I - Quelques remarques concernant la Mécanique (extrait du rapport VD3 FSH1-annexe 6 et reprise en VD3 FSH 2)

La notion de température de transition.
     Cette notion est utilisée de manière systématique dans l’approche de sûreté vis-à-vis de la rupture, au point qu’on pourrait penser que la rupture est impossible quand la température de fonctionnement est au-dessus de la température de transition. Il n’en est rien car elle sépare seulement deux domaines dans lesquels le comportement est différent vis-à-vis de la rupture. Au-dessous de cette température, le risque de rupture brutale (dite fragile) est très élevé et il faut absolument s’en prémunir. Toutefois, la rupture est possible au-dessus de la température de transition (dans le domaine dit ductile) si l’amplitude du chargement appliqué et l’énergie disponible sont suffisants. Mais, on peut espérer que le caractère ductile du matériau permettrait de dissiper une quantité importante d’énergie, épuisant ainsi celle fournie par le chargement accidentel avant que l’ampleur des dégradations n’atteigne un niveau catastrophique au plan de la sûreté. L’état «ductile» du matériau ne constitue donc pas une garantie absolue, en particulier vis-à-vis de chargements à grande réserve d’énergie comme les chargements en pression.
     Il faut rappeler que cette approche, conséquence de la grande taille des cuves nucléaires, est quelque peu paradoxale. En effet, le fonctionnement dans le domaine ductile ne permet pas d’envisager l’existence de fissures traversantes stables qui, dans les « anciens » organes en pression, se signalaient par une fuite (de vapeur) détectable servant d’alerte sans encore présenter un risque majeur. 
     La définition d’un seuil de sécurité en termes d’écart entre température de transition et température de fonctionnement n’est quantitativement pas parlante. Rappelons qu’en réponse à cette remarque un calcul demandé à EDF en VD2 a montré que le défaut acceptable était, dans le cas le plus défavorable, pour Fessenheim I, 4,9 fois plus grand que le défaut détecté (et 3,6 fois pour Fessenheim I). En dix ans, ces facteurs se sont obligatoirement réduits.

(suite)

Programme de surveillance.
     La température de transition n’est pas une notion précise. On la mesure à partir d’un ensemble d’essais de résilience. Plus précisément, on mesure un écart par rapport à la température de transition du métal sain (RTndt initiale) mesurée une fois pour toutes de manière indépendante. Ces essais sont réalisés sur une plage de température à l’intérieur de laquelle on observe une variation de la réponse (énergie dissipée dans la rupture dynamique d’une éprouvette normalisée) à un même chargement. Pour un état donné du matériau, chaque point de mesure consomme une éprouvette, raison pour laquelle une capsule de d’irradiation contient une vingtaine d’éprouvettes «Charpy» (par référence à l’inventeur de l’essai de résilience) et il faut un grand nombre de points pour observer la température vers laquelle se situe la variation de la réponse recherchée. L’écart en RTndt est ainsi défini avec une assez faible précision (une trentaine de degrés). 
     Les essais de résilience, apparentés aux essais normalement utilisés pour déterminer la ténacité, sont différents. Il n'est donc pas garanti que la température de transition de la résilience évolue de la même façon que la température de transition de la ténacité (qui est le paramètre physique utilisé dans les calculs) et dépende de la même façon des divers paramètres (chimie, fluence, etc.). Il faudrait compléter les essais de résilience par des essais de mécanique de la rupture pour estimer l’écart entre les deux approches. On ne nous a pas signalé, d’avance significative depuis 10 ans dans les recherches effectuées dans ce domaine
     En outre, l’état du métal est rapporté à la fluence (souvent abusivement au temps équivalent de fonctionnement) et sa mesure dans les capsules est faite avec des capteurs dont le spectre ne couvre pas tous les neutrons (certains ne pouvant être détectés). On est donc dans une approche qui reste relative. 

Quelques incertitudes de l'analyse de sûreté.
La taille de la fissure.
L’amélioration des capacités de détection de la MIS est fondamentalement liée à l’amélioration du traitement numérique de l’information très complexe acquise par des capteurs à ultrasons. Dit très schématiquement, la présence de la fissure induit des réflexions d’ondes qui n’existeraient pas sans sa présence. En utilisant plusieurs capteurs, on peut détecter l’endroit de la fissure et sa taille. C’est le même principe que celui de l’échographie. La traduction des signaux en images visibles nécessite l’utilisation de puissants logiciels de traitement d’image mettant en jeu des méthodes mathématiques sophistiquées. 
Elles sont validées, en laboratoire, par la mesure de fissures connues. Mais il n’y a aucun moyen de prouver qu’il n’existe pas de fissure qui puisse échapper à cette technique d’auscultation.
     La ténacité.
     Une évidence est qu’on mesure de la ténacité d'un matériau au moyen d'essais destructifs. On ne peut donc directement mesurer la ténacité en place mais seulement dans une éprouvette considérée comme représentative du matériau.
     Un élément important de l'évaluation des incertitudes de l'analyse de sûreté va donc être d'estimer la représentativité des éprouvettes utilisées pour mesurer la ténacité.
     La ténacité dépend principalement des paramètres suivants : composition chimique initiale du matériau - procédés de fabrication (type d'usinage, traitements thermiques) – température - état de vieillissement sous l'effet de l'irradiation neutronique (la fluence) - vitesse de sollicitation - état de triaxalité des contraintes.
Les deux derniers points sont rarement évoqués car ils sont difficiles à mesurer. La vitesse de déformation a un effet qui va pourtant dans le même sens que la baisse de température et peut donc contribuer à aggraver le risque en cas de choc (explosion ou choc thermique). Le caractère épais de la cuve (par rapport aux éprouvettes plus minces) est également un facteur aggravant.
Évaluation des effets de la fatigue pour la cuve.
La fatigue procède de phénomènes apparentés à la rupture, mais dont la connaissance est beaucoup plus empirique. L’explication physique de ce phénomène est l’existence de fissures non-détectables au voisinage desquelles la contrainte n’est pas élastique. Sous l’effet des chargements répétés, la déformation plastique augmente localement, provoquant une croissance de la fissure. C’est le phénomène qu’on utilise pour rompre un fil de fer (un trombone par exemple).
L’estimation de la fatigue relève de «l’analyse des situations». Elle est basée sur des résultats empiriques et en quantité limitée car la fabrication d’une «courbe de fatigue de référence» requiert un très grand nombre d’essais.
     Cette courbe de fatigue montre que le nombre de cycles conduisant à la rupture diminue avec l’amplitude du cycle. Elle est sujette aux mêmes critiques fondamentales que toutes les courbes obtenues de manière statistique (puisqu’on peut toujours imaginer l’existence d’une situation catastrophique à probabilité très faible). C’est pour cette raison que la courbe servant au calcul est décalée par rapport à la courbe expérimentale.
Le principe utilisé dans ce qui est appelé le «décompte des situations» est de comparer les occurrences de chargement constatées aux occurrences de chargement acceptables. En situation réelle, le chargement n’est pas uni axial.      La notion de cycle n’est donc plus évidente et, pour rapprocher les grandeurs multiaxiales des valeurs expérimentales uni axiales, on doit utiliser des notions d’équivalence dont on n’a pas vérifié la pertinence pour la fatigue.
Ensuite, la difficulté principale est d’ajouter les effets de chargements d’amplitude différente, (pour simplifier). On applique une règle consistant à dire que la même nocivité, quelle que soit l’amplitude, est la même proportion du nombre de cycles permis et l’on ajoute les nocivités. Cette approche n’est malheureusement pas intrinsèque et son caractère conservatif n’est pas prouvé. 
     On doit donc avoir, une fois de plus, recours à des marges d’ignorance qui, pour le cas de la cuve, semblent heureusement assez larges.

