Projet d’avis de l’ASN relatif à l’anomalie de la composition de l’acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167)

Commentaires et questions sur les documents supports, appelés et connexes au projet d’avis de l’ASN relatif à l’anomalie de la composition de l’acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167) – Référence de la consultation [2017.07.057]

Version enrichie de la contribution du samedi 02/09/17 à 00h47.

DOCUMENTS DE REFERENCE

[CODEP 019368]  Rapport au Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Rapport ASN référencé CODEP-DEP-2017-019368 / Rapport IRSN/2017-00011 / Analyse des conséquences de l’anomalie des calottes de la cuve du réacteur EPR de Flamanville sur leur aptitude au service / 15 juin 2017, version publique, 185 pages

[AREVA Ténacité calottes]  Justification de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l'EPR de Flamanville 3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-104-503 / Rév. B du 27 avril 2017, 108 pages

[AREVA Essais mécaniques]  Synthèse des essais mécaniques du programme sacrificiel calottes de cuve EPR FA3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-101-167 / Rév. F du 24 avril 2017, 183 pages

[AREVA Transposition résultats]  Eléments de synthèse relatifs à la transposition des résultats obtenus sur les pièces sacrificielles aux calottes de cuve FA3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-104-502 / Rév. B du 18 avril 2017, 135 pages

[CODEP 043888]  Evaluation de la conformité de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / Démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve / Lettre de l’ASN à AREVA référencée CODEP-DEP-2015-043888 /14 décembre 2015, 10 pages

[CODEP 037971]  Rapport au Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Rapport ASN référencé CODEP-DEP-2015-037971 / Rapport IRSN/2015-00010 / Analyse de la démarche proposée par AREVA pour justifier de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / Séance du 30 septembre 2015 / Version publique, 16 septembre 2015, 78 pages

[GPESPN Ténacité calottes]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Avis relatif à la démarche proposée par AREVA pour justifier de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / 30 septembre 2015, 6 pages

[IRSN Fiche technique]  EPR Flamanville 3 - Qualification technique des calottes du couvercle et du corps de la cuve du réacteur / Avis IRSN n° 2015-00118 / 03 avril 2015, 2 pages + Réacteur EPR Flamanville 3 - Qualification technique des calottes du couvercle et du corps de la cuve du réacteur / Fiche technique en support de l'avis IRSN/2015-00118 du 03 avril 2015 référencée FT/AV/PSN /2015-00067, 29 pages

[AREVA HCTISN 2015]  Présentation AREVA au HCTISN / FA3 - Calottes de cuve / 18 juin 2015 - HCTSIN (sic) / 18 juin 2015, 25 diapositives

[CODEP 053426]  Réparation du couvercle de la cuve destinée au réacteur EPR de Flamanville 3. Lettre de suites du GPESPN. / Lettre de l’ASN à AREVA référencée CODEP-DEP-2011-053426 / 17 octobre 2011, 8 pages

[CODEP 044909]  Opérations de réparations du couvercle de la cuve destinée au réacteur EPR de Flamanville 3 / Lettre de l’ASN à la DREAL référencée CODEP-DEP-2011-044909 / Saisine du GPESPN / 16 août 2011, 2 pages

[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Opérations de remise en conformité du couvercle de cuve destiné au réacteur EPR de Flamanville 3 / Synthèse du rapport par l’ASN / Séance du 14 septembre 2011, 6 pages

[GPESPN Avis réparation couvercle]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Avis relatif aux opérations de réparations du couvercle de cuve destiné au réacteur EPR de Flamanville 3 / 14 septembre 2011, 4 pages

