Corrosion d'un appareil de l'unité de récupération de l'acide tritié

Publié le 15/09/2006

Usine de traitement d'éléments combustibles irradiés provenant des réacteurs nucléaires à eau ordinaire (UP3-A) Transformation de substances radioactives - Orano Cycle

Au cours d'une maintenance corrective effectuée lors de l'arrêt annuel de l'été 2006, l'exploitant a mis en évidence une corrosion interne sur la première barrière de confinement d'un bouilleur de l'atelier T2.

Le bouilleur concerné intervient sur le procédé de récupération de l'acide nitrique tritié, issu des distillats de l'unité de concentration des effluents de moyenne activité. Cet équipement est un appareil alimenté en eau surchauffée. Il est soumis à des exigences en application de la réglementation des appareils à pression. La première barrière de confinement de l'unité concernée est constituée d'un faisceau de tubes en zirconium. L'analyse réalisée lors de la conception avait conclu qu'aucune surépaisseur pour ces tubes n'était nécessaire vis à vis d'un risque de corrosion.

A la suite d'une demande de l'Autorité de sûreté nucléaire en 1997, l'exploitant a engagé une analyse plus précise du risque de corrosion par les ions fluorures sur les parois des tubes. En 2005, des contrôles non destructifs bénéficiant d'avancées technologiques ont mis en lumière une perte d'épaisseur des tubes de l'ordre d'un tiers. Celle ci a été précisée lors de contrôles complémentaires réalisés lors de l'arrêt annuel de l'été 2006.

Sous le contrôle de l'Autorité de sûreté nucléaire, les actions correctives entreprises par l'industriel comportent :

  • une vérification par calculs de la tenue des tubes du bouilleur à la pression d'épreuve ;
  • la baisse de la pression de service de 9,5 bars à 8,5 bars ;
  • la définition d'un programme d'investigation pour les autres appareils en zirconium de l'établissement de COGEMA La Hague ;
  • le remplacement de l'équipement concerné, sur la base des mesures actuelles, devrait intervenir au plus tard en 2009 .

Par ailleurs, une épreuve d'étanchéité, effectuée à 1,5 fois la pression maximale de service, a été réalisée avant remise en service, avec des résultats satisfaisants dans le cadre des contrôles relatifs aux équipements sous pression.

Cet événement n'a pas eu de conséquences significatives, ni sur l'environnement, ni sur la santé des travailleurs ou du public. Il a été classé par l'Autorité de sûreté nucléaire au niveau 0 de l'échelle INES.

Date de la dernière mise à jour : 03/09/2021

Classement de l’incident (INES)

Niveau 0

Écart