PISCINE 1.300
    - La piscine de désactivation dispose de 630 cases.
    Les paniers sont en matériau à forte absorption de neutrons (Boral) ce qui a permis de doubler la capacité de stockage par rapport aux autres paliers. Le Boral a été utilisé aux USA; il gonfle sous irradiation bloquant les assemblages (ceci ne gêne pas les USA qui ne retraitent pas et entreposent sur site). En France, le Boral est utilisé sur P’4 et le gonflement semble se stabiliser sur tous ces sites sauf à Penly où il a fallu le changer pour du Cadminox, utilisé aussi sur N4. Cependant une surveillance
est exercée sur les alvéoles pour vérifier leur gonflement.
    Un coeur comporte 193 assemblages.
    Une zone de râteliers correspondant à un coeur doit être laissée libre. Il reste actuellement 350 alvéoles libres, ce qui donne une marge d’une centaine de places.
    Il y a de l’ordre de 35 alvéoles bloquantes. Il est envisagé d’utiliser ces alvéoles bloquantes pour les combustibles à problème qu’il n’est pas possible d’évacuer sur COGEMA-La Hague.
    Les alvéoles vides sont les seules à être vérifiées systématiquement: la méthode de vérification et le relevé des alvéoles à problème ne sont pas faits de façon satisfaisante. Ce fait a été souligné par les inspecteurs de la DSNR.

    Extrait du rapport n° 2004-EDFGOL-O007 du ler juillet 2004
    «Synthèse de l’inspection
    Les inspecteurs ont d’abord examiné les contrôles entrepris sur les râteliers de stockage du combustible en piscine BK vis-à-vis du phénomène de cloquage et sur les assemblages combustibles vis-à-vis de la déformation sous irradiation. Ils ont ensuite examiné I’organisation mise en place pour le suivi des crédits A (crédit neutronique de sous-épuisement local du combustible) et K (jeu pastille-gaine à froid), et ont enfin analysé les résultats de la dernière campagne d’essais physiques menés lors du redémarrage du réacteur 1 en mars dernier.

    Pour ce qui est des essais physiques, cette inspection a laissé une impression globalement positive aux inspecteurs, notamment pour ce qui est de la prise en compte des prescriptions nationales dans la rédaction des gammes opératoires et de la qualité du renseignement de ces gammes. Par contre, cette inspection a révélé que la qualité des contrôles sur les assemblages et les râteliers pouvait être améliorée en ce qui concerne l’étalonnage des matériels de mesure utilisés, la prise en compte de l’incertitude associée aux mesures et la formalisation de la vérification des critères lors du dépouillement de ces mesures.

    A. Demande d’actions correctives
    A.1 Contrôle des râteliers de stockage des assemblages combustibles en piscine BK
    Les inspecteurs ont vérifié que les alvéoles en boral des râteliers de stockage du combustible de la piscine BK faisaient l’objet d’une vérification périodique de leur état vis-à-vis du gonflement. La note nationale D4002-43.1.2 CHB/MP sur laquelle vous vous basez pour mettre en oeuvre ces contrôles prescrit notamment que le contrôle des alvéoles occupées par un assemblage se fasse par soulèvement de cet assemblage et que la condamnation administrative de l’alvéole est décidée si une variation de charge de plus de 80 daN est observée lors du soulèvement. Aucune formalisation de la vérification du critère de 80 daN n’a pu être présentée aux inspecteurs.
(...)
    Les inspecteurs ont également relevé que conformément aux prescriptions nationales, le contrôle des alvéoles vides etait réalisé à l’aide d’un gabarit caractérisé. La gamme support à cette intervention demande à l’opérateur de préciser les coordonnées des alvéoles bloquantes, mais aucun élément n’atteste de l’exhaustivité de ce contrôle sur l’ensemble des alvéoles du râtelier.