ADRESSES DE TELECHARGEMENT

https://www.asn.fr/L-ASN/Appuis-techniques-de-l-ASN/Les-groupes-permanents-d-experts/Groupe-permanent-d-experts-equipements-sous-pression-nucleaires-GPESPN
https://www.asn.fr/Informer/Actualites/Cuve-de-l-EPR-de-Flamanville-3-nouveau-programme-d-essais
https://www.asn.fr/Informer/Actualites/L-ASN-controle-la-remise-en-conformite-du-couvercle-de-la-cuve-de-l-EPR-FA3
http://www.areva-np.com/FR/businessnews-434/qualite-des-fabrications-des-composants-des-reacteurs-nucleaires-focus-sur-la-cuve-du-reacteur-epr-de-flamanville-3.html
http://www.irsn.fr/FR/expertise/theme/Pages/Avis-rapports-EPR-Flamanville-3.aspx
http://www.irsn.fr/fr/actualites_presse/actualites/pages/20170628_expertise-consequences-anomalie-fabrication-couvercle-et-fond-cuve-epr.aspx
http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/gp-equipements-sous-pression/Pages/Rapport-ASN-DEP-IRSN_Cuves-EPR-Flamanville3_30092015.aspx
http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Pages/20150609_Instruction-technique-projet-reacteur-EPR-Flamanville.aspx
http://www.hctisn.fr/article.php3?id_article=168

TEXTE

Monsieur le Président de l’ASN,

Dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de la cuve du réacteur nucléaire EPR de Flamanville 3 fabriquées par Creusot Forge, les éprouvettes d’essais mécaniques prélevées depuis les calottes sacrificielles UAsup, UKsup et UAinf sont annoncées avoir fait l’objet d’un traitement thermique de détensionnement simulé « équivalent » unique, censé représenter celui subi par les calottes FA3sup et FA3inf au cours de leur fabrication (« traitement de détensionnement requis dans les spécifications d’approvisionnement »), et dont les paramètres communiqués sont les suivants :
- appliqué aux blocs 800 x 400 lors de la découpe des calottes sacrificielles
- vitesse de montée en température jusqu'à 400°C : libre
- vitesse de montée en température à partir de 400°C : 55°C/h maxi
- maintien à 620°C ± 5°C pendant 16h à 16h30
- vitesse de refroidissement jusqu'à 400°C : 55°C/h maxi
- vitesse de refroidissement en dessous de 400°C : libre

[CODEP 019368] : pages 42, 45, 49 (Tableau 10), 184, 185
[AREVA Ténacité calottes] : pages 79, 80
[AREVA Essais mécaniques] : pages 27, 29
[GPESPN Ténacité calottes] : page 4
[CODEP 043888] : page 7
[CODEP 037971] : page 56

Or, suite aux réparations des soudures des adaptateurs du couvercle de FA3 après 2011 et jusqu’en octobre 2015, il semblerait qu’un « nouveau traitement thermique de détensionnement » ait été appliqué au couvercle, donc sur la calotte FA3sup qui le constitue, après réalisation de nouveaux beurrages et avant les nouvelles soudures d’adaptateurs (paramètres du premier traitement thermique et du nouveau traitement thermique de détensionnement non communiqués).

[CODEP 044909] : page 1
[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : pages 4 et 5
[GPESPN Avis réparation couvercle] : page 3

Donc, sauf erreur de ma part :
- la calotte FA3sup aurait subi au moins un traitement thermique de détensionnement supplémentaire par rapport à la calotte FA3inf au cours de leurs fabrications respectives, ceci en supposant un même nombre de traitements thermiques de détensionnement appliqués aux ensembles [corps de cuve] et [couvercle de cuve] après revêtements intérieurs et assemblages par soudage,
- les éprouvettes prélevées des calottes sacrificielles UAsup, UKsup et UAinf n’ont subi qu’un seul et identique traitement thermique de détensionnement simulé « équivalent » dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve,
- « Ces traitements thermiques [NDLR : de détensionnement TTD] ont une influence sur les propriétés mécaniques de l’acier 16MND5 et en particulier sur sa ténacité […] » d’après {[CODEP 037971] : page 56}.

Question 1 : le confirmez-vous ?

Question 2 : quels sont les paramètres (de consignes et réalisés) de tous les traitements thermiques de type détensionnement ou revenu-détensionnement subis par chacune des calottes FA3sup, FA3inf, UAsup, UKsup et UAinf en fabrication et simulés, postérieurement à l’application de leurs derniers traitements thermiques de revenu après emboutissage respectifs {[IRSN Fiche technique] : TTQ après emboutissage pages 25 et 26}, y compris lors des réparations des soudures d’adaptateurs pour la calotte FA3sup ?

Question 3 : si oui à Q1, ce traitement thermique de détensionnement supplémentaire appliqué à la calotte FA3sup lors des réparations des soudures d’adaptateurs a-t-il été pris en compte dans le paramétrage du traitement thermique simulé « équivalent » appliqué aux blocs découpés des calottes sacrificielles et comment ?

