permet en particulier d’évacuer la chaleur résiduelle des éléments de combustible entreposés dans la piscine du bâtiment du combustible. La source d’eau ultime mise en place dans le cadre des suites de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima permet également d’injecter de l’eau en situation extrême dans la pis‑ cine du bâtiment du combustible, en cas de perte du système PTR et des systèmes d’appoint en eau ; ∙les systèmes de ventilation, qui assurent le confinement des substances radioactives par la mise en dépression des locaux et la filtration des rejets ; ∙les circuits d’eau destinés à la lutte contre l’incendie ; ∙le système de contrôle‑commande, qui traite les informations reçues de l’en‑ semble des capteurs de la centrale. Il uti‑ lise des réseaux de transmission et donne des ordres aux actionneurs à partir de la salle de commande, grâce à des automa‑ tismes de régulation ou à des actions des opérateurs. Son rôle principal vis‑à‑vis de la sûreté du réacteur consiste à contrôler la réactivité, à piloter l’évacuation de la puissance résiduelle vers la source froide et à participer au confinement des subs‑ tances radioactives ; ∙les systèmes électriques, qui sont compo‑ sés des sources et de la distribution élec‑ triques. Les réacteurs électronucléaires français disposent de deux sources élec‑ triques externes : le transformateur de soutirage et le transformateur auxiliaire. À ces deux sources externes s’ajoutent deux sources électriques internes : les groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En cas de perte totale de ces sources externes et internes, chaque réacteur dispose d’un autre groupe électrogène, constitué d’un turbo‑alternateur, et chaque centrale nucléaire dispose d’une source ultime, dont la nature varie selon la centrale considé‑ rée. Enfin, ces moyens ont été complétés, après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, d’un groupe électrogène de secours à moteur diesel par réacteur, dit « d’ultime secours » (DUS). 1.9 Le « noyau dur » améliorant la résistance aux événements extrêmes Après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, l’ASN a prescrit à EDF de mettre en place sur chaque réacteur, un « noyau dur » de dispositions matérielles et organisationnelles robustes visant, pour les situations extrêmes étudiées dans le cadre des évaluations complémentaires de sûreté réalisées en 2011, à : ∙prévenir un accident avec fusion du com‑ bustible ou en limiter la progression ; ∙éviter les rejets radioactifs massifs ; ∙permettre à l’exploitant d’assurer les mis‑ sions qui lui incombent dans la gestion d’une situation d’urgence. Le «noyau dur» est principalement consti‑ tué pour chaque réacteur : ∙d’un DUS ; ∙d’une source d’eau ultime ; ∙d’un moyen d’injecter de l’eau borée dans le circuit primaire lorsque ce dernier est à haute pression ; ∙d’une disposition pour l’évacuation de la chaleur par les GV ; ∙d’un moyen d’appoint à la piscine d’en‑ treposage du combustible, depuis la source d’eau ultime ; ∙d’un système de refroidissement com‑ plémentaire de la piscine d’entreposage du combustible, qui s’appuie en partie sur des moyens mobiles ; ∙d’une disposition ultime de refroidisse‑ ment de l’enceinte de confinement, qui s’appuie en partie sur des moyens mobiles; ∙de dispositions visant à stabiliser le corium sur le radier, en cas d’accident avec fusion du cœur et percée de la cuve ; ∙d’un système de contrôle‑commande ultime, d’une distribution électrique et de l’instrumentation nécessaire. De plus, pour la gestion des situations d’urgence, chaque site sera doté d’un nouveau centre de crise local, capable de résister à des agressions extrêmes d’origine externe. Ces dispositions sont en cours de déploiement dans le cadre des réexamens périodiques. 1.10 Les spécificités du réacteur EPR de Flamanville Le réacteur EPR de Flamanville est un REP de troisième génération de 1 600 MWe. Il possède quatre boucles de refroidisse‑ ment et utilise du combustible UO2. Son enceinte de confinement est consti‑ tuée de deux parois en béton et d’un revê‑ tement métallique (voir page précédente) qui recouvre l’ensemble de la face interne de la paroi interne. Une «coque» en béton armé recouvre les bâtiments les plus sensibles : bâtiment du réacteur, bâtiment d’entrepo‑ sage du combustible, salle de commande et deux des quatre bâtiments des auxiliaires de sauvegarde. Comme pour les autres réacteurs, il pos‑ sède des systèmes ou circuits importants pour la sûreté nécessaires au fonction‑ nement du réacteur, dont les principales spécificités sont les suivantes : ∙la plupart des systèmes de sauvegarde disposent de quatre « trains » redondants ; ∙les sources d’alimentation électriques sont indépendantes les unes des autres : alimentation électrique principale, alimen‑ tation électrique auxiliaire, quatre groupes électrogènes de secours principaux et deux groupes électrogènes d’ultime secours ; ∙l’IRWST (In Containment Refueling Water System Tank) est un réservoir implanté dans l’enceinte et contenant une grande quantité d’eau borée pouvant être injectée dans le circuit primaire en cas d’accident ; ∙pour limiter les conséquences d’une fusion du cœur qui pourrait entraîner la rupture de la cuve et l’écoulement de maté‑ riaux fondus hors de la cuve, un récupéra‑ teur en béton très épais, destiné à recueillir le combustible fondu et à le refroidir, est installé sous la cuve du réacteur ; ∙la piscine d’entreposage du combustible est refroidie par deux systèmes de refroi‑ dissement redondants complétés par un troisième dispositif diversifié. 2 Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement 2.1 Le combustible 2.1.1 Le combustible en réacteur L’étanchéité des gaines des crayons de combustible, présents à raison de plusieurs dizaines de milliers dans chaque cœur et qui constituent la première barrière de confinement, fait l’objet d’une attention particulière. En fonctionnement normal, l’étanchéité est suivie par EDF par la mesure permanente de l’activité des radioéléments contenus dans le circuit primaire. L’augmentation notable de l’activité est le signe d’une perte d’étanchéité de gaines des assemblages. Si l’activité dans le circuit primaire dépasse un seuil prédéfini, les règles générales d’ex‑ ploitation (RGE) imposent l’arrêt du réac‑ teur avant la fin de son cycle normal. Lors de chaque arrêt, EDF a l’obligation de rechercher et d’identifier les assemblages contenant des crayons non étanches : le rechargement d’assemblages de combus‑ tible contenant des crayons inétanches n’est pas autorisé. EDF réalise des examens des crayons non étanches afin de déterminer l’origine des défaillances et de prévenir leur réappari‑ tion. Les actions préventives et correc‑ tives peuvent concerner la conception des crayons et des assemblages, leur fabrica‑ tion ou les conditions d’exploitation des réacteurs. Les conditions de manutention des assem‑ blages, de chargement et de déchargement du cœur, ainsi que la prévention de la pré‑ sence de corps étrangers dans les circuits et les piscines font également l’objet de Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2024 307 01 03 04 07 09 11 12 13 14 15 AN Les centrales nucléaires d’EDF 05 06 02 08 10
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