    Je vous demande de mettre en oeuvre pour la prochaine campagne de contrôle des râteliers de stockage de Golfech, un contrôle des alvéoles vides attestant que l’ensemble des alvéoles ont été inspectées.»
    - Phase d’évacuation du combustible usagé
    En fonction du lot d’assemblages à évacuer et de leurs caractéristiques (taux de combustion, fuyard ou non, assemblages incomplets, etc.) COGEMA définit le type de château de transport, les caractéristiques des paniers internes et le plan de chargement. En effet, chaque ensemble a son dossier d’agrément pour le risque de criticité.
    Or, sur le site EDF, il n’est pas aisé de vérifier si les caractéristiques des éléments de transport, comportant de nombreux modèles, sont ceux adaptés au transport programmé.
    Pour le moment, seule l’assurance - qualité est garante de la bonne adéquation du contenant et du conteneur. Des techniques de contrôle des références gravées sur les diverses parties de ces équipements devraient permettre aux responsables du site de se mettre à l’abri d’une erreur toujours possible du transporteur.
    Un système de marquage sur les assemblages, permettant une lecture à distance même dans l’état où ils sont en fin d’exercice permettrait également de se mettre à l’abri d’erreurs toujours possibles.

    3 - Problèmes de radioprotection du personnel.
    En tout état de causes, la présence d’une balise neutron est indispensable lors des phases de manutention du combustible donnant une indication de l’ambiance neutron dans la zone de présence du personnel. De plus, dans tous les réacteurs, un signal d’alarme est impératif pour le cas hypothétique d’un incident.
    Un gros effort doit être fait pour avoir des appareils de mesure de neutrons plus fiables
    Réponse CNPE
    Différentes méthodes sont utilisées pour comptabiliser l’exposition aux neutrons :
     * mesure par dosimètres individuels à bulles, de type BD 100 R PND pour les neutrons rapides et intermédiaires et BDT pour les neutrons thermiques et épithermiques. Il existe un guide national pour l’utilisation des dosimètres à bulles.
     * mesure avec un “Cramal” ou un “Dineutron”, qui sont des appareils permettant de mesurer un débit de dose mais également une dose intégrée pour le Dineutron. Ces appareils permettent de mesurer une dosimétrie neutron pour un poste de travail donné; estimation prévisionnelle à partir des cartographies de correspondance dosimétrie gamma / dosimétrie neutron réalisée dans le bâtiment réacteur pour les différents locaux et à différentes puissances.
    Suivant le type d’intervention, la méthode utilisée est choisie pour comptabiliser au mieux la dosimétrie intégrée. Pour les trois types d’intervention concernée par cette exposition, les méthodes employées à Golfech sont les suivantes:
    * évacuation combustible: chaque intervenant est équipé de dosimètres à bulles de type BR 100 R PND pour la durée de la campagne.
    * Intervention dans le bâtiment réacteur: un prévisionnel est réalisé en fonction des cartographies de correspondance gamma / neutron, des cartographies gamma et des temps d’intervention. Une mesure de chantier est de plus réalisée lors de l’intervention avec un Dineutron.
    * Intervention sur des sources neutron: dans ce cas, les intervenants portent les deux types de dosimètres à bulles pour couvrir tout le spectre énergétique.
    Quant aux nouveaux détecteurs, ils sont toujours en test.

    PISCINE 900 FESSENHEIM 1
    10 - Modalités d’entreposage des assemblages de combustibles neufs et usés
    * Description des lieux de stockage du combustible neuf
    Stockage sous eau
    - Conception initiale: Les piscines BK sont équipées de 312 alvéoles (ou râteliers) de stockage d’éléments combustibles UO₂ à 3.7% en U₂₃₅
    Le k_eff doit être inférieur à 0.95 en fonctionnement normal: cette valeur est maintenue par un espacement entre les alvéoles, et le maintien de la concentration en bore (ou Cb) de l’eau PTR de la piscine du BK (Bâtiment Combustible).

    - Occupation globale des 312 alvéoles:
    - 52 assemblages irradiés issus de la dernière campagne,
    - 25 réserves de gestion
    - 157 alvéoles vides dites réserve de sûreté
    - 78 alvéoles vides ou cas particuliers (déchets activés)
    - Surveillance:
    - Prélèvement périodique de l’eau borée de la piscine BK: Cb entre [2.000 ppm et 2.515 ppm]
    - Suivi continu par les balises g KRT

    * Évolution de la conception pour CYCLADES
    Stockage «à sec» de combustible neuf
    - Conception initiale: Espacement entre les alvéoles.
    - Occupation globale des 58 alvéoles: entre 0 et 4 alvéoles pour raisons économiques ou d’exploitation doivent être laissées libres.
    Évolution de la conception pour Cyclades: Impact de la nouvelle gestion CYCLADES :
    - Conception: Études du risque de criticité de l’entreposage sous eau et «à sec» du combustible neuf enrichi à 4,2% (1998-2000), on arrive à k_eff > 1 dans la configuration suivante:
    Dans les locaux de stockage «à sec»: les conditions accidentelles retenues sont les suivantes => brouillard d’eau à 0.05 g/cm³ et béton contenant moins de 7% d’eau et du fait de l’impact sur les hypothèses d’accidents de dilution, ceci entraîne de maintenir une concentration bore: Cb PTR entre [2.385 ppm; 2.575 ppm]
    - Nécessité de prescriptions:
    - Conception du local: condamnation physique de 4 alvéoles de stockage sec.

