développé par la société ATMEA; cet examen devrait se conclure d’ici fin 2011. Les principaux éléments marquants en 2010 Le réexamen de sûreté associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe Les réexamens de sûreté constituent l’une des pierres angulaires de la sûreté en France, en imposant à l’exploitant non seulement de maintenir le niveau de sûreté de son installation mais aussi de l’améliorer. Le processus de réexamen de sûreté comprend: – un « examen de conformité », qui impose d’examiner en profondeur l’état de l’installation pour vérifier qu’elle respecte bien toutes les exigences de sûreté qui lui sont applicables; – une « réévaluation de sûreté » de l’installation pour améliorer son niveau de sûreté notamment en comparant les exigences applicables à l’installation à celles en vigueur pour des installations plus récentes et en prenant en compte le retour d’expérience national et international. À l’issue de ces deux étapes, l’exploitant adresse à l’ASN un rapport, sur la base duquel l’ASN prend position sur la poursuite de l’exploitation de l’installation. Les troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 mégawatts ont commencé en 2009 pour les réacteurs Tricastin 1 et Fessenheim 1 et s’achèveront vers 2020 pour ceux de la centrale de Chinon. La réévaluation de sûreté du réexamen associé à ces visites décennales a porté en particulier sur les thématiques suivantes: les inondations et explosions d’origine interne aux sites, l’incendie, le séisme, la résistance aux conditions climatiques extrêmes, la protection des prises d’eau contre les nappes d’hydrocarbures et les situations susceptibles d’entraîner simultanément la perte de la source froide et des alimentations électriques. Après avoir pris position en 2009 sur les aspects génériques de la poursuite de l’exploitation des réacteurs de 900 mégawatts, l’ASN a entamé en 2010 un processus de prise de position réacteur par réacteur, s’appuyant notamment sur les résultats des contrôles réalisés dans le cadre de l’examen de conformité de chaque réacteur lors de sa troisième visite décennale et sur l’évaluation du rapport de réexamen de sûreté de chaque réacteur. Ainsi, en 2010, l’ASN a considéré que le réacteur Tricastin 1 était apte à être exploité pour dix années supplémentaires. Les opérations de contrôle et de maintenance menées par EDF sur les générateurs de vapeur Au cours des dernières années, les contrôles réalisés sur les générateurs de vapeur, lors des arrêts pour maintenance et rechargement en combustible ou à la suite d’événements fortuits, ont révélé des dégradations. Certaines d’entre elles, importantes et non anticipées, ont nécessité la mise en place par EDF de dispositions de maintenance de grande ampleur sur de nombreux réacteurs du parc électronucléaire français, qui ne sont pas sans incidence sur le taux de disponibilité des réacteurs. Dans le cas des dégradations observées sur un générateur de vapeur de Bugey 3, les dossiers justificatifs produits par EDF n’ont pas été jugés suffisants par l’ASN et ses appuis techniques pour permettre le redémarrage du réacteur avant le remplacement de ses générateurs de vapeur, opération qui s’est déroulée de juillet à décembre 2010. Ce retour d’expérience a conduit l’ASN à demander à EDF de réaliser une revue complète de la surveillance et de la conception des générateurs de vapeur, qui doit permettre notamment de veiller à ce que les opérations de remplacement soient suffisamment anticipées pour éviter que des dégradations trop importantes n’affectent ces équipements. Les premiers résultats ont été présenté à l’ASN et son appui technique fin 2010 et concernent notamment une révision des programmes de maintenance de ces équipements intégrant le retour d’expérience français et international récent. Par ailleurs, EDF poursuivra le programme de remplacement des générateurs de vapeur par la réalisation de ces opérations sur les réacteurs de 1300 MWe: la fabrication des équipements concernés débutera en 2011. Le contrôle de la construction du réacteur EPR à Flamanville Les travaux de construction du réacteur EPR Flamanville 3 ont commencé en septembre 2007, après autorisation du Gouvernement délivrée sur la base d’un avis favorable rendu par l’ASN. Dans cet avis, l’ASN estimait que la conception proposée était de nature à répondre aux objectifs de sûreté ambitieux qu’elle avait fixés pour les nouveaux réacteurs. La prochaine étape réglementaire est l’autorisation de « mise en service », délivrée par l’ASN. En vue de la préparation de cette étape, l’ASN a engagé dès 2007 un examen de certaines thématiques nécessitant une instruction longue et le contrôle de la conception détaillée des systèmes les plus importants, dont le système de contrôle-commande, de manière à se prononcer sur leur aptitude à répondre aux exigences de sûreté. Conformément à la demande formulée en 2009 par l’ASN, en cohérence avec la prise de position de ses homologues finlandais et britannique, EDF a revu la conception du système de contrôle-commande du réacteur EPR. L’ASN a considéré en 2010 que ces nouvelles propositions allaient dans le bon sens. 33 Visite décennale de la centrale nucléaire du Tricastin – Mai 2009 Les éléments marquants en 2010: les activités contrôlées par l’ASN
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