Savoir et comprendre

La sûreté nucléaire

Les installations nucléaires civiles et de défense présentent des risques spécifiques car elles contiennent toutes des quantités plus ou moins importantes de produits radioactifs qui peuvent provoquer l'exposition d'individus, de populations ou de l'environnement, aux rayonnements ionisants et à leurs effets.

La recherche : un moteur pour la sûreté

La pertinence et l’indépendance de l’expertise de l'IRSN en matière de sûreté des installations nucléaires reposent sur le niveau de compétence technique et scientifique de ses experts et sur la qualité des connaissances scientifiques auxquelles ils ont accès. Cette capacité se développe notamment à travers les programmes de recherche que conduit l’Institut dans ses propres laboratoires ou ceux de ses partenaires. Les principaux enjeux de cette recherche sont la prévention des accidents et, dans une logique de défense en profondeur, la limitation de leurs conséquences. 
Avancées marquantes en matière de sûreté

Les travaux réalisés dans le domaine des accidents de fusion de cœur ont conduit à améliorer les lignes de défense des installations pour améliorer la gestion de ce type d’accident et diminuer les rejets associés.
La prise en compte des premiers enseignements de l’accident de la centrale de Fukushima Daïchi

L’accident survenu le 11 mars 2011 à la centrale nucléaire de Fukushima Daïchi au Japon a été l'occasion pour l’IRSN de confirmer la pertinence d’axes d’amélioration sur lesquelles il travaillait déjà, avec pour ce qui concerne les accidents de fusion de cœur.
Eléments de réflexion sur la stratégie de rétention d’un corium en cuve de réacteur

En cas d’accident grave affectant un réacteur nucléaire, un questionnement spécifique concerne la gestion du mélange de combustible et de matériaux de structure du coeur (corium) résultant de la perte du refroidissement du combustible.
Recherche et développement sur les accidents de fusion de cœur et la limitation de leurs conséquences

Les recherches ont pour objectif d’évaluer les conséquences potentielles d’accidents avec fusion de cœur et d’identifier les moyens de limiter leurs conséquences. Elles visent également à approfondir les connaissances utiles à l’Institut pour conseiller efficacement les pouvoirs publics quant aux meilleures mesures à prendre en cas de crise.
Installation expérimentale Pearl : Evaluer l’efficacité de la réinjection d’eau dans un cœur de réacteur

La réinjection d’eau dans un cœur de réacteur dégradé au cours d’un accident, c’est ce que l’installation Pearl expérimente dans les circonstances les plus authentiques possible. Les résultats de ces recherches contribueront à améliorer la sûreté nucléaire en cas d’accidents graves comme celui de Fukushima.

Le programme de recherche Phebus PF

L’objectif principal du programme de recherche Phebus PF était de mieux connaître les substances radioactives susceptibles d’être relâchées dans l’environnement lors d’un accident de fusion de cœur et ainsi d’améliorer les capacités d’expertise de l’IRSN pour apprécier l’adéquation des dispositions mises en œuvre pour la protection des populations dans une telle situation de crise.
Les principales découvertes de ce programme de recherche

La fusion est intervenue à des températures de 400 à 600°C plus faibles qu’attendu ce qui a conduit à des dégradations plus précoces et plus importantes que ne le prédisaient les logiciels jusqu’alors utilisés. La prise en compte de ces résultats dans les logiciels permet aujourd’hui de mieux apprécier la progression d’un accident de fusion du cœur.
Les recherches en cours et à venir

Le programme Phébus PF a permis de contribuer à l’amélioration des connaissances sur bon nombre de phénomènes et de réduire les incertitudes sur la progression des accidents de fusion de cœur et sur les rejets de produits radioactifs dans l’environnement, il a néanmoins mis en évidence la nécessité d’approfondir la compréhension de certains phénomènes.
Vidéo : Présentation des recherches menées dans l'installation

Phébus PF (PF pour Produits de Fission) est un programme international piloté par l’IRSN. Il se déroule sur une vingtaine d'années (1988-2008). C’est le seul programme qui reproduise, à échelle réduite mais dans des conditions représentatives, le processus de fusion du cœur d'un réacteur à eau sous pression.
Vidéo Phebus PF : des résultats inattendus

​​​Les essais Phebus PF ont confirmé que certains phénomènes mis en jeu lors d'un accident grave étaient bien prédits par les codes de calcul. Mais ils ont aussi fait apparaître des phénomènes non prévus.
Vidéo Phebus PF : les phénomènes étudiés 1/2

