’en cas de rupture guillotine, l’écoulement du jet se fait dans l’axe du tuyau ou de la singularité. L’IRSN estime que cette démarche qui conduit à exclure certains locaux, potentiellement concernés,  uniquement sur la base de l’orientation du jet, est trop restrictive. L’IRSN recommande qu’EDF considère la configuration la plus pénalisante concernant l’orientation du jet en cas de fuite «guillotine» dans son étude dite de « jet impactant ».
     R 1.2: EDF retient uniquement l’hypothèse d’une dilution homogène de l’hydrogène dans les locaux dans l’étape de vérification de la possibilité de formation d’un volume «à risque d’atmosphère explosible» (ATEX) en cas de perte de la ventilation. L’IRSN recommande qu’EDF considère toutes les configurations «approche physique» et «jet impactant» dans l’étude de vérification de la possibilité de formation d’un volume d’ATEX en cas de perte de la ventilation. 
     R 1.3: EDF exclut les locaux ayant fait l’objet d’une analyse de niveau 2 (étude des conséquences d’une explosion pour la sûreté) des locaux devant être examinés lors des études en configuration «jet impactant». 
     L’IRSN estime qu’EDF doit également étudier la configuration «jet impactant» pour l’ensemble des locaux ayant fait l’objet d’une analyse de niveau 2 et n’ayant pas été identifiés comme «local à enjeu majeur de sûreté». 
     R 1.4: La mise en place d’un matériel ATEX correspond à un risque identifié pour tous les locaux recensés comme tel et permet ainsi une planification et une traçabilité des opérations de maintenance. L’IRSN recommande que les locaux équipés de matériels ATEX soient classés «locaux ATEX» et repérés par la signalisation ATEX.

     Autonomie des tranches vis-à-vis des agressions externes de mode commun 
     R 2.1: L’IRSN n’a pas connaissance d’élément de démonstration de l’opérabilité des pompes du circuit de protection incendie (JPP sur le palier CPY, JPD sur le palier CP0) des sites en bord de rivière vis-à-vis du phénomène de frasil. L’IRSN considère que la démonstration de l’autonomie en eau de la piscine BK en situation de perte totale de la source froide (H1) de site induite par un phénomène de frasil reste à apporter par EDF sur les sites en bord de rivière. 
     Dans le cas où la disponibilité du circuit JPP ou JPD aspirant dans les rus d'eau de la station de pompage ne pourrait pas être totalement démontrée en situation H1 liée au frasil, l’IRSN considère qu’EDF devra montrer qu’il existe, pour les sites en bord de rivière, d’autres moyens d’appoint aux piscines BK n’aspirant pas dans les rus d’eau de la station de pompage. Dans ce cas, EDF devra justifier que ces moyens font l’objet d’exigences permettant de garantir leur disponibilité, leurs performances et leur tenue aux grands froids et qu’ils sont mentionnés dans les documents de conduite ad hoc. 
     L’IRSN estime acceptable que les éléments de démonstration demandés ci-dessus ne soient pas apportés à l’échéance de la première VD3 du site de Fessenheim mais considère qu’ils devront être disponibles à l’occasion de l’instruction du prochain RCR concernant un site en bord de rivière.

     Confinement en situation post-accidentelle 
     R 3: Dans les situations accidentelles avec passage en recirculation des systèmes de sauvegarde sur les puisards, l’IRSN a mis en évidence, dans le cadre du «Bilan de réexamen VD3 900», un risque de rejets radioactifs directs dans l’environnement via l’évent de la bâche du circuit de traitement et de réfrigération de l’eau des piscines (PTR). Dans ce cadre, la modification consistant à réaliser un confinement «actif» de l’atmosphère de la bâche PTR par le circuit de ventilation «DVK iode» avait été présentée par EDF comme la seule solution, parmi les sept étudiées, dont il était possible de tirer un bénéfice dans le calcul des conséquences radiologiques. EDF retient à présent: 
     - de ne réaliser aucune modification sur le palier CP0, 
     - de mettre en œuvre une modification différente sur le palier CPY, consistant à boucher le trop-plein de la bâche PTR. 
     L’IRSN recommande qu’EDF transmette:
     - les études lui permettant d’exclure à présent la modification initialement retenue pour les paliers CP0 et CPY, 
     - l’analyse détaillée de la modification «bouchage du trop-plein de la bâche PTR» ainsi qu’une quantification du gain procuré sur les rejets directs dans les situations accidentelles concernées. 
L’IRSN considère de plus que l’argumentaire d’EDF justifiant l’absence de modification sur le palier CP0 n’est pas satisfaisant, et recommande qu’EDF étudie une modification conformément à la demande de l’ASN. 

     Fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR
     R 4: L’IRSN recommande qu’EDF identifie l’ensemble des emplacements potentiels de brèches situées sur un tronçon de tuyauterie susceptible de véhiculer de l’eau de la piscine de désactivation, non compensables par les moyens d’appoints existants et propose un programme d’inspection en service sur les portions de tuyauterie concernées, incluant le tube de transfert situé entre les piscines BR et BK. 
     Dossier d’aptitude à la poursuite de l’exploitation de la tranche (DAPE) 
     R 5: L’ASN a demandé à EDF, pour les matériels ayant une durée de vie estimée supérieure à 20 ans, de vérifier le maintien de leur qualification en réalisant des prélèvements aux fins d’essais de qualification aux conditions accidentelles. EDF a répondu en proposant un programme de prélèvements aux fins d’essais (ou d’expertises) de 5 familles de matériels électriques, dont le calendrier débute en 2009 pour les servomoteurs (prélèvement pour expertises), puis se poursuit à partir de 2013 jusqu’en 2016 et au-delà pour les autres matériels (prélèvements pour essais). 
     L’IRSN recommande que le programme de prélèvements aux fins d’essais ne se limite pas aux matériels électriques, comme proposé par EDF, mais soit étendu également aux matériels mécaniques. 

Bilan de l’examen de conformité de tranche (ECOT) 
     R 6: Lors des contrôles sur le génie civil, EDF a détecté plusieurs défauts susceptibles d’affecter la tenue structurelle de certains ouvrages. À cet égard, il prévoit d’engager un suivi de ces défauts à des échéances lointaines, allant jusqu’à 10 ans. 
     L’IRSN recommande que l’exploitant procède au plus tôt à une caractérisation de ces écarts afin de déterminer les actions (réparation, suivi) appropriées et les échéances associées, sans attendre les délais annoncés.

     (les observations en italique sont uniquement des rappels des observations faites dans le cadre de l’évaluation du RCR de Tricastin 1 qui restent valables dans le cadre de l’évaluation du RCR de Fessenheim 1)

     Explosions d’origine interne aux sites 
     O 1.1: EDF exclut des locaux à risque d’explosion ceux dont l’absence de formation d’un volume important d’ATEX peut être justifiée par la présence de sorbonnes autour des singularités. EDF n’a toutefois pas précisé les critères de performance associés à ces équipements, ni l’analyse des risques liés à leur défaillance. En l’absence de ces éléments, l’IRSN n’est pas en mesure de se prononcer sur la suffisance de ces dispositions vis-à-vis du risque de relâchement d’hydrogène dans les locaux contenant des singularités équipées de sorbonnes. 
     O 1.2: L’IRSN note l’engagement d’EDF de transmettre pour avril 2011 les résultats des calculs de dilution d’hydrogène en configuration de fuite «jet impactant» sur le palier CP0. 
     O 1.3: L’IRSN estime que le «référentiel des exigences de sûreté» de protection contre le risque d’explosion interne aux CNPE devrait être mis à jour, pour y inclure les configurations «approche physique» et «jet impactant». 
     O 1.4: L’IRSN note que les conséquences radiologiques en cas de rupture du réservoir de stockage des effluents gazeux sont instruites dans le cadre des suites des réunions du GPR «conséquences radiologiques». 
     O 1.5: L’IRSN rappelle que les problématiques «corrosion» et «vibrations» sont traitées dans des cadres spécifiques et qu’elles ne font ainsi pas l’objet d’une instruction dans le présent avis.