Question 4 : si non à Q3, comment justifiez-vous, au regard de cette différence de nombre de TTD appliqués, la validité des résultats des essais mécaniques sur calottes sacrificielles pour représenter les propriétés mécaniques de la calotte FA3sup ?

Question 5 : si oui à Q3, les résultats des essais mécaniques sur calottes sacrificielles peuvent-ils représenter les propriétés de la calotte FA3inf dans un sens conservatif au regard de la ductilité en zones ségrégées {[CODEP 019368] : page 72, Tableau 28 et page 183 + [AREVA Essais mécaniques] : page 86, Tableau 21 et page 124, Tableau 29 et page 170, Tableau 40 et page 181 + [CODEP 043888] : page 6 + [CODEP 037971] : page 58}, ainsi que celles des calottes des EPR chinois de Taishan (certaines également fabriquées par Creusot Forge), notamment si les calottes supérieures concernées de ces EPR chinois n’ont pas fait l’objet de réparation de leurs soudures impliquant l’application d’un « nouveau traitement thermique de détensionnement » ?

Question 6 : si oui à Q1, dans quelle mesure l’application d’un traitement thermique de détensionnement supplémentaire (en connaissance de ses paramètres, voir Q2) pourrait affecter à la baisse les propriétés de résistance mécanique en traction (à température ambiante et à haute température) de l’acier constitutif de la calotte FA3sup, notamment (1) près de la peau interne où la teneur en carbone est la plus faible [Note 1 ci-dessous], notamment dans les zones les plus contraintes (thermo)mécaniquement en périphérie de la calotte près de la bride {[AREVA HCTISN 2015] : diapositive 10} où peuvent déboucher des adaptateurs {schémas dans [GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : page 1 + [CODEP 019368] : page 31, Figure 7 et page 143, Figure A1}, y compris en zones affectées thermiquement (a) du revêtement en acier inoxydable soudé en peau intérieure (b) des beurrages non éliminés lors des réparations des soudures d’adaptateurs mais sur lesquels ont été redéposés de nouvelles soudures (c) de la soudure d’assemblage de la calotte à la bride de couvercle (2) compte tenu de la position basse de la calotte FA3sup dans le bloom de référence {[CODEP 019368] : page 55 et [AREVA Transposition résultats] : page 31} et plus spécifiquement dans les zones éventuellement concernées par une ségrégation négative résiduelle ? Est-il possible de consulter l’analyse AREVA « permettant de justifier la résistance mécanique du couvercle réparé en prenant en compte les hypothèses les plus pénalisantes envisagées au cours de la réparation » {[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : page 5 + [CODEP 053426] : pages 5 et 7, Engagement n°7} ?

Note 1 : la teneur en carbone en surface interne de la calotte FA3sup mesurée par analyse chimique sur copeau prélevé dans l’anneau de recette lors du processus de fabrication est annoncée inférieure à celles des calottes sacrificielles du même type (0,17% pour FA3sup versus 0,19% pour UAsup et UKsup) {[CODEP 019368] : page 57, Tableau 18 + [AREVA Transposition résultats] : page 86 + [AREVA Ténacité calottes] : page 44 + [CODEP 037971] page 49, Tableau 17}. Seule la teneur en carbone en surface interne de la calotte FA3inf est plus faible (0,16%). Cela dit, ces valeurs ne sont pas données avec incertitudes. Si une plus basse teneur en carbone profite à la soudabilité d’un acier, ses propriétés mécaniques de résistance à la traction en sont néanmoins diminuées.

Question 7 : les caractéristiques mécaniques en traction en zone de recette des calottes FA3sup et FA3inf (matière de recette non concernée par l’application des traitements thermiques de détensionnement inclus dans les gammes de revêtement en peau intérieure et d’assemblages par soudage) ont été déterminées lors de leur fabrication à partir d’éprouvettes prélevées au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure {[CODEP 019368] : pages 39, « essais de recette initiaux » et 60, Tableau 23 + [AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6 [Note 2 ci-dessous]} ; suite à la détection en 2015 d’écarts dans la réalisation des essais de traction dans les zones de recette, de nouveaux essais de traction ont été menés en ces mêmes zones de recette « à la demande du rapporteur », dont les résultats (annoncés « conformes aux critères du code RCC-M ») viendront se substituer aux valeurs initiales dans les rapports de fin de fabrication, dès lors « mis à jour » {[CODEP 019368] : pages 118 à 120}. Ces nouveaux essais ont-ils été effectués au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure en zone de recette d’une part, quelles sont ces nouvelles valeurs de résistance mécanique en traction et quels sont les critères applicables du code RCC-M d’autre part ?

