Savoir et comprendre

Le projet EPR (European Pressurized Reactor) a été initié à la fin des années 1980 avec l’objectif d’améliorer sensiblement la sûreté et la protection de la population et de l'environnement contre les rayonnements ionisants.

Le réacteur EPR a été initié à la fin des années 1980 avec l’objectif d’améliorer sensiblement la sûreté et la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants.

L’EPR est une évolution des réacteurs à eau sous pression en fonctionnement. Le projet a été initié avec l’objectif d’améliorer sensiblement la sûreté et la protection des travailleurs contre les rayonnements ionisants, avec en particulier la prise en compte, dès la conception, du risque d’accident avec fusion du cœur du réacteur. Il est le premier réacteur français à bénéficier des enseignements tirés des accidents nucléaires de Three Mile Island, aux États-Unis, et de Tchernobyl, en Ukraine, ainsi que du retour d’expérience des réacteurs en fonctionnement.

C’est un réacteur puissant d’une capacité de production de plus de 1 600 MWe contre 1 450 MWe pour les derniers réacteurs construits en France (de type N4). Il est conçu pour une durée de fonctionnement de 60 ans.

De la conception à la mise en service de l’EPR de Flamanville 3, en passant par le suivi de la réalisation et des essais de démarrage, l'IRSN intervient à chaque étape du chantier.

Le contrôle-commande comporte 3 grandes catégories de systèmes (ou entités informatisées) importants pour la sûreté qui doivent respecter des exigences d’indépendance les uns par rapport aux autres.

Le récupérateur de corium a été mis en place pour répondre aux objectifs de sûreté généraux du réacteur. C’est un dispositif-clé pour la maîtrise des accidents avec fusion du cœur. Un système analysé par l’IRSN depuis le début du projet EPR.

La conduite de l’EPR bénéficie de caractéristiques techniques innovantes qui doivent notamment contribuer à réduire le volume des actions réalisées par les opérateurs et alléger leur charge de travail.

Fin 2014, Areva NP a découvert une anomalie de fabrication de l’acier du couvercle et du fond de la cuve du réacteur EPR de Flamanville.

En 2017, EDF a déclaré l'existence de « non-conformités » pour des soudures des tuyauteries VVP du réacteur EPR de Flamanville. De son expertise, l'IRSN a conclu qu'EDF devait procéder à la remise en conformité des soudures concernées.

Les essais de démarrage permettent de vérifier le bon fonctionnement et les performances des différents équipements et systèmes de l’installation, ainsi que leur conformité aux exigences de conception mentionnées dans le rapport de sûreté et l’étude d’impact.

Quelques réacteurs EPR sont en fonctionnement ou en construction dans le monde.

Composant en acier contenant le cœur du réacteur, la cuve participe au confinement des éléments radioactifs. Son intégrité est essentielle. En France, elle fait l’objet d’un examen par l’IRSN tout au long de l’exploitation des réacteurs.

Dans les 58 centrales électronucléaires à eau sous pression en exploitation du parc français, la cuve est un gros composant en acier qui contient le coeur nucléaire du réacteur. Le coeur du réacteur est refroidi par l'eau du circuit primaire dont la pression est égale à 155 fois la pression atmosphérique.

Pour l’ensemble des situations de fonctionnement du réacteur, y compris les situations accidentelles, un dossier de justification du dimensionnement mécanique a été établi par le concepteur.

En juin 2012, des contrôles ont été effectués sur la cuve du réacteur n° 3 de la centrale de Doel. Pour la première fois en Belgique, l’intégralité de la surface interne de la cuve en zone de coeur – c'est-à-dire de la partie cylindrique au droit du coeur – a été inspectée par ultrasons comme c’est le cas en France. Ces contrôles visaient à rechercher des défauts sous revêtement (DSR).

Les contrôles non destructifs pratiqués en France sur les cuves visent à détecter des défauts et à surveiller leur évolution potentielle en service. Ces examens viennent en complément de l’épreuve hydraulique réglementaire réalisée à 206 bars selon une périodicité décennale.

