Savoir et comprendre

Une stratégie d’expertise focalisée sur les enjeux de sûreté et tirant partie de l’expertise réalisée pour les réacteurs de 900 MWe

EDF exploite 20 réacteurs de 1300 MWe situés à Paluel, Saint-Alban, Flamanville, Cattenom, Belleville, Nogent, Penly et Golfech. En 2026, le réacteur n°1 de Paluel sera le premier à atteindre 40 années d’exploitation – hypothèse de durée de fonctionnement retenue à la conception - et à procéder à la visite décennale correspondant à son quatrième réexamen périodique de sûreté (RP4 1300). Les quatrièmes visites décennales des autres réacteurs de 1300 MWe s’étaleront ensuite jusqu’en 2034.

Cette phase de visites décennales est préparée par une phase générique d’expertise des études d’EDF par l’IRSN engagée en 2020 et qui se poursuivra jusqu’au début de l’année 2025, échéance à laquelle l’IRSN devrait être en mesure d’établir un avis de synthèse quant à l’atteinte par EDF des objectifs de sûreté fixés par l’ASN à l’occasion de l’examen du dossier d’orientation du RP4 1300 datant de 2019.

Pour mener à bien cette expertise technique dans des délais particulièrement contraints et dans un contexte de niveau élevé d’activités liés aux grands projets nucléaires en cours de développement en France, l’IRSN a défini dès 2021, en collaboration avec l’ASN, une stratégie d’expertise pour la phase d’études du RP4 1300. Dans la mesure où les objectifs de sûreté sont similaires, cette stratégie valorise fortement les acquis du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe (RP4 900) exploités par EDF. Elle se focalise sur les enjeux de sûreté les plus forts et sur les spécificités techniques des réacteurs de 1300 MWe.

Pour mémoire, le RP4 900 avait fortement mobilisé les équipes de l’IRSN qui ont produit une quarantaine d’avis entre 2017 et 2020, dont les conclusions ont été synthétisées dans l’avis n°2020-00053 du 31 mars 2020. Cette analyse avait représenté 200 000 heures de travail, soit plus de 130 équivalents temps plein travaillé. Elle a permis de conclure que le programme d’EDF pour le RP4 900 était de nature à répondre aux objectifs fixés par l’ASN, moyennant des recommandations de compléments significatifs à la démonstration de sûreté et de modifications d’installation.

En ce qui concerne le RP4 1300, le programme des expertises en cours porte notamment sur les sujets suivants, qui feront l’objet de réunions des Groupes permanents d’experts en 2024 :

• la prise en compte des agressions d’origines internes et externes,
• la maîtrise des accidents « graves » (avec fusion du cœur du réacteur) et la limitation de leurs conséquences,
• les études des accidents du domaine de dimensionnement et du domaine complémentaire[1],
• l’aptitude à la poursuite d’exploitation des cuves des réacteurs de 1300 MWe pour les 10 années qui suivent leur quatrième visite décennale.

En outre, depuis 2020, l’IRSN a produit des avis d’expertise technique portant, par exemple sur :

• l’évaluation du risque de dégradation du confinement au niveau du dôme des bâtiments de certains réacteurs de 1300 MWe (voir l’avis IRSN N°2021-00075 du 7 mai 2021) ;
• de nouvelles méthodes d’études d’accidents ou des effets des agressions mises en œuvre par EDF dans le cadre de ce réexamen (voir l’avis IRSN N°2020-00119 sur l’accident de chute ou de retrait incontrôlé de grappe, avis IRSN N°2021-00208 sur les calculs des rejets radiologiques dans l’environnement, avis IRSN N°2022-00161 sur les risques d’inondations internes…) ;
• le projet d’introduction de premiers assemblages de combustibles MOX à Paluel (voir l’avis IRSN N°2021-00212 du 22 décembre 2021) ;
• le déploiement du « noyau dur post-Fukushima » des réacteurs de 1300 MWe (voir l’avis IRSN N°2023-00066 du 12 mai 2023).

De nombreux autres avis d’expertise de l’IRSN sont prévus d’ici fin 2024, notamment sur les enseignements des études probabilistes de sûreté, sur le confinement des bâtiments des réacteurs, ou encore sur l’efficacité des revêtements composites appliqués sur les parois des enceintes pour améliorer leur étanchéité… 

Pour en savoir plus : Avis et rapports Réexamen de sûreté associé aux 4e visites décennales des réacteurs nucléaires de 1300 MWe (VD4-1300) | IRSN

Les spécificités des réacteurs de 1300 MWe par rapport aux réacteurs de 900 MWe font l’objet d’une attention particulière dans le cadre des expertises en cours pour le RP4 1300. On citera ici deux exemples :

