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Réacteur EPR

Présentation et historique du projet EPR

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​L’EPR (European Pressurized Reactor) est une évolution des réacteurs à eau sous pression en fonctionnement. Le projet 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’un des principaux objectifs de l’EPR a été la prise en compte, dès la conception, du risque d’accident avec fusion du cœur du réacteur.

 

Historique du projet EPR

Image: Piscine du réacteur de Flamanville 3
Chantier du réacteur de Flamanville en 2015 (Source : EDF) 
C’est dans le cadre d’une coopération accrue entre la France et l’Allemagne que le projet EPR a vu le jour, à la fin des années 1980. Cette collaboration s’est poursuivie jusqu’en 1998, date à laquelle l’Allemagne a décidé d’abandonner le développement de l’énergie nucléaire.

Dans un premier temps, les acteurs industriels Framatome (aujourd’hui Areva NP) et Siemens ont créé, en 1989, une filiale commune en charge du développement d’un réacteur à eau sous pression de nouvelle génération. Ils ont été rapidement rejoints par EDF et les électriciens allemands.

Un accord de collaboration a également été signé entre les organismes techniques de sûreté allemand GRS et français IPSN (ancêtre de l’IRSN) pour définir une approche commune de sûreté puis pour évaluer en commun ces réacteurs.

Une première étape de travail a permis de définir en 1993 des objectifs généraux de sûreté. Présentées par EDF puis analysées par l’IRSN et GRS, les options de sûreté du réacteur EPR ont été examinées par  le Groupe permanent d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) et  la Commission allemande de sûreté des réacteurs, jusqu’en 2000.

 

Les objectifs généraux de sûreté du réacteur EPR

  • Réduire les doses individuelles et collectives reçues par les travailleurs, en fonctionnement normal et lors des incidents d’exploitation.

 

  • Réduire le nombre des incidents significatifs dans le but de réduire les possibilités d'apparition de situations accidentelles à partir de tels événements.
  •  

  • Réduire significativement la fréquence de fusion du cœur.
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  • Réduire significativement les rejets radioactifs pouvant résulter de toutes les situations d’accident concevables, y compris les accidents avec fusion du cœur.
  •  

 

À l’issue de cet examen, l’ensemble des recommandations émises ont été formalisées en 2000 dans un document intitulé Directives techniques pour la conception et la construction de la prochaine génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression. Ces directives fixent les exigences de sûreté applicables à la conception et à la construction de l’installation compte tenu des choix de conception retenus par les industriels.

Le GPR précise dans ces directives qu’il « estime que, pour l'exploitation d'une nouvelle série de tranches nucléaires au début du prochain siècle, la bonne voie est de déduire la conception de ces tranches de la conception des tranches existantes de manière "évolutionnaire", en prenant en compte l'expérience d'exploitation et les études approfondies menées pour ces tranches. Néanmoins, l'introduction de dispositions innovantes doit aussi être considérée dans le cadre de la conception de la nouvelle génération de tranches, en particulier pour prévenir et maîtriser les accidents graves. ».

Puis, entre 2000 et 2006, s’est déroulé un examen technique approfondi des sujets de sûreté considérés comme les plus importants en vue de l’autorisation de création du réacteur EPR sur le site de Flamanville (Manche), sur la base notamment du Rapport préliminaire de sûreté de l’installation.

 

​  Historique des premières années du projet EPR

Historique des premières années du projet EPR
Légende : Conceptual safety features review file (CSFRF), Basic design report (BDR), Rapport préliminaire de sûreté (RPrS)

  

L’instruction s’est ensuite poursuivie jusqu’en mars 2015 où EDF a soumis à l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) une demande d’autorisation de mise en service du réacteur. Depuis cette date, l’IRSN examine ce dossier, en particulier le rapport de sûreté de l’installation et les règles générales d’exploitation. Le plan d’urgence interne a également fait l’objet d’un examen.

 

Caractéristiques générales de l’EPR

L’EPR est un réacteur dit « évolutionnaire », c’est-à-dire que sa conception repose sur celle des réacteurs existants, les réacteurs nucléaires de type N4 français et Konvoi allemands. Il bénéficie ainsi de technologies éprouvées et du retour d’exploitation de ces prédécesseurs.

C’est un réacteur puissant d’une capacité de production de 1 600 mégawatt (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.

Des évolutions importantes ont toutefois été introduites par rapport aux réacteurs existants afin de renforcer la prévention des accidents, en particulier des accidents pouvant résulter de défaillances multiples, mieux protéger l’installation des effets des agressions internes et externes, et limiter les conséquences possibles d’un accident avec fusion du cœur. De plus, des dispositions ont été prises pour rendre physiquement impossible les situations d’accident grave susceptibles de conduire à des rejets précoces importants, ou, à défaut, de rendre ces situations très improbables avec un haut niveau de confiance (on parle alors de situations « pratiquement éliminées »).