Dans une centrale nucléaire de type réacteur à eau sous pression (REP), la chaleur produite dans le cœur du réacteur est transmise via la circulation d'eau dans un circuit fermé - dit circuit primaire - à un circuit secondaire dont l'eau, transformée en vapeur, alimente des turbines pour la production d'électricité. 

Les investigations menées par EDF à la suite de plusieurs incidents ayant affecté deux réacteurs de la centrale nucléaire de Cruas (Ardèche) en février 2004 (réacteur n°1), novembre 2005 (réacteur n°4) et février 2006 (réacteur n°4), ont permis de mettre en évidence une anomalie générique affectant certains générateurs de vapeur (GV) des réacteurs français.

Outre le risque de rupture de tubes de générateurs de vapeur par fatigue vibratoire excessive, qui a fait l'objet des mesures préventives indiquées ci-avant (bouchage de certains tubes, renforcement de la surveillance des fuites primaire-secondaire), le colmatage modifie, d'une part les sollicitations mécaniques des plaques entretoises et de leurs tirants de fixation dans les GV, d'autre part le comportement thermohydraulique du circuit secondaire dans les diverses situations incidentelles ou accidentelles auxquelles les centrales pourraient être soumises.

Une particularité des générateurs de vapeurs (GV) des tranches de Cruas est qu'ils présentent en partie centrale une zone dépourvue de tube. Cette zone constitue donc une voie de passage privilégiée de l'eau du circuit secondaire.

​La perte de l’ensemble des sources froides a été mise en évidence lors de l’incident de Cruas-Meysse en 2009. Avec la catastrophe de Fukushima en 2011, c’est le scénario d’une perte simultanée des sources froides et de l’électricité qui a dû être pris en considération.

Chaque réacteur dispose de deux stations de pompage. Leur rôle : garantir l'arrivée de l'eau qui assure le refroidissement du réacteur et de la piscine de stockage des combustibles usés. Identifié dès les années 1980, le risque de perte totale de ces systèmes a été progressivement pris en compte au point de devenir un enjeu de sûreté important.

À la suite des événements de 2009 à la cenrale de Cruas (Ardèche), EDF a engagé une remise à niveau des stations de pompage sur l’ensemble des réacteurs en France. Modifications matérielles, évolution des procédures de conduite, dispositif de gestion de crise, les sources froides sont mieux protégées contre les agressions naturelles.

​​Le combustible MOX est constitué d’un mélange d’oxyde d’uranium et d’oxyde de plutonium. L’uranium utilisé est de l’uranium naturel ou de l’uranium issu du traitement de combustibles usés. Le plutonium provient également du traitement de combustibles usés.

​​La fabrication des combustibles MOX utilisés dans les réacteurs français est assurée par AREVA (usine MELOX à Marcoule). L’oxyde de plutonium (PuO2) provient des usines AREVA de La Hague. L’oxyde d’uranium (UO2) est actuellement fourni par l’usine AREVA ANF située à Lingen en Allemagne.

La nécessité des installations expérimentales fait débat. Elles ont permis de faire avancer la connaissance et de répondre aux missions d’expertise. Leur coût élevé conduira-t-il à leur préférer des modèles de simulation ?

L’IRSN mène des programmes de recherche qui s’appuient, en partie, sur des réacteurs d’essais uniques au monde. Pouvoir en disposer s’avère d’une importance capitale.

Le terme de tokamak est en fait l'acronyme des termes russes « toroïdalnaïa kameras magnitnymi katushkami », que l'on peut traduire par « chambre toroïdale avec bobines magnétiques ». Ce sont en effet deux chercheurs russes qui, en 1968, sont parvenus à atteindre des niveaux de température et des temps de confinement du plasma – deux des paramètres essentiels de la fusion – jamais obtenus par le passé.

Evaluer la sûreté de ce qui n'a encore jamais existé à une telle échelle : tel est le défi des experts de l’IRSN face à la future installation expérimentale ITER, de sa conception, hier, à son exploitation, demain.

A chaque étape formelle de la vie d’une installation nucléaire de base, de sa construction à l’arrêt de l’installation, en passant par sa mise en « service » et son fonctionnement, correspond une évaluation de sûreté.