(suite)

2 - RESUME DU RAPPPORT D’EXPERTISE (juin 2012)
     Une Visite Décennale d’un réacteur est un moment très important. En effet, cette visite est l’occasion de réaliser un check-up aussi complet que possible de l’installation. Elle permet donc de tester avec soin deux éléments non remplaçables dans un réacteur: la cuve et l’enceinte de confinement, et d’effectuer des contrôles sur des milliers de composants (robinets, vannes, tuyauteries, connecteurs, électronique, ...) 
     La VD3 est aussi, déterminante dans la décision de prolonger ou non le fonctionnement du réacteur. Il faut cependant être conscient que cette décision de fonctionnement ou non relève:
     - d’une part de l’exploitant qui, sur des critères de sûreté et/ou économiques (maintenance et/ou mise à niveau de sûreté prohibitive), peut décider de fermer ou de maintenir une installation et, 
     - d’autre part, in fine, de l’Autorité de Sûreté.
     La VD3 de Fessenheim 2 a commencé le 16/04/2011 et s’est terminée le 06/03/2012. Elle a duré 324 jours au lieu des 230 jours programmés.
     Ainsi que l’a rapporté l’ASN dans son avis du 22 mars 2012, les principaux chantiers relevant de cet arrêt (le remplacement des générateurs de vapeur et la visite décennale) ont été les suivants:
     - remplacement des générateurs de vapeur avec une durée de chantier de 128 jours + 35 jours (panne de grue, traitement des défauts de soudures) ;
     - contrôle de la cuve ;
     - contrôle du circuit primaire: tenue à une pression de 206 bars (155 bars en fonctionnement) ;
     - contrôle de l’étanchéité de l’enceinte de confinement ;
     - réalisation de nombreuses maintenances programmées (50 jours) et 59 jours d’intervention suite à des difficultés rencontrées sur la chaîne de mesure neutronique, de contrôles supplémentaires (câbles, clapet…) ;
     - intervention en réalisation fortuite sur des parties du pressuriseur (cannes chauffantes permettant de maintenir d’ajuster la température, donc la pression) ;
Examen de la cuve
     Un contrôle de la cuve par une nouvelle machine d’Inspection en Service (MIS) capable de détecter des défauts de taille minimale 5 mm a permis de :
     - retrouver en zone plein cœur (virole C1) les 4 défauts détectés en VD2 qui n’ont pas évolué, et 1 défaut qui a évolué de 4 mm en VD2 (non notable) à 6,3 mm en VD3 (notable).
     - mettre en évidence hors zone cœur (virole B porte-tubulure) un défaut sur cette virole contrôlée pour la première fois en VD3.
EDF déclare que ces deux défauts sont de construction et non-évolutifs. Le GSIEN émet des doutes sur l’origine des défauts et leur non-évolution, en particulier à propos de la fissure dont la longueur estimée a augmenté et de celle de la virole B dont c’est le premier examen (!).
     On peut conclure que la cuve de Fessenheim 2 présente donc, 5 défauts notables dont un a évolué entre la VD2 et la VD3, et un second sur la virole B examinée pour la première fois. En conséquence le GSIEN préconise de nouveaux contrôles qui, seuls, permettront de statuer sur cette évolution.
     L’acier de la cuve est soumis à un bombardement neutronique qui fait évoluer l’acier et le fragilise. Le flux de neutrons que reçoit la cuve s’appelle la fluence neutronique. Plus la fluence est élevée plus l’acier se fragilise rapidement. Cette fragilisation se manifeste par une diminution de la tenue à la rupture du matériau lié à la présence de défauts dans le métal, d’où l’importance de la présence de 5 défauts classés notables constatés en zone de cœur de Fessenheim 2. Par ailleurs, il existe un programme de surveillance basé sur l’étude d’éprouvettes disposées près du cœur du réacteur. Ces éprouvettes reçoivent une fluence plus élevée que l’acier de la cuve, ce qui permet d’anticiper le comportement des matériaux de ces éprouvettes. Restent les questions encore ouvertes de leur représentativité du matériau de la cuve et de l’estimation de la fluence. EDF a mis en évidence que les températures de transition ductile/fragile (passage d’un état dans lequel l’acier peut tolérer des déformations plastiques à un état où l’acier est cassant) évaluées à l’aide des éprouvettes sont plus faibles (54°C) que celles qui sont calculées avec les formules d’évolution (80°C) et ce avec une incertitude de 15 à 20%.

     Cependant «compte tenu de la sous-estimation de la fragilisation aux fluences élevées et de la dispersion sous-évaluée des mesures de fragilisation, l'IRSN a recommandé qu'EDF augmente le niveau de fragilisation estimé à 40 ans à l'aide de ses nouvelles formules en relevant de 10°C la RTNDT des viroles de cuves, et de 3°C celle des soudures, la RTNDT étant le paramètre retenu pour évaluer la fragilisation. Cette augmentation pourrait avoir un impact sur la durée de fonctionnement des réacteurs.». Cette dernière phrase est soulignée par le GSIEN.
     Et l’IRSN conclut que «des travaux restent à mener pour apprécier la tenue des cuves dans le temps. Ceci s'imposerait d'autant plus qu'EDF souhaiterait prolonger l'exploitation de tout ou partie des tranches de 900 MWé au-delà de 40 ans.»
     Le GSIEN ajoute: «La tenue de la cuve en conditions pénalisantes, notamment incidentelles, relève de nombreux paramètres. Or, sur la plupart de ces paramètres, dont la caractérisation des matériaux (RTndt et défauts éventuels préexistants) ou la (les) sollicitation(s) (transitoire) on se heurte non seulement à des incertitudesdifficiles à quantifier mais à des manques de connaissances. Il est alors difficile de parler de marges et de leur faire confiance.»
Épreuve enceinte
     Cette épreuve a pour but de vérifier que l’enceinte : assure son rôle de confinement vis-à-vis de l’environnement et a un bon comportement mécanique.
     L’étanchéité doit être assurée par l’enceinte de béton doublée intérieurement par une peau métallique (liner)
     Les mesures indiquent que le taux de fuite est largement inférieur au débit de fuite admissible. L’enceinte assure donc son rôle de confinement.
Le GSIEN considère, en revanche, que la vérificationde la peau interne, réduite au contrôle de 5 plaques, est insuffisantepour prétendre qu’il n’y a aucune évolution de cette peau métallique. En VD3, ceci n’influe pas sur le rôle de confinement de l’enceinte.

(suite)

Intervention en réalisation fortuite sur le pressuriseur
     Le pressuriseur est un «petit réservoir» d’environ 12 m de haut dont la fonction est de maintenir la pression du circuit primaire à 155 bars. Pour la régulation en température, il est doté de 78 chaufferettes ou cannes chauffantes. Sur ces 78 cannes chauffantes, 27 ont été remplacées en VD3. Des arrêts sont prévus en 2013, 2015 et 2018 pour remplacer les 51 encore en place, mais susceptibles de tomber en panne.
     Le GSIEN n’approuve pas un fonctionnement du réacteur avec des matériels présentant des défectuosités recensées et connues.
Et pour conclure:
     Le GSIEN constate que l’analyse des dossiers de l’ASN, de l’IRSN, de l’exploitant et ses appuis techniques ne met pas en évidence de facteurs alarmants et explique l’autorisation de redémarrage donnée pour 1 an au réacteur 2 de Fessenheim.
     Cependant certaines questions restent en suspens:
     - la maîtrise de la formation des intervenants, la maîtrise de la réalisation des chantiers (qualité des fiches de travail), la surveillance de la radioprotection (voir lettres de suite d’inspection de l’ASN) ;
     - la tenue du radier en séquence accident grave qui reste une question majeure: le GSIEN n’a pas été destinataire des dossiers techniques sur ce sujet. Il avait été évoqué un épaississement du béton. 
     Le GSIEN, en l’état de sa connaissance du dossier, n’est pas persuadé que cette opération puisse être effectuée, car ce renforcement demandé depuis de nombreuses années, toujours en analyse, devrait être réalisé impérativement avant fin juin 2013.
     En ce qui concerne la Visite Décennale n°3 le GSIEN attend les prescriptions que l’ASN va édicter pour permettre ou non la poursuite de l’exploitation de Fessenheim 2, prescriptions attendues pour fin 2012. Le GSIEN les analysera pour la CLIS. 
     Suite à l’accident de Fukushima, des prescriptions complémentaires devraient être connues fin juin 2012, concernant entre autres choses, la protection contre les inondations, la réévaluation du risque sismique.
     Le GSIEN recommande de toute façon que la décision de poursuivre ou non l’exploitation des réacteurs de Fessenheim (et plus généralement de tous les réacteurs) repose uniquement sur des critères de sûreté et de radioprotection.