​​​​​Cinq essais ont été réalisés dans le réacteur expérimental Phébus pour mieux connaître la physique d’un accident de fusion de cœur dans un REP, notamment les rejets radioactifs : quels produits radioactifs pourraient être relâchés à l'extérieur de la centrale et en quelles quantités ? Sous quelle forme : poussières ou gaz ?
Vidéo Phebus PF: les phénomènes étudiés 2/2

​​​​​​Cinq essais ont été réalisés dans le réacteur expérimental Phébus pour mieux connaître la physique d’un accident de fusion de cœur dans un REP, notamment les rejets radioactifs : quels produits radioactifs pourraient être relâchés à l'extérieur de la centrale et en quelles quantités ? Sous quelle forme : poussières ou gaz ?
Fusion du coeur et produits de fission

​​​​​Afin d’étudier et de comprendre la fusion du cœur d’un réacteur, la France s’est équipée dès 1979, d'un réacteur expérimental, Phébus, qui permet de reproduire les conditions d’un accident nucléaire.

La défense en profondeur

​​​​​​​​​​​​​Le concept de défense en profondeur a été introduit dans le domaine de la sûreté nucléaire au début des années 1970. Il se concrétise pour les installations nucléaires par la mise en place d’une série de niveaux de défense reposant sur les caractéristiques intrinsèques de l’installation, des dispositions matérielles, organisationnelles et humaines ainsi que des procédures destinées à prévenir les accidents puis, en cas d’échec de la prévention, à en limiter les conséquences. La défense en profondeur est un concept qui s’applique à tous les stades de la vie d’une installation, de la conception au démantèlement.
De l'incident à l'accident nucléaire

​​​Un accident nucléaire est un événement qui peut conduire au rejet dans l’environnement de matières radioactives qui émettent des rayonnements ionisants. Ces rejets radioactifs sont susceptibles de porter atteinte à la population, à la faune, à la flore et aux territoires.
Les barrières de confinement

Dans un Réacteur à Eau sous Pression (REP), la prise en compte du concept de défense en profondeur implique l'existence de 3 barrières de confinement des produits radioactifs contenus dans le cœur du réacteur.

Le confinement des matières radioactives ou toxiques

La maîtrise des transferts de contamination est un objectif particulièrement important pour la sûreté des installations nucléaires et pour la protection des opérateurs.

Rapports d'incidents : une Clearinghouse favorise le partage d'expérience

Coopération internationale en sûreté nucléaire - Rapports d'incidents : une Clearinghouse favorise le partage d'expérience
Eurosafe Forum, pour la convergence des pratiques en sûreté nucléaire

Créée en 1999, EUROSAFE est une initiative européenne qui vise à promouvoir la convergence des pratiques en sûreté nucléaire en Europe. 

Le réexamen périodique

Le principe des réexamens périodiques des installations nucléaires de bases (INB), tous les 10 ans, a été acté par la loi TSN du 13 juin 2006, transposée en 2013 dans le code de l’environnement.

La phase d’orientation

​En 2014, l’IRSN a procédé à l’examen des orientations présentées par EDF pour le réexamen périodique associé aux quatrièmes visites décennales (VD4) des réacteurs de 900 MWe (VD4-900).
Les quatrièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe

Les 4e visites décennales des réacteurs de 900 MWe se dérouleront de 2019 à 2030 avec la première visite mi-2019 (réacteur n°1 de la centrale du Tricastin). L’ampleur de ce réexamen est inédite et la réalisation des études associées, leur expertise et la mise en œuvre des modifications, sont menées dans des délais particulièrement contraints.
Dialogue ANCCLI / IRSN sur l'avis de l'IRSN sur la conformité des réacteurs et la concertation avec le public

​​Sous la forme d'un dialogue ANCCLI / IRSN, trois experts de l'IRSN, Frédéric Ménage, Directeur de l'expertise de sûreté, Hervé Bodineau, Chef du service expertise de sûreté des réacteurs à eau sous pression, Naoëlle Matahri, Pilote de l'instruction des 4èmes visites décennales des réacteurs nucléaires de 900MWe, questionnés par deux représentants de l'ANCCLI, Yves Lheureux, Directeur de l'ANCCLI, et Valérie Demet, chargée de mission à l'ANCCLI, expliquent comment s'est construit l'avis sur la conformité des réacteurs réalisé à l'occasion des 4èmes visites décennales des réacteurs nucléaires de 900 MWe.
L'accident grave : la prise en compte du risque de percée du radier

