SharePoint
Aide
 

Réacteur EPR

L’expertise par l’IRSN du réacteur EPR

Fermer

Authentification

Email :

Mot de passe :

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. L’Institut analyse les dispositions retenues par EDF et propose, si nécessaire, des évolutions pour améliorer la sûreté du nouveau réacteur.

Depuis l’origine du projet EPR, au début des années 1990, l’IRSN a contribué à définir les objectifs de sûreté attendus et à examiner les solutions techniques proposées par le concepteur pour les atteindre.

Deux étapes ont marqué l’évaluation de la sûreté du projet EPR menée par l’IRSN : la publication des objectifs généraux de sûreté en 1993 et celle des directives techniques, approuvées par le Groupe permanent d’experts chargés des réacteurs en 2000.

L’IRSN a ensuite poursuivi son analyse technique du projet EPR par l’instruction des dossiers transmis par EDF et le contrôle de la construction. In fine, la démonstration de sûreté repose donc sur les caractéristiques du réacteur tel que réalisé.

Une cinquantaine d'experts IRSN - en mécanique, en génie civil, en neutronique, en thermohydraulique, en systèmes électriques, etc. - ont participé à l’analyse préalable à la demande d’autorisation de mise en service du réacteur.

Outre l’analyse des dossiers transmis par EDF, les experts se sont appuyés sur les études réalisées par l’IRSN avec ses propres outils, les visites sur site, les enseignements tirés du retour d’expérience des réacteurs en fonctionnement et un dialogue technique permanent avec les différents acteurs. 

 

Des évolutions à tous les stades du projet

Ces études et expertises ont notamment conduit à faire évoluer le projet initial sur plusieurs points dont le récupérateur de corium destiné à maîtriser les accidents graves avec fusion de cœur et le contrôle-commande informatisé. Autre évolution importante : le nombre de groupes électrogènes de secours a été augmenté de quatre à six à la suite aux premières études probabilistes de sûreté.

D’autres améliorations de sûreté ont également été apportées au cours du projet. Une troisième voie a été ajoutée au système de refroidissement et de traitement de l’eau de la piscine d’entreposage des assemblages combustibles usés. Une source froide diversifiée a été ajoutée pour refroidir ce système ainsi qu'un système d’évacuation de la puissance de l’enceinte en cas d’accident grave.

Puis, l’accident de Fukushima de mars 2011 a conduit à prévoir des dispositifs mobiles permettant d’utiliser la réserve d’eau douce située sur la falaise au-dessus de la centrale pour refroidir notamment l’enceinte de confinement en cas d’accident grave ainsi que les assemblages combustibles entreposés dans la piscine de désactivation. 

Centre de crise local de la centrale de Flamanville
Centre de crise local de la centrale de FlamanvilleAprès l’accident de Fukushima, des travaux importants ont été imposés par l'ASN afin d'assurer des marges de sûreté supplémentaires face aux événements naturels extrêmes : la centrale de Flamanville a été la première a être équipée d'un centre de crise local. (Source : EDF)

 

L’expertise de l’IRSN a également concerné l’anomalie dans la composition de l’acier du couvercle et du fond de la cuve du réacteur, et se poursuit avec le suivi des essais de démarrage du réacteur.

 

Le contrôle-commande de l’EPR

Contrôle-commande de l'EPR
Test entre le contrôle-commande et les différents équipements du réacteur EPR depuis la salle de commande (Source : EDF) 

Le « contrôle-commande » de l’EPR répond-t-il à toutes les exigences de sûreté qui lui sont applicables ? En 2009, l’IRSN a émis plusieurs réserves sur les équipements informatiques qui assurent le bon fonctionnement du réacteur et agissent en temps réel en cas de problème.

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.

L’Institut a demandé des précisions et des améliorations pour le système SAS (système d’automatismes de sûreté), le système post-accidentel chargé de prendre la relève du système de protection principal après les phases initiales d’un accident, et la plateforme de contrôle commande hébergeant ce système.