Extrait pages 20 à 22
     5.2 EXAMEN DE CONFORMITÉ 
5.2.1 Objectifs 
     L'examen de conformité consiste en la comparaison de l’état de l’installation au référentiel de sûreté et à la réglementation applicables, comprenant notamment son décret d’autorisation de création et l’ensemble des prescriptions de l’ASN. Cet examen de conformité vise à s’assurer que les évolutions de l’installation et de son exploitation, dues à des modifications ou à son vieillissement, respectent l’ensemble de la réglementation applicable et ne remettent pas en cause son référentiel de sûreté. Cet examen décennal ne dispense cependant pas l'exploitant de son obligation permanente de garantir la conformité de son installation. 
     Selon les thématiques abordées, EDF s'est notamment assuré de la bonne intégration des dispositions ou des modifications programmées par ses centres d'ingénierie, de la bonne réalisation des opérations de maintenance et des essais périodiques prévus par les documents d'exploitation, de la prise en compte du risque sismique pour la tenue de certains équipements et de la conformité par rapport aux plans. 
     L'examen de conformité, qui a pris la forme de contrôles documentaires ou in situ, a porté sur dix thèmes sur lesquels l'ASN a donné son accord en septembre 2005: 
     - quatre thèmes ont été examinés sans contrôle spécifique in situ: le retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais (Gironde) en 1999, le risque d'incendie, le génie civil et la tenue du tube transfert du combustible entre les bâtiments réacteur et combustible ; 
     - trois thèmes ont été examinés par des contrôles majoritairement matériels réalisés sur le réacteur: les ancrages, le supportage des chemins de câbles et la ventilation ; 
     - trois thèmes ont été examinés par des contrôles majoritairement documentaires: le séisme événement, l'opérabilité des matériels mobiles appelés dans les procédures de conduite incidentelle et accidentelle et le risque de criticité. 
     5.2.2 Principaux résultats des contrôles et examens réalisés lors de la troisième visite décennale
     Afin de s’assurer de la conformité du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim au référentiel de sûreté et à la réglementation applicables, EDF a réalisé des examens documentaires et effectué, lors de la troisième visite décennale, de nombreux contrôles détaillés ci-après. 
* Retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais 
     À l’occasion de la troisième visite décennale, EDF a examiné si les actions de protection de la centrale nucléaire de Fessenheim décidées dans le cadre de la prise en compte du retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais (Gironde) en 1999 avaient été effectivement mises en œuvre. 
     En 2008, à l’occasion de la mise à jour du «dossier de site - stade 3» de la centrale nucléaire de Fessenheim relatif au retour d’expérience de l’inondation de la centrale nucléaire du Blayais, EDF a notamment réalisé les modifications suivantes: 
     - réévaluation de la crue millénale majorée de sécurité (CMS) à 206,26 m NN (Mètre Normal Null: système altimétrique, permettant à la fois le couplage transfrontalier du modèle et un retour simple aux coordonnées altimétriques en vigueur dans les différents pays, adopté de part et d'autre du Rhin)
     - prise en compte des percolations sous le talus de protection de l’eau se trouvant dans la Plaine d’Alsace ; 
     - mise en place d’un talus de protection de la plateforme de la centrale nucléaire et d’un dispositif de reprise des eaux de remontée de la nappe ; 
     - réévaluation du niveau maximal de la nappe phréatique à 205,50 m NN ; 
     - consolidation des digues aval des barrages de Kembs et d’Ottmarsheim ; 
     - mise en place d’un seuil au niveau de la station de pompage pour faire face au risque de défaillance d’ouvrage hydraulique ; 
     - rehausse des matériels électriques du poste de distribution électrique ; 
     - mise en étanchéité de toutes les trémies situées sous le niveau du terrain naturel et jusqu’à 20 cm.

(suite)

     Sur la base des éléments qu’elle a analysés, l’ASN note que les modifications annoncées ont été réalisées et considère que le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim est conforme au référentiel applicable pour ce thème.
* Génie civil 
     À l’occasion de la troisième visite décennale, EDF a procédé à des examens visuels des ouvrages de génie civil du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. 
     Ces examens ont permis de montrer que le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim est dans l’ensemble conforme au référentiel applicable et que les programmes d’entretien sont correctement appliqués. Les défauts mis en évidence à l’occasion de ces examens font par ailleurs l’objet d’un traitement adapté en fonction de leur impact sur la sûreté. L’ASN estime néanmoins que les délais de traitement de ces défauts doivent, en tout état de cause, être courts. Indépendamment de leur niveau de sûreté, l’ASN impose donc à l’exploitant dans sa décision en référence [26] de résorber l’ensemble de ces écarts avant fin 2013. 
* Ancrages 
     À l’occasion de la troisième visite décennale, EDF a vérifié l’ancrage des matériels importants pour la sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. 
     Ces contrôles ont montré que la plupart de ces équipements sont ancrés conformément aux plans d’exécution et que les programmes de maintenance des ancrages sont adaptés aux modes de dégradation 
     Par rapport aux éléments qui lui ont été fournis, l’ASN note que l’ensemble des écarts relevés à cette occasion ont fait l’objet d’un traitement approprié et considère par conséquent que le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim est conforme au référentiel applicable pour ce thème. 
* Supportage des chemins de câbles 
     À l’occasion de la troisième visite décennale, EDF a examiné la résistance aux séismes de la structure mécanique des chemins de câbles. 
     Par rapport aux éléments qui lui ont été fournis, l’ASN note que l’ensemble des écarts relevés à cette occasion ont fait l’objet d’un traitement approprié et considère par conséquent que le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim est conforme au référentiel applicable pour ce thème. 
* Ventilation 
     À l’occasion de la troisième visite décennale, EDF a contrôlé et réparé si nécessaire les systèmes de ventilation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim conformément au programme de maintenance qui leur est applicable. 
Ces contrôles ont permis de montrer que les systèmes de ventilation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim sont globalement conformes au référentiel de maintenance qui leur est applicable. Le seul système en écart a été corrigé. 
     L’ASN a réalisé une inspection le 30 janvier 2013 visant à contrôler la bonne mise en œuvre des vérifications exigées sur les ancrages et la ventilation. Cette inspection a fait l’objet d’une lettre de suites en ligne sur son site www.asn.fr. 
     5.2.3 Conclusions de l'examen de conformité 
     Les thèmes techniques liés à la tenue au séisme du tube de transfert, aux ancrages, aux supportages des chemins de câbles, à la ventilation, à l'opérabilité des moyens mobiles et à la criticité ont fait l’objet de constats d’écarts mineurs. Ces derniers ont généralement pu être traités par EDF avant le redémarrage du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim par une réparation, l’intégration d’une modification adaptée ou le maintien en l’état justifié par une analyse. 
     Concernant les matériels importants pour la sûreté, aucun écart susceptible d’avoir une incidence relative au respect des exigences n'a été relevé. 
     Il ressort du bilan d'examen de conformité du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim que, d'une manière générale, les dispositions retenues par EDF pour corriger les écarts (caractérisation et délai de traitement), tant matériels que documentaires, sont jugées satisfaisantes. 
     Ces éléments n’obèrent toutefois pas la poursuite d’exploitation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. Les écarts constatés ont été levés par l’exploitant. 
(...)