Note 2 : à cet égard, le Rm moyen en zone de recette de la calotte FA3sup à la fabrication serait de 595 MPa [=(605+586)/2] d’après les valeurs tirées de {[AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6} et non 600 MPa comme reporté dans {[CODEP 019368] : page 60, Tableau 23}, alors que les autres valeurs sont correctement moyennées à l’unité telles que reportées dans ledit Tableau 23 (à une autre exception près : Rm moyen très légèrement majoré pour UAsup) :
- pourquoi un tel arrondi à la centaine supérieure (quoique presque atteinte) un tantinet abusif ?
- s’agit-il encore d’un matériau à Rm ≥ 600 MPa pour la calotte FA3sup au regard de l’Arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires – Annexe 1 et/ou au regard du code RCC-M, en zone de recette après TTQ (et a fortiori sur pièce réelle achevée après application d’un ou plusieurs TTD) ?

Question 8 : comment expliquez-vous les différences de propriétés mécaniques de résistance à la traction mesurées en zone de recette des calottes FA3sup, UAsup, UKsup, FA3inf et UAinf entre (1) les valeurs déterminées à température ambiante extraites de leurs rapports de fin de fabrication {[CODEP 019368] : page 60, Tableau 23 / valeurs moyennes de deux essais d’après [AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6} et (2) les valeurs unitaires déterminées entre +22°C et +28°C selon le cas (températures voisines de la température ambiante) pour permettre l’interprétation des essais de ténacité dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve {[AREVA Essais mécaniques] : page 35, Tableaux 3 à 7}, ces deuxièmes valeurs étant systématiquement plus faibles que les premières (de -20 à -33 MPa sur Rp0,2 et de -17 à -40 MPa sur Rm) ? Serait-ce parce que tous les coupons de recette auraient subi, pour les besoins de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes, l’application du traitement thermique de détensionnement « équivalent » simulé unique {[CODEP 019368] : page 49, Tableau 10} ? Dans l’affirmative, les nouveaux essais de traction en zone de recette des calottes FA3sup et FA3inf évoqués dans la Q7 ont-ils été exécutés à partir de matière de recette à l’état TTQ (comme en fin de fabrication) ou [TTQ + TTD simulé] ?

Note 3 : en page 35 de [AREVA Essais mécaniques] :
- il y a selon toute vraisemblance une erreur dans le Tableau 6 pour UKsup en zone de recette : dans la colonne 330°C sont reproduites à l’identique les valeurs de la colonne 50°C, or il s’agirait a priori d’y consigner les valeurs en page 52, à savoir Rp0,2 = 388 MPa et Rm = 560 MPa,
- dans le Tableau 3 pour UAinf et le Tableau 7 pour UAsup en zones de recette manquent pour chacun deux résultats d’essais de traction à basse température tels que dénombrés dans {[AREVA Essais mécaniques] : page 31, Tableau 1 / repris dans [CODEP 019368] : page 40, Tableau 9}.

Question 9 : si oui à Q1, dans quelle mesure l’application d’un traitement thermique de détensionnement supplémentaire (en connaissance de ses paramètres, voir Q2) pourrait accentuer le phénomène de migration du carbone à l’interface entre revêtement soudé en acier inoxydable et zone affectée thermiquement sous-jacente de la calotte FA3sup et, partant, affaiblir la zone de liaison le cas échéant appauvrie en carbone côté calotte ? Existe-t-il corrélativement un risque d’apparition d’un défaut à l’interface revêtement-calotte lors de l’épreuve initiale ou en service (normal, incidentel ou accidentel) sur la période prévue d’utilisation du couvercle (soit jusqu’au 31 décembre 2024 au plus tard d’après le projet d’Avis n°2017-AV-XXX de l’ASN), et quelle en serait sa nocivité ?

