L’autorité de sûreté nucléaire classe Fessenheim dans la moyenne française 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).
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Multiplication des anomalies? Les associations écologistes dénoncent au contraire la multiplication de ces «anomalies», signe selon elles de la vétusté de la centrale. Stop Fessenheim estime que l’installation connaît «quatre fois plus d’événements chaque année que les autres centrales françaises». L’association a lancé un «Appel solennel au président de la République» pour exiger l’arrêt de la centrale, qui a, à ce jour, été signé par 393 élus. L’appréciation de l’ASN sur le fonctionnement de la centrale en 2010 ne préjuge pas de l’avis qu’elle rendra d’ici la fin du mois de juin sur la prolongation pour dix ans de l’exploitation du réacteur n°1, a souligné Mme Chaux-Debry. Une délégation de la mission parlementaire chargée de conduire une étude sur la sécurité nucléaire et l’avenir de la filière nucléaire est attendue vendredi à Fessenheim. 2- Décision de l’Autorité de sûreté nucléaire n° 2011- DC-0231 du 4 juillet 2011 fixant à Électricité de France – (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 Le collège de l’Autorité de sûreté
nucléaire,
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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; 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; Vu la décision n°2011-DC-0213 de l'Autorité de sûreté nucléaire du 5 mai 2011 prescrivant à Électricité de France (EDF) 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 le rapport de conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim accompagné du bilan de l’examen de conformité ainsi que du dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation adressé par Électricité de France (EDF-SA) à l’Autorité de sûreté nucléaire et aux ministres chargés de la sûreté nucléaire le 10 septembre 2010; Vu les avis d’Électricité de France en date des 20, 22 et 23 juin 2011 relatifs au projet de prescriptions de l’ASN, Décide : Article 1er La présente décision fixe les prescriptions auxquelles doit satisfaire Électricité de France (EDF-SA), dénommé ci-après l’exploitant, dont le siège social est situé 22-30, avenue de Wagram à Paris (75008), pour l'exploitation du réacteur n°1 de l’INB n°75 du site électronucléaire du Fessenheim (Haut-Rhin). Ces prescriptions font l’objet des annexes 1 et 2 de la présente décision. Article 2 Au vu des conclusions de l'analyse de l'évaluation complémentaire de sûreté prescrite par la décision de l’Autorité de sûreté nucléaire du 5 mai 2011 susvisée, une décision ultérieure de l'Autorité de sûreté nucléaire complétera en tant que de besoin les prescriptions applicables au réacteur n°1 de l'INB n° 75. Article 3 Cette décision prend effet à compter de sa notification à l’exploitant. Article 4 Le directeur général de l’Autorité de sûreté nucléaire est chargé de l’exécution de la présente décision, qui sera publiée au Bulletin officiel de l’Autorité de sûreté nucléaire. Fait à Paris, le 4 juillet 2011.
Le collège de l’Autorité de sûreté nucléaire
Titre I : Politique et management de la sûreté Chapitre 1: Opérations soumises à déclaration
ou accord de l’ASN
Titre II: Maîtrise des risques d’accident Chapitre 1: Généralités
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[FSH1-3] Le combustible est mis en œuvre selon la gestion de combustible dite "Cyclades". La recharge standard est définie par une gestion tiers de cœur. Le combustible est enrichi à 4,2% en U235. Chaque recharge comprend 52 assemblages répartis en 24 assemblages composés de 264 crayons de même enrichissement et 28 assemblages dont 12 crayons au gadolinium (crayon de type Gd2O3-UO2 enrichis à 8% en gadolinium sur support enrichi à 2,5% en U235). [FSH1-4] Une variation de la composition standard de la partie neuve de la recharge, portant sur le nombre d'assemblages constituant cette recharge, n’est possible que pour permettre la gestion des aléas et l'utilisation des assemblages dits en "réserve de gestion", sous réserve de ne pas conduire à un enchaînement continu de recharges comprenant une partie neuve non conforme. [FSH1-5] Les assemblages combustible présentant les caractéristiques des assemblages de référence sont irradiés dans les limites suivantes: a)le taux d'irradiation moyen de chaque assemblage combustible UO2 en gestion de combustible "CYCLADES" est inférieur à 52 GWj/tonne; b) l'anticipation de la fin du cycle naturel est limitée à 25 jours équivalents pleine puissance (JEPP), sauf aléa ou situation conduisant à un arrêt anticipé en application des règles générales d'exploitation. Le redémarrage pour un nouveau cycle après un cycle écourté de plus de 25 JEPP fera l’objet d’une déclaration de modification dans les formes prévues à l’article 26 du décret du 2 novembre 2007; c) la prolongation de cycle est limitée à 60 jours équivalents pleine puissance. [FSH1-6] L'irradiation des assemblages présents dans l'installation à la date de parution de la présente décision et qui sont de conception antérieure aux assemblages combustibles de référence ne peut avoir lieu plus de 15 ans après la parution de la présente décision. Chapitre 3 : Maîtrise des autres risques
copie provisoire... Le mouvement vertical associé au spectre de dimensionnement correspond aux deux tiers du mouvement horizontal. p.14
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[FSH1-12] Un séisme d’inspection est défini par l'exploitant avant le 1er janvier 2012. Il représente le niveau de séisme en deçà duquel aucune vérification ou inspection des composants, dont la tenue au séisme est requise au titre de leur rôle pour la sûreté, n’est nécessaire pour le maintien ou la reprise de l’exploitation du réacteur. Ce séisme d’inspection correspond à une accélération horizontale maximale en champ libre de 0,05 g. [FSH1-13] Après l’occurrence d’un séisme correspondant à une accélération horizontale maximale en champ libre supérieure à 0,05 g, la reprise de l’exploitation ne pourra être effectuée qu’après justification auprès de l’autorité de sûreté nucléaire de l’innocuité du séisme sur l’état de l’installation et son comportement ultérieur. [FSH1-14] Vis-à-vis des situations de grands froids, les cas de charge de températures basses de l’air à retenir sont: - inférieures ou égales à -15°C comme température minimale de longue durée; - inférieures ou égales à -26° C comme température minimum de courte durée; - inférieures ou égales à -32°C comme température minimum instantanée pour les matériels de faible inertie thermique. [FSH1-15] Avant le 31 décembre 2011, EDF supprimera les joints interbâtiments dont la suppression a été reconnue nécessaire lors de la vérification sismique du réacteur n°1. [FSH1-16] La mise en place de matériels antidéflagrants dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires du réacteur n°1 sera achevée le 31 décembre 2012. [FSH1-17] La protection de la salle des machines vis-à-vis du risque d'explosion interne sera achevée le 31 décembre 2011. [FSH1-18] Avant le 31 décembre 2011, EDF réalisera les modifications identifiées dans le rapport de conclusions du troisième réexamen de sûreté susvisé destinées à améliorer la performance des protections coupe-feu des locaux non protégés par un système d'aspersion fixe. [FSH1-19] Les modifications suivantes visant à renforcer la prévention du risque de vidange accidentelle de la piscine du bâtiment combustible seront achevées pour le 31 décembre 2012: - remplacement du casse-siphon, - installation d’un joint statique au batardeau, - déplacement de la commande de la fermeture des vannes du tube de transfert et automatisation de l’isolement de la ligne d’aspiration. [FSH1-20] L’exploitant installera 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. [FSH1-21] EDF soumettra pour accord à l’ASN avant le 31 décembre 2011 des propositions de solutions permettant de disposer d’une source froide diversifiée de secours. [FSH1-22] Un système de filtration sera installé avant le 31 décembre 2012 afin d'éviter une dispersion directe du ciel de cuve du réservoir 1 PTR 001 BA dans l'environnement en cas d'accident. [FSH1-23] Les analyses complémentaires identifiées dans le bilan de l'examen de conformité sur le thème "génie civil" seront terminées avant le 31 décembre 2012. [FSH1-24] Les systèmes de détection de présence de corium dans le puits de cuve et d'hydrogène dans le bâtiment réacteur doivent être redondants avant le 31 décembre 2012. [FSH1-25] Avant le 30 juin 2013, le radier du bâtiment réacteur sera renforcé afin d’augmenter très fortement sa résistance au corium en cas d’accident grave avec percement de la cuve. EDF soumettra pour accord à l’ASN avant le 31 décembre 2011 le dossier analysant les solutions envisageables et justifiant les modifications de l’installation proposées pour atteindre cet objectif. [FSH1-26] Afin d'éviter une rupture de confinement en cas de rupture de la barrière thermique d'une motopompe primaire, une soupape sera installée sur le circuit de refroidissement intermédiaire avant le 31 décembre 2013. (suite)