Extrait page  35 à 37
6. CONTRÔLES RÉALISÉS EN VISITE DÉCENNALE 
     La troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim s'est déroulée du 16 avril 2011 au 6 mars 2012. Cet arrêt a été l’occasion pour EDF de réaliser de nombreux contrôles opérations de maintenance.
6.1 PRINCIPAUX CONTRÔLES ET ESSAIS 
     6.1.1 Chaudière nucléaire 
     Les circuits primaire et secondaires principaux ont fait l'objet d'une requalification conformément à l'article 15 de l'arrêté du 10 nov 1999. Cette requalification comprend une visite complète de l'appareil, une épreuve hydraulique et un examen des dispositifs de sécurité. 
     Les épreuves hydrauliques ont été supportées de façon satisfaisante par les équipements concernés. Les contrôles effectués n’ont montré aucune déformation ou fuite de nature à remettre en cause leur intégrité. Au vu des résultats des épreuves hydrauliques, des comptes-rendus détaillés des visites des appareils ainsi que du bilan des examens des dispositifs de sécurité, les résultats des requalifications ont été jugés satisfaisants et l'ASN a établi les procès-verbaux de requalification des appareils. 
     Le contrôle exhaustif des tubes de générateur de vapeur n'a donné lieu à aucun bouchage supplémentaire par rapport à la situation décrite au paragraphe 4.6 du présent rapport. 
Cas particulier des défauts sous revêtement des viroles de cœur C1 et C2 
     Les cinq défauts de fabrication présents sous le revêtement des viroles de cœur C1 et C2 du réacteur n°2 de la centrale de Fessenheim et décrits au paragraphe 4.5 du présent rapport n'ont pas évolué de façon significative par rapport aux visites précédentes. La tenue mécanique de ces défauts et l’absence de risque de rupture brutale de l’équipement dans toutes les catégories de situations ont été justifiées pour la période de dix ans suivant la troisième visite décennale du réacteur. 
Cas particulier du nouveau défaut de la virole porte-tubulure 
     De nouveaux outils de contrôles mis en œuvre en 2011 à l'occasion de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim et décrits au paragraphe 4.5 ont permis d’examiner la virole porte-tubulure B pour la première fois. Cette nouvelle technologie d’examen a permis d’identifier un défaut de fabrication. La tenue mécanique de ce défaut et l’absence de risque de rupture brutale de l’équipement dans toutes les catégories de situations ont été justifiées pour la période de dix ans suivant la troisième visite décennale du réacteur. 
     6.1.2 Épreuve de l’enceinte de confinement 
     Au cours de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, l'enceinte de confinement a subi le test d'étanchéité prévu par les règles générales d'exploitation. 
     Incertitudes comprises, un taux de fuite de 4,8 Nm³/h a été relevé pour un critère maximal fixé à 14,3 Nm³/h. L’épreuve visant à s’assurer de la résistance et de l’étanchéité de l’enceinte a par conséquent été jugée satisfaisante. 
     6.1.3 Contrôles et opérations de maintenance des autres équipements 
     L'ensemble des matériels mécaniques et électriques du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim ont fait l'objet des contrôles et actions de maintenance prévus au titre des programmes de maintenance élaborés par EDF. Les écarts ou défauts mis en évidence lors de ces contrôles ont été accompagnés des justifications appropriées selon un échéancier qui n'appelle pas de remarque particulière. 
     6.1.4 Essais décennaux 
     Les réacteurs électronucléaires sont équipés de systèmes de sauvegarde qui permettent de maîtriser et limiter les conséquences des incidents et des accidents. Il s’agit entre autre du circuit d’injection de sécurité, du circuit d’aspersion dans l’enceinte du bâtiment réacteur et du circuit d’eau alimentaire de secours des générateurs de vapeur. 

(suite)

     Dans les conditions normales d'exploitation, ces matériels ne sont pas amenés à fonctionner. Aussi, afin de vérifier régulièrement leur bon fonctionnement, des essais sont réalisés périodiquement conformément aux programmes établis par les règles générales d'exploitation. Cette vérification est réalisée selon une fréquence adaptée à l'importance pour la sûreté de chacun des matériels concernés. 
     Les visites décennales constituent l'occasion de procéder à la réalisation d’essais périodiques de grande ampleur particulièrement représentatifs du bon fonctionnement des matériels de sauvegarde.
     À l'occasion de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, EDF a ainsi procédé notamment aux essais suivants : 
     - mise en œuvre des configurations complexes des circuits de sauvegarde ; 
     - essais d'ouverture ou de fermeture d'organes de robinetterie dans des conditions de pression et température similaires à celles qui seraient rencontrées en situation incidentelle ou accidentelle ; 
     - vérification du bon fonctionnement d'équipements dédiés à la gestion des accidents graves tels que le filtre à sable permettant de diminuer les rejets radioactifs dans l'environnement en cas de fusion partielle du cœur. 
     Ces essais décennaux ont révélé que la plage de réglage visant à garantir la disponibilité des vannes d’aspersion de secours de l’enceinte (EAS) à l'issue d'actions de maintenance préventive était inadaptée. 
     L’ASN considère qu’EDF doit adapter son programme de maintenance préventive afin de mieux garantir la disponibilité de ces vannes, et lui demandera des informations complémentaires en ce sens par courrier. 
     Les résultats des autres essais décennaux se sont révélés satisfaisants et n'appellent pas de remarque particulière de la part de l’ASN. 
6.2 MISE EN ŒUVRE DES MODIFICATIONS PRÉVUES AU TITRE DE LA RÉÉVALUATION DE SÛRETÉ 
     Les modifications matérielles prévues par EDF dans le cadre de la réévaluation de sûreté (voir paragraphe 5.3) afin d’améliorer le niveau de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim ont toutes été mises en œuvre sans écart notable à l'exception des quelques modifications qui ont été déprogrammées ou intégrées partiellement en raison de difficultés techniques ou de qualification tardive. 
     L’intégration des modifications en retard est prescrite dans la décision ASN n°2013-DC-0342 du 23 avril 2012 prise au vu des conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim : 
     - mise en place des matériels antidéflagrants dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) ; 
     - remplacement de soupapes de sûreté ; 
     - mise en place de dispositions sur le circuit de refroidissement intermédiaire permettant d'éviter une rupture de confinement en cas de rupture de la barrière thermique d'une motopompe primaire; 
     - modification consistant à renforcer des supports et à remplacer des matériels participant à l’extension de la troisième barrière au plus tard en 2014. 
     L'ASN a prescrit à EDF de solder les modifications listées ci-dessus d’ici fin 2014 au plus tard. 
6.3 ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS 
     Au cours de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, un seul événement significatif pour la sûreté spécifique à la centrale nucléaire de Fessenheim a été déclaré et classé au niveau 1 de l’échelle INES. Cet événement concernait un écart de conception relatif au système de ventilation (DVN) des unités de production n°1 et n°2, où les débits mesurés dans des locaux contenant du matériel de sauvegarde se sont révélés insuffisants au cours d’un essai périodique. Cet écart a été levé au cours de la visite décennale, l’exploitant ayant pu rétablir les débits exigés. Cet écart, bien que sans impact sur la sûreté car le matériel concerné n’a pas été utilisé en situation accidentelle, a été classé au niveau 1 de l’échelle INES et fait l’objet d’un avis d’information de l’ASN sur son site www.asn.fr.

6.4 SURVEILLANCE EXERCÉE PAR L'ASN 
     D'une manière générale, l'ASN assure le contrôle de tous les arrêts de réacteur pour rechargement en combustible et maintenance programmée réalisés en France par EDF, qu'il s'agisse des arrêts de courte durée ou des visites décennales. Lors des arrêts de réacteur, l’ASN contrôle les dispositions prises par EDF pour garantir la sûreté et la radioprotection en période d’arrêt ainsi que la sûreté du fonctionnement pour le cycle à venir. Les principaux axes du contrôle réalisé par l’ASN portent : 
     - en phase de préparation de l’arrêt, sur la conformité au référentiel applicable du programme d’arrêt de réacteur, l’ASN prenant position sur ce programme ; 
-pendant l’arrêt, à l’occasion de points d’information réguliers et d’inspections, sur le traitement des difficultés rencontrées ; 
     - en fin d’arrêt, à l’occasion de la présentation par l’exploitant du bilan de l’arrêt du réacteur, sur l’état du réacteur et son aptitude à être remis en service, l’ASN autorisant le redémarrage du réacteur à l'issue de ce contrôle ; 
     -après la divergence, sur les résultats de l’ensemble des essais réalisés au cours de l’arrêt et après le redémarrage du réacteur. 
     L'ASN a appliqué ce processus pour assurer le contrôle de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. En particulier, l'ASN a réalisé dix-huit inspections dont quinze inopinées durant l'arrêt du réacteur. Il est notamment ressorti de ces inspections que des progrès devaient être réalisés dans le domaine de la radioprotection des travailleurs et un plan d’actions en ce sens a été demandé à l’exploitant. Les lettres de suite de ces inspections sont consultables sur le site internet de l’ASN (www.asn.fr). 

6.5 REDÉMARRAGE DU RÉACTEUR APRÈS LA TROISIÈME VISITE DÉCENNALE 
     Après examen des résultats des contrôles et travaux effectués durant la troisième visite décennale, l’ASN a donné le 23 février 2012 son accord au redémarrage du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. Cette autorisation ne préjugeait pas de la position de l’ASN sur l’aptitude à la poursuite de l’exploitation de ce réacteur, qui fait l’objet du présent rapport.

