Dialogue technique sur le 4e réexamen périodique de sûreté des réacteurs de 1300 MWe

Conformément à leurs engagements, l’Association nationale des comités et commissions locales d’information (Anccli), l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) mettent en place depuis fin 2022 un dialogue technique à destination de la société civile, avec la participation d’Electricité de France (EDF), à l’occasion de l’instruction technique du 4e réexamen périodique de sûreté des réacteurs de 1300 MWe (RP4-1300).
Le RP4-1300 concerne :

  • vingt réacteurs nucléaires, répartis sur huit sites : Paluel (4e visite décennale du réacteur Paluel 1, tête de série du pallier P4, en 2026), Penly, Flamanville, Golfech, Saint-Alban, Belleville, Nogent-sur-Seine et Cattenom (4e visite décennale du réacteur Cattenom 2, tête de série du pallier P’4) ;
  • sept Commissions locales d’information (Cli) : Clin de Paluel-Penly et Cli de Flamanville, Golfech, Saint-Alban, Belleville, Nogent-sur-Seine et Cattenom.

Des représentants de toutes les Cli, concernées par les réacteurs de 1300 MWe, participent au dialogue technique, ainsi que des associations et des experts non institutionnels. L’instruction technique du RP4-1300 s’étale de 2019 à 2026. Les orientations de la phase générique ont été fixées par l’ASN en 2019 et complétées en 2021. Les expertises de l’IRSN se déroulent de 2020 à 2025.

Par ailleurs, le Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire (HCTISN) organise une concertation publique sur la phase générique du RP4-1300, se déroulant du 18 janvier au 30 juin 2024, permettant d’élargir le public.

Objectifs du dialogue technique

Les objectifs du dialogue technique sur le RP4-1300 sont les suivants :

  • tenir compte des préoccupations et des questions de la société civile pour enrichir l’expertise de l’IRSN ;
  • permettre l'accès à l'expertise de l'IRSN afin que la société civile puisse se forger sa propre opinion sur les sujets de sûreté nucléaire et de radioprotection, et participer ainsi à la décision publique ;
  • impliquer le plus en amont possible les Cli et les territoires concernés, en vue notamment de la concertation publique sur la phase générique du RP4-1300 et des enquêtes publiques qui suivront les 4e visites décennales ;
  • permettre une participation de la société civile sur la durée du réexamen, depuis la phase générique jusqu’aux phases spécifiques à chaque réacteur.

 

Programme du dialogue technique

Une première phase du dialogue technique sur le RP4-1300 a eu lieu de décembre 2022 à octobre 2023, afin de l’articuler avec la concertation sur le RP4-1300 :

  • réunion de lancement du dialogue technique le 9 décembre 2022, pour réaliser un bilan des réexamens antérieurs (RP3-1300 et RP4-900) et présenter le RP4-1300, en termes d’expertise et de dialogue technique, ainsi que pour permettre aux participants de la société civile de définir les sujets techniques à traiter ;
  • trois réunions techniques les 30 mai, 30 juin et 3 octobre 2023 pour recueillir les questions techniques des participants de la société civile à prendre en compte dans l’expertise de l’IRSN, en cohérence avec les réunions des groupes permanents d’experts saisis par l’ASN et le calendrier d’expertise de l’IRSN.

Une deuxième phase de restitution aura lieu en 2024, après la fin de la concertation sur le RP4-1300, pour :

  • préciser comment les questions des participants de la société civile ont été prises en compte dans l’expertise de l’IRSN ;
  • apporter des réponses à l’ensemble des questions recueillies, notamment au travers d’avis de l’IRSN.
Frise RP4-1300

Réunions du dialogue technique

  

  • La réunion de lancement du dialogue technique a consisté dans un premier temps à :

     

     

    Dans un deuxième temps, des ateliers ont permis aux participants de la société civile d’identifier les sujets techniques qu’ils souhaitent traités dans le cadre du dialogue technique sur le RP4-1300 :