« Pour en arriver là, nous avons étudié le contrôle-commande », détaille Jean Gassino, expert ingénieur à l'IRSN. « Nous sommes rentrés dans une analyse technique très détaillée des dispositions prévues par EDF pour chaque type d’aléa et pour chaque type d’équipement. » Dans certains cas, les experts de l’Institut ont même été jusqu’à expertiser les codes sources de ces systèmes complexes.

L’Institut a intégré dans son examen l’éclairage apporté par les solutions proposées pour les projets de réacteurs EPR en Finlande et aux États-Unis. « Aucune des dispositions envisagées à l’étranger n’apporte de solution répondant à l’ensemble des questions soulevées par l’analyse de l’IRSN des dossiers d’EDF ».

Le système de protection a également fait l’objet d’une analyse par l’IRSN en 2014. Essentiel pour la sûreté, ce système réalise les fonctions automatiques, manuelles et de surveillance nécessaires pour atteindre l’état contrôlé en cas d’accident : arrêt automatique du réacteur, déclenchement de fonctions de sauvegarde (injection d’eau borée, démarrage des diesels principaux, délestage et le relestage séquencé des actionneurs, élaboration des permissifs, etc.).

L’IRSN examinera en 2018 la version du système de protection qui sera installée dans le contrôle-commande du réacteur pour sa mise en service.

 

Le récupérateur de corium

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.

Le principe de fonctionnement du récupérateur de corium a été validé en 2000 et sa conception détaillée approuvée en 2005. L’IRSN a pu confirmer en 2015, le caractère satisfaisant de ce dispositif et le respect de l’objectif de limitation des conséquences d’un accident de fusion du cœur auquel il contribue.

« Avant d’en arriver là, nous avons minutieusement étudié tous les rapports de l’exploitant », indique Gérard Cénérino, ingénieur à l’Institut. « Des experts de l’IRSN ont effectué quelques essais d’étalement du corium avec des matériaux simulants. »

L’Institut a également développé ses propres outils de calcul en s’appuyant sur les résultats d’expérimentations menées par le CEA avec le programme Vulcano réalisé à Cadarache (Bouches-du-Rhône) et par le concepteur Areva en Allemagne. Ces outils ont permis de réaliser des contre-études afin de vérifier la conception du récupérateur.

 

Le concept

Le système de récupération du corium de l’EPR permet la collecte des matériaux fondus s’écoulant de la cuve après sa percée. Il permet de maintenir le confinement des produits radioactifs en cas d’accident grave.

 

Schéma du récupérateur de coriumSchéma du récupérateur de corium


En situation normale, le combustible du réacteur, c’est-à-dire l’uranium, est refroidi par un circuit d’eau, appelé circuit primaire. En cas de brèche affectant ce circuit, de nombreux systèmes de protection et de sauvegarde sont mis en œuvre automatiquement. Mais ces systèmes ne sont pas totalement infaillibles. Si l’ensemble des systèmes ne démarrent pas ou s’ils cessent de fonctionner et qu’aucune parade ne peut être mise en œuvre, le combustible entrera en fusion et ce sera l’accident grave. La température, qui avoisine les 2 500° C, va faire fondre les structures internes de la cuve ce qui conduit à un mélange de combustible, d’acier et de zirconium fondus appelé corium. 

 

Dans les réacteurs actuels, si un accident grave menant à la fusion du cœur survenait, les matériaux fondus pourraient percer la cuve et s’écouler sur le radier en béton. La percée de ce dernier pourrait en résulter, ce qui conduirait à un relâchement de produits de fission dans le sol et l’atmosphère. Dans un réacteur EPR, le système de récupération du corium est un élément innovant permettant la collecte des matériaux fondus s’écoulant de la cuve après sa percée. Il permet de maintenir le confinement des produits radioactifs en cas d’accident grave.

