ment normal, la cuve, d’une masse de 300 t, supporte une pression de 155 bar à une température de 300 °C. Le contrôle régulier et précis de l’état de la cuve est essentiel pour les deux raisons suivantes: –la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, à la fois pour des raisons de faisabilité technique et de coût; –la rupture de la cuve est un accident inenvisageable, dont les conséquences ne sont donc pas prises en compte dans l’évaluation de la sûreté du réacteur. La validation de cette hypothèse nécessite que des mesures de conception, de fabrication et d’exploitation adaptées soient prises. En fonctionnement normal, la cuve se dégrade lentement, sous l’effet des neutrons issus de la réaction de fission du cœur qui fragilisent le métal. 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, ce qui est le cas pour quelques cuves des réacteurs de 900 MWe, qui présentent des défauts, dus à la fabrication, sous leur revêtement en acier inoxydable. Pour se prémunir contre tout risque de rupture, les mesures suivantes ont été prises dès le démarrage des premiers réacteurs d’EDF: –un programme de contrôle de l’irradiation: des capsules contenant des éprouvettes réalisées dans le même métal que la cuve ont été placées à l’intérieur de celle-ci, près du cœur. On retire régulièrement certaines de ces capsules pour y réaliser des essais mécaniques. Les résultats donnent une bonne connaissance du niveau de vieillissement du métal de la cuve, et permettent même de l’anticiper vu que les capsules, situées près du cœur, reçoivent davantage de neutrons que le métal de la cuve; –des contrôles périodiques en particulier des contrôles par ultrasons qui permettent de vérifier l’absence de défauts ou, dans le cas des cuves affectées de défauts de fabrication, de vérifier que ces derniers n’évoluent pas. L’ASN a examiné les dossiers relatifs à la tenue en service des cuves transmis par EDF en préparation des troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe. Ces dossiers ont été présentés aux experts de la section permanente nucléaire (SPN) de la commission centrale des appareils à pression en 1999 puis en 2005. L’ASN instruit aujourd’hui les réponses apportées par EDF aux questions posées lors de cette dernière séance. À la suite de cet examen et au vu des résultats des contrôles effectués au cours des troisièmes visites décennales des réacteurs, l’ASN prendra position sur les conditions d’exploitation des cuves au-delà de trente ans. 3⎮ 4 ⎮ 4 Les générateurs de vapeur Les générateurs de vapeur sont des échangeurs de chaleur entre l’eau du circuit primaire et l’eau du circuit secondaire. Leur surface d’échange est constituée d’un faisceau tubulaire, composé d’environ 3000 à 6000 tubes selon le modèle, qui confine l’eau du circuit primaire et permet un échange de chaleur en évitant tout contact entre les fluides primaire et secondaire. L’intégrité du faisceau tubulaire des générateurs de vapeur est un enjeu important pour la sûreté. En effet, une dégradation du faisceau tubulaire peut générer une fuite du circuit primaire vers le circuit secondaire. De plus, la rupture d’un des tubes du faisceau dans un scénario accidentel conduirait à contourner l’enceinte du réacteur qui constitue la troisième barrière de confinement. Or, les tubes de générateur de vapeur sont soumis à plusieurs phénomènes de dégradation: corrosions, usures, etc. Les générateurs de vapeur font l’objet d’un programme spécifique de surveillance en exploitation, établi par EDF et révisé tous les trois ans. La version actuelle de ce programme a été examinée par l’ASN en 2003 et acceptée par la décision n° 030472 du 1er décembre 2003. À l’issue des contrôles, les tubes présentant des dégradations trop importantes sont bouchés pour être mis hors service. Depuis le début des années 1990, EDF mène un programme de remplacement des générateurs de vapeur dont les faisceaux tubulaires sont les plus dégradés. Ce programme se poursuit au rythme moyen d’un réacteur chaque année. Fin 2007, dix des trente-quatre réacteurs de 900 MWe seront encore équipés de générateurs de vapeur avec faisceaux tubulaires en alliage à base de 336 Cuve et couvercle en cours de fabrication (AREVA)
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