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 corrigée et enrichie de la contribution du samedi 26/08/17 à 19h04.

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,
- 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 consigne 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] : diapo 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}. Cela dit, ces valeurs ne sont pas données avec incertitudes. Si une plus basse teneur en carbone profite à la soudabilité de l’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 a priori non concernée par l’application des traitements thermiques de détensionnement inclus dans les gammes de revêtement par soudage en peau intérieure, de soudures des adaptateurs et de leurs réparations) 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 et 60 + [AREVA Ténacité calottes] : page 25} ; 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 », à la faveur de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve et leurs résultats sont annoncés « conformes aux critères du code RCC-M » {[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 RCC-M d’autre part ?

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 + [AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6 [Note 2 ci-dessous]} et (2) les valeurs 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 ? 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 TT 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 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 RCC-M, en zone de recette après TTQ (et a fortiori sur pièce réelle achevée après application d’un ou plusieurs TTD) ?
Note 3 : il y a selon toute vraisemblance une erreur dans {[AREVA Essais mécaniques] : page 35, 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.

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 austénitique 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 regrettable 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, ne pourra que contribuer 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).

J'ai comme le sentiment qu'on nous prend vraiment pour des cons ...
enfin c'est vrai , y'en a beaucoup qui comprennent rien à rien ...et qui ne voient pas plus loin que le bout de leur chaussures.
On tente encore après les expériences et les accidents a droite a gauche de nous expliquer le bien fondé du nucléaire, de surcroit quand il est vieillissant et présente des anomalies.
Réveillons nous !
De nombreuses alternatives existes, et il faudrait aussi commencer par faire les économies d'énergie ...sans nous priver beaucoup ni revenir à la bougie, on constate quand même un gâchis certains dans nos contrées !

Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !

La cuve ne doit donc pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir et ce dans tous les domaines !

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.

Je me demande même comment une telle question peut se poser. En industrie lorsqu'une pièce est défectueuse on ne l'utilise pas c'est évident, surtout quand des questions de sécurité sont en jeu. Ici nous parlons de la sécurité et de dangers graves pour des milliers de personnes. Marre que les intérêts de l'industrie nucléaire prévalent sur notre sécurité. Pour cette raison je n'accepte pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. En tant que citoyen français je demande comme tant d'autres personnes l'arrêt immédiat de ce chantier.

Je suis les questions du nucléaire depuis 1986, l’accident de Tchernobyl et le nuage radioactif arrêté à la frontière française.
J’ai pu constater sur de nombreux dossiers concernant les déchets, les réacteurs en service, les transports que des informations sont cachées, des problèmes et accidents occultés ou minimisés.
Je ne peux donc pas faire confiance à cette industrie qui a toujours fait passer les intérêts industriels, économiques et financiers avant la protection des populations.

Le projet de l’EPR depuis le début est un fiasco, technologie dépassée, problèmes techniques et humains sur le chantier, explosions des coûts.
La découverte des falsifications à l’usine Creusot Forge d’AREVA, a des conséquences directes et très importantes sur ce chantier puisque des pièces sont concernées dont la cuve, pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être irréprochable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !
Une fois de plus, Edf et Areva qui étaient au courant depuis 2005,ont laissé faire.
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 ! 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.
Bernadette Boivin

Est-ce que vous trouvez, honnêtement, la conclusion de l'ASN si glorieuse que ça pour l'EPR :

« ... l’anomalie de la composition chimique de l’acier conduit à une diminution des marges vis-à-vis du risque de rupture brutale. L’ASN considère par conséquent nécessaire qu’EDF mette en œuvre des contrôles périodiques supplémentaires afin de s’assurer de l’absence d’apparition ultérieure de défauts ... En revanche, la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise. L’ASN considère donc que l’utilisation de ce couvercle doit être limitée dans le temps. Elle note que la fabrication d’un nouveau couvercle prendrait de l’ordre de sept ans. Un nouveau couvercle pourrait ainsi être disponible d’ici fin 2024. Dans ces conditions, l’ASN considère que le couvercle actuel ne pourra pas être utilisé au-delà de cette date. »

- diminution des marges de sécurité ;
- nécessaire qu’EDF mette en œuvre des contrôles périodiques supplémentaires afin de s’assurer de l’absence d’apparition ultérieure de défauts ;
- l’ASN considère que le couvercle actuel ne pourra pas être utilisé au-delà de 2024 ... car il faut 7 ans pour en fabriquer un autre.

Franchement, avouez que tout cela ne tient pas la route, que ce n'est ni très logique ni très réjouissant comme conclusion.

Le directeur de l'ASN semble avoir un canon de révolver sur la tempe. Il consent ce petit arrangement politico-mafieux de 7 ans de fonctionnement avec des marges de sécurité réduites pour des raisons politiques en ne prenant plus en compte le principe de précaution alors c'est contraire à sa propre déontologie (sûreté = prévention des accidents en limitant au maximum leur probabilité de survenue).

Il n'y a rien de scientifique dans un tel avis qui est absurde, illogique et incompréhensible.

Les marges de sécurité sont réduites : on refuse la cuve et le couvercle et point barre. Ça c'est scientifique et déontologique et c'est la seule façon d'éviter l'accident grave avec une probabilité de 100% (mieux vaut prévenir que guérir).