    • les objectifs et les enjeux de sûreté, en particulier comment les objectifs et les exigences de sûreté pour les réacteurs de 1300 MWe se situent par rapport à ceux des réacteurs de 900 MWe, les réacteurs de 3e génération (European Pressurized Reactor (EPR)) et les prochains réacteurs (EPR2), en identifiant ce qui est commun et ce qui est différent, et les exigences de sûreté issues des Etudes complémentaires de sureté (ECS) pour les agressions extrêmes d’origine externe, à la suite de l’accident de Fukushima-Daiichi ;
    • la poursuite de l’exploitation des réacteurs, notamment la définition de critères de fin de vie et le calcul des marges de sûreté ;
    • la maîtrise de la conformité et du vieillissement des réacteurs, en particulier l’état réel des réacteurs, les essais particuliers à réaliser, l’état des matériels et des équipements qui ne peuvent pas être contrôlés, la corrosion sous contrainte (évolution dans les dix ans à venir après prolongation) et le vieillissement des équipements non remplaçables tels que la cuve et l’enceinte ;
    • la réévaluation de sûreté des agressions d’origine externe, notamment les changements climatiques, la chute d’avion accidentel, l’environnement industriel, la perte de la source froide due aux agressions externes, les impacts des agressions externes sur la piscine d’entreposage du combustible, le retour d’expérience de l’accident de Fukushima-Daiichi et les Etudes probabilistes de sûreté (EPS) ;
    • la réévaluation de sûreté des agressions d’origine interne ;
    • la cuve du réacteur en termes de démonstration de l’aptitude à la poursuite de son exploitation ;
    • l’enceinte de confinement du réacteur, en particulier son vieillissement et son étanchéité, notamment en cas d’accident grave ;
    • la piscine d’entreposage du combustible, en lien avec les accidents des domaines de dimensionnement et complémentaire ;
    • l’accident grave, en particulier la maîtrise et la limitation des conséquences, le dispositif de stabilisation et de refroidissement du corium et le retour d’expérience de l’accident de Fukushima Daiichi ;
    • les impacts du fonctionnement des réacteurs sur le personnel, le public et l’environnement, notamment les impacts cumulés en fonctionnement normal et les impacts dus aux incidents et aux accidents ;
    • les Facteurs organisationnels et humains (FOH), en particulier la mise en œuvre des modifications associées au réexamen, la formation et la compétence des intervenants, le suivi et la surveillance des entreprises extérieures ;
    • les travaux associés au réexamen (remise en conformité et modifications visant à améliorer la sûreté), notamment la gestion de l’accumulation des modifications, en lien avec d’autres chantiers (RP4-900, EPR, EPR2), le calendrier de réalisation, les capacités industrielles et humaines d’EDF et des prestataires, les conséquences sur la sûreté, la conservation des savoirs faire et les compétences.

    Les participants de la société civile ont mentionné également d’autres sujets :

    • la vulnérabilité des réacteurs nucléaires face aux risques sociétaux et géopolitiques, ainsi qu’aux actes de malveillance ;
    • le moxage des réacteurs de 1300 MWe ;
    • la gestion de crise nucléaire ;
    • les dispositions prises pour le démantèlement des réacteurs nucléaires ;
    • les interactions avec d’autres installations nucléaires (capacité de production du combustible Mox et gestion du combustible nucléaire usé en lien avec les piscines d’entreposage d’assemblages combustibles) ;
    • les coûts économiques du réexamen ;
    • l’information et la participation de la société civile et du public.

    Ces sujets ne font pas partie du périmètre de l’instruction technique du RP4-1300 ou se situent en dehors du champ de compétences de l’IRSN. Ils pourront faire l’objet de réunions spécifiques ou être traités dans des cadres autres que celui du dialogue technique, en particulier lors de la prochaine concertation.

     

  • Cette réunion technique a porté sur :

    • les objectifs et les enjeux de sûreté ;
    • les agressions d’origine externe ;
    • l’enceinte de confinement du réacteur ;
    • l’accident grave (l’accident de fusion du cœur).

    Chaque sujet technique a fait l’objet :

    • d’une présentation, par l’ASN pour les objectifs et les enjeux de sûreté et par l’IRSN pour les autres sujets ;
    • d’un temps d’échanges de manière à recueillir les préoccupations et les questions techniques des participants de la société civile, prises en compte dans l’expertise de l’IRSN.

    Concernant les objectifs et les enjeux de sûreté, la présentation de l’ASN a précisé :

    • la similitudes des objectifs de sûreté pour les RP4-900 et RP4-1300 ;
    • les différences de conception entre les réacteurs de 900 et 1300 MWe, en particulier concernant l’enceinte de confinement ;
    • les différences en termes de conception, d’objectifs de sûreté et de dispositions de sûreté entre d’une part les réacteurs de 900 MWe et de 1300 MWe et d’autre part l’EPR ;
    • le déploiement à l’occasion du RP4-1300 du noyau dur de dispositions matérielles et organisationnelles, défini à la suite du retour d’expérience de l’accident de Fukushima-Daiichi, permettant de limiter les conséquences d’une agression extrême.

