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Avis de l’IRSN sur la première divergence du réacteur CABRI (INB n°24) après la mise en place de la boucle à eau sous pression
Date de publication :10/04/2014

 

Le réacteur d’essai CABRI, situé à Cadarache et exploité par le CEA, permet d’étudier le comportement thermomécanique des crayons combustibles composant les assemblages utilisés dans les réacteurs de puissance à eau sous pression (REP) en cas d’insertion accidentelle de réactivité dans le cœur du réacteur (augmentation de puissance). A cet effet, un crayon combustible est placé dans une boucle d’essai reproduisant les conditions de fonctionnement (pression, température…) des réacteurs à eau sous pression. Cette boucle est elle-même située, pour partie, dans le cœur du réacteur d’essai CABRI. La boucle d’essai, mise en place à la création de l’installation, prévue pour fonctionner avec du sodium, a été récemment remplacée par une boucle d’essai en eau pressurisée dans le cadre d’importants travaux engagés depuis le début des années 2000.

 

Le 11 mai 2012, en réponse à une demande formulée à l’IRSN par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en vue d’une prise de position sur la demande d’autorisation du CEA de procéder à la divergence du réacteur CABRI et aux essais de redémarrage associés après la mise en place de la boucle d’essai à eau, l’IRSN a donné son avis sur les principaux éléments suivants :

  • la requalification des systèmes et équipements requis pour la divergence et les essais de redémarrage ;
  • le programme des essais de redémarrage précités ;
  • les suites données aux engagements et recommandations formulés à l’issue de l’instruction du dernier réexamen de sûreté de l’installation mené en 2008 ;
  • la mise à jour du référentiel de sûreté transmis par le CEA à l’issue de ce réexamen.

 

 

L’examen des éléments transmis par le CEA a conduit l’IRSN à formuler un certain nombre de recommandations à prendre en compte en préalable aux opérations de divergence. En particulier, l’IRSN a estimé que le comportement sismique du dispositif ultime d’arrêt du réacteur, permettant d’arrêter la réaction en chaîne en cas de défaillance des barres de contrôle et de sécurité suite à un séisme, devait être justifié et que la possibilité de mise en œuvre effective de ce dispositif en cas de séisme nécessitait d’être confortée par la réalisation d’essais appropriés.

 

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