1. les réacteurs de 900 MWe sont dotés d’une enceinte de confinement à simple paroi recouverte en face interne par un liner métallique, qui en assure l’étanchéité. Le confinement des réacteurs de 1300 MWe est quant à lui assuré par une enceinte interne et une enceinte externe, toutes les deux en béton, séparées par un espace entre enceintes maintenu en dépression et permettant de collecter et filtrer les éventuels rejets. En l’absence de liner métallique, EDF rencontre sur certains sites des difficultés pour respecter le niveau d’étanchéité attendu de l’enceinte interne (qui fait l’objet d’une vérification par un essai à chaque visite décennale). EDF déploie depuis de nombreuses années une solution consistant à appliquer sur les parois de l’enceinte interne un revêtement en matériau composite. L’efficacité et la tenue en situation accidentelle de cette solution font l’objet d’un examen particulier, appuyé comme indiqué ci-dessous par des travaux de R&D.
2. un des objectifs de sûreté du RP4 1300 (comme du RP4 900) est d’éviter, en cas d’accident avec fusion du cœur, la percée du radier en béton du réacteur résultant de l’ablation du béton par le corium en fusion. Selon les sites des centrales nucléaires, les bétons utilisés pour couler les radiers ont des propriétés différentes (en particulier ils contiennent plus ou moins de CO₂) et leur capacité à résister à cette ablation varie. Les réacteurs de 1300 MWe de plusieurs sites ont des radiers avec peu de CO₂ (bétons dits très siliceux) donc a priori plus sensibles au risque d’ablation. L’expertise par l’IRSN de ce sujet s’appuie également sur des travaux de R&D.

Pour certains sujets d’importance particulière et qui requièrent des connaissances pointues, l’expertise de l’IRSN s’appuie sur des programmes de recherche, menés en propre ou dans le cadre de partenariats nationaux ou internationaux.

En cas d’accident avec fusion du cœur, EDF a prévu des modifications pour assurer le refroidissement du corium (cœur en fusion) et l’absence de risque de percement du radier en béton par le corium. La démonstration d’EDF de l’efficacité de ces modifications passe par des études utilisant des modèles dont la validité doit être éprouvée à l’aune de résultats expérimentaux représentatifs. Pour cela, EDF et l’IRSN sont partenaires du programme international ROSAU (Reduction of Severe Accident Uncertainties) réalisé sous l’égide de l’OCDE (Organisation de coopération et de développement économiques), opéré par l’ANL (« Argonne national laboratory ») aux USA. Dès 2020, l’IRSN, EDF et l’ASN ont organisé un groupe de travail commun de manière à échanger sur l’interprétation des résultats des essais en anticipant sur leur valorisation dans les études de sûreté réalisées par EDF et analysées par l’IRSN.

En ce qui concerne l’efficacité et la tenue en situation accidentelle des revêtements en matériau composite des enceintes (voir plus haut), l’IRSN a lancé un programme expérimental afin d’évaluer le comportement de ces revêtements en situation accidentelle. Ce programme consiste notamment à faire subir à des échantillons représentatifs les conditions qui seraient rencontrées en cas d’accident (température, humidité, irradiation…) et à mesurer la perméabilité des revêtements, leur adhérence au support en béton…

Dans le cadre de sa politique d’ouverture à la société, l’IRSN s’est engagé depuis décembre 2022 dans un dialogue technique avec la société civile sur le 4^ème réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe. Organisé par l’ANCCLI, l’ASN et l’IRSN, avec la participation des 7 commissions locales d’information (CLI) concernées et d’EDF, il a pour objectifs de favoriser l’accès à l’expertise de l’IRSN et de la rendre plus robuste en tenant compte des préoccupations sociétales. Il permet également d’impliquer le plus en amont possible les acteurs des territoires concernés, afin de les préparer à la concertation prévue en 2024 et aux enquêtes publiques locales qui concerneront chaque réacteur dans les prochaines années. In fine, ces initiatives permettront aux populations locales de participer dans la durée aux processus de prise de décisions sur ce réexamen, depuis la phase générique jusqu’aux phases spécifiques de chaque réacteur.

Les sujets techniques à traiter dans ce dialogue technique ont été définis sur la base des échanges avec les participants lors de la journée de lancement du 9 décembre 2022. Trois journées ont ensuite eu lieu, les 30 mai, 30 juin et 3 octobre 2023. Basé sur l’expérience acquise depuis 2014 dans le cadre du RP4 900, ce dialogue technique a permis de recueillir les questions et les préoccupations de la société civile sur plusieurs sujets techniques en cours d’expertise à l’IRSN et de pouvoir le cas échéant intégrer ces préoccupations dans l’expertise.

Pour en savoir plus : Dialogue technique RP4 1300

Parmi les questions posées lors de ce dialogue technique, l’IRSN répond ci-après à celles concernant les principaux enjeux et améliorations de sûreté de ce réexamen.

Notre parcours pédagogique en ligne sur le RP4 1300