EDF souhaite prolonger au-delà de 40 ans la durée de fonctionnement de ses réacteurs de 2ème génération. Ces réacteurs n’ont pas été conçus pour faire face à un accident grave. A l’inverse, les nouveaux réacteurs dits de 3ème génération, comme l’EPR, ont été conçus pour que les accidents graves soient rendus très improbables et que si toutefois ils survenaient, les mesures de protection des populations soient très limitées.
Concertation publique sur l'amélioration de la sûreté des réacteurs de 900 MWe

​​Depuis 2014, un dialogue technique continu a été mis en place entre l'IRSN et la société civile sur les réexamens de sûreté des réacteurs de 900 MWe, afin de permettre l’accès à l’expertise sur le 4e réexamen périodique des réacteurs 900 MWe et d’accompagner la montée en compétence des acteurs de la société sur ce dossier.
Réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe : Foire aux questions

​​Depuis 2014, un dialogue technique continu a été mis en place entre l'IRSN et la société civile sur les réexamens de sûreté des réacteurs de 900 MWe.

Le calendrier des visites décennales

​​75 % des réacteurs du parc nucléaire en exploitation d’EDF ont été construits entre 1980 et 1990... Aujourd’hui, l’âge moyen d’exploitation de ces réacteurs a dépassé 30 ans et se situe aux alentours de : 39 ans pour les réacteurs du palier 900 MWe ; 33 ans pour les réacteurs du palier 1300 MWe ; 23 ans pour les réacteurs du palier N4 (1450 MWe).

Analyse et conclusions des rapports fournis par les exploitants

Le 17 novembre 2011, l'ASN, l'IRSN et les membres des groupes permanents d’experts ont présenté le rapport d’expertise préparé à la suite de l’examen des rapports des Evaluations complémentaires de sûreté (ECS) des exploitants nucléaires.
ECS : l'état des lieux des installations nucléaires post-Fukushima

Derrière le sigle ECS se cachent les évaluations complémentaires de sûreté post-Fukushima. Cet état des lieux de la quasi-totalité des installations nucléaires françaises a nécessité un long travail.
En France : le concept du noyau dur dans les centrales EDF

À la suite de l'accident  de Fukushima, une réévaluation de la résistance  des installations nucléaires françaises aux événements naturels extrêmes a été réalisée. Un « plan d’actions post-Fukushima » s’est mis en place, avec la création du  concept de "noyau dur".
Tests de résistance européens: des exigences nationales aux exigences de l'Europe

Fin 2011, après avoir évalué ses centrales nucléaires, chaque pays d'Europe a soumis ses conclusions aux  autorités de sûreté et appuis techniques des autres Etats membres.
Usines, réacteurs expérimentaux et laboratoires : Renforcer la sûreté face aux agressions extrêmes

​Tout comme pour les centrales nucléaires, les évaluations complémentaires de sûreté (ECS) ont permis d’identifier des améliorations à apporter aux usines, aux réacteurs expérimentaux et aux laboratoires nucléaires pour résister à des situations extrêmes.

Des modèles pour évaluer les risques en sûreté et en radioprotection

Pour évaluer les conséquences d’une perte de réfrigérant dans un réacteur à eau sous pression, prédire la progression d’un accident de fusion ou prévenir le début d’une réaction en chaîne dans du combustible en route pour La Hague, les experts de l’IRSN s’appuient sur nombre d’outils d’expertise en sûreté.
Des outils à réserver aux utilisateurs avertis

De nature complexe, la modélisation présente autant de promesses de vraisemblance que de risques d’erreurs importantes quant aux résultats obtenus. C’est pourquoi l’utilisation des codes de calcul reste une affaire d’experts.
Modéliser pour maîtriser les risques

La simulation est partout. Elle aide à concevoir les centrales nucléaires, à évaluer leur niveau de sûreté, à approfondir les connaissances sur les rejets dans l’environnement, à estimer les doses reçues et à développer les systèmes associés pour l’évaluation et l’optimisation du risque lié à une exposition aux rayonnements ionisants, quelle que soit la situation rencontrée (travailleurs, patients, accidents…).
Un code pour guider les gestes des chirurgiens

Tout tissu biologique ayant reçu une dose d’irradiation supérieure à 25 gray est voué à la nécrose. « Développé par l’IRSN, le code de calcul Sesame (Simulation of External Source Accident with Medical images) évalue la dose reçue par les différents tissus. Il guide le geste chirurgical pour une exérèse », témoigne le Pr Éric Bey, chef du service de chirurgie plastique de l’hôpital d’instruction des armées Percy à Clamart (Hauts-de-Seine).