     Autonomie des tranches vis-à-vis des agressions externes de mode commun 
     O 2.1: L’IRSN note qu’EDF s’est engagée à fournir les conclusions de ses études relatives au risque qu'une situation de manque de tension externe (MDTE) de longue durée dégénère en situation de perte totale des alimentations électriques (H3) sur une tranche d'un site de 900 MWe pour fin 2010. EDF a reporté fin 2010 cette transmission, sans préciser d’échéance. 
     O 2.2: L’IRSN estime que les réponses apportées par EDF aux demandes n°6 et 7 de l’ASN, concernant notamment les quantités d'eau dans les bâches du circuit de distribution d'eau déminéralisée (SER) nécessaires pour gérer une situation de perte totale de la source froide (H1) de site induite par une agression externe non prédictible, sont satisfaisantes dans leur principe mais note que l’analyse des modifications des RGE et de la suffisance des volumes prescrits reste à mener. 

     Accidents graves / EPS de niveau 2 
     O 3.1: En réponse à la demande n°11 de l'ASN, de préciser les moyens visant à s'assurer de la disponibilité de l'instrumentation servant à la détection du percement de la cuve (thermocouple), ainsi que les mesures à prendre en cas d'indisponibilité de celle-ci, EDF indique que la disponibilité de l’information de détection du percement de la cuve est assurée via une surveillance en exploitation sur le KIT et qu’une «procédure de remplacement» serait mise en œuvre en cas d’indisponibilité de l’instrumentation. L’IRSN considère donc que cette réponse n’est pas satisfaisante et estime nécessaire  qu’EDF apporte des éléments complémentaires détaillés. 
     O 3.2: En réponse à la demande n°12 de l'ASN, d'équiper plusieurs recombineurs auto-catalytiques passifs d'hydrogène avec une instrumentation permettant d'évaluer en temps réel l'évolution du risque hydrogène sur la base d'une justification du choix de leurs emplacements, EDF indique qu’un second recombineur sera équipé d’un thermocouple, sans justifier le choix de son emplacement. L’IRSN considère donc que cette réponse seule n’est pas satisfaisante et estime nécessaire qu’EDF apporte des éléments complémentaires détaillés. 
     O 3.3: En réponse à la demande n°13 de l'ASN, de développer une aide à l'utilisation des mesures de l'instrumentation de détection du percement de la cuve et d'évolution du risque hydrogène de manière à guider au mieux les équipes de crise, EDF indique que «ces mesures de détection de percement de la cuve et d'évolution de la température des recombineurs sont des indications qui seront introduites dans le GIAG V5». L’IRSN estime qu’EDF doit compléter sa réponse.

     Réactualisation de l’EPS de niveau 1 
     O 4.1: A la demande de l’ASN, EDF a proposé une modification de conception visant à réduire le risque de fusion du cœur avec bipasse de l'enceinte de confinement en cas de rupture du circuit de refroidissement de la barrière thermique d'un des groupes motopompe primaire (GMPP). Cette modification consiste à réaliser un exutoire à l'intérieur du bâtiment réacteur au moyen d'une soupape sur le circuit de refroidissement intermédiaire (RRI) en aval de la barrière thermique. EDF propose une première réalisation de cette modification à partir de 2014 et indique que ces échéances seront précisées dans les RCR des tranches. L’IRSN considère que la réponse d’EDF est satisfaisante dans son principe, bien que l’échéance annoncée soit tardive.
     Par contre, l’IRSN souligne qu’il ne se prononce pas à ce stade sur la modification elle-même, qui nécessite une instruction particulière, notamment en termes de suffisance vis-à-vis de sa capacité à écrêter la pression et à garantir l’intégrité du RRI à l’extérieur de l’enceinte. 
     O 4.2: L’IRSN souligne que l’instruction relative au risque d’insertion massive de réactivité dans le cas de scénarios de dilution hétérogène par fuite interne de l’échangeur du circuit d’étanchéité des GMPP des paliers CPY et CP0 n’est pas aboutie à ce jour. En conséquence, l’IRSN ne peut préjuger des conclusions de cette instruction et se positionnera sur le sujet dans le cadre du VD3 1300. 