 

​  Classement des centrales nucléaires en France
Classement des centrales nucléaires en France
La chronologie des différentes générations de réacteurs est associée à la date de maturité des technologies permettant le déploiement à une échelle industrielle.

 

Ainsi, pour l’EPR :

  • les principaux systèmes de sûreté ainsi que leurs systèmes support (alimentation électrique, circuit de refroidissement, contrôle-commande) comportent quatre voies indépendantes et géographiquement séparées, les réacteurs en fonctionnement n’en comportant que deux ;
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  • l’alimentation électrique des systèmes de sûreté est assurée par quatre groupes électrogènes principaux qui démarrent automatiquement en cas de perte de l’alimentation électrique normale et par deux groupes électrogènes de conception différente permettant de faire face à la perte de l’alimentation électrique normale cumulée à l’indisponibilité des quatre groupes électrogènes principaux ;
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  • la réserve d’eau utilisée pour refroidir le cœur en cas de brèche sur le circuit primaire est située à l’intérieur du bâtiment du réacteur, protégée des agressions externes, et non plus à l’extérieur ;
  •  

    Un bâtiment réacteur protégé contre les chutes d'avion
    Le bâtiment réacteur protégé contre les chutes d'avion (Source : EDF) 
  • le bâtiment du réacteur, le bâtiment d’entreposage des assemblages combustibles usés ainsi que deux des quatre bâtiments abritant les systèmes de sauvegarde sont protégés de la chute d’avion par une épaisse structure en béton. Le schéma d’implantation des bâtiments de l’îlot nucléaire permet en outre de réduire les effets liés aux agressions internes telles que l’incendie ou l’explosion ;
  •  

  • la source d’eau utilisée pour le refroidissement des systèmes de l’installation, appelée source froide, comporte quatre voies identiques et séparées. En complément, deux voies diversifiées (c’est-à-dire utilisant des équipements de technologie différente) permettent de faire face à une perte des quatre voies précitées par mode commun ;
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  • des vannes de dépressurisation ultime du circuit primaire équipent le pressuriseur, contrairement aux réacteurs en fonctionnement afin d’ « éliminer pratiquement » le risque d’une fusion du cœur alors que le circuit primaire est encore en pression (pression supérieure à environ 20 bars) ;
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  • un récupérateur de corium permet de refroidir le cœur fondu en cas d’accident grave. Situé au fond du bâtiment du réacteur, il permet de recueillir et de refroidir le corium (mélange résultant de la fusion du combustible et des structures internes de la cuve).
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​ Vue générale du réacteur EPR

Image: Vue générale du réacteur EPR

 

L’EPR Flamanville 3

Le décret d’autorisation de création du réacteur nucléaire de Flamanville 3 (Manche) a été délivré en avril 2007 et les premiers travaux sur le site ont été engagés à l’automne 2007.

Depuis le début de la construction en 2007, l’IRSN se rend régulièrement sur le chantier de l’EPR à Flamanville ; ses experts accompagnent l’ASN dans le contrôle de la réalisation de l’ouvrage pour s’assurer que les pratiques mises en œuvre sont à l’état de l’art et permettront in fine de respecter les exigences de la démonstration de sûreté.

 

​  Chantier de l'EPR en images

Chantier de l'EPR en images
De gauche à droite : Radier du bâtiment du réacteur achevé en 2008 ; vue de la salle des machines (en haut de la photo) du bâtiment réacteur (au milieu) et du bâtiment combustible en 2013 ; pose du dôme en 2013
(Crédit photo : EDF)

 

Quelques grandes dates du chantier

  • 2008 : Fin du coulage du radier (dalle de fondation en béton du bâtiment du réacteur).
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  • 2011 : Fin des travaux de génie civil de la salle des machines et de la station de pompage.
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  • 2012 : Achèvement des nouveaux dispositifs de sûreté (récupérateur de corium, réservoirs de sauvegarde, toitures coque-avion de deux bâtiments abritant les systèmes de sauvegarde).
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  • 2013 : Pose du dôme du bâtiment réacteur (BR).
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  • 2014 : Introduction de la cuve du réacteur dans le BR.
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  • 2015 : Introduction des générateurs de vapeur et du pressuriseur dans le BR. Fin du bétonnage de l’enceinte.
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Pour en savoir plus :

  • Consulter tous les documents IRSN (avis aux autorités, rapports d'expertise, rapports aux groupes permanents d'experts) rendus publics concernant l'expertise de sûreté du réacteur EPR de Flamanville 3