Lettre d’information de l'EPR n°17 : les actions de l’ASN pour le contrôle du chantier de construction du réacteur EPR de Flamanville : les points marquants.

Publié le 23/06/2015 à 17:30

Note d'information

Au deuxième semestre 2014 et au début de l’année 2015, l’ASN a poursuivi ses actions de contrôle du chantier de construction du réacteur EPR de Flamanville 3 et des différentes fabrications à destination de celui-ci. Les points marquants de ces derniers mois sont détaillés ci-après.

Contrôle des premiers essais de démarrage du réacteur EPR de Flamanville 3

Les essais de démarrage sur le chantier EPR de Flamanville 3 ont pour objectif de contribuer à la démonstration que les équipements installés respectent les exigences de sûreté qui les concernent. L’ASN a fixé, par décision n° 2013-DC-0347 du 7 mai 2013, des prescriptions en vue d’encadrer l’organisation d’EDF pour l’élaboration de la documentation relative aux essais, le déroulement et l’enchaînement de ces essais et l’analyse de leurs résultats.

En 2014, l’ASN a poursuivi son contrôle de la préparation aux essais de démarrage et de l’organisation définie sur le site pour leur réalisation. A travers une inspection dans les services centraux d’EDF, réalisée le 2 octobre 2014, et deux inspections sur site, réalisées le 4 septembre et le 11 décembre 2014, l’ASN s’est en particulier attachée à vérifier l’adéquation de l’organisation d’EDF avec les prescriptions édictées.

Au terme de ces inspections, l’ASN considère que l’organisation définie et mise en œuvre dans les services centraux d’EDF et sur le chantier pour l’élaboration de la documentation et la réalisation des essais de démarrage est globalement satisfaisante. EDF devra rester vigilante afin d’assurer un enregistrement des écarts rencontrés, notamment lorsque les conditions préalables définies pour la réalisation d’un essai de démarrage ne sont pas satisfaites.

La poursuite du chantier va s’accompagner d’un nombre croissant d’essais de démarrage et l’ASN restera attentive, à l’occasion notamment de ses inspections, au respect des prescriptions qu’elle a édictées.

Écarts concernant la précontrainte de l’enceinte interne du bâtiment réacteur

enceinte réacteur EPR

Les premières activités de mise en précontrainte[1] ont donné lieu à deux écarts qu’EDF a déclaré à l’ASN en juillet 2014[2] . En février 2015, EDF a informé la division de Caen de l’ASN de nouvelles difficultés lors de la mise en tension d’un câble dit « gamma »[3] . L’analyse menée par EDF a conduit à identifier que des mors, pièces métalliques destinées à assurer la préhension du câble lors de sa mise en tension, étaient sur certains des 54 torons[4] composant le câble incomplets, voire absents. Les torons qui n’étaient pas équipés de mors adaptés n’ont en conséquence pas été suffisamment tendus pour obtenir la force de précontrainte attendue. EDF a suspendu la réalisation des travaux jusqu’à la mise en place d’un plan d’action destiné à éviter le renouvellement de cette anomalie. Les torons concernés seront retendus.

Les écarts constatés sur l’activité de mise en précontrainte font l’objet d’une information périodique de l’ASN par EDF. L’ASN adapte en conséquence son contrôle de cette activité, en particulier en matière d’inspections. Depuis le début des activités de mise en précontrainte de l’enceinte interne, quatre inspections dédiées ont ainsi été menées entre juillet 2014 et mars 2015.

Au regard des conclusions de ces inspections, l’organisation définie et mise en œuvre sur le site pour la réalisation des opérations de mise en précontrainte a été jugée perfectible. En effet, l’ASN note un nombre élevé d’écarts sur ces activités complexes, qui contraint EDF à adapter fréquemment les méthodes de réalisation pour prendre en compte le retour d’expérience acquis. EDF devra veiller à la prise en compte complète de l’effet cumulé de ces écarts sur la qualité de réalisation de l’enceinte interne. Toutefois, l’ASN observe une détection efficace des écarts et la suspension appropriée des activités concernées par EDF, dans l’attente de la mise en œuvre d’actions correctives pour éviter le renouvellement des écarts observés.

Montage du circuit primaire principal

La construction de la chaudière nucléaire du réacteur EPR est réalisée par séquences de montage successives des équipements sous pression nucléaires ; pour le contrôle du bon déroulement de ces opérations de montage et l’évaluation de la conformité des équipements sous pression nucléaires aux exigences qui leur sont applicables, l’ASN s’appuie sur des organismes agréés. Ces exigences portent notamment sur la prise en compte des risques inhérents aux opérations de montage, sur les contrôles à effectuer par le fabricant sur site, sur l’organisation mise en place par EDF et AREVA pour limiter les risques associés aux activités exercées par d’autres entreprises à proximité des locaux concernés, ainsi que sur la propreté des aires de travail et des équipements assemblés. L’ASN et les organismes agréés procèdent lors de ces contrôles aux opérations de montage, à leur surveillance ou à celle des opérations de fabrication des équipements sous pression nucléaires réalisées sur site et à l’examen de la documentation technique.