Par ailleurs, à l’examen de {[AREVA Transposition résultats] : page 83, Figure 34}, je me permets de relever que :
- ont été semble-t-il ajoutées en {[CODEP 019368] : page 175, Figure A21} les mesures par SEO de teneur superficielle en carbone en peau externe de la calotte FA3sup dites « initiales fournisseur externe » (à ± 15%) aux « nouvelles mesures Areva » (à ± 10%), ce qui ne correspond donc pas à la légende de ladite Figure A21,
- ont été omises en {[CODEP 019368] : page 176, Figure A22} les mesures en diagonales « nouvelles mesures Areva » (axes 45°-225° et 135°-315°), à moins qu’il y ait une erreur dans le document source.

Sur le même sujet des mesures par SEO des teneurs superficielles en carbone en peau externe des calottes, il est dommage que toutes les cartographies obtenues par les analyses géostatistiques des deux prestataires n’apparaissent pas en [AREVA Transposition résultats] : pages 131 à 135, Annexe 5}.

Finalement, concernant la calotte FA3sup par rapport aux autres calottes, en zone de recette :
- les propriétés de résistance mécanique à la traction sont les plus faibles, la RTNDT est la plus élevée (avec UAinf et FA3inf) et l’énergie à l’essai de flexion par choc KV à 0°C est la plus faible {[CODEP 019368] : pages 60 et 61, Tableau 23 + [AREVA Transposition résultats] : pages 38 et 40, Tableaux 6 et 7},
- la température T68J, déterminée en zone de recette dans le cadre du programme d’essais de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes, est la plus élevée, avec une courbe de transition de résilience à l’essai de flexion par choc la plus décalée vers la droite (soit vers les hautes températures) ; de même, les températures de transition Tenv et T0 issues des essais de ténacité réalisés en zone de recette sont les plus élevées {[CODEP 019368] : pages 60 à 62, Tableaux 24 et 25, Figure 17 et page 80, Tableau 34 + [AREVA Transposition résultats] : page 45, Tableau 10 et Figure 8 + [AREVA Ténacité calottes] : page 26, Tableau 2 et Figure 6},
- les valeurs de teneur en carbone en surface interne sont annoncées les plus faibles (avec FA3inf) [Note 1 précédente],
…ce qui globalement ne plaide pas en faveur de ladite calotte FA3sup et la singularise.

La calotte FA3sup n’est manifestement pas dotée des meilleures caractéristiques mécaniques initiales parmi les calottes mises à l’étude d’une part, celles relatives à la résistance à la traction étant susceptibles d’avoir été dégradées par le ou les traitements thermiques ultérieurs appliqués en fabrication et en réparation d’autre part ; autrement dit, la sachant percée des 107 traversées de surcroît, elle ne m’inspire pas confiance : serait-elle un peu « juste » au regard de ses propriétés mécaniques de résistance à la traction [Note 2 précédente], notamment en peau interne, y aurait-il là aussi réduction des marges de sécurité ?

Aussi, outre la délivrance autant que possible d’éléments de réponse à mes questionnements -ce dont je vous remercie par avance-, je souhaite que vous reconsidériez le projet d’avis objet de la présente consultation et demandiez l’exploration destructive du couvercle de la cuve du réacteur de Flamanville 3 afin de vérifier ce qu’a réellement « dans le ventre » la calotte qui le constitue, laquelle possède son histoire propre : en effet, « […] Les comparaisons des différentes calottes ne peuvent donc pas être menées sur les grandeurs d’intérêt direct et se concentrent sur des paramètres relais […] » {[CODEP 019368] : pages 67 et 68}.

La prudence d’une telle décision, compte tenu de l’enjeu de sûreté, contribuera à vous forger « une conviction forte, une quasi-certitude » comme vous le déclariez le 15/04/15 en présentant le rapport de l'ASN sur la sûreté nucléaire en France en 2014 devant l’OPECST, cette conviction forte allant dès lors bénéficier à la calotte FA3inf : l’assurance reste indiscutablement préférable à l’incertitude dans le domaine du nucléaire.

Je vous remercie pour la consultation du public mais, tout en comprenant les raisons relevant du secret industriel, regrette la délivrance partielle des informations dans les documents mis à disposition ainsi que leur qualité de lecture pour certains (tableaux ou paragraphes noircis, documents appelés non téléchargeables, documents scannés au lieu de documents originaux numériques).

