CONTROVERSES NUCLEAIRES !
VEILLE NUCLEAIRE INTERNATIONALE
2009
Rapports présentés au Groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires (GPR)
I/ Synthèse du rapport de l'IRSN sur l'architecture et les plateformes du contrôle-commande du réacteur EPR en construction sur le site de Flamanville
Date de publication: novembre 2009
     Le 18 juin 2009, en réponse à la demande de l'ASN, l'IRSN a présenté au Groupe Permanent d'experts pour les Réacteurs nucléaires (GPR) son rapport sur l'architecture et les plateformes du contrôle-commande du réacteur EPR en construction sur le site de Flamanville.
     L'IRSN a, en vue de cette réunion du Groupe Permanent d'experts pour les Réacteurs nucléaires, examiné les sujets suivants sur la base des documents transmis par EDF:
     - la robustesse de l'architecture du contrôle-commande considérée dans son ensemble, en particulier la déclinaison du principe de défense en profondeur et les dispositions d'indépendance retenues;
     - l'aptitude des réseaux et des calculateurs de la plateforme SPPA T2000 à accueillir des fonctions classées à des niveaux de sûreté intermédiaires;
     - les moyens de conduite permettant de pallier la perte de certaines parties du contrôle-commande.
     Le rapport de l'IRSN a permis au GPR d'examiner ces sujets et de transmettre un avis à l'Autorité de Sûreté Nucléaire qui s'est prononcée le 15 octobre 2009 sur les orientations prises par EDF.
     Le contrôle-commande est constitué de l'ensemble des capteurs, commandes d'actionneurs, calculateurs, réseaux informatiques, panneaux de contrôle et de visualisation qui permettent de gérer automatiquement et manuellement l'installation  dans toutes les situations.
     Une plateforme de contrôle-commande est une gamme d'équipements compatibles entre eux, permettant de réaliser des systèmes de contrôle-commande.
     Plus d'informations sur l'approche de l'IRSN concernant l'analyse de sûreté des système informatisés.
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    * > Lire l'avis du groupe permanent d'experts (document PDF sur le site de l'ASN)
    * > Lire la prise de position de l'ASN (document PDF sur le site de l'ASN)
II/ Synthèse du rapport de l'IRSN sur la gestion des effluents des centrales nucléaires en exploitation, des rejets radioactifs et des rejets chimiques associés
Date de publication: octobre 2009
     Le 28 mai 2009, en réponse à la demande de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), l'IRSN a présenté au Groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) son analyse des dispositions mises en œuvre ou envisagées par Electricité de France (EDF) en matière de gestion des effluents et des rejets des centrales nucléaires en fonctionnement normal ainsi que sur différents moyens d'améliorer cette gestion.
     Au cours de l'instruction technique, l'IRSN a constaté qu'un grand nombre d'actions ont été réalisées ou sont prévues par EDF pour améliorer la gestion des effluents, harmoniser les pratiques et réduire les niveaux de  rejets des différentes centrales nucléaires en fonctionnement normal.
     L'IRSN a considéré que la démarche engagée par EDF est globalement positive. Il a de plus constaté, lors de discussions menées sur les sites au cours de l'instruction technique, une forte implication du personnel EDF dans cette démarche. Après analyse, l'IRSN a néanmoins identifié des aspects de la gestion des effluents et des rejets méritant des améliorations.
     Le rapport de l'IRSN a permis au GPR de discuter de ces améliorations et de transmettre un avis à l'ASN qui a pris position le 7 octobre 2009.
     On appelle «effluent radioactif» un gaz ou un liquide contenant des substances radioactives, sous-produit d'un processus industriel ou de laboratoire, qui peut être recyclé, traité ou rejeté dans l'environnement. L'activité des effluents produits par les réacteurs nucléaires à eau sous pression est principalement due au carbone 14, au tritium, aux gaz rares, aux iodes, aux émetteurs «alpha» et aux produits de corrosion activés. Les «effluents chimiques associés» aux effluents radioactifs sont ceux qui transitent par les mêmes réservoirs de stockage avant rejet que les effluents radioactifs. Il s'agit de produits de conditionnement de l'eau des circuits des centrales, de métaux provenant de la corrosion et de l'usure des matériaux des circuits et de détergents provenant du lavage des tenues vestimentaires et du sol. Les effluents radioactifs et les effluents chimiques associés peuvent, après contrôle, être rejetés sous forme gazeuse ou liquide dans le respect des limites réglementaires.
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Synthèse du rapport de l'IRSN sur le thème des « accidents graves » susceptibles de survenir sur les réacteurs nucléaires à eau sous pression du parc en exploitation
Date de publication: juillet 2009
     Le 27 novembre 2008, en réponse à la demande de l'ASN, l'IRSN a présenté au Groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires son rapport sur les orientations prises par EDF dans le domaine de l'étude, de la prévention et de la limitation des conséquences des accidents graves susceptibles de survenir sur les réacteurs nucléaires à eau sous pression du parc en exploitation.
