2⎮ 2 ⎮ 5 Les modifications apportées aux matériels et aux règles d’exploitation Dans le cadre de l’amélioration continue du niveau de sûreté des réacteurs, mais aussi pour améliorer les performances industrielles de son outil de production, EDF met en œuvre périodiquement des lots de modifications ou des modifications à programmation spécifique portant sur les matériels importants pour la sûreté et sur les RGE. Ces modifications peuvent être issues du traitement d’anomalies de conformité, des réexamens de sûreté ou encore de la prise en compte du retour d’expérience local, national voire international. Modifications matérielles Depuis 2002, l’ASN a mis en place un processus d’instruction et d’approbation de ces modifications adapté aux enjeux de sûreté des réacteurs. Le premier volet de ce processus vise à moduler le niveau d’instruction des modifications de matériels en fonction de leur importance pour la sûreté. Les modifications de matériels sont classées en trois groupes d’instruction et seules celles des groupes 1 et 2, qui présentent le plus fort impact pour la sûreté, sont soumises à l’accord préalable de l’ASN. Avec la parution du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007, cette pratique est appelée à évoluer. Le second volet de ce processus précise la nature des informations que l’ASN attend de l’exploitant en fixant le contenu et la périodicité d’envoi de certains documents d’information associés au dossier de modification concerné. En 2007, les approbations de l’ASN ont porté principalement sur des modifications de matériels mises en œuvre à l’occasion des deuxièmes visites décennales des réacteurs de 1300 MWe ainsi que des premières visites décennales des réacteurs du palier N4. Modifications apportées aux RGE Les modifications documentaires, qu’elles soient temporaires (on parle de dérogation) ou définitives (on parle d’amendement), qu’elles concernent un seul réacteur (modification locale) ou plusieurs (modification générique), sont soumises à l’examen de l’ASN lorsqu’elles affectent les chapitres III, VI, VII, IX ou X des RGE, présentés au paragraphe 1⏐2⏐2. Avant de procéder à de telles modifications, l’exploitant doit établir pour l’ASN une note sur les enjeux de sûreté concernés. Des modifications documentaires traitées en 2007 sont présentées aux paragraphes 3⏐1⏐1, 3⏐1⏐2, et 3⏐2⏐4. 2⎮ 3 Le vieillissement des centrales nucléaires Comme toutes les installations industrielles, les centrales nucléaires sont sujettes au vieillissement. La mission de l’ASN consiste sur ce point à s’assurer qu’EDF prend en compte, en cohérence avec sa stratégie générale d’exploitation et de maintenance, les phénomènes liés au vieillissement afin de maintenir un niveau de sûreté satisfaisant pendant toute la durée de vie des installations. 2⎮ 3 ⎮ 1 Un parc électronucléaire relativement jeune Après le parc chinois, le parc nucléaire français est le plus jeune des parcs des grands pays nucléaires. En effet, les réacteurs électronucléaires actuellement en exploitation en France ont été construits sur une période de temps assez courte: quarante-cinq réacteurs représentant 50000 MWe, soit les trois quarts du parc, ont été mis en service entre 1979 et 1990, et treize réacteurs, représentant 10000 MWe supplémentaires, entre 1990 et 2000. En décembre 2007, la moyenne d’âge des réacteurs, calculée à partir des dates de première divergence des réacteurs, se répartit comme suit: – 26 ans pour les trente-quatre réacteurs de 900 MWe; – 20 ans pour les vingt réacteurs de 1300 MWe; – 10 ans pour les quatre réacteurs de 1450 MWe. 2⎮ 3 ⎮ 2 Les principaux facteurs de vieillissement Pour appréhender le vieillissement d’une centrale nucléaire, au-delà du simple délai écoulé depuis sa mise en service, un certain nombre de facteurs doivent être mis en perspective. La durée de vie des matériels non remplaçables La conception d’un certain nombre d’éléments des réacteurs a été établie sur la base d’une durée d’exploitation prédéfinie. Ces matériels font l’objet d’une surveillance étroite permettant de s’assurer que leur vitesse de vieillissement est bien conforme à celle anticipée. C’est notamment le cas de la cuve, dimensionnée pour résister pendant 40 ans (soit l’équivalent de 32 ans de fonctionnement continu à pleine puissance) aux effets de la fragilisation de l’acier de la zone du cœur due à l’irradiation neutronique. La cuve fait ainsi l’objet d’une surveillance par «échantillons témoins» de métal prélevés et expertisés à intervalles réguliers (voir paragraphe 3⏐4⏐3). 322
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=