Bien entendu qu'il ne faut pas autoriser la mise en service d'un réacteur que l'on sait fragile !
Les citoyens français ont déjà payé des milliards pour financer l'industrie nucléaire. Une industrie qui règne sans partage ou presque sur notre politique énergétique ultra centralisée depuis des décennies. Une industrie qui assure des rendements médiocres pour des coûts exorbitants et dont les performances sont obsolètes face aux énergies propres. Une industrie que les contribuables tiennent à bout de bras en renflouant régulièrement les caisses ( triste exemple d'Areva).
Une industrie qui génère des déchets que l'on voudrait cacher (oublier) sous terre. Une industrie polluante aussi parce que ce mode de production de l'électricité nécessite l'extraction d'uranium à l'étranger dans des conditions douteuses (en Afrique en particulier).
Une industrie qui a permis un développement jamais vu ailleurs d'usages aberrants de l'électricité (chauffage électrique). Une industrie qui a ainsi considérablement ralenti la progression des économies d'énergie et le développement des énergies renouvelables si nécessaires.
Une industrie pas très transparente qui veut maintenir mordicus ses vieilles centrales en fonctionnement malgré des prévisions de coûts de maintenance faramineux.
En résumé un mode de production dépassé, inefficace, ruineux, polluant, dangereux.

Et l'on voudrait repartir pour un tour avec l'EPR et sa cuve défectueuse ? Alors qu'il s'agit de la pièce maitresse de la centrale et que sa mise en fonctionnement ferait courir des risques considérables aux populations de l'Europe entière et à son environnement ?
Nous savons pertinemment quelles sont les conséquences d'un accident nucléaire. Les exemples dramatiques ne manquent pas.
Un changement de couvercle après la mise en fonctionnement ne parait pas non plus très réaliste et ferait de plus prendre des risques considérables aux travailleurs du nucléaire chargés de l'opération.
Qui peut sérieusement autoriser la mise en fonctionnement en sachant tout cela ? Personne j'espère malgré le poids du puissant lobby nucléaire.
Nous avons déjà mis tant de milliards par les fenêtres à cause de cette industrie. En jeter quelques uns de plus en renonçant à l'ouverture de l'EPR ne sera qu'un moindre mal face à la gravité de la menace.
On ne joue pas avec la vie des gens en toute connaissance de cause. Le courage c'est de résister pour l'intérêt général même si les décisions sont douloureuses. Je préfère un fiasco qui se termine avec la perte de beaucoup d'euros qu'un accident majeur aux conséquences que tous les euros du monde ne pourront jamais réparer.
Une citoyenne inquiète.

Vous écrivez qu'Areva NP n'a pas du tout été à la hauteur de la tâche :

1 - "mis en évidence le fait que ces composants n’ont pas les caractéristiques requises"
2 - "qui n’a pas été suffisamment éliminée par le procédé de fabrication retenu par Areva NP"
3 - "a été mal apprécié et ses conséquences mal quantifiées par Areva NP, alors qu’il existait des techniques disponibles permettant de s’affranchir de ce risque"
4 - "l’exigence de qualification technique ... n’est pas respectée"
5 - "Areva NP n’a pas suffisamment tenu compte de l’état d’avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception et de la fabrication"
6 - "remettre en cause sa résistance à la rupture brutale"
7 - "des irrégularités ont été détectées dans cette usine [Creusot Forge]"

Mais vous confiez à Areva NP le soin de prouver que tout va bien :