     

    Les préoccupations et les questions des participants de la société civile ont porté notamment sur :

    • la définition de critères de fin de vie, d’arrêt ou de poursuite de l’exploitation d’un réacteur ;
    • la prise en compte de la corrosion sous contrainte dans le réexamen ;
    • la prise en compte des facteurs sociaux, organisationnels et humains, en particulier les conditions des salariés sous-traitants ;
    • la protection des piscines d’entreposage des assemblages combustibles vis-à-vis du risque de chute d’avion ;
    • les prélèvements et la consommation en eau, pour produire de l’énergie électrique ou gérer un accident, dans un contexte de réduction des ressources en eau en raison des changements climatiques.

     

    Pour les agressions d’origine externe intéressant la société civile : changements climatiques, environnement industriel et voies de communication, et chute accidentelle d’aéronef, ainsi que les agressions de la source froide et de la piscine d’entreposage des assemblages combustibles, la présentation de l’IRSN a précisé :

    • les objectifs du RP4-1300 ;
    • le périmètre et la démarche d’instruction ;
    • les expertises réalisées et à venir ;
    • l’intégration des résultats des expertises effectuées sur le RP3-1300 et le RP4-900.

    Concernant plus particulièrement l’entreposage des assemblages de combustible dans les piscines du bâtiment combustible, l’objectif visé est de rendre extrêmement improbable, avec un haut niveau de confiance, le découvrement des assemblages de combustible entreposés ou manutentionnés. Par ailleurs, une expertise est prévue spécifiquement sur la chute accidentelle d’un aéronef de l’aviation générale, pour laquelle la probabilité de chute est la plus importante, sur la piscine du bâtiment combustible, dont la conception est différente de celle du bâtiment réacteur.

     

    Les préoccupations et les questions des participants de la société civile ont porté notamment sur :

    • la chute d’avion, en particulier sur les bâtiments combustible et réacteur ;
    • les risques liés aux drones, équipés éventuellement de charges explosives ;
    • les scénarios d’évolutions climatiques à long terme, au-delà de la période de dix ans du réexamen de sûreté, et ses impacts sur les réacteurs nucléaires ;
    • le risques de découvrement et de fusion des assemblages combustibles entreposés dans la piscine de désactivation vis-à-vis des agressions externes ;
    • la perte de la source froide ;
    • les risques liés aux actes de malveillance et aux conflits militaires.

     

    Concernant l’enceinte de confinement du réacteur, une première présentation de l’IRSN a précisé en particulier :

    • la description, les fonctions et les exigences de sûreté des enceintes de confinement des réacteurs de 1300 MWe ;
    • les différences de conception entre les enceintes de confinement des réacteurs de 900 et de 1300 MWe ;
    • les questions soulevées par l’expertise de l’IRSN, portant notamment sur l’efficacité des revêtements en composite, permettant d’améliorer le taux de fuite global des enceintes de confinement, et des systèmes de traitement des gaz et des aérosols de l’espace entre enceintes en cas d’accident grave, et l’étanchéité des traversées d’enceintes.

    La deuxième présentation de l’IRSN a porté sur le vieillissement des enceintes de confinement, en précisant notamment :

    • la surveillance des enceintes (dispositif d’auscultation, épreuve de l’enceinte et plans de maintenance préventive) ;
    • les mécanismes de vieillissement et les pathologies du béton (retrait, fluage et gonflement), de l’acier (corrosion) et de la peau composite (fissure, cloquage et décollement) ;
    • l’expertise de l’IRSN, portant en particulier sur l’exhaustivité des phénomènes identifiés (vieillissement et pathologies), la suffisance des contrôles et la compatibilité des évolutions attendues des enceintes de confinement avec une prolongation d’exploitation des réacteurs nucléaires.