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Titre III : Gestion et élimination des déchets et des combustibles usés d'une installation nucléaire de base Chapitre 1: Prescriptions relatives aux entreposages des déchets et des combustibles usés [FSH1-27] Les systèmes de refroidissement des piscines d’entreposage des combustibles disposent d'une capacité d'échange dimensionnée pour permettre d'évacuer en permanence la puissance résiduelle des combustibles entreposés. Ils peuvent également démarrer et fonctionner en situation d'ébullition de l'eau de la piscine du râtelier. [FSH1-28] Toute fuite ou brèche survenant sur un circuit susceptible de véhiculer de l'eau de la piscine de désactivation: - doit être pratiquement exclue grâce à un ensemble de dispositions de conception, de fabrication et de suivi en service; - ou ne conduit pas à un découvrement direct des assemblages combustible entreposés dans la piscine. Aucune action d’isolement n’est nécessaire pour garantir cette absence de découvrement. [FSH1-29] A compter du 31 décembre 2014, dans les situations de vidange partielle accidentelle rendant inopérante l'aspiration de l'eau de la piscine de désactivation par les systèmes de refroidissement, un système de secours d'appoint en eau permet: - d'éviter le découvrement différé par ébullition des assemblages combustible entreposés dans la piscine; - de restituer un niveau d'eau suffisant pour remettre en service le système de refroidissement. Annexe 2 à la décision n° 2011-DC-0231 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juillet 2011 fixant à Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions relatives au site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin) pour l'exploitation du réacteur n°1 de l'INB n°75 Titre I: Maîtrise des risques d’accident
Chapitre 2: Dispositions relatives à la mise en œuvre
de substances radioactives ou susceptibles d'engendrer une réaction
nucléaire.
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Chapitre 3: Maîtrise des autres risques [EDF-FSH-6] Le site est protégé vis-à-vis du risque d'inondation d'origine externe correspondant: - à un niveau d'eau atteint au droit du site par une crue obtenue en majorant de 15% le débit de la crue millénale du Rhin; - à une rupture ou effacement de barrage sur une crue centennale, ou historique si elle est de niveau supérieur. [EDF-FSH-7] Avant le 30 juin 2012, EDF apportera la démonstration que la prise en compte des risques liés à l'environnement industriel et aux voies de communication est conforme à la RFS 1.2.d. [EDF-FSH-8] L’analyse de sûreté relative aux risques d’explosion et de rejet toxique internes à l’installation sera achevée avant le 31 décembre 2012 pour l'ensemble des installations du site. Cette étude identifiera les risques et justifiera le bien-fondé des mesures de prévention, détection et de protection existantes ou proposera des mesures complémentaires adéquates. Chapitre 4: Maîtrise des pollutions chimiques accidentelles [EDF-FSH-9] L’exploitant installera avant le 31 décembre 2012 un dispositif, barrière hydraulique ou équivalent, visant à prévenir la dissémination hors des limites du site d’une pollution chimique accidentelle de la nappe phréatique. Titre II: Maîtrise des nuisances et de l’impact de l’installation
pour le public et l’environnement
Titre III: Gestion et élimination des déchets et des
combustibles usés d'une installation nucléaire de base
3- Avis n° 2011-AV-0120 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juillet 2011 sur la poursuite d’exploitation du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim après 30 années de fonctionnement L’Autorité de sûreté nucléaire,
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Vu les éléments annexés au présent avis et développés dans l’analyse de l’ASN du 4 juillet 2011 communiquée aux ministres chargés de la sûreté nucléaire à l’issue d’une procédure entamée en 2003, 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. Fait à Paris, le 4 juillet 2011.
Le collège de l’Autorité de sûreté nucléaire,
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.