​Le démantèlement regroupe les opérations visant à évacuer les matières et déchets radioactifs, à retirer les matériels présents, à assainir et à démonter les bâtiments d’une installation nucléaire en fin de vie ou à l’arrêt définitif.

​​​​​​L’IRSN évalue à la fois la stratégie globale de démantèlement des exploitants et les dispositions de sûreté retenues pour démanteler chaque installation. Comme durant la phase de fonctionnement, un réexamen de sûreté de l’installation en cours de démantèlement doit être réalisé périodiquement par l’exploitant.

​Avec l’arrivée en fin de vie de nombreux réacteurs en exploitation, se pose la question de leur démantèlement de manière rapprochée. En France et dans le monde, les enjeux sont similaires : d’une part, dégager des moyens techniques, humains et financiers importants et d’autre part, gérer les volumes de déchets radioactifs et les combustibles usés issus des opérations de démantèlement.

​Numérique, robotique et amélioration des techniques apportent désormais aux opérations de démantèlement une visibilité industrielle. Démantèlement à grande échelle des installations ou démantèlement d’une installation au plus tôt après son arrêt définitif ​deviennent possibles.

​​​Le démantèlement et l’assainissement de plusieurs installations sont achevés ou en cours d’achèvement : deux réacteurs EDF, plusieurs installations de recherche du CEA, et des usines à vocation militaire.

​​​La loi de transition énergétique pour la croissance verte adoptée en 2015 impose une baisse de l’électricité d’origine nucléaire avec pour conséquence le démantèlement de réacteurs EDF à l’instar de ceux de Fessenheim.

​​​La loi de transition énergétique pour la croissance verte adoptée en 2015 impose une baisse de l’électricité d’origine nucléaire avec pour conséquence le démantèlement de réacteurs EDF à l’instar de ceux de Fessenheim.

Réacteur Phénix : le démantèlement de l'ancienne filière de réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium

​​​​Suite à l’accident de Fukushima Daiichi au Japon en 2011, l’Allemagne, la Suisse et la Belgique ont décidé de fermer leurs réacteurs nucléaires. En France, la réduction de la part du nucléaire dans la production d’électricité votée en 2015 devrait se traduire par la fermeture de plusieurs installations.

​​Parmi les réacteurs similaires à ceux en exploitation en France, six réacteurs à eau sous pression ont déjà été démantelés et déclassés aux Etats-Unis.

L’IRSN intervient en tant que consultant dans le cadre du démantèlement de centrales dans les pays de l’Est, notamment en Bulgarie et en Lituanie. Son but est de transmettre son savoir-faire et de promouvoir la culture de sûreté pour les nombreux démantèlements à venir.

En 2014 et 2015, respectivement 139 et 122 événements ont été déclarés à l’Autorité de Sûreté Nucléaire, ce qui correspond à environ un événement déclaré pour 7 500 colis transportés. Aucun événement n’a eu de conséquences radiologiques significatives pour les travailleurs, la population et l’environnement.

Bilan de la sûreté et de la radioprotection des transports de substances radioactives à usage civil en France : méthodologie utilisée par l'IRSN et résultats détaillés

Le Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, dit « PNGMDR », publié pour la première fois en mai 2007, résulte de l'application de la loi de programme du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs.

Le 5ème Plan National de Gestion des Matières et Déchets Radioactifs doit définir les actions à mener sur la période 2019-2021. Compte tenu des temps de mise en oeuvre des projets, c'est en réalité la perspective de 2030 qui est en ligne de mire.

Dans le cadre de la préparation du débat public, et pour en éclairer les débats, l'IRSN a produit 2 rapports à la demande de Chantal Jouanno, Présidente de la Commission nationale du débat public (CNDP) : l’un concerne les possibilités d’entreposage à sec de combustibles nucléaires usés, l’autre un panorama international des recherches sur les alternatives au stockage géologique des déchets de haute et moyenne activité à vie longue. Ces deux rapports ont été remis le 15 mai 2019.

La Plan National de Gestion des Matières et Déchets Radioactifs 2019-2021 est précédé d’un large débat public, auquel l’IRSN est bien sûr associé.