    Exploitation:
    A - Occupation globale des 312 alvéoles
    - 52 assemblages irradiés issus de la dernière campagne.
    - 52 assemblages irradiés issus de l’avant-dernière campagne, ou 52 assemblages neufs pour la future campagne.
    - 25 alvéoles sont pour réserve de gestion.
    - 157 alvéoles vides: réserve de sûreté.
    - 26 alvéoles vides ou cas particulier (un assemblage fuyard par exemple).

    B- Besoin de marge complémentaire:
    - Conception de la piscine BK: mise en place de 70 alvéoles de stockage de déchets activés.

    C- Surveillance:
    - Taux d’occupation des piscines BK

    * Retour d’expérience «Tokaï Mura» (1999): Revue de référentiel «criticité»:
    A- Études du risque de criticité en fonctionnement et incidentel/accidentel (2000-2003):
    - pour les phases de rechargement et déchargement, pour les phases de réception et d’évacuation du combustible, pour les phases de restauration du combustible:
    - k_eff > 1 (zone de criticité où il ne faut pas se trouver) ce qui arriverait dans la configuration accidentelle de catégorie IV hautement improbable suivante: Chute d’un assemblage combustible ayant entraîné une dispersion de pastilles de combustible, puis regroupement de 430 kg de pastilles (soit 83% de l’assemblage) sous eau borée à 2.000 ppm,
    donc:
    - nécessité de prescriptions: interdiction de récupérer, lors de la gestion de l’accident, les pastilles combustibles en cas de perte d’intégrité de la gaine.

    B- Prescriptions de conception :
    - dans le local de stockage du combustible neuf: absence de conduite d’eau;
    - Autres prescriptions d’exploitation: pour les phases de réception;
    - Vérification de l’enrichissement du combustible;
    - Retrait des housses de vinyle protectrice;
    - Interdiction de stocker de la matière inflammable dans le local de stockage «à sec».

    - Formation des intervenants dans le domaine de la criticité neutronique
    * Règles d’exploitation actuelle
    - Prescriptions d’exploitation:
    Règles Particulières de Conduites pour les 5 activités:
    - Déchargement et rechargement (suivi CNS et Cb, contrôle de la position de l’assemblage);
    - Réception (Contrôle numéro d’assemblage, contrôle de la position de l’assemblage);
    - Évacuation (Contrôle numéro et irradiation de l’assemblage, contrôle de la position de l’assemblage);
    - Activités en Bâtiment Combustible (compteur d’eau SED pour toute activité de rinçage d’outils, contrôle de la position de l’assemblage).
    * Règles organisationnelles lors du renouvellement du combustible
    - Retour d’expérience de Cattenom / Golfech / Gravelines (2003-2004) ayant conduit à mettre en oeuvre des pratiques de fiabilisation:
    - Briefing et Pré-Job-Briefing,
    - Contrôle croisé par des moyens indépendants (sur le numéro d’assemblage, sur la position de l’assemblage) en BR comme en BK
    * Gestion des évolutions: exemple de la mise en place de râteliers d’entreposage de déchets activés
    - Besoin de sûreté: garantir la disponibilité de 157 alvéoles en BK
    Modification: mise en place de 70 alvéoles d’entreposage de déchets activés (crayons de grappes, doigts de gants RIC)
    - Réexamen des études de criticité
    Ces 70 alvéoles ont un pas de 220 mm environ (400 environ pour les râteliers de stockage sous eau)
    - Nécessité de prescriptions:
    Règles organisationnelles: à la préparation (vérification des documents), lors de la réalisation (contrôle, mode défini d’utilisation du pont lors des manutentions)
    Moyens matériels: aire de circulation limitée du pont dans son mode normal