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1. Examen de conformité Dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim, EDF a tout d’abord procédé à un examen de conformité destiné à examiner en profondeur l’état de l’installation afin de vérifier que l’ensemble des règles qui lui sont applicables, comprenant notamment le décret d’autorisation de création, l’ensemble des prescriptions de l’ASN ainsi que le référentiel de sûreté en vigueur, sont respectées. L’examen de conformité a pris la forme de contrôles documentaires ou in situ et porté sur dix thèmes sur lesquels l’ASN a donné son accord en septembre 2005: le retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais en 1999, le risque d'incendie, le génie civil, la tenue du tube transfert du combustible entre les bâtiments réacteur et combustible, les ancrages, le supportage des chemins de câbles, la ventilation, le séisme, l'opérabilité des matériels mobiles appelés dans les procédures de conduite incidentelle et accidentelle et le risque de criticité. L’ASN considère comme satisfaisantes les dispositions prises par EDF à la suite de l’examen de conformité. Des études complémentaires sont néanmoins nécessaires concernant le génie civil sans toutefois remettre en cause l’aptitude à la poursuite d’exploitation du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim. 2. Réévaluation de sûreté
3. Maîtrise du vieillissement
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De surcroît, le bilan des actions de maintenance réalisées pendant la troisième visite décennale du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Fessenheim confirme que l'usure et le vieillissement des composants du réacteur sont conformes aux prévisions et ne présentent pas de singularité particulière. Enfin, afin de prévenir et surveiller les effets du vieillissement en complément de la démonstration de maîtrise du vieillissement des réacteurs de 900 MWe apportée par ses services d’ingénierie, EDF a proposé des actions spécifiques de maintenance pour les dix prochaines années concernant la visserie du tambour filtrant, certains relais électriques et certains capteurs de position des barres de commande. 4. Renouvellement des compétences
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.
4- Avis de l’IRSN sur l’instruction des suites du GPR bilan du réexamen
de sûreté VD3-900 – Examen du rapport de conclusions du réexamen
de sûreté du réacteur n°1 du CNPE de Fessenheim
à l’issue de sa troisième visite décennale
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
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Évaluation des aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 L’évaluation par l’IRSN, entre 2002 et 2008, des études génériques menées par EDF dans le cadre du réexamen de sûreté VD3 900 a été présentée lors de plusieurs réunions du Groupe permanent d’experts pour les Réacteurs (GPR) consacrées aux thèmes suivants: * orientation des études VD3 900 (juin 2003) * accidents graves (décembre 2004 et mars 2005) * études probabilistes de sûreté (EPS) de niveaux 1 et 2 (février 2005), * confinement (mars 2005), * risques liés à l’incendie et à l’explosion à l’intérieur des sites (mars 2005), * solde des études VD3 900 (mars 2005), portant sur: - les agressions d’origine interne et externe, - les études d’accidents et leurs conséquences radiologiques, - la conception des systèmes et des ouvrages de génie civil. * gestion du vieillissement (décembre 2003 et mai 2006). En outre, certains sujets hors du périmètre du réexamen de sûreté VD3 900 ont fait l’objet de réunions spécifiques des groupes d’experts (Réacteurs, SPN), tels que ceux liés au risque de colmatage des puisards de recirculation ou aux équipements sous pression nucléaires. Lors de la réunion du GPR du 20 novembre 2008 consacrée au «Bilan du réexamen de sûreté VD3 900», l’IRSN a présenté son évaluation (2) de la suffisance : * des études réalisées par EDF au regard des objectifs fixés initialement, * des modifications envisagées au regard des conclusions de ces études, * du nouveau référentiel de sûreté «VD3 900», issu des résultats d’études et des modifications mises en œuvre, et des exigences associées. En juillet 2009, l’ASN a fait part à EDF (3) de sa position quant aux aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900, et des compléments restant à apporter, d’ordre génériques au palier 900 MWe ou spécifiques à chaque réacteur, pour pouvoir se prononcer sur la poursuite d’exploitation des réacteurs à l’issue de leurs troisièmes visites décennales. Les demandes ainsi formulées par l’ASN complètent les engagements pris par EDF dans le cadre du GPR «Bilan du réexamen de sûreté VD3 900». La plupart des demandes de l’ASN et des engagements d’EDF était assortie d’échéances réputées compatibles avec les premiers arrêts pour troisième visite décennale des réacteurs concernés. Les actions correspondantes ont vocation à être intégrées dans les rapports de conclusion de réexamen (RCR) que chaque