Extrait page 39 à 40
     7.3 MAÎTRISE DU VIEILLISSEMENT 
     7.3.1 Processus retenu 
     Afin de prendre en compte le vieillissement des centrales nucléaires, EDF a entamé dès 2003 l’élaboration d’une démarche visant à établir, pour chaque réacteur, un dossier d’aptitude à la poursuite de l’exploitation. Dans ce dossier, EDF apporte la justification que le réacteur peut être exploité dans des conditions de sûreté satisfaisantes pendant une période minimale de dix années après sa troisième visite décennale. 
     Cette démarche s'appuie essentiellement sur le caractère standardisé du parc nucléaire. L'analyse du vieillissement est réalisée pour l’ensemble des mécanismes de dégradations pouvant affecter des composants importants pour la sûreté. Elle est majoritairement déterminée par les services nationaux d'EDF qui apportent la démonstration du vieillissement des matériels en s’appuyant sur le retour d’expérience d’exploitation, les dispositions de maintenance et la possibilité de réparer ou de remplacer les composants. 
     En se fondant sur ces éléments, le dossier d'aptitude à la poursuite de l'exploitation spécifique à chaque réacteur est constitué avant sa troisième visite décennale en analysant les différences qui existent entre les matériels installés sur le réacteur et les études réalisées par les services nationaux d’EDF. Une analyse similaire est menée pour les conditions d'exploitation des matériels.
     À l’issue de la troisième visite décennale de chaque réacteur, son dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation est mis à jour par EDF pour prendre en compte:
     - les résultats des contrôles réalisés pendant la troisième visite décennale ; 
     - le bilan des modifications et des rénovations réalisées pendant la troisième visite décennale ; 
     - l’analyse de ces résultats et de ce bilan comprenant la description des conséquences éventuelles sur le programme de maîtrise du vieillissement du réacteur pour une période de dix ans après la troisième visite décennale.

(suite)

     Par courrier, l’ASN a validé globalement cette démarche. Pour les matériels ayant une durée de vie estimée supérieure à vingt ans, l'ASN avait demandé à EDF de vérifier le maintien de leur qualification en réalisant des prélèvements de matériels installés sur les réacteurs, pour procéder, sur ces matériels déposés, à des essais de qualification aux conditions accidentelles. EDF a répondu à cette demande en proposant un programme de prélèvements de cinq familles de matériels électriques. Par courrier, l'ASN a demandé à EDF que ce programme de prélèvements ne se limite pas aux seuls matériels électriques mais soit également étendu aux matériels mécaniques. 
     Le dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim en référence [10], mis à jour à partir des résultats des contrôles de la troisième visite décennale, a ainsi été transmis par EDF le 28 août 2012. 

Extrait page 42 à 44
     7.5 ACTIONS COMPLÉMENTAIRES DANS LE CADRE DE LA MAÎTRISE DU VIEILLISSEMENT 
     Par courrier l'ASN a rappelé à EDF que certains phénomènes sont susceptibles de remettre en cause au fil du temps la capacité de ses installations à se conformer aux exigences de sûreté réévaluées. L’ASN considère qu’EDF doit mettre en place des actions nécessaires pour conserver au fil du temps sa capacité et celle de ses réacteurs nucléaires à se conformer aux principales dispositions qui ont prévalu à la conception ou qui ont été réévaluées notamment à l'occasion des réexamens de sûreté. 
     L’ASN a par conséquent demandé à EDF de poursuivre ses efforts concernant la gestion du vieillissement, la maintenance, les contrôles destinés à identifier au plus tôt les effets du vieillissement mais également le risque lié à l'obsolescence des matériels, la perte de compétences des personnels ou à l’organisation mise en place. 
     7.5.1 Gestion des compétences 
     Dans le domaine de la formation et de l'habilitation du personnel, la politique d'EDF s'appuie sur la mise en place au sein de chaque centrale nucléaire d'un système local de développement des compétences regroupant des membres des différents services, des représentants des services chargés des ressources humaines et des spécialistes de la formation. Cette politique doit conduire à une meilleure implication de la hiérarchie de proximité dans la gestion des compétences notamment à travers leur évaluation et l'identification des besoins. En outre, pour la formation de ses équipes de conduite des réacteurs nucléaires, EDF dispose désormais d'un simulateur sur chaque centrale nucléaire. Un second simulateur est également en construction dans la perspective du référentiel VD3. 
     À la demande de l'ASN, le groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires a examiné en 2006 la démarche de management des compétences et d'habilitation du personnel mise en œuvre par EDF. 
     À l'issue de cet examen, l'ASN a estimé que le système de gestion des compétences et des habilitations des personnels d'exploitation des centrales nucléaires était satisfaisant. L'ASN a considéré qu'EDF avait mis en place une politique de gestion des compétences dotée de moyens importants selon une démarche visant à identifier précisément les compétences nécessaires et à construire des actions de professionnalisation adaptées. Les outils de gestion développés par EDF (référentiels, cartographie des compétences, grilles d'appréciation etc.) permettent aux centrales nucléaires de mettre en œuvre une politique de gestion des compétences à caractère opérationnel. 
     L'ASN a également considéré qu'EDF avait mis en place des dispositions opérationnelles qui soutiennent le déploiement de sa démarche. Les systèmes locaux de développement des compétences permettent d'élaborer des solutions de professionnalisation adaptées aux besoins des agents. Les «animateurs métiers» mis en place au niveau national contribuent à la diffusion des outils de gestion et favorisent les échanges de bonnes pratiques entre centrales nucléaires. En 2006 et 2007, l'ASN a cependant demandé à EDF de renforcer l'accompagnement national du développement local de la gestion des compétences pour la fonction de chargé de surveillance des prestataires.

     Enfin, à la suite de l’accident de Fukushima Daiichi, l’ASN a intégré au cahier des charges des évaluations complémentaires de sûreté l’examen des conditions de recours aux entreprises prestataires. À la suite des conclusions qu’elle a tirées des évaluations complémentaires de sûreté, l’ASN a mis en place un comité d’orientation sur les facteurs sociaux, organisationnels et humains dont les travaux ont vocation à s’intéresser de manière exploratoire aux questions liées au renouvellement des compétences et des effectifs des exploitants et au recours à la sous-traitance. 
     7.5.2 Contrôles réalisés par l’ASN 
     En application de l’article 7 de l’arrêté en référence [4], l’ASN contrôle la qualité du système de gestion de l’emploi, des compétences, de la formation et des habilitations et de sa mise en œuvre dans les centrales nucléaires exploitées par EDF. Ce contrôle s’appuie en particulier sur des inspections menées sur le terrain. Elles sont l’occasion d’analyser les résultats obtenus, la qualité et l’adéquation des dispositifs organisationnels et humains mis effectivement en œuvre. L’ASN s’appuie également sur les évaluations faites à sa demande par l’IRSN et le groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires.
     En 2009, 2010 et 2011, le contrôle de l’ASN a mis en évidence une situation globalement satisfaisante pour l'ensemble des réacteurs exploités par EDF sur le territoire français dont le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. En particulier, l’ASN souligne que la mise en place d'un système « d'académies de métiers » sur les centrales nucléaires constitue un point positif de même que l’utilisation de chantiers écoles. 

8 BILAN 
     Les deux premiers alinéas de l’article L.593-18 du code de l’environnement prévoient: 
     «L'exploitant d'une installation nucléaire de base procède périodiquement au réexamen de la sûreté de son installation en prenant en compte les meilleures pratiques internationales. 
     Ce réexamen doit permettre d'apprécier la situation de l'installation au regard des règles qui lui sont applicables et d'actualiser l'appréciation des risques ou inconvénients que l'installation présente pour les intérêts mentionnés à l'article L.593-1, en tenant compte notamment de l'état de l'installation, de l'expérience acquise au cours de l'exploitation, de l'évolution des connaissances et des règles applicables aux installations similaires.» 
      Par ailleurs, l’article L.593-19 du code de l’environnement prévoit:
     «L'exploitant adresse à l'Autorité de sûreté nucléaire et au ministre chargé de la sûreté nucléaire un rapport comportant les conclusions de l'examen prévu à l'article L.593-18 et, le cas échéant, les dispositions qu'il envisage de prendre pour remédier aux anomalies constatées ou pour améliorer la sûreté de son installation. 
     Après analyse du rapport, l'Autorité de sûreté nucléaire peut imposer de nouvelles prescriptions techniques. Elle communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire son analyse du rapport.» 
     Dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, EDF a:
     - procédé à un examen de conformité, en examinant en profondeur la situation de l'installation afin de vérifier qu'elle respecte bien l'ensemble des règles qui lui sont applicables ;

(suite)