    900 FESSENHEIM 2 et BLAYAIS 1
    1 - Combustible neuf.
    Deux phases de manutention.
    * à l’arrivée, vers l’aire de stockage à sec
    puis
    * mouvements pour le chargement en réacteur (transit par la piscine où sont entreposés les combustibles usés)
    1.1 - Réévaluation des risques de criticité dans la perspective du combustible “cyclade”
    Le dispositif de stockage à sec du combustible neuf avait été conçu et optimisé pour du combustible enrichi à 3,5% U5. Lors de l’évaluation préalable à l’adoption du combustible “cyclade” (18 mois, 45.000
MW.jours/tonne) enrichi à 4,2%, les calculs ont montré que, dans les conditions d’optimum de modération, air humide à 0,02%, le (k_eff + 3σ) = 1,019. La valeur estimée pour un taux d’humidité de 1 est légèrement inférieure.
    D’où la condamnation d’une alvéole sur deux dans la zone critique, permettant d’abaisser la valeur de k_eff + 3σ à 0,9558 (sous critique) pour les mêmes conditions d’optimum.
    Cette modification a été réalisée à Fessenheim pour le chargement du réacteur 2 en combustible cyclade.
    Dans l’éventualité du passage à un combustible plus enrichi pour permettre des campagnes de 24 mois ou bien avec un cyclade à plus haut taux de combustion (52.000 MW.jours/tonne, démonstration faite mais en attente d’autorisations), la structure du stockage sera réévaluée.
    Lors du transit par la piscine en vue du chargement du réacteur, le combustible neuf est sous eau. Même dans l’hypothèse d’une eau pure, sans bore, le (k_eff + 3σ) est inférieur à 1.
    1.2 - Réévaluation REX (retour d’expérience) de TOKAÏ MURAÏ
    La situation la plus pénalisante est la chute d’un assemblage lors de la manutention à sec, avec cassure de gaines et éparpillement au sol des pastilles d’oxyde d’uranium.
    Dans cette situation, les agents effectuant cette opération se trouvent face à des pastilles peu irradiantes et qui peuvent être manipulées à la main avec des gants coton ou vinyle. La tentation risque d’être grande de ramasser ces pastilles et de les regrouper dans un récipient.

    Or un amas de pastilles d’oxyde d’uranium enrichi à 5%, de 30 cm de diamètre sur 4 cm de haut, en présence d’eau est critique. Cette quantité correspond à environ 30 kg d’oxyde d’uranium, soit le contenu de 14 crayons (un assemblage comporte 289 crayons).
    Il est impératif que des procédures soient mises en place pour organiser le ramassage des pastilles dans l’éventualité d’un tel incident. De plus la suggestion du SEPTEN de prévoir un matériel ad hoc - qui pourrait être un simple seau dont le fond grillagé éliminerait la présence volumique d’eau - nous semble d’une rusticité efficace.
    Les évaluations effectuées dans l’hypothèse de la chute d’un assemblage neuf dans la piscine, sans rupture de l’intégrité géométrique des autres assemblages, ne donnent pas de situations critiques quelle que soit la position après la chute. L’eau de la piscine est empoisonnée au point de vue neutronique par du bore au taux de 2.000 ppm.

    2 - Combustible usagé
    2.1 - La piscine de désactivation dispose de râteliers au pas de 410 mm, permettant d’entreposer au maximum 312 assemblages. La valeur du (k_eff + 3σ) a été calculée pour de l’oxyde d’uranium enrichi à 5% plongé dans de l’eau pure (sans bore). La valeur de 0,9402 donne une marge suffisante.
    De plus une zone de râteliers correspondant à un coeur doit être laissée libre.
    Dans l’hypothèse où la gestion du retraitement par la COGEMA
nécessiterait de maintenir dans la piscine du site une plus grande quantité de combustible et pour des durées beaucoup plus longues, il serait possible de remplacer les paniers en acier par des paniers en matériau à forte absorption de neutrons (Boral ou Cadminox) permettant en diminuant le pas, de doubler la capacité de stockage. Le Boral a été utilisé aux USA, mais il gonfle sous irradiation bloquant les assemblages (ceci ne gêne pas les USA qui ne retraitent pas et entreposent sur site). En France, le Boral a été utilisé sur P’4 et le gonflement semble stabilisé sur tous ces sites sauf à Penly où il a fallu le changer pour du Cadminox, utilisé aussi sur N4.
     2.2 - Phase d’évacuation du combustible usagé.
    En fonction du lot d’assemblages à évacuer et de leurs caractéristiques (taux de combustion, fuyard ou non, assemblages incomplets, etc.) COGEMA définit le type de château de transport, les caractéristiques des paniers internes et le plan de chargement. En effet chaque ensemble a son dossier d’agrément pour le risque de criticité.
    Or, sur le site EDF, il n’est pas aisé de vérifier si les caractéristiques des éléments de transport comportant de nombreux modèles sont ceux qui sont adaptés au transport programmé.
    Pour le moment, seule l’assurance - qualité est garante de la bonne adéquation du contenant et du conteneur. Des techniques de contrôle des références gravées sur les diverses parties de ces équipements devraient permettre aux responsables du site de se mettre à l’abri d’une erreur toujours possible du transporteur.
    De même, pour le combustible neuf, l’exploitant ne peut que faire foi aux déclarations du constructeur quant au taux d’enrichissement des pastilles et à la qualité des gaines des crayons.
    Un système de marquage sur les assemblages, permettant une lecture à distance même dans l’état où ils sont en fin d’exercice, permettrait également de se mettre à l’abri d’erreurs toujours possibles.