exploitant doit transmettre à l’issue de la VD3 de chaque réacteur de son installation, en complément des aspects génériques pour lesquels les conclusions sont d’ores et déjà entérinées. En effet, chaque RCR traite des aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 et identifie, pour chaque thème traité, les éventuelles spécificités liées au site ou au réacteur de nature à modifier les conclusions des études ou les modifications nécessaires sur l’installation concernée. Chaque RCR est de plus accompagné en particulier par: - les résultats des contrôles liés à l’examen de conformité des tranches (ECOT), dont le programme, commun au palier 900 MWe, a fait l’objet d’une évaluation par l’IRSN en 2007; - les résultats des contrôles par sondage, liés au programme d’investigations complémentaires (PIC) dont le programme a fait l’objet d’une évaluation par l’IRSN en 2008; - un dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation (DAPE), recensant les actions entreprises par l’exploitant pour assurer la maîtrise du vieillissement de son installation, dont la structure et le contenu ont fait l’objet d’une évaluation par l’IRSN en 2008. Poursuite de l’évaluation des aspects
génériques du réexamen de sûreté VD3
900
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Ainsi, dans l’avis (4) portant sur l’évaluation du RCR de Tricastin 1, l’IRSN a distingué les analyses, recommandations et observations portant: * d’une part sur les aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900, et s’appliquant à ce titre à l’ensemble des réacteurs de 900 MWe; * d’autre part sur les aspects spécifiques au réacteur n°1 du Tricastin, voire au site du Tricastin dans son ensemble. Évaluation des compléments
transmis par EDF concernant les aspects génériques du réexamen
de sûreté VD3 900
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Par ailleurs, l’IRSN a analysé d’une part les compléments d’études transmis par EDF depuis l’évaluation du RCR de Tricastin 1, d’autre part les études spécifiques au palier CP0. Cette analyse amène l’IRSN à formuler de nouvelles recommandations et observations concernant les sujets suivants: * les explosions d’origine interne aux sites, L’IRSN a achevé l’analyse de la méthodologie d’analyse du risque d’explosion interne et notamment d’identification des locaux présentant un risque de fuite d’hydrogène de type «jet impactant». Des insuffisances dans cette méthodologie ont été relevées. Ces points font l’objet des recommandations R 1.1, 1.2 et 1.3. Par ailleurs, l’IRSN note qu’EDF n’a pas transmis dans les délais annoncés les calculs des configurations de fuite d’hydrogène de type «jet impactant» pour les locaux concernés par ce risque et que le «référentiel des exigences de sûreté de protection contre le risque d’explosion interne aux CNPE» n’intègre pas les configurations «approche physique» et «jet impactant». Ces points font l’objet des observations O 1.1, 1.2 et 1.3. * le confinement en situation post-accidentelle Le RCR de Fessenheim précise les exigences à vérifier relatives aux circuits constituant une extension de la troisième barrière. L’IRSN considère que ces exigences ne sont pas exhaustives. Ce point fait l’objet de l’observation O 5.5. EDF a transmis les résultats des investigations concernant les pentes des fourreaux (double enveloppe) équipant les traversées des puisards de recirculation des circuits RIS et EAS ainsi que les dispositions particulières prises pour les fourreaux non conformes. Ces résultats et dispositions font l’objet de l’observation O 5.6. * la conformité des systèmes de ventilation/filtration vis-à-vis du confinement Le RCR de Fessenheim 1 précise que les doctrines du Parc concernant le contrôle des filtres «très haute efficacité» et des «pièges à iode» ont été actualisées. Bien que l’IRSN n’ait pas encore analysé de façon exhaustive cette actualisation, ce point fait l’objet de l’observation O 7.1. * la fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR L’IRSN a étudié les différences entre le palier CP0 et le palier CPY concernant le système de refroidissement de la piscine de désactivation et leur incidence dans l’analyse du risque de perte d’inventaire en eau des piscines. Ce point fait l’objet de la recommandation R 4. En outre, afin de prévenir les vidanges gravitaires faisant suite à l’effacement d’une tape d’obturation d’un générateur de vapeur lorsque les piscines BK et BR sont en communication, circuit primaire ouvert, EDF a proposé de nouvelles modalités de mise en œuvre et d’exploitation de ces tapes. L’IRSN estime que ces nouvelles modalités sont satisfaisantes. L’IRSN rappelle cependant (avis [6]) qu’il n’est pas favorable à l’utilisation des tapes actuelles durant les phases comportant des risques de dénoyage des assemblages combustible ou de vidange importante de la piscine de désactivation. Ce point fait l’objet de l’observation O 8. Evaluation du rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n°1 du CNPE de Fessenheim L’IRSN a notamment