REP), sur lesquels l’ASN a pris position. En particulier, l’ASN a reconnu le caractère globalement approprié de l’édition 2018 du code RCC-M. Cette position sera prochainement mise à jour et complétée par une position sur l’édition 2020. Les travaux de l’AFCEN ont également conduit à définir un processus d’intégration du REX au code RCC-M, qui est en cours de revue par l’ASN. Il s’agit d’un axe de travail essentiel pour la profession, dans la mesure où ce code doit servir de base à la conception et la fabrication de l’ensemble des ESPN du programme EPR 2. 2.2.2 L’évaluation de la conception et de la fabrication des équipements sous pression nucléaires L’ASN évalue la conformité aux exigences réglementaires des ESPN les plus importants pour la sûreté, dits « de niveau N1 », qui correspondent principalement à la cuve, aux GV, au pressuriseur, aux groupes motopompes primaires, à des tuyauteries, notamment celles des circuits primaire et secondaires principaux, ainsi qu’à des vannes et des soupapes de sûreté. Cette évaluation de la conformité concerne les équipements destinés aux nouvelles installations nucléaires (plus de 200 équipements pour le réacteur EPR de Flamanville) et les équipements de rechange destinés aux installations nucléaires en fonctionnement (GV de remplacement notamment). L’ASN peut s’appuyer pour cette mission sur des organismes qu’elle habilite. Ces derniers peuvent être mandatés par l’ASN pour réaliser une partie des inspections portant sur les équipements dits de «niveau N1» et sont chargés de l’évaluation de la conformité aux exigences réglementaires des ESPN moins importants pour la sûreté, dits de « niveau N2 ou N3 ». Le contrôle de l’ASN et des organismes habilités s’exerce aux différents stades de la conception et de la fabrication des ESPN. Il se traduit par un examen de la documentation technique de chaque équipement et par des inspections dans les ateliers des fabricants, ainsi que de leurs fournisseurs et sous‑traitants. Quatre organismes ou organes d’inspection sont actuellement habilités par l’ASN pour l’évaluation de la conformité des ESPN: Apave Exploitation France, Bureau Veritas Exploitation, Vinçotte International et l’organe d’inspection des utilisateurs d’EDF. En ce qui concerne la conception et la fabrication des ESPN, les organismes habilités ont réalisé, en 2023, environ 5 000 actions de contrôle pour les ESPN destinés au réacteur EPR de Flamanville et environ 5200 actions de contrôle pour les ESPN de remplacement destinés aux réacteurs électronucléaires en fonctionnement. Ces actions de contrôle ont été réalisées sous la surveillance de l’ASN. En 2023, Framatome a renforcé ses actions d’amélioration de la qualité au sein de ses trois usines dans le contexte de l’engagement du programme EPR 2. Framatome et EDF ont poursuivi le déploiement d’une démarche de mise sous contrôle des procédés industriels les plus sensibles, tels que les procédés de soudage et de traitement thermique, ainsi qu’une démarche d’agrément, d’évaluation et de surveillance des fournisseurs. L’ASN a évalué, au travers de ses inspections, les résultats de ces actions. Elle souligne l’ampleur des programmes mis en place. De la même façon, Westinghouse a poursuivi la déclinaison de son plan d’amélioration du système qualité et de la surveillance interne dans son usine de fabrication de GV en Italie. À la suite des progrès réalisés, l’ASN considère que la surveillance particulière qui était en place sur cette usine peut être levée. L’ASN constate également que les organismes habilités, les fabricants et les exploitants déploient actuellement au sein de leurs structures des organisations et des moyens destinés à la prévention et à la détection des fraudes. Bien que des avancées soient observées en ce sens, la déclinaison effective de ces plans d’action est encore à poursuivre au sein de tous les acteurs de la filière. 2.2.3 L’exploitation des équipements sous pression nucléaires Les circuits primaire et secondaires principaux (CPP et CSP) des réacteurs, qui contribuent au confinement des substances radioactives, au refroidissement et au contrôle de la réactivité, fonctionnent à haute température et haute pression. La surveillance de l’exploitation de ces circuits est réglementée par l’arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’exploitation du CPP et des CSP des réacteurs électronucléaires à eau sous pression. Dans ce cadre, ces circuits font l’objet d’une surveillance et d’une maintenance périodique par EDF. Ces circuits sont soumis à une requalification périodique réalisée tous les dix ans, qui comprend une visite complète des circuits impliquant des examens non destructifs, une épreuve hydraulique sous pression et une vérification du bon état et du bon fonctionnement des accessoires de protection contre les surpressions. L’exploitant est tenu de conserver et de mettre à jour, aussi souvent que nécessaire et au moment des requalifications périodiques, les dossiers portant sur la conception, la fabrication, la protection contre les surpressions, les matériaux, les constatations faites au cours de l’exploitation et, le cas échéant, le traitement des écarts. Sont détaillés ci‑dessous certains des enjeux présentés, pour la sûreté, par les composants du circuit primaire ou des circuits secondaires. Les cuves des réacteurs La cuve, composant essentiel d’un REP, contient le cœur du réacteur, ainsi que son instrumentation. En fonctionnement normal, la cuve est entièrement remplie d’eau, à une pression de 155 bars et une température de 300°C. Elle est composée d’acier ferritique, avec un revêtement interne en acier inoxydable. Le contrôle régulier de l’état de la cuve est essentiel pour deux raisons : ∙ la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, pour des raisons à la fois de faisabilité technique et de coût ; ∙ le contrôle contribue à la démarche d’exclusion de rupture de cet équipement. Cette démarche repose sur des dispositions particulièrement exigeantes en matière de conception, de fabrication et de contrôle en service afin de garantir sa tenue pendant toute la durée de vie du réacteur, y compris en cas d’accident. Durant son fonctionnement, le métal de la cuve se fragilise progressivement, sous l’effet des neutrons issus des réactions de fission dans le cœur. Cette fragilisation rend en particulier la cuve plus sensible aux chocs thermiques sous pression ou aux montées brutales de pression à froid. Cette sensibilité est par ailleurs accrue en présence de défauts technologiques, ce qui est le cas pour quelques cuves qui présentent des défauts liés à leur fabrication sous leur revêtement en acier inoxydable. Les coudes moulés Le circuit primaire de certains réacteurs du parc français comporte plusieurs coudes en acier inoxydable austéno‑ferritique, fabriqués par moulage. La phase ferritique de cet acier subit un vieillissement en fonctionnement sous l’effet de la température. Certains éléments d’alliage présents dans le matériau favorisent cette sensibilité au vieillissement, notamment pour les réacteurs de 900 MWe et les premiers réacteurs de 1300 MWe. Il en résulte une dégradation de certaines propriétés mécaniques, telles que la résilience et la résistance à la déchirure ductile. Par ailleurs, ces coudes comportent des défauts inhérents au mode de fabrication par moulage statique. Les effets du vieillissement thermique diminuent les marges de résistance à la rupture brutale en présence de défauts. Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2023 299 • 10 • Les centrales nucléaires d’EDF 10 05 15 08 11 04 14 06 07 13 AN 03 02 09 12 01
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