    3 - Problèmes de radioprotection du personnel.
    En tout état de causes, la présence d’une balise neutron mise en place lors des phases de manutention du combustible, ce qui est déjà fait dans les installations qui utilisent du combustible MOX, permettrait d’avoir une indication de l’ambiance neutron dans la zone de présence du personnel et un signal d’alarme pour le cas hypothétique où un incident de criticité se déclencherait.
    Il n’en reste pas moins qu’un gros effort doit être fait pour avoir des appareils de mesure de neutrons plus fiables.

    DIMENSION
    * Leur fond est équipé sur 4,3 mètres de hauteur d’«étagères [ou râteliers] de rangement». Ces dernières permettent d’entreposer les assemblages de combustible retiré du réacteur, tout en les disposant de manière à empêcher une situation de criticité via une réaction nucléaire en chaîne qui se produirait si les crayons (ou aiguilles) de combustible étaient stockés les uns contre les autres. Ils supportent une charge très importante (l’uranium est encore plus lourd que le plomb) et en cas de séisme important, s’ils ne sont pas amortis, «les mouvements des râteliers sont susceptibles d’endommager la paroi de la piscine, conduisant à une rupture d’étanchéité». C’est pourquoi, ces râteliers sont équipés de «vérins antisismiques ayant pour fonction de permettre leur dilatation thermique lente et, en cas de séisme, de limiter les efforts sur les parois de la piscine».
    * Une épaisseur d’eau minimale de 2,4 m à 3 m est nécessaire au-dessus du combustible pour absorber le rayonnement. Ces piscines ont au moins 12 m de profondeur pour un petit réacteur, plus de 20 m pour un gros réacteur (22,15 m par exemple pour la centrale nucléaire de Golfech, avec une hauteur de 21,15 m temporairement tolérée par les spécifications techniques, s’il n’y a pas de manutention de combustible en cours) pour que l’on puisse accueillir et manipuler le combustible dans de bonnes conditions de sécurité.
    * La qualité de l’eau est étroitement contrôlée pour éviter que le combustible ou sa gaine ne se dégradent sous l’effet de la corrosion (qui peut être accélérée en présence de biofilms bactériens constitués de bactéries résistantes à la radioactivité) ou d’oxygène dégagé par l’hydrolyse.
    * Toutes ces piscines sont dotées d’un système de mesure de la température et de réfrigération constantes de l’eau. Ce système nécessite une alimentation électrique (pour le fonctionnement des pompes), sécurisé par un ou deux systèmes de secours (des groupes électrogènes qui prennent automatiquement le relai en cas de problème). Selon les pays ou les cas, les assemblages de combustible sont ainsi refroidis de trois à six ans en piscine près du réacteur puis encore conservés sous l’eau durant dix à vingt ans avant d’être envoyés en retraitement, en stockage en fûts, ou stockage à sec. Par sécurité, le système de refroidissement d’une piscine de stockage de combustible est doublé (constitué de deux voies incluant chacune une pompe et un échangeur thermique. «Quand du combustible est présent dans la piscine, les deux voies doivent être disponibles, une pompe étant en fonctionnement tandis que l’autre reste disponible en secours».

