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Risque de colmatage des puisards de l'enceinte de confinement des centrales nucléaires d'EDF

 30/10/2003

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Le combustible des réacteurs à eau sous pression est, en fonctionnement normal, refroidi par de l’eau circulant dans le circuit primaire, maintenu à une pression d’environ 155 bars.

En cas de brèche de ce circuit, le réacteur est arrêté automatiquement. Mais il convient d’évacuer la puissance qui continue de se dégager du combustible, du fait de la radioactivité des produits formés pendant le fonctionnement du réacteur ; ce refroidissement doit être assuré sur des durées importantes. A cette fin, un système dit système d’injection de sécurité (RIS) permet d’envoyer de l’eau dans le cœur du réacteur tandis que la vapeur qui se dégage par la brèche du circuit primaire est condensée dans l’enceinte de confinement par le système d’aspersion dans l’enceinte (EAS) qui pulvérise de l’eau sous le dôme de l’enceinte.


Dans un premier temps, l’eau utilisée pour l’injection de sécurité et pour l’aspersion dans l’enceinte de confinement provient d’un réservoir (PTR) d’une capacité de 1600 m3 pour une tranche de 900MWe.Quand ce réservoir est vide, au bout d’un temps variable selon l’importance de la brèche (de l’ordre de 30 minutes pour la rupture instantanée de la plus grosse tuyauterie), les systèmes d’injection de sécurité et d’aspersion dans l’enceinte de confinement sont alimentés par l’eau récupérée au fond de l’enceinte de confinement dans des puisards prévus à cet effet. Les systèmes RIS et EAS fonctionnent alors en circuit fermé et permettent d’évacuer la puissance résiduelle du réacteur pendant les durées nécessaires.


Toutefois, l’eau aspergée dans l’enceinte de confinement peut entraîner des débris, provenant par exemple de l’impact du jet d’eau, initialement à une pression de 155 bars, sur les calorifuges des matériels situés au voisinage de la brèche. Aussi, les puisards sont équipés de filtres qui visent à protéger les pompes des circuits RIS et EAS en retenant ces débris tout en permettant un débit d’eau suffisant. A cet égard, un incident survenu en 1992 à la centrale nucléaire de Barsebäck (Suède) a soulevé de nouvelles questions concernant le risque de colmatage des filtres. La centrale de Barsebäck étant du type réacteur à eau bouillante, d’une conception sensiblement différente de celle des réacteurs à eau sous pression, les investigations au niveau international ont porté en priorité sur les réacteurs à eau bouillante.


Il est néanmoins apparu progressivement que le fonctionnement des puisards des réacteurs à eau sous pression méritait d’être réexaminé. Les argumentations présentés par EDF n’ont pas été jugées pleinement convaincantes par l’IRSN. Plus précisément, celui-ci, après examen des données publiées sur le sujet, a mis enévidence des phénomènes sur lesquels subsistaient des incertitudes importantes, ce qui l’a conduit à engager un programme de recherches propre.

 

Enceinte de confinement d'un réacteur à eau sous pression de 900 MWeEnceinte de confinement d'un réacteur à eau sous pression de 900 MWe - Vue détaillée 


Dans le cadre de ce programme, des expérimentations ont été menées de 1999 à 2003, sur quatre sujets :


- la délitescence des débris sous l'effet d’un débit d’eau (1 dans les schémas) : 37 essais ont été réalisés dans l’installation ELISA de l'Institut VUEZ (Institut de recherches sur les équipements énergétiques) en Slovaquie pour apprécier l’influence du type de calorifuge, du débit, de la température et de la qualité de l’eau, ainsi que l’influence de la présence de particules solides sur la perte de charge due à la présence de calorifuge sur une grille ;


- le transport vertical des débris et leur broyage dû aux obstacles (2 dans les schémas) : 30 essais ont été réalisés dans l’installation IVANA, également implantée à l’Institut VUEZ en Slovaquie pour apprécier la taille des débris produits en fonction de leur taille initiale, du débit d’eau et du type de calorifuge considéré ;


- les vitesses de transport horizontal des débris et leur sédimentation dans l’enceinte de confinement (3 dans les schémas) : 52 essais ont été réalisés dans l’installation VITRA de l'Institut EREC (Centre de recherches et d’études sur la sûreté des centrales électronucléaires) en Russie pour apprécier, en fonction du type et du nombre des débris, les vitesses d’eau au-dessous desquelles les débris sédimentent sur les planchers horizontaux de l’enceinte de confinement et ne participent donc pas au colmatage des filtres des puisards ;


- le mécanisme d’obturation des filtres (4 dans les schémas) : dix essais en vraie grandeur ont été réalisés dans l’installation MANON de l'Institut VUEZ en Slovaquie pour apprécier les quantités de débris pouvant conduire à une dégradation importante du fonctionnement ou à une perte des pompes assurant la recirculation de l’eau.


Les résultats obtenus ont été largement présentés dans des réunions internationales, par exemple à l’occasion du Forum annuel Eurosafe (1) 2002 organisé par l’IRSN et la GRS (Gesellschaft für Anlagen-und Reaktorsicherheit) et dans le cadre de groupes de travail du Comité sur la Sûreté des Installations Nucléaires (CSNI) de l’Agence pour l’Energie nucléaire de l’OCDE (2). Une synthèse a été réalisée par l’IRSN ; elle ne permet pas à ce stade de lever les interrogations sur le bon fonctionnement des systèmes RIS et EAS en circuit fermé. Cette synthèse a été présentée en France au groupe permanent pour les réacteurs nucléaires ; l’avis de celui-ci a conduit l’autorité de sûreté nucléaire à demander à EDF d’examiner la question en priorité et de prendre position avant la fin de l’année 2003 (voir la lettre du 9 octobre 2003 sur le site www.asn.fr).


Il est à noter que ce sujet fait également l’objet de débats dans d’autres pays exploitant des réacteurs à eau sous pression, notamment aux Etats-Unis où la Nuclear Regulatory Commission (NRC) élabore actuellement une révision du Regulatory guide 1.82 et où l’Advisory Committee on Reactor Safeguards –ACRS- (analogue au groupe permanent français) vient de souligner les incertitudes qui subsistent au sujet du risque de colmatage des puisards de l’enceinte de confinement (lettre ACRS du 30 septembre 2003 adressée au Président de la NRC) Sur le plan technique, des discussions importantes sur l’état des connaissances et les actions à mener auront lieu lors d’un congrès organisé par le CSNI à Albuquerque (USA) en février 2004.

 


(1) Le forum Eurosafe a pour vocation d’offrir une plate-forme de discussion et d’information sur les principaux aspects de la sûreté nucléaire, il s’adresse aux experts des organismes techniques de sûreté nucléaire, des institutions de recherche, des producteurs d’électricité, des industriels du nucléaire ainsi que des pouvoirs publics et des organisations non gouvernementales. Le prochain Forum Eurosafe se déroulera à Paris les 25 et 26 novembre 2003.


Pour en savoir plus : www.eurosafe-forum.org


(2) OCDE : Organisation de coopération et de développement économiques


presse@irsn.fr

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