     

    Les préoccupations et les questions des participants de la société civile ont porté notamment sur :

    • les raisons du changement de conception des enceintes de confinement entre les réacteurs de 900 et de 1300 MWe ;
    • le comportement à long terme des enceintes de confinement, au-delà de la période de dix ans du réexamen de sûreté ;
    • la représentativité des conditions de réalisation de l’épreuve de l’enceinte ;
    • l’étanchéité de dômes d’enceintes de confinement en cas d’accident grave ;
    • l’étanchéité et la qualification des revêtements en composite ;
    • l’étanchéité et le remplacement des joints de traversées : le tampon d'accès matériel et le tube de transfert ;
    • le contrôle de la corrosion des câbles de précontrainte et des armatures du béton armé.

     

    Pour l’accident grave, la présentation de l’IRSN a précisé en particulier :

    • les orientations retenues par EDF, notamment le fait de tendre vers des mesures de protection des populations limitées dans l’espace et dans le temps en cas d’accident grave : diminution des rejets importants qui conduiraient à des effets durables dans l’environnement y compris à la suite d’agressions d’origine naturelle, en évitant la dépressurisation de l’enceinte vers l’atmosphère et, en cas de percée de la cuve, en stabilisant le corium sur le radier du bâtiment réacteur ;
    • le panorama de l’instruction technique sur les accidents graves pour le RP4 1300 ;
    • les dispositions retenues par EDF pour stabiliser le corium en dehors de la cuve et évacuer la puissance thermique par étalement du corium sans dépressuriser l’enceinte, de manière à limiter le risque de percement du radier. Les spécificités des réacteurs de 1300 MWe, par rapport à ceux de 900 MWe, sont une proportion plus importante de béton du radier très siliceux, pour lequel la démonstration de sûreté reste à apporter par EDF, et une épaisseur du radier plus faible ; ces deux spécificités vont dans le sens d’un risque de percement du radier plus élevé. Le dossier d’EDF spécifique au RP4-1300 est en cours d’expertise par l’IRSN, pour s’assurer de la suffisance des dispositions retenues pour stabiliser le corium et préserver l’enceinte de confinement ;
    • les dispositions retenues par EDF pour limiter les rejets d’eau contaminée dans l’environnement en cas d’accident grave (réinjection des fuites dans le bâtiment réacteur, dispositif mobile de traitement pour réduire la contamination des eaux et limitation de la dissémination de substances radioactives, par le sol et les eaux souterraines, en dehors du site). Le dossier d’EDF spécifique au RP4-1300 est en cours d’expertise par l’IRSN.

     

  • Cette réunion technique a porté sur :

    • la maîtrise de la conformité et du vieillissement des réacteurs ;
    • la cuve du réacteur ;
    • les accidents des domaines de dimensionnement et complémentaire.

    Chaque sujet technique a fait l’objet :

    • d’une présentation, par l’ASN pour la cuve du réacteur et par l’IRSN pour les autres sujets ;
    • d’un temps d’échanges de manière à recueillir les préoccupations et les questions techniques des participants de la société civile, prises en compte dans l’expertise de l’IRSN.

    Consulter la présentation de l'IRSN sur la maîtrise de la conformité et du vieillissement des réacteurs.

    Consulter la présentation de l'ASN sur les Cuves

    Consulter la présentation de l'IRSN sur les Cuves

    Consulter la présentation de l'IRSN sur les Accidents du domaine de dimensionnement et complémentaire

  • Cette réunion technique a porté sur :

    • les impacts du fonctionnement des réacteurs sur le personnel, le public et l’environnement ;
    • les facteurs organisationnels et humains ;
    • les modifications et les travaux associés au réexamen.

    Chaque sujet technique a fait l’objet :

    • d’une présentation par l’IRSN ;
    • d’un temps d’échanges de manière à recueillir les préoccupations et les questions techniques des participants de la société civile, prises en compte dans l’expertise de l’IRSN.

    Consulter la présentation de l'IRSN sur l'impact du fonctionnement des réacteurs sur les populations et l’environnement

    Consulter la présentation de l'IRSN sur les facteurs organisationnels et humains

    Consulter la présentation de l'IRSN modifications et travaux associés au 4ème réexamen périodique des réacteurs 1300 MWe

     

A consulter également

Notre parcours pédagogique en ligne sur le RP4 1300 

Notre fiche illustrée "Le RP4 1300 et le rôle de l'IRSN" (PDF)

L’expertise de l’IRSN dans le cadre du 4ème réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe

Les objectifs et les exigences de sûreté du RP4-1300 sont similaires à ceux du RP4-900 (la plupart des demandes faites pour la phase générique du RP4-900 sont directement transposables au RP4-1300). Consulter :