∙ le circuit d’eau brute secourue (SEC), qui assure le refroidissement du circuit RRI au moyen de l’eau provenant de la rivière ou de la mer (source froide). C’est un circuit de sauvegarde constitué de deux lignes redondantes. Chacune de ses lignes est capable d’assurer seule, dans certaines situations, l’évacuation de la chaleur du réacteur vers la source froide ; ∙ le circuit de réfrigération et de purification de l’eau des piscines (PTR), qui permet en particulier d’évacuer la chaleur résiduelle des éléments de combustible entreposés dans la piscine du bâtiment du combustible. La conception de la source d’eau ultime mise en place dans le cadre des suites de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima permet également d’injecter de l’eau en situation extrême dans la piscine du bâtiment du combustible, en cas de perte du système PTR et des systèmes d’appoint en eau ; ∙ les systèmes de ventilation, qui assurent le confinement des substances radioactives par la mise en dépression des locaux et la filtration des rejets ; ∙ les circuits d’eau destinés à la lutte contre l’incendie ; ∙ le système de contrôle‑commande, qui traite les informations reçues de l’ensemble des capteurs de la centrale. Il utilise des réseaux de transmission et donne des ordres aux actionneurs à partir de la salle de commande, grâce à des automatismes de régulation ou à des actions des opérateurs. Son rôle principal vis‑à‑vis de la sûreté du réacteur consiste à contrôler la réactivité, à piloter l’évacuation de la puissance résiduelle vers la source froide et à participer au confinement des substances radioactives ; ∙ les systèmes électriques, qui sont composés des sources et de la distribution électriques. Les réacteurs électronucléaires français disposent de deux sources électriques externes : le transformateur de soutirage et le transformateur auxiliaire. À ces deux sources externes s’ajoutent deux sources électriques internes : les groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En cas de perte totale de ces sources externes et internes, chaque réacteur dispose d’un autre groupe électrogène, constitué d’un turbo‑alternateur, et chaque centrale nucléaire dispose d’une source ultime, dont la nature varie selon la centrale considérée. Enfin, ces moyens ont été complétés, après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, d’un groupe électrogène de secours à moteur diesel par réacteur dit « d’ultime secours » (DUS). 2 Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement 2.1 LE COMBUSTIBLE 2.1.1 Le combustible en réacteur L’étanchéité des gaines des crayons de combustible, présents à raison de plusieurs dizaines de milliers dans chaque cœur et qui constituent la première barrière de confinement, fait l’objet d’une attention particulière. En fonctionnement normal, l’étanchéité est suivie par EDF par la mesure permanente de l’activité des radioéléments contenus dans le circuit primaire. L’augmentation notable de l’activité est le signe d’une perte d’étanchéité des gaines des assemblages. Si l’activité dans le circuit primaire dépasse un seuil prédéfini, les règles générales d’exploitation (RGE) imposent l’arrêt du réacteur avant la fin de son cycle normal. Lors de chaque arrêt, EDF a l’obligation de rechercher et d’identifier les assemblages contenant des crayons non étanches : le rechargement d’assemblages de combustible contenant des crayons inétanches n’est pas autorisé. EDF réalise des examens des crayons non étanches afin de déterminer l’origine des défaillances et de prévenir leur réapparition. Les actions préventives et correctives peuvent concerner la conception des crayons et des assemblages, leur fabrication ou les conditions d’exploitation des réacteurs. Les conditions de manutention des assemblages, de chargement et de déchargement du cœur, ainsi que la prévention de la présence de corps étrangers dans les circuits et les piscines font également l’objet de dispositions d’exploitation afin de prévenir les risques de perte d’étanchéité des crayons de combustible. 2.1.2 L’évaluation de l’état du combustible en réacteur En 2023, l’intégrité de la première barrière, constituée par la gaine des crayons de combustible, a été gérée de manière satisfaisante dans l’ensemble des centrales nucléaires. Trois réacteurs ont présenté des défauts d’étanchéité du combustible. Ce chiffre reste très bas, notamment grâce à l’intégration progressive d’assemblages de combustible fabriqués par Framatome bénéficiant d’un traitement thermique des ressorts de leurs grilles de mélange, qui améliore leur résistance. Les échanges techniques menés avec EDF au sujet de la corrosion généralisée de certaines gaines de combustible en alliage M5 ont permis, après justification, de lever pour tous les réacteurs les mesures compensatoires d’exploitation qui avaient été mises en place depuis plusieurs années. Dans l’attente de la généralisation, dans les cœurs de réacteurs, de gaines à teneur en fer augmentée permettant de prévenir la survenue de cette corrosion, EDF maintient des mesures de surveillance du combustible à chaque déchargement et de sélection des assemblages pour les cycles suivants. Par ailleurs, des erreurs de calibrage ou d’implantation de paramètres dans des applications informatiques de surveillance du cœur ont été mises en évidence en 2023. Ces erreurs sont pour la plupart attribuées au facteur humain (oubli, utilisation d’une mauvaise procédure). Elles n’ont pas eu de conséquences sur les personnes et l’environnement. 2.2 LES ÉQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLÉAIRES 2.2.1 La conception et la fabrication des équipements sous pression nucléaires Le fabricant d’un équipement sous pression nucléaire (ESPN) est responsable de la conformité de cet équipement aux exigences de sécurité qui lui sont applicables pour garantir l’absence de défaillance durant son exploitation. Ces exigences sont définies par une directive européenne portant sur les équipements sous pression (ESP) et sont complétées par des exigences spécifiques aux ESPN, tenant compte de leur importance pour la sûreté de l’installation. Le fabricant doit définir et appliquer des dispositions qui lui permettent de justifier le respect de ces exigences. Les industriels, en particulier EDF et Framatome, ont engagé depuis 2015 des évolutions importantes de leurs processus industriels afin de les mettre en conformité avec les exigences réglementaires. La plus grande partie de ces actions a été réalisée dans le cadre du «Programme ESPN» de l’Association française pour les règles de conception, de construction et de surveillance en exploitation des matériels des chaudières électronucléaires (AFCEN), qui implique la majorité de la profession. Les travaux réalisés ont conduit l’AFCEN à publier des guides méthodologiques et plusieurs révisions du code RCC-M (règles de conception et de construction des matériels mécaniques des îlots nucléaires des 298 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 • 10 • Les centrales nucléaires d’EDF
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