     Confinement en situation post-accidentelle 
     O 5.1: Dans l’état actuel des réponses d’EDF, l’IRSN considère que le circuit de surveillance atmosphérique, de gonflage et de décompression de l’enceinte (ETY) doit rester dans la liste des circuits de l’extension de la troisième barrière (E3B) pour le domaine de dimensionnement et pour le domaine complémentaire. L’IRSN signale qu’il est en attente de compléments de la part d’EDF sur ce sujet. 
     O 5.2: L’IRSN souligne qu’EDF revient sur son engagement en ne mentionnant pas dans la liste des circuits E3B en accident grave (AG) les liaisons entre les circuits d’injection de sécurité (RIS) et d’aspersion de l’enceinte (EAS) en recirculation et le circuit de traitement et de refroidissement de l’eau des piscines (PTR), prétextant que celles-ci sont isolées «dès l’entrée en AG». Cette réponse d’EDF n’est pas satisfaisante car celle-ci dépend de l’instant précis où ces liaisons sont isolées. L’IRSN estime donc que ces liaisons devraient être maintenues dans la liste des circuits E3B en situation d’accident grave. 
     O 5.3: EDF indique que le circuit de contrôle volumétrique et chimique (RCV) de retour des joints des GMPP ne sera finalement pas ajouté à la liste des circuits E3B en AG, même si les scénarios correspondants sont encore «en cours d’analyse», car «ils permettront de dégager un critère pour isoler la ligne». L’IRSN estime toutefois, dans l’attente des conclusions de l’analyse d’EDF, que ce circuit devrait figurer dans la liste des circuits E3B en situation d’accident grave. 
    O 5.4: L’IRSN rappelle que l’état des lieux de la tenue à l’irradiation des matériels de l’extension de la troisième barrière restait à finaliser à l’issue du GPR «Bilan VD3 900» en vue de statuer sur la nécessité d’éventuelles modifications supplémentaires. L’IRSN souligne à ce titre que cette instruction se poursuit dans le cadre des suites du GPR «Qualification» de 2006.

     * Les relevés réalisés par EDF mettent en évidence que, sur tous les réacteurs du palier 900 MWe, une ou plusieurs des tuyauteries (voire toutes) sont affectées d’une pente insuffisante ou d’une contre-pente par rapport au critère de montage. Dans l’attente de la transmission par EDF des dispositions envisagées pour traiter ces écarts, l’IRSN estime qu’EDF devra justifier la suffisance et la représentativité des relevés effectués pour s’assurer de l’absence d’eau stagnante en tout point de ces traversées.

     * concernant le risque de corrosion, dû à l’introduction d’eau borée, l’IRSN estime qu’EDF devra proposer, en complément des contrôles d’épaisseur de la double enveloppe, des dispositions permettant de contrôler l’état des surfaces (surface externe tuyauterie, surface interne de la double enveloppe...) et des soudures soumises aux effets de la présence d’un milieu diphasique (eau, air). 
     O 5.7: L’IRSN estime qu’EDF devrait confirmer que la portion de circuit située entre le capteur de mesure de pression dans l’enceinte à gamme élargie (ETY 105 MP) et l’intérieur de l’enceinte fait bien partie de la troisième barrière. 

     Comportement des enceintes de confinement 
     O 6.1: Dans le cadre des suites du GPR «Confinement» de 2005, EDF a engagé la mise en place de nouveaux joints sur les sas et tampons matériels des BR du palier 900 MWe ainsi qu’une étude du comportement en accident grave de ces joints. Les conclusions de cette étude devraient être disponibles fin 2010. Ce point ne soulève a priori pas de remarque de la part de l’IRSN, dans l’attente des conclusions de l’étude d’EDF sur le comportement en accident grave de ces nouveaux joints.
     O 6.2: Dans le cadre des suites du GPR «Confinement» de 2005, EDF s’est engagé à justifier, dans des délais compatibles avec les VD3 900, l'étanchéité des traversées mécaniques fermées par des fonds pleins aux conditions accidentelles de dimensionnement et à analyser leur comportement en accidents graves. L’IRSN souligne qu’EDF n’a actuellement pas répondu totalement à son engagement et estime nécessaire qu’il transmette les exigences de qualification en accident grave de ces joints. 

     Conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement 
     O 7.1: La mise à jour de la doctrine EDF de contrôle des pièges à iode équipant les systèmes de ventilation des centrales REP demande à ce que le coefficient d’épuration considéré lors des tests d’efficacité soit le coefficient d’épuration ramené à une humidité relative de 90%, compte tenu de l’absence de réchauffeurs en amont des pièges à iode sur le palier CP0. L’IRSN estime qu’EDF devrait justifier, en regard des scénarios à prendre en compte pour la représentativité de l’essai d’efficacité des pièges à iode du palier CP0, le choix de la valeur de 90% d’humidité relative à laquelle il propose de ramener le coefficient d’épuration mesuré lors de l’essai. 
     O 7.2: L’IRSN considère que l’installation de micromanomètres visant à surveiller la dépression dans les locaux des réservoirs de traitement des effluents gazeux TEG « supplémentaires » sur les tranches du palier CPY (destinée à éviter la contamination des locaux adjacents par l’iode gazeux), devrait être anticipée au regard de sa programmation lors des arrêts pour VD3.

     Risque de réaction sulfatique interne (RSI) sur l’enceinte de confinement et les autres ouvrages de génie civil 
     O 9: L’IRSN souligne que l’analyse détaillée d’EDF sur d’éventuels symptômes d’apparition d’une RSI sera examinée au travers de la mise à jour des DAPE génériques. L’IRSN suggère que, pour les sites à risque, ce point soit abordé lors des visites de surveillance (VDS). 

     Fluence des cuves des réacteurs de 900 MWe 
     O 10: L'ASN a demandé à EDF d'élaborer un programme de fourniture de données relatives à la fluence des cuves des réacteurs de 900 MWe, permettant de garantir le caractère enveloppe de la fluence prise en compte à la conception jusqu'à l'échéance des VD4. Selon EDF, compte tenu du conservatisme de la démarche de projection adoptée, il n'est pas nécessaire de prévoir un suivi particulier d'ici 2014 sans changement de plans de chargement. À cet égard, EDF indique qu’il fournira un bilan actualisé des fluences des réacteurs de 900 MWe en 2014, qui sera ensuite mis à jour tous les 3 ans. L’IRSN rappelle avoir émis ses recommandations sur ce sujet dans le cadre des réunions du Groupe Permanent «Equipements Sous Pression Nucléaires» (GP ESPN) tenues en juin 2010, et dont les suites sont en cours d’instruction. 

     Explosions d’origine interne aux sites 
     O 11: L’IRSN note que quatre locaux de Fessenheim 1 ne font plus partie des locaux identifiés par EDF comme présentant un «risque majeur de sûreté» du fait des modifications matérielles intégrées à l’échéance des VD3. L’IRSN estime qu’EDF devra considérer ces locaux «à risque majeur de sûreté» et conserver les dispositions de protection en place (signalétique, matériels ATEX, consignes de sécurité) dans l’attente de la mise en œuvre définitive des modifications. 

     Incendie
     O 12: L’IRSN note que les études spécifiques à chaque tranche du palier CP0, et les éventuelles dispositions proposées par EDF, visant à garantir une marge minimale de 10 minutes entre la résistance au feu des protections coupe-feu dans les locaux non protégés par des dispositifs d’aspersion et la durée significative de feu de ces locaux, n’ont toujours pas été transmises alors qu’elles auraient dû l’être en préalable à l’instruction du RCR de la tranche 1 de Fessenheim. En conséquence, la suffisance de ces dispositions de protection coupe-feu reste à instruire. 

     Agressions d’origine climatique 
     O 13.1: Pour les sites fluviaux, des compléments de démonstration étaient attendus de la part d’EDF concernant l’évaluation de la probabilité de fusion du cœur après l’arrivée d’une nappe d’hydrocarbure en station de pompage. Suite à cette évaluation, EDF a décidé la mise en place d’un barrage flottant à Fessenheim (fin 2009). Or, le RCR de Fessenheim 1 ne mentionne pas le thème «dérives de nappes d’hydrocarbures» alors que le site de Fessenheim a fait l’objet d’études particulières d’EDF dans le cadre de ce thème. 
     O 13.2: L’IRSN rappelle que les risques d’agression liés à la neige n’ont pas été analysés par l’IRSN dans le cadre du GPR «Bilan VD3 900». EDF indique dans le RCR de Fessenheim 1 que le site de Fessenheim a nécessité la réalisation de travaux de renforcement des pannes des toitures et des attaches des pannes de certains locaux afin de prendre en compte le nouveau requis relatif à la considération des phénomènes d’accumulation de neige. L’IRSN note les conclusions et les modifications d’EDF et souligne que celles-ci n’ont actuellement pas fait l’objet d’une instruction.

     Conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement 
     O 15: L’IRSN souligne que certaines études nécessitent encore des justifications complémentaires de la part d’EDF. Il s’agit notamment de la réactualisation de la liste des locaux dits «à risque iode» dans tous les bâtiments du site de Fessenheim. De plus, l’IRSN estime qu’EDF devra présenter les essais périodiques qu’il envisage afin de s’assurer du confinement de ces locaux à risque iode en fonctionnement normal et accidentel. 

     Fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR 
     O 16.1: L’IRSN souligne que la suffisance de l’ensemble des dispositions prises sur le réacteur n°1 de Fessenheim concernant les risques induits par la perte de refroidissement de la piscine de désactivation n’est pas acquise. En effet, le comportement hydraulique du circuit PTR lors d’un éventuel redémarrage des pompes à 100°C nécessite un complément d’instruction technique. 
     O 16.2: L’IRSN considère, au titre de la défense en profondeur, que les dispositions préventives d’exploitation destinées à s’affranchir des défauts de lignages susceptibles de conduire à des scénarios de vidange inter-tranches mériteraient d’être analysées et de faire l’objet d’un traitement spécifique. 
     O 16.3: L’IRSN note que les échéances de réalisation des modifications matérielles associées à la VD3 de Fessenheim 1 s’échelonnent jusqu’en 2014. L’IRSN note que ces échéances sont incompatibles avec les attendus du projet de prescriptions complémentaires se rapportant aux entreposages des déchets et des combustibles usés que l’ASN a émis concernant la poursuite d’exploitation du réacteur n°1 du Tricastin, dans l’hypothèse d’une transposition en l’état au réacteur de Fessenheim 1 de ce projet. 

     Fiabilisation de la fonction de recirculation RIS-EAS 
     O 17.1: EDF a déclaré fin 2009 un nouvel écart de conformité concernant la fonction filtration des puisards de recirculation RIS-EAS. Cet écart de conformité concerne un type de calorifuge de GV, présent sur 11 tranches du palier 900 MWe dont Fessenheim 1. Cet écart en cours d’instruction est susceptible d'affecter les matériels des circuits de recirculation en aval de ces filtres et en particulier les pompes de sauvegarde. L’IRSN note que le RCR de Fessenheim 1 ne mentionne pas ce nouvel écart de conformité sur le calorifuge des GV alors que cette tranche est directement concernée. 
     O 17.2: EDF a déclaré fin 2009 un écart de conformité potentiel relatif à la réduction de débit RIS-HP en présence d'eau chargée suite à la mise en place des nouvelles vannes installées sur le circuit RIS notamment à Fessenheim. Contrairement à ce qu’avait annoncé EDF lors de la déclaration de cet écart potentiel, EDF n’a pas transmis le complément de caractérisation et d'essais concernant ces vannes. L’IRSN note que le RCR de Fessenheim 1 ne mentionne pas la poursuite des essais visant à dédouaner tout risque de colmatage des nouvelles vannes.

     Par lettre du 6 octobre 2010, l’Autorité de Sûreté Nucléaire a demandé l'avis de l'IRSN  sur les conclusions du  réexamen de sûreté VD3 de la tranche 1 de Fessenheim, pour ce qui concerne l’impact sur la sûreté de la réactualisation des études d’accidents liés l’environnement du site. 

     En conclusion, l’IRSN considère que les évaluations des risques liés aux chutes d’avions, à l’environnement industriel et aux voies de communication sur le site de Fessenheim respectent les objectifs fixés par les RFS associées à ces risques, hormis pour ce qui concerne la prise en compte du risque lié à l’explosion de péniches mal dégazées. Ce point fait l‘objet d’une recommandation en annexe. 

     - si cette distance est supérieure à la distance source-cible, réévaluer la probabilité globale de perte d’une fonction de sûreté liée aux agressions de type explosion conformément à la RFS I.2.d.