    Entretien et décontamination périodiques
    Quand la piscine est vidée, les opérateurs de la décontamination y pénètrent, protégés par une tenue étanche ventilée (qui rend cependant difficile la lecture d’un radiamètre ou dosimètre opérationnel. Ils utilisent des agents moussant décontaminants, appliqués sur les parois puis rinçés à l’eau. L’eau de rinçage doit ensuite être traitée. Ce travail est parfois difficile.
    L’ASN rapporte ainsi le cas d’un chantier de décontamination de la piscine du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville où «des difficultés techniques et organisationnelles se sont succédé, conduisant à prolonger notablement l’intervention (environ 19 heures au lieu de 6). En particulier, il a été impossible de vidanger les effluents et notamment les particules radioactives, accumulés en fond de piscine après rinçage.
    L’intervenant a utilisé un seau pour écoper et a débloqué manuellement l’évacuation des effluents. Des particules radioactives ont été récupérées manuellement à l’aide de chiffons et mises en sac. Ce sac s’est révélé avoir un débit de dose au contact supérieur à 1 Sv/h. La prolongation de l’activité aurait pu porter la dose annuelle reçue par l’intervenant au-delà de la limite réglementaire de 20 mSv. Un des sous-traitant a intégré ce jour là une dose de 4,28 mSv, et à l’issue de ce chantier, de 19,33 mSv (pour une limite règlementaire de 20 mSv.
    L’eau de la piscine de carburant est borée, filtrée et refroidie en permanence, en circuit fermé, pour évacuer la chaleur produite par les assemblages de combustible irradié. Des pompes électriques font circuler l’eau de la piscine de combustible irradié dans un système d’échangeurs thermiques avant de la réintroduire, refroidie dans la piscine de désactivation. En conditions normales de fonctionnement la température de l’eau ne doit jamais monter au-dessus d’un seuil fixé par les spécifications techniques d’exploitation, par exemple sous 45°C pour la centrale nucléaire de Gravelines ou 50°C pour d’autres types de centrales.
    Le scénario d’une radiolyse importante de l’eau en condition humide, c’est-à-dire de sa dissociation en hydrogène et oxygène par les effets combinés de la haute température et des rayonnements ionisants (α, β, γ) avec de l’eau, avec éventuel effet catalytique de métaux contenus dans les gaines de combustibles est redouté, car susceptible de produire une explosion d’hydrogène.
    Pour cette raison, l’air des bâtiments contenant les piscines de stockage doit être constamment surveillé et éventuellement traité en cas de présence d’hydrogène (ventilation, injection d’azote comme lors de l’accident nucléaire de Fukushima, etc.).


    Le tube de transfert permet, lors des opérations de déchargement ou de chargement du combustible, de mettre en communication la piscine du bâtiment réacteur (BR) avec celle du bâtiment de stockage du combustible usé (BK). Dans cette situation, l’occurrence d’un séisme pourrait provoquer la rupture du tube de transfert, induisant une vidange rapide des piscines. A cet égard, des vérifications sont menées, en ECOT VD3 900 et VD1 N4 (puis VD3 1.300 à venir), vis-à-vis de la tenue au séisme du tube de transfert au regard des contraintes exercées par le déplacement différentiels des bâtiments provoqués par les tassements statiques des ouvrages, le fluage de l’enceinte et les oscillations sismiques.
    Les conclusions des études menées ont déjà conduit à devoir remplacer, sur le palier 900 MWe, la manchette élastomère côté BK. L’IRSN considère toutefois que les contrôles relatifs à l’état des manchettes élastomères ne permettent pas de garantir la tenue de ces équipements sous séisme. Ce sujet est développé au § 9.1.3.

    9.1.1.4 Etats des piscines couverts par l’analyse présentée par EDF ECS rapport IRSN tome 2
    Dans ses rapports, EDF a retenu comme états pénalisants à prendre en compte pour une situation accidentelle n’affectant qu’une seule tranche les domaines d’exploitation APR ou RCD en fin de déchargement. C’est en effet dans ces états de tranche que la puissance résiduelle du combustible
entreposé en piscine est maximale. Pour l’étude d’un scénario accidentel touchant l’ensemble d’un site, EDF a retenu qu’une des tranches du site était en APR ou RCD (états pénalisants pour les piscines et que
les autres sont en puissance. EDF étudie également le cas où un assemblage de combustible est en cours de manutention dans la piscine de désactivation.
    La principale différence entre l’approche suivie par EDF et par l’IRSN provient du fait qu’EDF suppose que les piscines et circuits connectés des bâtiments combustible et réacteur resteront intègres en cas d’agression naturelle extrême alors que l’IRSN postule qu’une brèche peut survenir et examine les conséquences d’une vidange accidentelle se cumulant avec une perte de refroidissement.