 

Le fonctionnement

Le récupérateur est constitué d'une chambre d'étalement d'une grande surface (environ 170 m²). Cette dernière n'est pas située directement sous la cuve. Le puits de cuve communique avec la chambre au moyen d'un canal de décharge.

Tampon d’accès des matériels
Fin de bétonnage du récupérateur de corium en février 2013 (Source : EDF)

Avant de s'écouler dans le canal, le corium est collecté dans le fond du puits de cuve qui comporte un système d'ouverture de type "porte fusible". Un système de circulation d'eau permet de refroidir le récupérateur de corium par le dessous puis, dès la phase d'étalement terminée, de recouvrir d'eau le corium étalé.

Le récupérateur de corium est un système dit « passif » c’est-à-dire qu’il ne nécessite pas de source d’énergie pour fonctionner.

 

 

La conduite informatisée de l’EPR

La conception des moyens de conduite de l’EPR de Flamanville se fonde sur une approche qui considère que l’homme doit, à tout instant, conserver la maîtrise de l’installation.

 

Le concept

Le poste Moyen de Conduite de Secours (MCS) en salle de commande de l'EPR

Le poste Moyen de Conduite de Secours (MCS) en salle de commande de l'EPR (Source : EDF)

Comme pour les réacteurs de type N4, EDF a choisi d’équiper la salle de commande de l’EPR d’un système numérique de contrôle-commande piloté par une interface homme-machine informatisée, appelé Moyen de conduite principal (MCP). Un moyen de conduite de secours (MCS), de type conventionnel, sur lequel repose la démonstration de sûreté, permet, comme pour l’ensemble des autres réacteurs, de ramener et maintenir dans un état sûr le réacteur en cas de perte du MCP.

La conduite de l’EPR bénéficie enfin de caractéristiques techniques innovantes qui doivent notamment contribuer à réduire le volume des actions réalisées par les opérateurs et alléger leur charge de travail (automatisation renforcée, fonction de diagnostic automatique en conduite accidentelle et nouvelles modalités de traitement et de présentation des alarmes).

 

Les essais d’EDF et l’expertise réalisée par l’IRSN

Pour valider ses choix de conception en matière d’interface homme-machine, EDF a engagé une démarche itérative basée sur une succession de campagnes d’essais sur maquette puis sur simulateur pleine échelle. Ainsi, l’organisation de l’équipe de conduite, les moyens de la salle de commande et les documents d’exploitation ont fait l’objet de réajustements, parfois importants, au cours des campagnes d’essais.

L’IRSN a examiné, en 2014 et 2015, les moyens de conduite de l’EPR. Les experts de l’Institut se sont basés sur les documents relatifs à la démarche de prise en compte des facteurs humains dans la conception des moyens de conduite de l’EPR, les bilans établis par l’équipe d’évaluation à la suite des essais des campagnes ainsi que sur le bilan de la prise en compte, par EDF, des recommandations formulées suite aux campagnes. L’IRSN a également assisté à une partie des essais sur simulateur afin d’apprécier le réalisme des essais et la méthodologie mise en œuvre pour le recueil des données.

Les trois critères d’évaluation principaux utilisés par l’IRSN pour effectuer son analyse des résultats des campagnes d’essais réalisées par EDF et fonder ses conclusions sont :

  • la représentation individuelle et collective de la situation par l’équipe de conduite ;
  • la charge de travail ;
  • la coordination entre les membres l’équipe de conduite.

 

L’IRSN a présenté les conclusions de cet examen au Groupe permanent d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR), en juin 2015. Il a estimé que, si l’organisation et les moyens de conduite retenus par EDF sont satisfaisants sous réserve de la prise en compte d’un certain nombre de demandes, la dernière campagne d’essais sur simulateur revêtait une importance particulière pour valider, avant la mise en service, l’adéquation de l’organisation et des moyens de conduite aux activités de conduite de l’installation.