     L'IRSN a examiné, en vue de cette réunion du Groupe Permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires dédiée aux accidents graves, les sujets suivants sur la base des propositions d'EDF:
     - le référentiel d'exigences de sûreté relatives aux accidents graves présenté par EDF;
     - la démarche générale et la méthode d'évaluation des rejets radioactifs, pour les réacteurs en exploitation, compte tenu, notamment, de l'amélioration des connaissances sur la phénoménologie des accidents graves; 		suite:
     - la stratégie de gestion de l'eau dans le puits de cuve après la percée du fond de la cuve;
     - l'ouverture du dispositif d'éventage et de filtration de l'enceinte dans le but de prévenir la fusion du cœur et donc d'éviter un accident grave;
     - la quantité de débris dans les puisards de l'enceinte en situation d'accident grave.
     Le rapport de l'IRSN a permis au Groupe permanent de discuter de ces sujets et de transmettre un avis à l'Autorité de Sûreté Nucléaire qui s'est prononcée le 7 juillet 2009 sur les orientations prises par EDF sur les sujets précités dans le domaine de l'étude, de la prévention et de la limitation des conséquences des accidents graves.
     On appelle accident « grave » pour les réacteurs nucléaires à eau sous pression un accident au cours duquel le combustible du réacteur est significativement dégradé avec fusion plus ou moins étendue du cœur du réacteur. La fusion serait une conséquence de l'absence prolongée de refroidissement du cœur par le fluide caloporteur et d'une augmentation importante de la température des crayons combustible dénoyés. C'est un type d'accident qui, en raison des mesures de prévention mises en place, ne peut survenir qu'à la suite d'une accumulation très improbable de dysfonctionnements (défaillances multiples humaines ou matérielles).
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III/ Synthèse du rapport de l'IRSN sur le bilan du réexamen de sûreté mené par EDF dans le cadre de la troisième visite décennale des réacteurs de 900 MWe
Date de publication: juillet 2009
     Le 20 novembre 2008, en réponse à la demande de l'ASN, l'IRSN a présenté au Groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires son rapport sur le bilan du réexamen de sûreté des 34 réacteurs à eau sous pression de 900 MWe mené par Electricité de France, préalablement aux premiers arrêts des réacteurs pour leurs troisièmes visites décennales.
     Les réexamens de sûreté sont devenus une pratique courante et une étape périodique incontournable de la vie des centrales électronucléaires françaises : ils visent à se réinterroger sur leur sûreté de façon approfondie et à définir, quand cela est possible, des améliorations permettant de hausser leur sûreté à un niveau proche de celui des centrales de conception récente.
     Dans son rapport présenté le 20 novembre 2008, l'IRSN présente le bilan de l'évaluation de la suffisance des études menées par EDF dans le cadre du réexamen de sûreté associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe et des modifications envisagées à l'issue de ces études, au regard des objectifs fixés initialement pour ce réexamen.
     En conclusion, au terme de son examen des études réalisées par EDF et des modifications envisagées, l'IRSN considère que le référentiel des exigences de sûreté applicables aux réacteurs à l'issue de leur troisième visite décennale apparaît, en l'état actuel, satisfaisant. L'IRSN estime que ce nouveau référentiel conduira à conforter et à améliorer le niveau de sûreté global des réacteurs de 900 MWe.
     Ce rapport et l'avis rendu par le groupe permanent, entre autres, ont permis à l'Autorité de Sûreté Nucléaire de se prononcer le 7 juillet 2009 sur l'aptitude des réacteurs de 900 MWe à poursuivre leur exploitation jusqu'aux quatrièmes visites décennales.
     La pratique des réexamens de sûreté a été inscrite dans la loi relative à la transparence et à la sécurité nucléaire (loi n°2006-686 du 13 juin 2006), où l'article 29-III stipule que « l'exploitant d'une installation nucléaire de base procède périodiquement au réexamen de la sûreté de son installation...».
     Le réacteur n°1 du Tricastin à l'arrêt pour sa 3ème visite décennale depuis le mois d'avril sera le premier à bénéficier de ce réexamen de sûreté.
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IV/ Synthèse du rapport de l'IRSN sur le réexamen de sûreté de l'installation CABRI et sur la mise en place de la nouvelle boucle à eau pressurisée
Date de publication: mai 2009
     Au début des années 2000, l'exploitant du réacteur de l'installation CABRI, le CEA, a engagé d'importants travaux visant d'une part à améliorer le niveau de sûreté de l'installation pour justifier l'acceptabilité de la poursuite de son exploitation, d'autre part à remplacer la boucle d'essai en sodium précédemment utilisée par une boucle d'essai en eau sous pression. A la demande de l'Autorité de Sûreté Nucléaire, l'IRSN a expertisé les dossiers de sûreté transmis par l'exploitant en vue du redémarrage à l'issue des travaux.
     L'IRSN  a  présenté son rapport sur ces dossiers au Groupe permanent d'experts pour les réacteurs, les 2, 22 et 23 octobre 2008, ainsi que le 22 janvier 2009.
     Cette expertise a principalement conduit l'exploitant à reprendre sa démonstration concernant le comportement du cœur nourricier du réacteur lors des essais d'injection de réactivité. Elle a également conduit l'exploitant à renforcer le système de contrôle-commande du réacteur pour prévenir tout risque d'injection de réactivité non maîtrisée.
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