examiné pour la tranche 1 de Fessenheim: * la suffisance des études réalisées et des modifications envisagées ou réalisées; * la prise en compte des conclusions des études génériques associées au réexamen de sûreté du palier 900 MWe à l’occasion des troisièmes visites décennales (VD3 900); * l’acceptabilité des résultats de l’examen de conformité de la tranche; * la mise en œuvre par l’exploitant de Fessenheim du processus de gestion du vieillissement. Les sujets d’études pour lesquels des éléments spécifiques au réexamen VD3 de Fessenheim 1 appellent des observations ou des recommandations de la part de l’IRSN, présentées en annexe, sont les suivants: * le bilan de l’examen de conformité de tranche (ECOT). Lors des contrôles sur le génie civil, EDF a détecté plusieurs défauts susceptibles d’affecter la tenue structurelle de certains ouvrages. À cet égard, l’IRSN considère que le suivi de ces défauts tel que proposé par l’exploitant n’est pas adapté et mériterait d’être accéléré. Ce point fait l’objet de la recommandation R 6. * les explosions d’origine interne aux sites, L’IRSN estime que l’application de la méthodologie d’étude du risque d’explosion interne sur le réacteur n°1 de Fessenheim est globalement satisfaisante. (suite)
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suite:
Toutefois, dans l’attente de la mise en œuvre des modifications annoncées par EDF et destinées à éliminer les conséquences d’une explosion dans les locaux identifiés comme présentant un «risque majeur de sûreté», l’IRSN considère que l’exploitant devra maintenir en vigueur les dispositions de prévention actuelles dans ces locaux. Ce point fait l’objet de l’observation O 11. * l’incendie
Conclusion
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Recommandations – Aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 (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
Autonomie des tranches vis-à-vis
des agressions externes de mode commun
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R 2.2: L’IRSN recommande qu’EDF définisse sa stratégie de conduite pour atteindre les conditions de mise en service du circuit de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA) sans conditionnement en cas de manque de tension externe (MDTE) de site suite à un séisme. Confinement en situation post-accidentelle
Fiabilité du système de refroidissement
de la piscine de désactivation PTR
Annexe à l’avis IRSN/2011-62 du 10 février 2011 Recommandations – Aspects spécifiques au CNPE de Fessenheim Bilan de l’examen de conformité de tranche (ECOT)
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Observations - Aspects génériques du réexamen de sûreté VD3 900 (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
Autonomie des tranches vis-à-vis
des agressions externes de mode commun
Accidents graves / EPS de niveau 2
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suite:
O 3.4: EDF précise dans le RCR de Fessenheim 1 que les études initiées ou programmées à l’issue de l’instruction du thème «Accidents Graves» en VD3 900 ne conduisent pas à envisager de modifications supplémentaires autres que celles d’ores et déjà retenues. À ce titre, l’IRSN souligne que de nombreuses études sont encore en cours, en particulier pour ce qui concerne la gestion de l’eau dans le puits de cuve ou le risque de colmatage des filtres des puisards RIS et EAS. Même s’il a été effectivement convenu que ces études ne verraient pas leur aboutissement dans le cadre du réexamen VD3 900, ces sujets ne sont pas pour autant clos. L’IRSN considère ainsi que certaines conclusions présentées par EDF dans le RCR de Fessenheim 1 sont hâtives et qu’il sera peut-être nécessaire de se réinterroger sur la suffisance des modifications actuellement proposées par EDF à la lumière des conclusions du réexamen VD3 1300. Réactualisation de l’EPS de niveau
1
Confinement en situation post-accidentelle
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O 5.5: Concernant les exigences associées à l’extension de la troisième barrière, * l’IRSN rappelle que la tenue à l’irradiation ne constitue pas la seule exigence associée aux équipements situés sur l’extension de la troisième barrière. En effet, il est également nécessaire de vérifier que ces portions de systèmes ou circuits sont aptes à supporter les chargements en pression et température, notamment suite à une situation non prévue lors du dimensionnement initial des tranches (intégrité de l’extension de la troisième barrière). * l’IRSN estime que des piquages sur les circuits d’extension de la troisième barrière (y compris leurs organes d’isolement) pourront être identifiés comme extension de la troisième barrière. Pour l’IRSN, des exigences devront donc être définies et vérifiées en conséquence. O 5.6: Les fourreaux des traversées des circuits d’injection de sécurité (RIS) et d’aspersion de l’enceinte (EAS) ont fait l’objet d’un contrôle particulier lors de l’examen de conformité. * 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).
