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)

Le réacteur ne peut être lancé avec une pièce que vous même l'ASN reconnaissez potentiellement défaillante et dont "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise" ! (page 4 de Avis n°2014-AV- de l’Autorité de sûreté nucléaire du 21 janvier 2014).

La limitation de la durée d'utilisation de cette pièce dans le temps n'est pas une solution!
Vous posez nécessaire la condition de réalisation de contrôles, pour finalement reconnaître que la faisabilité de ces contrôles n'est pas acquise au niveau du couvercle.
Vous autorisez une mise en fonctionnement temporaire en délivrant une autorisation uniquement jusqu'au 31 décembre 2024. Mais l'ASN sera-t-elle en mesure d'engager au 31 décembre 2024, un arrêt du fonctionnement du réacteur en cas de non respect des délais (et tout chantier prend du retard) ou de la qualité de fabrication de la nouvelle cuve?
Cela est beaucoup moins sûr...

Le principe de précaution doit prévaloir.

Le réacteur ne peut être lancé avec une pièce que vous même l'ASN reconnaissez potentiellement défaillante et dont "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise" ! (page 4 de Avis n°2014-AV- de l’Autorité de sûreté nucléaire du 21 janvier 2014).

La limitation de la durée d'utilisation de cette pièce dans le temps n'est pas une solution!
Vous posez nécessaire la condition de réalisation de contrôles, pour finalement reconnaître que la faisabilité de ces contrôles n'est pas acquise au niveau du couvercle.
Vous autorisez une mise en fonctionnement temporaire en délivrant une autorisation uniquement jusqu'au 31 décembre 2024. Mais l'ASN sera-t-elle en mesure d'engager au 31 décembre 2024, un arrêt du fonctionnement du réacteur en cas de non respect des délais (et tout chantier prend du retard) ou de la qualité de fabrication de la nouvelle cuve?
Cela est beaucoup moins sûr...

Le principe de précaution doit prévaloir.

Le réacteur ne peut être lancé avec une pièce que vous même l'ASN reconnaissez potentiellement défaillante et dont "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise" ! (page 4 de Avis n°2014-AV- de l’Autorité de sûreté nucléaire du 21 janvier 2014).

La limitation de la durée d'utilisation de cette pièce dans le temps n'est pas une solution!
Vous posez nécessaire la condition de réalisation de contrôles, pour finalement reconnaître que la faisabilité de ces contrôles n'est pas acquise au niveau du couvercle.
Vous autorisez une mise en fonctionnement temporaire en délivrant une autorisation uniquement jusqu'au 31 décembre 2024. Mais l'ASN sera-t-elle en mesure d'engager au 31 décembre 2024, un arrêt du fonctionnement du réacteur en cas de non respect des délais (et tout chantier prend du retard) ou de la qualité de fabrication de la nouvelle cuve?
Cela est beaucoup moins sûr...

Le principe de précaution doit prévaloir.

Le réacteur ne peut être lancé avec une pièce que vous même l'ASN reconnaissez potentiellement défaillante et dont "la faisabilité technique de contrôles similaires sur le couvercle de la cuve n’est pas acquise" ! (page 4 de Avis n°2014-AV- de l’Autorité de sûreté nucléaire du 21 janvier 2014).

La limitation de la durée d'utilisation de cette pièce dans le temps n'est pas une solution!
Vous posez nécessaire la condition de réalisation de contrôles, pour finalement reconnaître que la faisabilité de ces contrôles n'est pas acquise au niveau du couvercle.
Vous autorisez une mise en fonctionnement temporaire en délivrant une autorisation uniquement jusqu'au 31 décembre 2024. Mais l'ASN sera-t-elle en mesure d'engager au 31 décembre 2024, un arrêt du fonctionnement du réacteur en cas de non respect des délais (et tout chantier prend du retard) ou de la qualité de fabrication de la nouvelle cuve?
Cela est beaucoup moins sûr...

Le principe de précaution doit prévaloir.

La cuve n'a pas les caractéristiques requises pour assurer le bon fonctionnement et la sécurité du réacteur, c'est un fait établi
et rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale.
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.
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.
Je n'accepte pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté !

Nous ne sommes pas vos cobayes !!!!

Après Tchernobyl, et alors que Fukushima est encore une menace et que les dégâts causés vont empoisonner la vie de la planète et de nos enfants pendant des centaines d'années, il me semble carrément inhumain de seulement se poser cette question.... on sait sans aucun doute que le nucléaire est dangereux et que ses méfaits sont irréversibles, cela même quand ça fonctionne bien, au maximum d'application des normes de sécurité.... alors comment ose-t'on se dire qu'éventuellement on pourrait utiliser une cuve défectueuse à la base, et qu'on verrait bien si ça tient... au 21ème siècle, que des scientifiques qui, soi-disant, sont à la pointe du progrès, envisagent même une telle possibilité, démontre à quel point de non respect de l'Humanité et de la Planète en sont rendus ces gens là, et ce juste par cupidité !!!!! NON... PAS DE CUVE DEFECTUEUSE POUR L'EPR DE FLAMANVILLE !!!!

DOCUMENTS DE REFERENCE
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 [CODEP 019368]

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 Ténacité calottes]

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 Essais mécaniques]

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 043888]

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 / 16 septembre 2015, version publique, 78 pages [CODEP 037971]

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 [GPESPN Ténacité calottes]

EPR Flamanville 3 - Qualification technique des calottes du couvercle et du corps de ta 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 [IRSN Fiche technique]

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 053426]

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 [CODEP 044909]

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 Synthèse rapport 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 [GPESPN Avis réparation couvercle]

TEXTE
Monsieur le Président de l’ASN,

Dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de 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, sans distinction, d’un traitement thermique de détensionnement simulé 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 »), dont les paramètres communiqués sont les suivants :
- 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, 185, 186]
[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 à partir de 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 leur fabrication d’une part,
- les éprouvettes prélevées des calottes sacrificielles UAsup, UKsup et UAinf n’ont subi qu’un seul traitement thermique de détensionnement simulé dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve d’autre part.