    Rapport IRSN N°679 – Tome 2/2 21/262
    Effets falaise dans les états «primaire suffisamment ouvert et piscine réacteur pleine»
    EDF indique que le découvrement du coeur n’aura lieu qu’après plusieurs jours en situation H3. L’IRSN confirme cet ordre de grandeur en estimant le délai de 70 à 80 heures, si aucun assemblage combustible n’est en manutention au moment de l’accident. Comme déjà indiqué, l’IRSN considère que la configuration plus pénalisante où un assemblage combustible serait en cours de manutention dans la piscine BR aurait dû être examinée, pour les réacteurs existants comme pour l’EPR FA3.
    EDF a indiqué au cours de l’instruction que les dispositions complémentaires envisagées vis-à-vis du risque lié à la manutention en cours d’un assemblage dans la piscine combustible seraient définies en considérant également ce risque côté piscine BR. Ce point est détaillé au § 9.1.3 relatif aux accidents dans la piscine BK.
    Effets falaise dans les états «primaire suffisamment ouvert et piscine réacteur non pleine»
    Dans cet état du réacteur, la puissance résiduelle est évacuée par vaporisation dans l’enceinte, compensée par un appoint au circuit primaire:
    - en situation H1 (de tranche, de site): appoint par le RCV (tous paliers) ou par le RIS BP (1.300 MWe, 1.450 MWe). L’effet falaise n’est pas précisé. L’IRSN considère qu’un effet falaise serait lié à la vidange de la bâche PTR;
    - en situation H3 de tranche: par appoint gravitaire depuis la piscine BK ou la bâche PTR, puis appoint depuis la bâche PTR, par la pompe RCV de la tranche jumelle sur le palier 900 MWe et par la motopompe thermique prévue pour la gestion des états primaire ouvert sur les paliers 1.300 MWe et 1.450 MWe. Le délai avant découvrement, lié à la vidange de la bâche PTR, est supérieur à un jour (plusieurs jours sur les paliers 1.300 MWe et 1.450 MWe);
    - en situation H3 de site, la situation diffère du cas précédent pour les réacteurs de 900 MWe par le fait que l’appoint par le RCV de la tranche voisine n’est plus valorisable. Ces réacteurs n’étant pas équipés d’une motopompe thermique, seul l’appoint gravitaire depuis la piscine BK (ou le réservoir PTR) est disponible. A la fin de cet appoint, le découvrement du combustible intervient en quelques heures. L’IRSN estime nécessaire la mise en place d’un moyen d’appoint vis-à-vis de cet effet falaise à très court terme.
    EDF a indiqué qu’il installerait sur les réacteurs de 900 MWe une motopompe thermique permettant l’injection dans le coeur à partir de la bâche PTR. Le délai avant découvrement du coeur serait alors de plusieurs jours.
    Sur tous les paliers, EDF propose en outre d’étudier des moyens ultimes de réalimentation en eau du système PTR qui soient de nature pérenne utilisant les mêmes sources d’eau et d’alimentation électrique
que le moyen ultime de réalimentation du système ASG. Cette réalimentation bénéficierait à l’ensemble des situations H1 et H3.
    S’agissant de la motopompe thermique (actuellement en place sur les paliers 1.300 MWe et 1.450 MWe), il s’agit d’un moyen mobile commun de site (Matériel Mobile de Sûreté: MMS). L’IRSN convient que le passage d’une tranche en état primaire ouvert avant déchargement est actuellement conditionné au pré-lignage de cette motopompe, ce qui minimise le risque d’avoir deux tranches en même temps dans cet état. Toutefois, formellement, ce risque n’est pas exclu, une tranche pouvant être affectée par un fortuit. Au cours de l’instruction, EDF a confirmé ce risque et indiqué qu’une étude était en cours pour définir les moyens MMS à renforcer pour couvrir une situation H1 ou H3 de site (actions envisagées à court terme). Vis-à-vis des risques de situation accidentelle liés aux agressions, il apparaît plus robuste selon l’IRSN de prévoir des ressources suffisantes par tranche.

    Voir aussi ce site "de vulgarisation"...