      - amélioré le niveau de sûreté de l'installation 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 considération l'évolution des connaissances ainsi que le retour d'expérience national et international.
     S'agissant du réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe ayant fonctionné pendant trente ans, 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 à tous ces réacteurs, et une seconde propre à chaque installation. 
     L'ASN et l'IRSN, son appui technique, ont analysé les études génériques menées par EDF. L'ASN s'est appuyée sur l'avis formulé par le groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires à l'issue de sa réunion du 20 novembre 2008 et a transmis à EDF, par courrier, sa position sur les aspects génériques de la poursuite d'exploitation des réacteurs de 900 MWe à l'issue de leur troisième visite décennale. 
     Sous réserve du respect de certains engagements pris par EDF et de la prise en compte des demandes formulées par l'ASN dans le courrier en référence [8], l'ASN n'a pas identifié d'éléments génériques mettant en cause la capacité d'EDF à maîtriser la sûreté des réacteurs de 900 MWe jusqu'à quarante ans après leur première divergence. 
     EDF a intégré ces réserves dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. À l'issue de sa troisième visite décennale, EDF a adressé à l'ASN le bilan de l'examen de conformité, le dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation et le rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim. 
     L’ASN note que les modifications matérielles définies lors de la phase d’étude du réexamen de sûreté et destinées à augmenter le niveau de sûreté du réacteur ont en grande majorité été mises en œuvre au cours de la troisième visite décennale du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, les autres devant être mises en place au cours des prochaines années. L’ASN a fixé des prescriptions imposant à l’exploitant des délais pour l’achèvement de chacun des travaux.
     Au vu des conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim et en tenant compte des prescriptions qu’elle a déjà fixées, l’ASN a également considéré nécessaire de prescrire un renforcement de la sûreté du réacteur par l’augmentation de la résistance de son radier au corium en cas d’accident grave avec percement de la cuve, comme elle l’a déjà fait pour le réacteur n°1. 
     En application de l’article L.593-19 du code de l’environnement, l'ASN a imposé à EDF des prescriptions fixant de nouvelles conditions d'exploitation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim issues du troisième réexamen de sûreté et intégrant notamment les exigences applicables à des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents. 
     Au regard du bilan du troisième réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim et compte tenu des prescriptions qu’elle a édictées, l’ASN n’a pas d’objection à la poursuite de l’exploitation du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim au-delà de son troisième réexamen. 
     L'ASN rappelle que le retour d’expérience approfondi de l’accident de Fukushima Daiichi pourra prendre une dizaine d’années et pourra éventuellement la conduire à modifier ou compléter les premières prescriptions qu'elle a édictées. 
     Enfin, l'ASN continuera par ailleurs d'exercer un contrôle continu de l'exploitation de la centrale nucléaire de Fessenheim. Conformément à l’article L.593-22 du code de l’environnement, en cas de risques graves et imminents, l'ASN peut suspendre, si nécessaire, à titre provisoire ou conservatoire, le fonctionnement de ce réacteur.

L’Autorité de sûreté nucléaire, 
     Vu le code de l’environnement, notamment ses articles L592.20, L.593-18 et L.593-19 ; 
     Vu le décret du 03 février 1972 modifié par le décret du 10 décembre 1985 autorisant la création par EDF d’une centrale nucléaire de deux tranches à Fessenheim (Haut-Rhin) ; 
     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 la décision n°2011-DC-0213 de l'ASN du 5 mai 2011 prescrivant à EDF de procéder à une évaluation complémentaire de la sûreté (ECS)de certaines de ses INB au regard de l'accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi ; 
     Vu la décision n°2011-DC-0231 de l'ASN du 4 juillet 2011 imposant à EDF 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 la décision n°2012-DC-0284 de l’ASN du 26 juin 2012 fixant à EDF-SA des prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin) au vu des conclusions d’ECS de l’INB n°75 ; 
     Vu l’avis n°2012-AV-0139 de l’ASN du 3 janvier 2012 sur les ECS des installations nucléaires prioritaires au regard de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi ; 
     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 le rapport d’ECS des installations de la centrale nucléaire de Fessenheim au regard de l'accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, adressé par EDF-SA à l’ASN le 8 septembre 2011 ; 
     Vu le bilan de l’examen de conformité du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim du 25 juillet 2012 adressé par EDF-SA à l’ASN ; 
     Vu le rapport de conclusions du 3ème  réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim du 12 juillet 2012, accompagné du dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation adressé par EDF-SA et envoyé le 28 août 2012 à l’ASN ainsi qu’aux ministres chargés de la sûreté nucléaire ; 
     Vu les observations d’Électricité de France en date du 20 mars 2013 ; 
     Considérant que les premières conclusions tirées du retour d’expérience de l’accident de Fukushima Daiichi ont conduit à fixer des prescriptions dans la décision de l’Autorité de sûreté nucléaire du 26 juin 2012 susvisée ; 
     Considérant que l’analyse du bilan du 3ème réexamen de sûreté du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim et les résultats de l’exercice de la mission de contrôle de l’ASN sur ce réacteur ont fait apparaître la nécessité d’encadrer les actions de l’exploitant par des prescriptions supplémentaires, afin de prendre en compte le retour d’expérience, corriger certains écarts ou encore préciser l’échéance de mise en réalisation de certaines modifications inachevées à ce jour, 
Décide: 
     Article 1er 
     Au vu des conclusions du dernier réexamen de sûreté effectué, la présente décision fixe les prescriptions complémentaires auxquelles doit satisfaire EDF-SA, dénommé ci-après l’exploitant, pour le réacteur n°2 de l’INB n°75 du site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin). Ces prescriptions font l’objet des deux annexes à la présente décision.

(suite)

     Article 2 
     La présente décision est prise sans préjudice des dispositions applicables en cas de menace pour les intérêts mentionnés à l’article L.593-1 du code de l’environnement et des prescriptions que l'ASN  pourrait prendre en application des articles 18 et 25 du décret du 2 novembre 2007 susvisé. 
Article 3
     Jusqu’à l’achèvement complet des actions permettant de satisfaire aux prescriptions en annexe à la présente décision, l’exploitant présente au plus tard le 30 juin de chaque année les actions mises en œuvre au cours de l’année passée pour respecter les prescriptions et les échéances objets des annexes à la présente décision, ainsi que les actions qui restent à effectuer. Cette présentation peut être effectuée dans le rapport annuel d’information au public prévu par l’article L.125-15 du code de l’environnement. 
     L’exploitant informe l’ASN de toute difficulté qui pourrait remettre en cause le respect des échéances associées aux actions précitées. 
Article 4 
     Le directeur général de l’Autorité de sûreté nucléaire est chargé de l’exécution de la présente décision qui sera notifiée à EDF-SA et publiée au Bulletin officiel de l’Autorité de sûreté nucléaire. 

     Annexe 1 à la Décision n°2013-DC-0342 de l’ASN du 23 avril 2013  fixant à EDF-SA les prescriptions relatives au site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin) pour l'exploitation du réacteur n°2 de l'INB n°75 
     Prescriptions applicables au réacteur n°2 de l’INB n°75 (réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Fessenheim) 
Titre III : Maîtrise des risques d’accident 
Chapitre 2: Dispositions relatives à la mise en œuvre de substances radioactives ou susceptibles d'engendrer une réaction nucléaire 
     [FSH2-1] 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 contenant 12 crayons au gadolinium (crayon de type Gd₂O₃-UO₂ enrichis à 8% en gadolinium sur support enrichi à 2,5% en U235). 
     [FSH2-2] 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. 
     [FSH2-3] 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 ; 
     c) la prolongation de cycle est limitée à 60 jours équivalents pleine puissance.

     [FSH2-4] Conformément aux hypothèses retenues pour la démonstration de sûreté du réacteur fonctionnant selon la gestion combustible «CYCLADES»:
     - le taux de bouchage des générateurs de vapeur du type 51/19 est limité à 5% ; 
     - le débit de conception thermohydraulique par boucle, à la puissance thermique nominale du réacteur, est supérieur ou égal à 20100 m³/h.