Question 1 : le confirmez-vous ?

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

Question 3 : si oui à Q1, cela a-t-il été pris en compte dans l’application du traitement thermique simulé appliqué aux éprouvettes prélevées des calottes sacrificielles et comment ?

Question 4 : si non à Q3, comment justifiez-vous, au regard de cette différence de nombre de TT 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 être représentatifs des calottes des EPR chinois de Taishan (également fabriquées par Creusot Forge), notamment si les calottes supérieures 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) du métal de base constitutif de la calotte FA3sup, notamment (1) près de la peau interne où la teneur en carbone est la plus faible (2) compte tenu de la position basse de la calotte FA3sup dans le bloom de référence [CODEP 019368 page 55] (3) dans les zones éventuellement concernées par une ségrégation majeure négative résiduelle ?

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 sa fabrication à partir d’éprouvettes prélevées au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure [CODEP 019368 page 39] ; de nouveaux essais de traction ont été menés en ces mêmes zones de recette à la faveur de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve et sont annoncés « conformes aux critère du code RCC-M » [CODEP 019368 page 118]. Ces nouveaux essais ont-ils été effectués au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure en zone de recettes 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 : si oui à Q1, dans quelle mesure l’application d’un TT 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 (ZAT) sous-jacente de la calotte FA3sup et, partant, affaiblir la bande de ZAT le cas échéant appauvrie en carbone ? Le risque d’apparition en service d’un défaut à l’interface revêtement-ZAT en serait-il augmenté, et quelle en serait sa nocivité ?

Je vous remercie par avance pour vos réponses qui me permettront de vous donner mon avis sur votre projet d'avis dans le cadre de cette consultation publique prenant fin le 12/09/17.

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 d’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 !

Je n'accepte 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.

Après Tchernobyl, et alors que Fukushima est encore une menace et que les dégâts causés vont empoisonner la vie de la planète et de nos enfants pendant des centaines d'années, il me semble carrément inhumain de seulement se poser cette question.... on sait sans aucun doute que le nucléaire est dangereux et que ses méfaits sont irréversibles, cela même quand ça fonctionne bien, au maximum d'application des normes de sécurité.... alors comment ose-t'on se dire qu'éventuellement on pourrait utiliser une cuve défectueuse à la base, et qu'on verrait bien si ça tient... au 21ème siècle, que des scientifiques qui, soi-disant, sont à la pointe du progrès, envisagent même une telle possibilité, démontre à quel point de non respect de l'Humanité et de la Planète en sont rendus ces gens là, et ce juste par cupidité !!!!! NON... PAS DE CUVE DEFECTUEUSE POUR L'EPR DE FLAMANVILLE !!!!

Le mythe du nucléaire français reposait sur « l’excellence » de la technologie française. Les graves défauts de l’acier des cuves montrent que ce postulat est UN LEURRE.
Les défauts de répartition du carbone conduisent DE FAIT ces aciers à moins résister à la propagation d’une fissure ou à la survenue d’un choc thermique, dont la conséquence serait un accident nucléaire majeur.
Utiliser ces installations défecTUEUSES conduit à mettre en danger une grande partie des populations d’Europe occidentale.
Je demande à l’ASN de REFUSER la demande de dérogation.
LA CUVE NE DOIT PAS ETRE QUALIFIEE AVEC SON ACIER ACTUEL. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Il semble que l'ASN fasse un travail sérieux et consciencieux. Cependant, les conclusions de l'ASN s'appuie sur des rapports rédigés par des tiers ayant un intérêt dans la mise en place et l'utilisation de ces pièces défectueuses. Dans le cas d'un conflit d'intérêt, il est donc impossible de se fier totalement à un tel rapport. Une enquête plus approfondie avec tests par des entreprises neutres semble indispensable. Si, après ces tests, il s'avère que le fond de la cuve est utilisable avec des contrôles plus fréquent, il serait utilisable. Cependant, il semble que le controle du couvercle ne soit pas réalisable. Son utilisation est donc plus qu'hasardeuse. C'est donc un risque important dont les dégâts seraient considérables. Je ne pense pas qu'un tel risque soit souhaitable.

Le projet d'avis de l'ASN s'appuie sur un dossier technique très approfondi, réalisé à partir de très nombreux essais métallurgiques. L'avis proposé montre que l'Autorité de Sûreté fait preuve de rigueur en tenant compte des réalités industrielles. Ainsi, le délai fixé pour le remplacement du couvercle permettra de démarrer l'installation en toute sûreté puisque l'évolution des caractéristiques de l'acier est lente. De plus, les procédures d'exploitation seront adaptées pour minimiser les gradients de température et pression.
Ce type de consultation du public, sur un sujet très technique, et dans un domaine où s'expriment des avis globaux (pour ou contre l'énergie nucléaire) me semble un peu pervers.
A la lecture des quelques commentaires au hasard, je suis atterré de constater les dégâts provoqués dans l'opinion publique par la désinformation au quotidien de la mouvance anti-nucléaire.
L'industrie nucléaire est un gros atout pour notre pays et je remercie l'ASN de tenir son rôle avec rigueur et constance, dans un dialogue permanent avec l'exploitant et les constructeurs, malgré un battage médiatique quasi permanent.