AREVA a réalisé entre février et juillet 2014 une première séquence de montage du circuit primaire du réacteur consistant à introduire dans le bâtiment réacteur puis à assembler entre eux plusieurs composants de la boucle n°2 du circuit primaire du réacteur : le corps de cuve, la branche en U, la branche froide, la branche chaude et la volute de pompe primaire[5] .

Après l’analyse par l’ASN des résultats de cette première séquence de montage, AREVA a engagé une deuxième séquence de montage consistant, d’une part, à réaliser ces opérations sur les trois autres boucles (1, 3 et 4) et, d’autre part, à introduire dans le bâtiment réacteur et à souder au circuit primaire le générateur de vapeur n°2, le pressuriseur ainsi que sa ligne d’expansion.

Les contrôles radiographiques menés sur les soudures ont mis en évidence en octobre 2014 une indication de défaut sur la soudure entre le générateur de vapeur n°2 et la branche chaude. Les opérations de soudage ont alors été suspendues et des investigations approfondies ont été menées par AREVA pour caractériser cette indication et son origine. Après analyse de ces travaux de caractérisation et des propositions de mesures correctives par l’ASN, la réparation proposée pour cette soudure a été engagée et les opérations seront poursuivies.

AREVA a poursuivi l’introduction dans le bâtiment réacteur, durant le mois de mars 2015, des principaux composants du circuit primaire, en positionnant dans leurs casemates respectives les générateurs de vapeur n°1, 3 et 4. Le 27 mars 2015, AREVA a suspendu les travaux de soudage à la suite d’un écart survenu lors de la réalisation d’une soudure du générateur de vapeur n°1. Une nouvelle analyse des conditions de soudage a été menée par AREVA et présentée aux organismes agréés et à l’ASN. Après examen de cette analyse, l’ASN ne s’est pas opposée à la poursuite des opérations. AREVA a notamment apporté des éléments complémentaires sur les méthodes de contrôle mises en œuvre pour garantir la conformité de ces soudures.

L’ASN a réalisé pendant cette période deux inspections, respectivement d’EDF et d’AREVA, portant sur le montage du circuit primaire, et deux inspections portant sur la surveillance de ces activités par le BUREAU VERITAS en tant qu’organisme agréé par l’ASN. Au vu de ces inspections, l’ASN considère que les opérations de montage concernant les gros composants du circuit primaire, conduites entre l’été 2014 et avril 2015, se sont déroulées dans des conditions satisfaisantes.

Anomalie de la composition de l’acier dans certaines zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur

L’ASN a été informée par AREVA d’une anomalie dans la composition de l’acier dans certaines zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur de l’EPR de Flamanville. Cette anomalie a été détectée lors d’essais réalisés au titre de la réglementation relative aux équipements sous pression nucléaires, qui impose au fabricant de maîtriser les risques d’hétérogénéité des matériaux utilisés pour fabriquer les composants les plus importants pour la sûreté. Pour répondre à cette exigence technique, AREVA a mené des essais chimiques et mécaniques sur un couvercle de cuve similaire à celui du réacteur EPR de Flamanville 3. Les résultats de ces essais ont montré, fin 2014, la présence d’une zone présentant une concentration importante en carbone et conduisant à des valeurs de résilience mécanique[6] plus faibles qu’attendues. Des premières mesures ont confirmé la présence de cette anomalie dans le couvercle et le fond de la cuve déjà installée à l’EPR de Flamanville 3. AREVA a proposé à l’ASN de réaliser une nouvelle campagne d’essais approfondie sur un couvercle représentatif pour connaître précisément la localisation de la zone concernée ainsi que ses propriétés mécaniques.

L’ASN se prononcera sur le programme d’essais, contrôlera sa bonne réalisation et instruira les éléments que présentera AREVA pour démontrer, le cas échéant, la résistance de la cuve du réacteur EPR de Flamanville. Elle fera notamment appel à son appui technique, l'IRSN, et aux Groupes permanents d’experts dédiés respectivement aux équipements sous pression nucléaires et aux autres réacteurs.

L’ASN a informé ses homologues étrangères concernées par la construction d’un réacteur EPR.

L’ASN a publié sur son site internet un communiqué de presse et une note technique.

Rencontre entre l’ASN et l’autorité de sûreté finlandaise

Rencontre ASN Autorité de sûreté nucléaire finlandaise

L’ASN et l’autorité de sûreté finlandaise (STUK) se sont rencontrées en France en mars 2015. Ces échanges réguliers permettent aux deux autorités de partager leur expérience concernant le contrôle de la construction et l’instruction technique du design des réacteurs de type EPR, un réacteur de ce type étant aussi en cours de construction sur le site d’Olkiluoto, dans l’ouest de la Finlande. Des réunions techniques ont eu lieu sur la préparation des essais de démarrage, les problématiques liées aux travaux de génie civil, le contrôle commande du réacteur ainsi que sur la fabrication et l’installation des gros composants mécaniques. Par ailleurs, une visite du chantier de Flamanville 3 a été organisée.