Chapitre 3 : Maîtrise des autres risques 
     [FSH2-5] 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. 
     [FSH2-6] 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 surpression 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. 
     [FSH2-7] Les matériels fixes antidéflagrants mis en place à la suite de l’analyse de sûreté concernant le risque explosion sont soumis aux mêmes exigences de contrôle et d’entretien que des matériels fixes antidéflagrants mis en place dans des locaux au titre des résultats de l’évaluation des risques d’explosion pour la protection des travailleurs. 
     [FSH2-8] 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: Le mouvement vertical associé au spectre de dimensionnement correspond aux deux tiers du mouvement horizontal:

(suite)

     [FSH2-15] Les modifications suivantes liées au réexamen de sûreté non réalisées ou non achevées lors de la troisième visite décennale sont achevées aux échéances suivantes : 
     - avant le 31 décembre 2013, la modification visant à remplacer 4 soupapes de sûreté sur les systèmes de traitement et de refroidissement d'eau des piscines (PTR) et de contrôle chimique et volumétrique (RCV) afin de prendre en compte le retour d’expérience; 
     - avant le 30 juin 2015, les modifications visant à renforcer l'extension de la troisième barrière pour des matériels passifs et robinetteries et à renforcer la tenue à l'irradiation de matériels constituant une extension de la troisième barrière. 
     [FSH2-16] Avant le 31 décembre 2013, le radier du bâtiment réacteur est renforcé afin d’augmenter très fortement sa résistance au corium en cas d’accident grave avec percement de la cuve. Ce renforcement tient compte du retour d'expérience de la réalisation effectuée sur le réacteur n°1. 
     [FSH2-17] Avant le 31 décembre 2013, l’exploitant installe des dispositions techniques de secours permettant d’évacuer durablement la puissance résiduelle en cas de perte de la source froide. Cette prescription s’applique sans préjudice des dispositions de la prescription [EDF-FSH-25] annexée à la décision de l’ASN du 26 juin 2012 susvisée. 
     [FSH2-18] La température de l'eau du circuit d’injection de sécurité est maintenue en permanence à une température permettant de limiter l'ampleur des sollicitations thermiques auxquelles la cuve pourrait être soumise en cas d'accident, cette température n'étant pas inférieure à 20°C. L'exploitant met en place les dispositions permettant de surveiller et de contrôler cette température. 
     [FSH2-19] Avant le 31 décembre 2013, l'exploitant assure la protection des locaux importants pour la sûreté adjacents au bâtiment réacteur n°2 vis-à-vis d’une lame d’eau induite par la dégradation d'ouvrages d'eau non sismiques situés sur la plate-forme après un séisme majoré de sécurité. 

Titre V: Gestion et élimination des déchets et des combustibles usés d'une installation nucléaire de base 
     Chapitre 4 : Prescriptions relatives aux entreposages des déchets et des combustibles usés
     [FSH2-20] 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. 
     [FSH2-21] Avant le 31 décembre 2013, l'exploitant met en place le déport de la commande de fermeture de la vanne du tube de transfert vers un local protégé des rayonnements en situation accidentelle. 

Annexe 2 à la Décision n° 2013-DC-0342 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 23 avril 2013 fixant à EDF-SA les prescriptions relatives au site électronucléaire de Fessenheim (Haut-Rhin) pour l'exploitation du réacteur n°2 de l'INB n°75 
     Prescriptions applicables à l’INB n°75 (réacteurs n°1 et 2 de la centrale nucléaire de Fessenheim)

Titre III: Maîtrise des risques d’accident 
     Chapitre 3: Maîtrise des autres risques 
     [EDF-FSH-41] Avant le 31 décembre 2013, le système de purge de la turbopompe d'alimentation de secours des générateurs de vapeur est modifié afin d’empêcher qu’une accumulation d’eau ne puisse nuire au fonctionnement de cette turbopompe. 
     [EDF-FSH-42] Avant le 31 décembre 2013, l'exploitant propose à l’ASN des solutions techniques afin de maintenir les locaux du turboalternateur de secours à des températures garantissant le bon fonctionnement des matériels qui s'y trouvent pendant les durées requises. Ces modifications seront mises en œuvre avant le 31 décembre 2015. 
     [EDF-FSH-43] L'exploitant prend toutes dispositions pour tenir à jour son évaluation des risques de surverse du Grand Canal d’Alsace liés au comportement des ouvrages hydrauliques du bief en cas de séisme majoré de sécurité. 

Titre IV: Maîtrise des nuisances et de l’impact de l’installation pour le public et l’environnement 
     Chapitre 2: Maîtrise des prélèvements d’eau et rejets d’effluents 
     [EDF-FSH-44] Les travaux relatifs aux modifications prévues pour réduire significativement les rejets d’acide borique de la centrale nucléaire de Fessenheim seront réalisés avant le 31 décembre 2015.

Synthèse de l’inspection 
     L’inspection du 30/01/2013 portait sur le contrôle du bilan de l’examen de conformité établi à l’occasion de la troisième visite décennale du réacteur n°2. Cet examen de conformité consiste en la comparaison de l’état de l’installation au référentiel de sûreté et à la réglementation applicables. Les inspecteurs ont vérifié sur le terrain par sondage la conformité de certains matériels avec les référentiels des thèmes «ancrages» et «confinement-ventilation» qui constituent deux des trois thèmes avec contrôles matériels sur site. 
     Thème «Ancrages»:
     Les inspecteurs ont contrôlé par sondage in situ 39 matériels parmi les 181 importants pour la sûreté (IPS) retenus pour l’examen de conformité. Ils ont  relevé 1 écart administratif. 
     Thème «Confinement-Ventilation»:
     Les inspecteurs ont contrôlé par sondage in situ des portions de gaines de ventilation parmi celles prévues dans l’examen de conformité. Ce contrôle n’a pas révélé d’écart. 
     L’inspection laisse une impression globalement satisfaisante de l’examen de conformité établi à l’occasion de la troisième visite décennale du réacteur n°2 sur les thèmes «ancrages» et «confinement – ventilation». Un plan doit être complété, du béton réparé à proximité d’un ancrage et quelques précisions apportées sur la conformité de certains ancrages. Des améliorations doivent être faites sur les locaux de préparation du bore ainsi que sur les casemates GV, suite aux constats faits en marge de cette inspection. 

A. Demandes d’actions correctives 
     Ancrages:
     La note technique D4550.32-08/0688 ind. B du 11 février 2009 «Examen de conformité VD3 900MW contrôles d’ancrages sur les paliers CP0 et CPY» prévoit à son §6.4 qu’en cas de plan manquant, le CNPE constitue un dossier contenant notamment un schéma coté, un relevé du nombre d’ancrages, de leur type et de leurs dimensions, des vues d’ensemble et de détail du matériel et des ancrages. Ce dossier doit être transmis au CIPN pour analyse. En outre, cette absence de plan doit être traitée comme un écart conformément au §8.4 de cette note (ouverture d’une fiche et suivi). 
     L’exploitant n’a néanmoins pas été en mesure de présenter le plan de l’ancrage de la mesure de débit 2RRI011MD, ni la fiche traitant cet écart. 
Demande n°A.1: Je vous demande de me vous conformer aux dispositions de la note D4550.32-08/0688 ind. B du 11 février 2009 «Examen de conformité VD3 900MW contrôles d’ancrages sur les paliers CP0 et CPY» précitée. Vous me transmettrez le plan de l’ancrage ainsi que la fiche d’écart. 
     Les inspecteurs ont constaté que la dalle en béton, au voisinage de l’ancrage du filtre d’alimentation 2SEB006FI, présentait des aspérités liées à des manques de matière. 
Demande n°A.2: Je vous demande de remettre en état cette dalle et de me justifier la conformité de l’ancrage au regard de la Note d’Étude D5190-12.0309 ind.0 du 20 avril 2012 «ECOT VD3 – Fessenheim– Tranche 2 Bilan du thème Ancrages». 
     Autres sujets:
     Dans la casemate GV abritant la mesure de pression 2VVP009MP, les inspecteurs ont constaté la présence d’une flaque d’eau sur le sol (due à une fuite sur une vanne) ainsi que des traces de passages d’oiseaux. Une demande d’Intervention pour supprimer la fuite est en cours. La présence d’oiseaux pourrait présenter des risques d’agression sur du matériel important pour la sûreté.
Demande n°A.3: Je vous demande de réparer cette fuite et de nettoyer cette casemate ainsi que les casemates voisines. Vous prendrez des dispositions pour améliorer les moyens de protection contre les agressions liées à la présence d’oiseaux dans ces locaux contenant du matériel important pour la sûreté.

