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.