La surveillance de l’exploitation de ces circuits est réglementée par l’arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’exploitation du CPP et des CSP des réacteurs électronucléaires à eau sous pression. Dans ce cadre, ces circuits font l’objet d’une surveillance et d’une maintenance périodique par EDF. Ces circuits sont soumis à une requalification périodique réalisée tous les 10 ans, qui comprend une visite complète des circuits impliquant des examens non destructifs, une épreuve hydraulique sous pression et une vérification du bon état et du bon fonctionnement des accessoires de protection contre les surpressions. L’exploitant est tenu de conserver et de mettre à jour les dossiers de référence réglementaires qui sont exigés par l’arrêté du 10 novembre 1999 précité relatif à la surveillance du CPP et des CSP. Ces dossiers sont constitués des dossiers de conception, de fabrication, de protection contre les surpressions, des dossiers relatifs aux matériaux, des constatations faites en exploitation et, le cas échéant, des dossiers de traitement des écarts. L’exploitant doit mettre à jour ces dossiers aussi souvent que nécessaire et au moment des requalifications périodiques. En raison du caractère standardisé des réacteurs électronucléaires français, EDF a la possibilité de réaliser une mise à jour générique de ces dossiers. Sont détaillés ci‑dessous les enjeux de sûreté de certains composants du circuit primaire ou des circuits secondaires. Les cuves des réacteurs La cuve, composant essentiel d’un REP, contient le cœur du réacteur, ainsi que son instrumentation. En fonctionnement normal, la cuve est entièrement remplie d’eau, à une pression de 155 bars et une température de 300°C. Elle est composée d’acier ferritique, avec un revêtement interne en acier inoxydable. Le contrôle régulier de l’état de la cuve est essentiel pour deux raisons : ∙ la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, pour des raisons à la fois de faisabilité technique et de coût ; ∙ le contrôle contribue à la démarche d’exclusion de rupture de cet équipement. Cette démarche repose sur des dispositions particulièrement exigeantes en matière de conception, de fabrication et de contrôle en service afin de garantir sa tenue pendant toute la durée de vie du réacteur, y compris en cas d’accident. Durant son fonctionnement, le métal de la cuve se fragilise progressivement, sous l’effet des neutrons issus des réactions de fission dans le cœur. Cette fragilisation rend en particulier la cuve plus sensible aux chocs thermiques sous pression ou aux montées brutales de pression à froid. Cette sensibilité est par ailleurs accrue en présence de défauts technologiques, ce qui est le cas pour quelques cuves qui présentent des défauts dus à la fabrication sous leur revêtement en acier inoxydable. Les coudes moulés Le CPP d’un réacteur comporte plusieurs coudes en acier inoxydable austéno‑ferritique, fabriqués par moulage. La phase ferritique subit un vieillissement en fonctionnement sous l’effet de la température. Certains éléments d’alliage présents dans le matériau favorisent cette sensibilité au vieillissement, notamment sur les réacteurs de 900 MWe et les premiers réacteurs de 1300 MWe. Il en résulte une dégradation de certaines propriétés mécaniques, telles que la résilience et la résistance à la déchirure ductile. Par ailleurs, ces coudes comportent des défauts inhérents au mode de fabrication par moulage statique. Les effets du vieillissement thermique amoindrissent les caractéristiques de cet acier moulé et diminuent les marges de résistance à la rupture brutale en présence de défauts. EDF a mené de nombreux travaux afin d’approfondir sa connaissance de ces matériaux, de leur cinétique de vieillissement et d’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale. Les zones en alliage à base de nickel Plusieurs parties des REP sont fabriquées en alliage à base de nickel, en raison de sa résistance à la corrosion généralisée ou par piqûres. Cependant, dans les conditions de fonctionnement des réacteurs, l’un des alliages retenus, l’Inconel 600, s’est révélé sensible au phénomène de corrosion sous contrainte. Ce phénomène particulier se produit en présence de contraintes mécaniques importantes. Il peut conduire à l’apparition de fissures, comme observé sur certains tubes de GV au début des années 1980 ou, plus récemment en 2011, sur une pénétration de fond de cuve du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Gravelines et, en 2016, sur une pénétration de fond de cuve du réacteur 3 de la centrale nucléaire de Cattenom. Ces fissures ont conduit l’exploitant à réparer les zones concernées ou à isoler la partie concernée du circuit. PHÉNOMÈNE DE CORROSION SOUS CONTRAINTE DÉTECTÉ SUR LES TUYAUTERIES DE PLUSIEURS RÉACTEURS Lors de contrôles par ultrasons réalisés au cours de la deuxième visite décennale du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Civaux, des indications(1) ont été mises en évidence sur des soudures de coudes de la tuyauterie raccordant le système d’injection de sécurité au circuit primaire principal du réacteur. EDF a pris la décision d’arrêter le réacteur 2 de la centrale de Civaux pour réaliser, de manière anticipée, des contrôles des zones concernées, les précédents contrôles datant de 2012. Les résultats de ces contrôles ont confirmé la présence d’indications similaires à celles du réacteur 1. Les parties de tuyauteries concernées du réacteur 1 ont été découpées pour expertise métallurgique en laboratoire et ont mis en évidence la présence de fissuration résultant d’un phénomène de corrosion sous contrainte. Au regard de l’origine inattendue des fissurations constatées, EDF a pris la décision de mettre à l’arrêt les réacteurs de conception similaire de la centrale nucléaire de Chooz afin de réaliser des contrôles complémentaires à ceux réalisés en 2019 et 2020 lors de leur visite décennale. Ces examens ont mis en évidence des indications. Par ailleurs, des indications ont également été détectées lors de la troisième visite décennale du réacteur 1 de Penly. Début 2022, EDF poursuit ses investigations pour caractériser les facteurs à l’origine de ce phénomène et identifier les réacteurs et les zones possiblement concernés. L’ASN, avec l’appui technique de l’IRSN, suit avec attention ces investigations et les conclusions qui en seront tirées. Pour disposer des dernières informations sur le sujet : asn.fr, rubriques «L’ASN informe», «Actualités». 1. Une indication est un signal (typiquement un écho pour des contrôles par ultrason) mettant en évidence la possible présence d’un défaut dans le matériau contrôlé. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2021 293 10 – LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF 08 07 13 04 10 06 12 14 03 09 05 11 02 AN 01
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