Cette consultation va-t-elle servir à compter les OUI contre les NON ?
Dans ce cas, on peut imaginer un gros magouillage dans le dépouillement en faveur des OUI (toujours les mêmes, d'EDF et AREVA sous des faux noms qui vont compter à tous les coups alors que tous les NON ne seront pas comptabilisés). On peut être sûr qu'ils vont nous bombarder de milliers de réponses toutes identiques du type « ... seuls les experts savent, on peut leur faire confiance, circulez, y'a rien à voir, tout est sous contrôle ... ».

Ainsi, l'ASN de conclure avec 1010 OUI contre 1000 NON que la population est d'accord avec sa décision.

Elle pourra alors se dédouaner de ses responsabilités et de ses obligations sur le dos des pigeons (le peuple qui paye et payera la gabegie du nucléaire pour des siècles et des siècles) alors qu'on les paye pour protéger tout le monde (hommes, femmes, enfants, pro et antinucléaires).

Il y a pourtant forcément mieux à faire avec l'argent public (la transition énergétique vers les énergies renouvelables et la sortie du nucléaire avec le démantèlement, la gestion réversible des déchets, le respect de la loi de transition énergétique avec 50% d'électricité nucléaire maximum, la lutte contre la pollution sous toutes ses formes) car c'est difficile d'imaginer pire foutage de gueule.

Partisans du OUI à l'EPR dans ces conditions de sécurité insuffisantes, pensez à vos enfants et petits enfants et à vous aussi. Craignez l'accident nucléaire, pensez à Fukushima et Tchernobyl. On ne pourra pas dire qu'on ne savait pas.

Bien cordialement,

Emmanuel

Le projet d’avis de l’A.S.N. propose de manière surprenante, sur la foi des assurances fournies par Areva quant à la sûreté à court terme (exclusion théorique du risque de rupture brutale de la cuve), d’autoriser la mise en service du réacteur en l’état pour une durée n’excédant pas 7 ans, temps nécessaire pour fabriquer un nouveau couvercle. Un réacteur nucléaire que l’on sait non conforme serait donc mis en production pour plusieurs années, malgré tout ce que le passé nous a enseigné (ou devrait) quant à la dangerosité potentielle de ces installations, même réputées sous contrôle.

Sans me prévaloir d’un quelconque statut d’expert, et sous réserve d’erreurs de compréhension de ma part, la lecture de l’argumentaire présenté me semble révéler, comme la cuve, un certain nombre de points faibles :
- Comment faire confiance à Areva pour garantir qu’elle sera effectivement en capacité de livrer cette pièce conforme dans l’avenir, alors que l’avis de l’A.S.N. reconnait que « des irrégularités ont été détectées dans cette usine » (Creusot Forge) et « qu’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 », sans parler des multiples incidents déjà déplorés sur ce chantier par le passé.
- Il est indiqué page 4, qu’un « nouveau couvercle pourrait ainsi être disponible d’ici fin 2024 » (l’emploi du conditionnel n’est pas des plus rassurants), et donc que « l’utilisation du couvercle de la cuve du réacteur EPR de Flamanville ne pourra être autorisée au-delà du 31 décembre 2024 » ; j’ai du mal à croire que le réacteur serait effectivement mis à l’arrêt si ce délai n’est pas respecté ou le nouveau couvercle pas plus conforme, au vu des pratiques habituelles de prolongation de durée de vie des installations en cours dans ce secteur.
- Les laboratoires de contrôle ayant surveillé le programme d’analyse des composants sont qualifiés (page 3, dernier paragraphe) d’indépendants du groupe d’Areva « pour l’essentiel ». Comment interpréter ce terme limitatif ? Sont-ce également des prestataires « pour l’essentiel indépendants » d’Areva qui contrôleraient l’évolution de la qualité du réacteur pendant les 7 années, a minima, où il fonctionnerait avec un couvercle et un fond de cuve non conformes ?
- Pour quelle raison la situation « d’éjection de grappe », mentionnée à plusieurs reprises, n’a-t-elle pas été prise en compte par Areva ?
- Si la solution proposée (autorisation du réacteur avec ses non-conformités) était retenue, quel serait le délai effectif pour une mise en production du réacteur ? Si une ou plusieurs années de travaux sont encore nécessaires pour cela, n’est-ce pas un argument pour attendre de disposer d’un couvercle parfaitement conforme ?

Au-delà de la simple invocation du principe de précaution, il me semble que dans n’importe quel secteur industriel une pièce livrée défectueuse serait refusée ; c’est l’attitude qui devrait prévaloir, même si la non-conformité (composition de l’acier de la cuve) n'est pas jugée cruciale et même si un tel refus doit encore différer la mise en service de l’EPR. Toute autre décision s’apparenterait à une nouvelle fuite en avant au détriment de la sécurité et sans garantie sur la faisabilité réelle du projet, question de fond qu'il faudra bien un jour se décider à poser.

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.

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. 

Ce que je lis ici est affligeant: à de rares exceptions près, le niveau de connaissances révélé par les commentaires est extrêmement faible; les erreurs pullulent; très peu de commentaires se rapportent à l'analyse du rôle de l'ASN, au bien fondé de sa décision, au fait qu'on ne peut pas espérer meilleure analyse technique de la situation que celle dont l'ASN et l'IRSN disposent; on se contente de rapporter son inquiétude (non critiquable) ou son opposition viscérale, irrationnelle, fondée le plus souvent sur des informations partiales, souvent erronées (ce qui est critiquable). Que peut-on espérer de cette consultation? Quel objectif l'ASN s'est-elle donné? Vraiment, je persiste à penser que cette démarche est une erreur.

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.