Comportement des enceintes de confinement
Conformité des systèmes de
ventilation/filtration vis-à-vis du confinement
(suite)
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suite:
Fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation PTR O 8: L’IRSN rappelle qu’il considère que, dans l’attente d’une modification de la liaison vissée des tapes sur les générateurs de vapeur , les tapes d’obturation ne doivent pas être utilisées durant les phases comportant des risques de dénoyage des assemblages de combustible ou de vidange importante de la piscine de désactivation, c’est à dire lorsque le compartiment de stockage de la piscine de désactivation n’est pas isolé du compartiment cuve de la piscine BR. Risque de réaction sulfatique interne
(RSI) sur l’enceinte de confinement et les autres ouvrages de génie
civil
Fluence des cuves des réacteurs de
900 MWe
Annexe à l’avis IRSN/2011-62 du 10 février 2011 Observations - Aspects spécifiques au CNPE de Fessenheim Explosions d’origine interne aux sites
Incendie
Agressions d’origine climatique
p.22
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Accidents graves O 14: L’ASN a demandé à EDF d’épaissir le radier des bâtiments réacteurs de Fessenheim, en vue de retarder significativement sa traversée par le Corium suite à un accident de fusion du cœur conduisant à une percée de la cuve, l’IRSN note qu’EDF transmettra en 2012 un planning de réalisation des travaux d’épaississement. Conformité des systèmes de
ventilation/filtration vis-à-vis du confinement
Fiabilité du système de refroidissement
de la piscine de désactivation PTR
Fiabilisation de la fonction de recirculation
RIS-EAS
5- Avis de l’IRSN sur Fessenheim 1 – Compléments d’instruction du rapport de conclusion du réexamen de sûreté RCRS - Accidents liés à l’environnement industriel et aux voies de communication. 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. (suite)
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suite:
L’actualisation des données relatives aux trafics ferroviaire, routier, aérien et sur voies navigables, a conduit EDF à réévaluer les risques de pertes de fonctions de sûreté liés à l’environnement industriel et aux voies de communication, par des approches déterministes ou probabilistes selon la nature des risques considérés et conformément aux règles fondamentales de sûreté (RFS) associées. L’IRSN note que la probabilité d’agression, par chute d’avions, d’ouvrages abritant des fonctions de sûreté et conduisant à des dégagements inacceptables de substances radioactives à l’extérieur du site, respecte l’ordre de grandeur fixé par la RFS associée à ce risque. L’IRSN précise cependant que la méthodologie générale d’évaluation du risque aérien, incluant notamment le calcul des surfaces virtuelles des cibles associées à chaque fonction de sûreté, fera l’objet d’une réévaluation dans le cadre du réexamen de sûreté VD3 1300. Pour ce qui concerne les risques d’agression associées à l’environnement industriel et aux voies de communication, il ressort de l’examen réalisé par l’IRSN que le trafic fluvial, sur le Grand Canal d’Alsace, contribue de manière prépondérante à ces risques, ainsi que le trafic routier, dans une moindre mesure. Les installations industrielles, les canalisations et le transport ferroviaire contribuent pour leur part de façon négligeable, voire nulle, aux différents risques, compte tenu de leur éloignement ou des types de matières transportées. La probabilité totale de ces risques d’agression (explosion et formation de nuages toxiques) respecte l’ordre de grandeur fixé par la RFS associée à ces risques. Toutefois, concernant le risque d’explosion à l’extérieur du site, l’IRSN remarque que l’exploitant de Fessenheim a exclu les risques induits par l’explosion de péniches non ou mal dégazées sur la base d’une approche déterministe, en considérant que la distance de sécurité associée à ce scénario était proche de la distance source-cible et ne conduisait donc pas à l’agression de fonctions de sûreté. L’IRSN considère que cette conclusion n’est pas satisfaisante. En effet, après vérification, il apparaît que la distance de sécurité déterminée par EDF est sous-estimée, du fait de l’utilisation d’une méthodologie d’évaluation inadaptée. À cet égard, l’IRSN considère qu’EDF doit réévaluer la distance de sécurité correspondant au scénario d’explosion liée aux péniches non ou mal dégazées en utilisant une méthode adaptée à l’évaluation des explosions survenant en milieu confiné et, 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 associée. Le risque d’agression par incendie externe est pour sa part écarté de manière déterministe. 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.
Annexe à l’avis IRSN/2011-81 du 24 Février 2011 Recommandations RECOMMANDATION : - réévaluer la distance de sécurité correspondant au scénario d’explosion liée aux péniches non ou mal dégazées en utilisant une méthode adaptée à l’évaluation des explosions survenant en milieu confiné, - 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. p.23
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