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

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

• réaliser un bilan des réexamens antérieurs, en termes d’expertise et de dialogue technique :
  • présentation par l’ASN de la démarche et des objectifs des réexamens périodiques de sûreté ;
  • présentation par EDF des améliorations de sûreté issues du RP3-1300 et du RP4-900
  • présentation par l’IRSN des conclusions de son expertise et par l’Anccli des enseignements du dialogue technique associé pour le RP4-900, en particulier le rapport de l’IRSN rendant compte de la prise en considération des questions techniques de la société civile dans ses travaux ;

• indiquer le cadre de l’instruction technique et du dialogue technique concernant le RP4-1300 :
  • présentation par l’ASN des orientations de la phase générique ;
  • présentation par EDF des objectifs et des améliorations de sûreté prévues ;
  • présentation par l’IRSN de la stratégie d’expertise et par l’Anccli du dialogue technique associé ;

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.

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.