a - "l'ASN a considéré acceptable dans son principe,..., la démarche retenue par Areva NP"
en contradiction avec 2, 3, 4, 5 et 6
b - "Areva NP conclut que l’anomalie ne remet pas en cause l’aptitude au service du fond et du couvercle de la cuve"
en contradiction avec 3, 4 et 6
c - "Areva NP exclu le risque de rupture brutale de ces composants"
en contradiction avec 6
d - "Areva NP a justifié que le procédé de fabrication utilisé n’était pas de nature à créer de défaut préjudiciable à la qualité des pièces"
en contradiction avec 2, 4, 5, 6 et 7
e - "Areva NP a justifié que ces composants sont représentatifs de ceux de Flamanville"
en contradiction avec b, c et d car ils ne sont pas ceux qui vont être installés.
f - "il convient toutefois qu’Areva NP confirme les chargements mécaniques sur le couvercle en situation d’éjection de grappe"
en contradiction avec b, c, d car il semble que la conclusion est omis une situation critique ?
g - "celles-ci [caractéristiques mécaniques du matériau] sont suffisantes pour exclure, ...le risque de rupture brutale"
en contradiction avec 6
h - "Areva NP a refait ... certains essais"
en contradiction avec a, b, c, d. Pourquoi pas tous les essais ?
i - "ces contrôles n’ont pas mis en évidence de défaut de taille supérieure à la limite de détection"
en contradiction avec 1, 2, 4, 6
j - "apportent des garanties complémentaires sur la qualité des pièces concernées"
garanties et qualité sont des termes en contradiction avec ce qui précède.

Puis viennent vos recommandations pour que tout ce passe bien et écrivez qu'elles sont impossibles à respecter :

I - "il est essentiel ... de garantir l’absence d’apparition de défaut "
Alors à fortiori il y absence de défaut : en contradiction avec le sujet de la consultation.
II - "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise"
en contradiction avec b car alors inutiles.
III - "[concernant le couvercle] il est donc acceptable qu’il ne soit pas mis en œuvre de contrôle avant fin 2024"
en contradiction avec I. On ferme les yeux en croisant les doigts et en serrant les fesses.

Finalement vous concluez :

"Des contrôles en service...devront être mis en œuvre sur le fond de la cuve du réacteur EPR"
en contradiction avec I puisqu'il y a impasse sur le couvercle, son contrôle étant impossible.
"L’utilisation du couvercle ... ne pourra être autorisée au- delà du 31 décembre 2024."
en contradiction avec j car elle est défectueuse. Mais entre 2018 et 2024, on s'en fou un peu.
"Les engagements d’Areva NP"
Les promesses n'engagent que ceux qui les croient.
"notamment ... les contrôles ..., devront être intégrés dans la demande d’autorisation"
vous venez de nous expliquer qu'ils sont impossibles à réaliser sur le couvercle défectueux et qu'il faut faire confiance à Areva NP.
"Areva NP devra confirmer,...les chargements mécaniques sur le couvercle dans la situation d’éjection de grappe"
Pourquoi l'ASN fait l'impasse sur ce problème qui semble épineux (mentionné 2 fois dans le texte) avant d'émettre son avis ?

et vous rendez un avis FAVORABLE !

C'est juste incompréhensible.

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être impeccable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !

Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !

La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA.

Lire page 21 ASN CODEP-DEP-2017-019368 avec de très beaux dessins à l'appui : zones rouges représentant l'évolution avant-après de ces ségrégations dangereuses qu'on retrouve dans la cuve et le couvercle + avis négatif de MM Marignac et Autret du GP ESPN dans le document Avis GP ESPN 26_27_06_2017_cuve_EPR à la page 5/5.

« L’anomalie concerne le fond et le couvercle de la cuve. L’acier de ces composants n’a pas la composition chimique attendue. Au cours de leur fabrication par forgeage, l’usine Creusot Forge d’Areva NP n’a pas suffisamment éliminé une zone qui contient naturellement un excès de carbone (en rouge sur les schémas ci-dessous). Cette zone se retrouve donc au centre des pièces finales ... Un excès de carbone conduit à diminuer la résistance de l’acier à la propagation d’une fissure, c’est-à- dire sa ténacité. Le risque lié à l’anomalie est donc qu’une fissure présente dans le fond ou le couvercle de la cuve se propage et conduise à la rupture brutale de l’équipement. Une rupture de la cuve conduirait à ce que le refroidissement du combustible nucléaire ne soit plus assuré. »

Et :