Dépôt de la demande d’autorisation de mise en service de Flamanville 3

Le 19 mars dernier, l’ASN a reçu le dossier de demande d’autorisation de mise en service de Flamanville 3. Ce dossier a été transmis par EDF conformément à l’article 20 du décret n°2007-1557. Il contient un rapport de sûreté, des règles générales d’exploitation, une étude sur la gestion des déchets, un plan de démantèlement, un plan d’urgence interne et une mise à jour de l’étude d’impact.

La mise en service de l’installation correspond à l’introduction du premier assemblage combustible dans la cuve du réacteur. Elle est soumise à la délivrance préalable par l’ASN de l’autorisation de mise en service de l’installation.

L’ASN considère que le dossier remis par EDF est recevable. L’ASN considère toutefois qu’il doit être complété afin que l’instruction technique puisse être menée. Par lettre du 12 juin 2015, l’ASN a notifié à EDF ses conclusions et a dressé la liste des compléments, corrections et justifications attendus sur les différentes pièces constitutives du dossier de demande d’autorisation de mise en service. Dans l’attente de ces compléments, le délai d’instruction prévu par la réglementation est suspendu.

Le même jour, EDF a déposé auprès de l’ASN le dossier de demande d’autorisation de mise en service partielle (étape qui correspond à l’introduction du combustible dans le périmètre INB de Flamanville 3). L’ASN a engagé l’analyse de cette demande afin de déterminer si elle comporte l’ensemble des éléments permettant son instruction technique.

En savoir plus

Texte de référence

 Lettres de suite d'inspection

  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2014-043578 du 24 septembre 2014 relative à l’inspection du 4 septembre 2014, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la préparation et de la réalisation des essais de démarrage des équipements de la station de pompage
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-DCN-2014-049029 du 29 octobre 2014 relative à l’inspection du 2 octobre 2014, dans les services centraux d’EDF, et portant sur l’élaboration de la documentation des essais de démarrage
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2014-057289 du 19 décembre 2014 relative à l’inspection du 11 décembre 2014, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation des essais de démarrage des équipements de la station de pompage
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2014-038746 du 2 septembre 2014 relative à l’inspection du 17 juillet 2014, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de la précontrainte de l’enceinte interne du bâtiment réacteur
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2014-048635 du 24 octobre 2014 relative à l’inspection du 17 octobre 2014, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de la précontrainte de l’enceinte interne du bâtiment réacteur
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2015-004887 du 5 février 2015 relative à l’inspection du 22 janvier 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de la précontrainte de l’enceinte interne du bâtiment réacteur
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2015-013684 du 14 avril 2015 relative à l’inspection du 25 mars 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de la précontrainte de l’enceinte interne du bâtiment réacteur
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2015-006724 du 17 février 2015 relative à l’inspection du 10 février 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de l’anneau limonier dans le bâtiment réacteur
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2015-011613 du 23 mars 2015 relative à l’inspection du 6 mars 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur la réalisation de montages mécaniques et de la gestion de la propreté pour ces activités
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-CAE-2015-014169 du 9 avril 2015 relative à l’inspection du 1er avril 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur l’organisation d’EDF et de ses titulaires de contrat pour assurer les montages mécaniques d’équipements sous pression nucléaires du circuit primaire principal
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-DEP-2015-01206 du 5 mai 2015 relative à l’inspection du 1er avril 2015, sur le site de Flamanville 3, et portant sur le contrôle de fabrication des équipements sous pression nucléaires – conformité des opérations de soudage du circuit primaire principal
  • Consulter la lettre de suite de l’inspection CODEP-DCN-2015-016930 du 2 juin 2015 relative à l’inspection du 15 avril 2015, au Centre National d'Equipement Nucléaire, et portant sur les activités d'élaboration du dossier de demande d'autorisation de mise en service partielle.

 
 

1. Le bâtiment abritant le réacteur de l’EPR est constitué d’une double enceinte. L’enceinte externe, en béton armé, a pour fonction de protéger les équipements des effets d’une agression d’origine extérieure. L’enceinte interne est constituée de béton précontraint, ce qui lui confère une résistance aux élévations de pression susceptibles de survenir en situation accidentelle. Cette précontrainte est assurée par des câbles, enfilés dans des gaines incorporées dans le béton, puis tendus de manière à appliquer sur le béton une force de compression qui s’opposerait à une éventuelle surpression interne. Enfin, un coulis de ciment est injecté dans les gaines, de manière à protéger les câbles de la corrosion.

2. Consulter la Lettre d’information de l’EPR de juillet 2014

3. Les câbles « gamma » assurent notamment la précontrainte du dôme de l’enceinte interne et ont une géométrie caractéristique dont ils tirent leur nom (lettre grecque « gamma » majuscule : Γ)

4. Un toron est l’un des 54 filins métalliques constituant un câble de précontrainte.

5. Consulter la lettre d’information n° 16

6. La résilience est un indicateur de la capacité d’un matériau à résister à la propagation de fissures. Dans le cas de la cuve d’un réacteur, cette propriété est notamment importante en cas de choc thermique, par exemple à la suite d’une injection d’eau froide dans le cirxcuit primaire du réacteur.

Date de la dernière mise à jour : 18/09/2017