(suite)

     Lors de leur passage sur la plate forme et dans le local de préparation de la solution de bore, les inspecteurs ont constaté:
     - l’absence de précautions particulières (restriction d’accès, sas, moyens de protection, ...) alors que l’acide borique est un produit toxique pouvant notamment nuire à la fertilité;
     - l’absence de signalisation relative à l’acide borique dans ces lieux, de balisage des zones de stockage et de manutention, ...;
     - la présence de poudre d’acide borique au fond d’un conteneur ouvert;
     - une tresse de mise à la terre mal fixée au mur. 
Demande n°A.4: Je vous demande de prendre des dispositions pour sécuriser ces locaux. Vous me transmettrez la liste des actions prévues avec le planning de réalisation. 
     Les inspecteurs ont constaté qu’un portique de contrôle de contamination «C2» était indisponible au vestiaire «femmes». 
Demande n°A.5: Je vous demande de réparer ce portique en prévision du prochain arrêt de tranche. 

B. Compléments d’information 
     Les inspecteurs ont constaté une cheville à expansion manquante sur l’ancrage du réservoir 2LHG006BA. En outre, le fer cerclant ce réservoir présente un jeu avec le support métallique fixé au génie civil. Cet ancrage indiqué « conforme » dans la liste des matériels contrôlés en annexe de la Note d’Étude D5190-12.0309 ind.0 du 20 avril 2012 «ECOT VD3 – Fessenheim – Tranche 2 Bilan du thème Ancrages». 
Demande n°B.1: Je vous demande de justifier la conformité de l’ancrage du réservoir 2LHG006BA. 
     Les inspecteurs ont constaté que la vanne d’isolement de la ligne de test des accumulateurs 2RIS124VP était solidaire d’une platine, fixée à l’ancrage sur le génie civil, par un cordon de soudure d’un côté et par un boulonnage de l’autre. 
Demande n°B.2: Je vous demande de me justifier la conformité de l’ancrage de la vanne 2RIS124VP. 
     Les inspecteurs ont constaté que les ancrages des chaînes de mesure d’activité 2VVP 062 et 063 MA étaient différents entre les générateurs de vapeur n°2 et n°3 du réacteur n°2. Votre ingénierie nationale CIPN avait élaboré une analyse limitée au réacteur n°1 pour justifier la conformité de ces ancrages. 
Demande n°B.3: Je vous demande de justifier la conformité des ancrages des chaînes de mesure d’activité 2VVP 062 et 063 MA. 
     La note d’étude EMEIS080297 ind. D du 29/06/2011 «ECOT VD3 - Données de conception des ancrages des matériels à contrôler» synthétise les données de conception des 181 matériels importants pour la sûreté (IPS) ancrés au génie civil. Sur la base de ce document, les inspecteurs ont retenu par sondage 39 matériels et ont noté, lors de leur visite, des écarts dans l’identification des locaux pour les matériels suivants:
     - 2SEB212VE attendu en local W257 et présent en local W258 ; 
     - 2SEB213VE attendu en local W257 et présent en local W258 ; 
     - 2LHG005BA attendu en local D242 et présent en local D241 ; 
     - 2LHG007BA attendu en local D242 et présent en local D241 ; 
     - 2LHG016RF attendu en local D245 et présent en local D345 ; 
     - 2LHG018RF attendu en local D245 et présent en local D345. 
Demande n°B.4: Je vous demande de me justifier la conformité aux plans de l’ensemble des ancrages de ces différents matériels conformément à votre référentiel D4550.32-08/0688 ind. B du 11 février 2009 «Examen de conformité VD3 900MW contrôles d’ancrages sur les paliers CP0 et CPY». Le cas échéant, vous modifierez les notes en conséquence. 

C. Observation 
     C.1 Le repérage fonctionnel des mesures de niveau 2 PTR 019, 020, 021 et 022 MN est identifié de manière manuscrite sur de l’adhésif. 

Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Je vous demande de bien vouloir identifier clairement les engagements que vous seriez amené à prendre et de préciser, pour chacun d’eux, l’échéance de sa réalisation. 

N/Réf.: CODEP-STR-2013-025525
N/Réf. dossier: INSSN-STR-2013-0844

Synthèse de l’inspection 
     L’inspection du 26 avril 2013 portait sur la prise en compte des aspects liés à la radioprotection dans le cadre du chantier de renforcement du radier du réacteur n°1. 
     Après avoir examiné la déclinaison du processus d’entrée en zone orange (zone dans laquelle le débit d’équivalent de dose est supérieur à 2 mSv/h), les inspecteurs ont procédé à une inspection du chantier «renforcement du radier». Les inspecteurs ont assisté à la réunion préalable aux interventions de préparation du puits de cuve (Pré-job Briefing). A cette occasion, ils ont interrogé plusieurs intervenants sur la préparation du chantier et l’optimisation des doses. Enfin, les inspecteurs se sont intéressés au suivi et à l’enregistrement des doses ainsi qu’à la surveillance du chantier. 
     Les inspecteurs ont estimé que la gestion de la radioprotection sur le chantier de renforcement du radier du réacteur n°1 était satisfaisante. L’optimisation de l’exposition des travailleurs a été longuement préparée, notamment à travers la réalisation d’entraînements sur maquette pleine échelle; cette préparation a favorisé l’établissement d’un climat de sérénité pour les interventions. Il convient néanmoins de rester vigilant sur la bonne communication entre les différents intervenants, ainsi que sur le bon fonctionnement des matériels de radioprotection. 

     A. Demandes d’actions correctives 
     Les inspecteurs ont fait les constats suivants : 
     - un portique de détection de contamination vestimentaire C1 était hors service au vestiaire femmes ; 
     - un portique de détection de contamination corporelle C2 était hors service au vestiaire femmes. 
     Le second constat avait déjà été fait au cours de l’inspection du 30 janvier 2013. Vous vous étiez engagé à effectuer la réparation avant le début de l’arrêt du réacteur n°1. Les inspecteurs ont noté qu’une tentative de réparation avait été effectuée sans permettre de remettre le matériel en conformité. 
     Demande n°A.1: Je vous demande de remettre en service ces portiques dans les plus brefs délais. 
     Afin d’optimiser le confinement de la contamination au plus près des chantiers, les appareils de contrôle de contamination doivent être placés au plus près des zones d’intervention. 
     Les inspecteurs ont constaté que l’appareil permettant le contrôle de contamination en sortie de chantier (MIP10) était dans l’espace annulaire à 4m, tandis que le chantier était réalisé au niveau -3,5m. Un MIP10 était bien situé dans le local R147, mais inutilisable en raison du débit de dose ambiant.

(suite)

     Demande n°A.2: Je vous demande de prendre des dispositions afin de mieux optimiser le placement des appareils de contrôle de contamination. 

     B. Compléments d’information 
     Le référentiel Radioprotection EDF «Maîtrise des chantiers» stipule que le service compétent en radioprotection doit valider la localisation, la mise en place et la mise en service des balises mobiles de surveillance du contexte radiologique. 
     Les personnes compétentes en radioprotection de l’entreprise intervenante et du service STN n’avaient pas connaissance de cette exigence, qui est pourtant un préalable à l’intervention et aurait pu être formalisée par un point d’arrêt. 
     Demande n°B.1: Je vous demande de m’indiquer les dispositions retenues pour s’assurer que les intervenants sont bien informés des exigences relatives au matériel de radioprotection présent sur leur chantier. 
     Les informations sur le niveau de risque de dispersion de la contamination du local R147 divergeaient entre les différents interlocuteurs (prestataire/SPS). 
     Demande n°B.2: Je vous demande de m’indiquer les dispositions retenues in fine pour le classement du local R147. 
     Les inspecteurs ont constaté l’absence du SAS dynamique prévu par la note d’étude dosimétrique du chantier de découpe de la tuyauterie RPE (purge, évents et exhaures nucléaires). Il a été indiqué oralement aux inspecteurs que les fluides véhiculés par cette tuyauterie ne présentaient pas un niveau de contamination nécessitant la mise en place de parades spécifiques. 
     Demande n°B.3: Je vous demande de me transmettre les éléments justifiant le niveau de contamination. 
     En particulier, vous m’indiquerez le nom de l’organe situé en amont de cette tuyauterie. 

     C. Observations 
     C.1  Le panneau de chantier mentionnant les risques et parades n’était pas placé à l’entrée du local; celui-ci a été replacé immédiatement à la demande des inspecteurs. 
     C.2  Le plan de surveillance du chantier n’était pas renseigné. Cependant, des visites terrain ont été effectuées et tracées. 
     Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui ne dépassera pas deux mois. Je vous demande de bien vouloir identifier clairement les engagements que vous seriez amené à prendre et de préciser, pour chacun d’eux, l’échéance de sa réalisation. 

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