Suite à cette campagne, l’IRSN poursuit son examen des moyens de conduite de l’EPR. Des observations sur site sont ensuite prévues, pendant la phase de démarrage puis pendant le premier cycle de vie du combustible et le premier arrêt de tranche.

 

Pour en savoir plus :
Consulter toutes les information sur l’expertise de l’IRSN sur le contrôle commande de l’EPR
>> Consulter les documents

 

L’anomalie de fabrication du couvercle et du fond de la cuve

Image: Arrivée de la cuve de l'EPR sur le site de Flamanville
Arrivée de la cuve de l'EPR sur le site de Flamanville (Source : Areva) 

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.

Cette anomalie remet en cause certaines caractéristiques mécaniques de l’acier de ces composants, notamment sa ténacité, c’est-à-dire sa capacité à résister à l’amorçage d’une fissure en cas de défaut préexistant.

En 2015, Areva NP a proposé une démarche de justification pour démontrer la suffisance de la ténacité de l’acier du couvercle et du fond de la cuve. Cette démarche a fait l’objet d’une instruction conjointe de l’IRSN et de la Direction des équipements sous pression nucléaires (DEP) de l’ASN, et d’un examen par le Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pressions nucléaires (GP ESPN) le 30 septembre 2015. L’ASN a ensuite pris position et considéré acceptable, dans son principe, la démarche de justification proposée par Areva NP.

Fin 2016, Areva NP a transmis le dossier d’analyse des conséquences de l’anomalie du couvercle et du fond de la cuve du réacteur EPR. Areva NP conclut à l’aptitude au service des deux composants.  

Ce dossier a fait l’objet d’une analyse conjointe ASN DEP – IRSN, dont les conclusions ont été présentées les 26 et 27 juin 2017 au GP ESPN. De leur instruction, l’ASN DEP et l’IRSN concluent que, si Areva NP a démontré l’aptitude au service du couvercle et du fond de la cuve du réacteur EPR de Flamanville, des dispositions de suivi en service doivent être mises en œuvre pour contrôler périodiquement ces équipements durant le fonctionnement de l’installation (durée de fonctionnement prévue de 60 ans).

Les essais de démarrage consistent à tester progressivement, étape par étape, les différentes configurations dans lesquelles le réacteur peut se trouver, y compris certaines situations incidentelles.  Qu’il s’agisse d’essais unitaires des circuits, d’essais fonctionnels, d’essais d’ensemble, d’épreuves hydrauliques (du circuit primaire ou du circuit secondaire), de l’épreuve enceinte ou des essais de montée en puissance, l’IRSN porte une attention particulière à leur représentativité par rapport aux situations de fonctionnement du réacteur et à leur caractère exhaustif.

 Couvercle de la cuve de l'EPR
Couvercle de la cuve de l'EPR
À gauche, arrivée du couvercle de la cuve de l'EPR en février 2016. À droite, début de l'équipement du couvercle en mars 2016 (Source : EDF).

 

A ce stade, la faisabilité de ces contrôles apparaît acquise pour le fond de la cuve. Il n’en est pas de même pour le couvercle : à défaut de pouvoir les réaliser, l’ASN DEP et l’IRSN considèrent que le remplacement de ce couvercle devrait être réalisé à l’horizon de quelques années.

 

Pour en savoir plus :
Consulter toutes les information sur l’expertise de l’IRSN sur la cuve de l’EPR
>> Consulter notre dossier

 

Les essais de démarrage

Étape clé dans la mise en service d’un réacteur, 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.

Les essais de démarrage consistent à tester progressivement, étape par étape, les différentes configurations dans lesquelles le réacteur peut se trouver, y compris certaines situations incidentelles.  Qu’il s’agisse d’essais unitaires des circuits, d’essais fonctionnels, d’essais d’ensemble, d’épreuves hydrauliques (du circuit primaire ou du circuit secondaire), de l’épreuve enceinte ou des essais de montée en puissance, l’IRSN porte une attention particulière à leur représentativité par rapport aux situations de fonctionnement du réacteur et à leur caractère exhaustif.

​  Principes des essais de démarrage de l'EPR de Flamanville

Principes des essais de démarrage de l'EPR de Flamanville

 

Les essais de démarrage du réacteur EPR de Flamanville ont débuté en mars 2017, pour une durée prévisionnelle de 30 mois. Ces essais permettront de vérifier le bon fonctionnement de l’installation avant et après le chargement du combustible prévu actuellement en décembre 2018 et se poursuivront lors de la montée progressive en puissance jusqu’à 100 % de puissance nominale.

 

​  Les différentes phases des essais de démarrage

Les différentes phases des essais de démarrage

Les essais de démarrage  ont débuté en mars 2017, pour une durée prévisionnelle de 30 mois. Ces essais permettront de vérifier le bon fonctionnement de l’EPR de Flamanville avant et après le chargement du combustible.

 

Précisément, un expert de l’IRSN est détaché sur site depuis avril 2017 pour suivre le déroulement des essais pendant cette période. Cela facilitera l’instruction technique des résultats d’essais par les spécialistes de l’Institut au siège de Fontenay-aux-Roses (Hauts-de-Seine). Des avis ont déjà été rendus à l’ASN sur les principes d’essais de plusieurs systèmes contribuant à la sûreté de l’installation. Plusieurs avis seront émis avant et après la mise en service de l’installation sur les résultats d’essais.

Les essais de démarrage des réacteurs de type EPR construits en Chine et en Finlande sont également en cours. Des échanges ont lieu avec l’autorité de sûreté finlandaise ainsi qu’avec l’autorité de sûreté chinoise et son appui technique, dans le cadre du MDEP (Multi-design evaluation program), sur le déroulement des essais et les résultats obtenus.

 

L’EPR d’Olkiluoto, en Finlande

En février 2014, des experts de l’IRSN ont été conviés sur le chantier de l’EPR en construction sur l’île d’Olkiluoto (OL3) en Finlande. Ils ont assisté à l’épreuve de l’enceinte de confinement. Elle consiste à mettre sous pression le bâtiment du réacteur pour tester sa résistance et son étanchéité. Des critères définis dans le rapport de sûreté doivent ainsi être respectés.

A gauche, le réacteur EPR de la centrale d’OlkiluotoLa rencontre n’est pas inédite. L’autorité finlandaise de radioprotection et de sûreté nucléaire (STUK), l’ASN et l’IRSN collaborent depuis le début des années 2000 et la décision de l’exploitant finlandais TVO de construire un réacteur EPR. « Nous avons souhaité travailler avec l’Institut parce que nous savions qu’il connaissait parfaitement les caractéristiques de cette centrale », explique Tapani Virolainen, ancien responsable du projet au STUK. « Nos spécialistes se rencontrent deux fois par an pour aborder les points clés de la sûreté et partager les résultats de nos expertises. »

L’Autorité de sûreté finlandaise a bénéficié de l’expérience de l’IRSN dans certains domaines pour conforter ses instructions techniques. Ce fut le cas pour l’épreuve de l’enceinte. Le retour d’expérience de cette opération, réalisée avec succès, sera mis à profit par l’IRSN pour examiner les dispositions prises par EDF pour préparer l’épreuvre enceinte du réacteur EPR de Flamanville.

En 2017, la collaboration se poursuit. En juin, un expert de l’IRSN va suivre l’épreuve hydraulique du circuit primaire, à Olkiluoto, et en septembre, STUK rencontrera de nouveau l’ASN et l’IRSN pour échanger sur des sujets communs concernant la conception de certains équipements comme les soupapes de sûreté du pressuriseur et les essais de démarrage...

 

 

Page 1 de 234

Pour en savoir plus :