« Les éléments produits par Areva NP pour justifier de l'aptitude au service de la cuve, bien qu'ils soient conformes à la démarche attendue et malgré les efforts apportés à la profondeur de la caractérisation du matériau, à l'exhaustivité des situations envisagées et au conservatisme des hypothèses, montrent que les marges que présentent les propriétés mécaniques du matériau en zone ségrégée vis-à-vis de la prévention du risque de rupture brutale de la cuve sont significativement réduites par rapport aux propriétés attendues en l’absence de ségrégation majeure.
Le non-respect de l'exigence de qualification technique de la cuve constitue une atteinte inédite, par sa nature et par son contexte, du premier niveau de la défense en profondeur. L’excès de confiance, le caractère tardif de la détection des ségrégations et le choix industriel de mener l’installation de la cuve à son terme avant de procéder à leur caractérisation constituent des éléments aggravants de cette atteinte au principe fondamental de défense en profondeur. La situation qui en résulte ne trouve pas de réponse simple sur le plan réglementaire, qui n’offre pas les références nécessaires pour apprécier dans ce contexte l’acceptabilité des pièces concernées, et débouche de ce fait sur une procédure dérogatoire dont le résultat constituera, au-delà de la résolution de ce dossier, une jurisprudence durable. Les éléments apportés sur le suivi en service ne constituent pas des mesures effectivement compensatoires, dans le sens où ils visent à surveiller les phénomènes redoutés dans le contexte de ces propriétés dégradées, et non à restaurer par des mesures en exploitation tout ou partie des marges perdues au niveau de la conception et de la fabrication. En conséquence, le caractère suffisant de la tenue mécanique de la cuve ne suffit pas à atteindre un niveau de sûreté satisfaisant au sens de la défense en profondeur.
Cette conclusion doit être mise en regard de la possibilité ou non de remplacer les éléments ségrégés avant l'éventuelle mise en service de la cuve. À cet égard, bien que le Groupe permanent n’ait pas été saisi sur cette question, il est important de souligner que les éléments du dossier remis par Areva semblent indiquer que le remplacement du couvercle et du fond de cuve reste à ce stade techniquement possible. »

Le couvercle n'est pas bon ce qui oblige à le changer mais l'ASN accepte quand même qu'il soit utilisé pendant 7 ans, sans surveillance possible.

Pour résumer, on joue à la roulette russe.

C'est bien la preuve que le feu vert de l'ASN est un avis de complaisance. Il ne fait pas l'unanimité parmi ses propres experts. C'est parfaitement inadmissible. Pourquoi certains experts sont-ils moins écoutés que les autres ? Ce n'est pas parce qu'on est moins nombreux à dire la vérité que l'on ne doit pas être écouté. Il faudrait au moins l'unanimité pour pouvoir prendre une décision si grave pour la sécurité des installations et des populations et l'avenir de la France.

Il faut donc absolument respecter le principe de précaution.

La cuve et le couvercle ne doivent présenter aucun défaut (aucune ségrégation anormale de carbone due à une non maîtrise du procédé de fabrication par Creusot Forge qui a fauté en coupant une chute de tête du lingot - plus riche en ségrégations positives - trop petite).

Il faut arrêter le chantier et tout démonter tout de suite : couvercle et cuve. En plus du couvercle commandé au Japon, il faut commander une cuve et les remonter avant de lancer l'EPR.

Bien cordialement,

Emmanuel

Je suis ingénieur de formation et je pense que la sûreté des réacteurs nucléaires est une chose à traiter de manière rationnelle, en la fondant sur des faits réels. En conséquence et après étude du dossier, je pense qu'il faut démarrer la tranche EPR de Flamanville avec la cuve et le couvercle en l'état. Les propositions de l'ASN me conviennent : démarrer en l'état et réaliser un programme de tests adaptés pendant les premières années de fonctionnement. Il faut cesser de prendre position sur le nucléaire à partir de convictions quasi religieuses anti-nucléaires, qui rappellent les délires récurrents annonçant la fin du monde à chaque changement de millénaire.

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être impeccable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !

Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !

La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA.

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être impeccable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !

Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !

La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA.

AVIS FAVORABLE A LA POURSUITE DE LA MISE EN SERVICE
La consultation du public arrive à sa fin. A la lecture des très nombreux commentaires, je constate beaucoup, énormément d'avis "CONTRE" très (beaucoup trop) souvent uniquement basés sur une opposition de principe au nucléaire et des raisonnements qui cherchent à faire peur.
Peu voire pas d'éléments rationnels, peu d'évaluations techniques fondées sur une expertise sérieuse ... normal, on ne s'invente pas métallurgiste de haut vol.
Malgré tout, des experts se sont prononcés et ont donné le feu VERT. Je fais confiance à leur indépendance et à leur compétence collective.

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être impeccable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !

Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !

La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA