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Vieillissement des centrales nucléaires

Comment est anticipé, contrôlé et surveillé le vieillissement des composants d'une centrale

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Les réacteurs nucléaires vieillissent. Leurs composants subissent les effets du temps, de l’environnement et les sollicitations répétées liées au fonctionnement de la centrale. La fatigue mécanique, l’usure, la corrosion, le vieillissement thermique ou dû à l’irradiation risquent d’amoindrir peu à peu leurs performances, avec des conséquences sur la sûreté.

En France, la loi ne fixe pas a priori de limite temporelle à l’exploitation d’une centrale. Tous les dix ans, lors des réexamens qu’il réalise, l’exploitant doit montrer la capacité de son installation à fonctionner jusqu’à la prochaine visite décennale, en situation normale ou dégradée, selon les exigences fixées par la réglementation, déclinées en critères.

 

Décider la poursuite de l’exploitation des centrales les plus anciennes

C’est entre 1978 et 1988 que les 34 réacteurs de 900 MWe – les plus anciens du parc électronucléaire français – ont été mis en service. Leur âge moyen est de 31 ans, contre 25 ans pour les 20 réacteurs du palier 1 300 MWe, et 15 ans pour les quatre réacteurs de 1 450 MWe. Or, la poursuite de l’exploitation des 34 réacteurs de 900 MWe au-delà de 40 ans n’est pas acquise à ce jour.

« L’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) se prononcera en 2018 sur leur capacité à fonctionner avec un haut niveau de sûreté dix années supplémentaires », rappelle Thierry Payen, spécialiste en mécanique des structures à l’IRSN. « Cet avis général devra être confirmé réacteur par réacteur, à l’issue de leur quatrième visite décennale. »

Ce processus s’effectue sous le contrôle de l’ASN. Pour sa part, l’IRSN expertise, en amont, la démonstration de sûreté présentée par l’exploitant, afin de permettre la prise de décision. « Tous les Dossiers d’aptitude à la poursuite de l’exploitation (DAPE) des réacteurs et de leurs composants sensibles sont analysés sous l’angle de la maîtrise du vieillissement », précise Thierry Payen.

 

Une surveillance et une maintenance continue

Outre les réexamens et contrôles périodiques, le maintien de la sûreté dans le temps repose sur une surveillance continue des installations, sur la maintenance et, le cas échéant, sur des programmes de rénovation ou de remplacement de certains matériels : systèmes de contrôle-commande, générateurs de vapeur…

Les équipements les plus à risque font l’objet d’un suivi particulier. « La tenue au vieillissement du circuit primaire et de l’enceinte du bâtiment du réacteur est d’autant plus critique qu’il s’agit de barrières de confinement de la radioactivité : une rupture ou des fuites significatives les affectant pourraient entraîner des rejets importants dans l’environnement », souligne Bernard Chaumont, expert en sûreté à l’IRSN.

Si la plupart des éléments du circuit primaire peuvent être remplacés quand ils se dégradent, ni la cuve ni l’enceinte ne peuvent être changées. Ces composants sont conçus au départ pour fonctionner avec des marges de sûreté importantes. Toute la question consiste à gérer ce « capital » dans le temps.

 

Cuve : prendre en compte l’irradiation des aciers

Pour la cuve du réacteur, le principal mécanisme de vieillissement a été identifié dès la conception : le bombardement de neutrons issus du cœur fragilise l’acier dont elle est composée. Ainsi, la gestion du combustible a évolué afin de réduire le flux neutronique subi par la cuve.

Des « éprouvettes » - à savoir des pièces d’essai destinées à tester le matériau de la cuve pour caractériser son comportement mécanique - sont placées près du cœur lors de la construction. Elles permettent à chaque visite décennale de suivre l’évolution de l’acier irradié pour s’assurer de la résistance de ce composant. D’autres méthodes d’examens non destructifs viennent compléter l’épreuve hydraulique décennale qui vérifie l’intégrité et l’étanchéité du circuit primaire, dont fait partie la cuve.

« Les recherches se poursuivent pour mieux prédire les conséquences à long terme de l’irradiation des aciers. Les travaux de l’IRSN, portant par exemple sur l’évaluation des effets dits de préchargement à chaud, ont déjà permis de préciser dans quelles conditions ces impacts pouvaient être pris en compte dans la démonstration de sûreté de ce composant », confirme Bernard Chaumont.

Et d’ajouter : « après analyse des DAPE fournis par l’exploitant, les experts ont formulé un avis globalement positif sur les justifications apportées quant à la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe jusqu’à 40 ans. Pour les quatrièmes visites décennales, nous attendons les dossiers qui intégreront les justifications proposées pour une durée de service allant jusqu’à 50 ans. »

 

Enceinte : une triple surveillance des ouvrages béton

Le vieillissement des enceintes de confinement est surveillé grâce à des capteurs intégrés aux parois, à des contrôles périodiques et à une épreuve décennale. Celle-ci soumet la structure à une pression très supérieure à celle rencontrée dans le  réacteur en exploitation. La constitution des DAPE a permis de rassembler l’état de l’art sur le vieillissement, nécessaire à la démonstration de sûreté jusqu’à 40 ans. 

Les recherches portent sur les déformations à long terme des ouvrages de béton précontraint et sur les dégradations physico-chimiques du béton, dont on souhaite mieux cerner les conditions d’évolution. Elles viennent approfondir les données du retour d’expérience des centrales en exploitation, afin de nourrir l’expertise. L’IRSN partage celle-ci, via notamment les échanges au sein des Commissions locales d’information (CLI) ou ses publications.

« Les industriels parlent des réacteurs comme de bons vins qui se bonifieraient en prenant de l’âge », déclare Sébastien Blavier, chargé des questions nucléaires à Greenpeace France. « Ils deviendraient de plus en plus sûrs avec l’expérience et les améliorations apportées au fil du temps. Ce discours dénie la réalité : à savoir que le vieillissement est inexorable. »

De fait, la question de l’âge se pose, avec ses certitudes et ses incertitudes. « C’est un processus continu », conclut Thierry Payen. « Si demain une centrale franchit 40 ans, ce ne sera pas un ‘saut dans le vide’. Pour autant, il faut une vision claire et transparente de ce qui se passera dans les années suivantes. L’IRSN a cette mission prospective, pour en faire bénéficier la sûreté mais aussi le débat public. »

 

Des critères de sûreté réévalués au fil du temps

L’usure ou la fatigue des matériels n’est pas le seul phénomène susceptible de limiter la durée de vie « technique ». Une centrale doit évoluer pour se conformer aux standards de sûreté les plus récents.

« Ce n’est pas parce qu’elle vieillit qu’il faut baisser le niveau d’exigence, souligne Caroline Lavarenne, spécialiste des systèmes et des risques à l’IRSN. L’Institut a émis en 2012 un avis défavorable à une demande de l’exploitant visant à assouplir les critères de taux de fuite en épreuve sur les enceintes des centrales de 1 300 et 1 450 MWe. L’objectif est de maîtriser le vieillissement tout en renforçant la sûreté. Cela a conduit à considérer l’évolution des composants à l’aune de référentiels  qui ne cessent de se renforcer. »

Les prochains réexamens de sûreté devront s’approcher autant que possible des exigences applicables aux réacteurs de dernière génération, tel l’EPR, et des objectifs fixés par l’Association des autorités de sûreté européennes (WENRA). Par exemple, en cas d’accident avec fusion du combustible, le volume maximal de rejets pour toutes les situations envisagées ne devra nécessiter que des mesures de protection des populations limitées dans le temps et dans l’espace.

La prolongation éventuelle du fonctionnement des centrales impose la mise  en place d’ici 2018 du « noyau dur » post-Fukushima.  Il correspond à un ensemble de modifications apportées aux installations pour garantir leurs fonctions vitales dans des scénarios extrêmes.

 

Les zones critiques du vieillissement des réacteurs sous pression

Les zones critiques du vieillissement des réacteurs sous pression 

 

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