333 CHAPITRE LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF 12 Le réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe pour leurs trente ans Après avoir défini en 2003 les orientations de ce réexamen de sûreté, l’ASN a consulté, à la fin de l’année 2004 et au premier semestre 2005, le GPR sur les différents thèmes d’étude retenus, dont les accidents graves, le confinement, l’incendie, l’explosion et l’utilisation des études probabilistes de sûreté. À l’issue de ces consultations et sur la base des recommandations du GPR, l’ASN a demandé à EDF d’étudier l’opportunité de mettre en œuvre des modifications complémentaires, par exemple l’étude d’un dispositif de type barrage flottant visant à ralentir voire stopper une éventuelle nappe de polluants, et de réaliser des études supplémentaires. L’ASN a également demandé à EDF de décrire, dans un chapitre spécifique des rapports de sûreté, les principes et méthodes liés à la maîtrise des risques dus aux explosions d’origine interne aux sites. Un bilan de ce réexamen de sûreté a été engagé par l’ASN à la fin de l’année 2008, en vue de prendre position sur les actions engagées au niveau national par EDF. L’intégration des modifications découlant de ce réexamen est prévue lors des troisièmes visites décennales des réacteurs de 900MWe, à partir de 2009 et jusqu’en 2020. Le réexamen de sûreté des réacteurs de 1300 MWe pour leurs vingt ans L’ASN s’est prononcée favorablement en 2006, à l’issue de leur réexamen de sûreté, sur la poursuite de l’exploitation des réacteurs de 1300 MWe jusqu’à leur troisième visite décennale. Les modifications découlant de ce réexamen de sûreté seront intégrées jusqu’en 2014. En 2008, les réacteurs de Cattenom 2, Flamanville 1 et 2, Paluel 4 et Saint-Alban 2 ont intégré les modifications issues du réexamen de sûreté dans le cadre de leur deuxième visite décennale. Le réexamen de sûreté des réacteurs de 1400 MWe pour leurs dix ans L’ASN s’est prononcée en 2008 sur l’orientation du premier réexamen de sûreté pour les réacteurs N4, qui concerne en particulier les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et les études relatives aux agressions. Les premières visites décennales des réacteurs N4 visant à intégrer les modifications issues du réexamen se dérouleront à partir du printemps 2009. 2⎮ 2 ⎮ 4 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 modifications portant sur les matériels et sur les règles d’exploitation. Ces modifications peuvent être issues par exemple du traitement d’anomalies de conformité, des réexamens de sûreté ou encore de la prise en compte du retour d’expérience. Le décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 a permis de clarifier les exigences relatives à la mise en place des modifications par EDF et à leur examen par l’ASN. En 2008, les déclarations de modification de matériels reçues par l’ASN ont principalement visé à l’amélioration du niveau de sûreté des réacteurs. Une modification était relative à un logiciel d’une unité de contrôle-commande de réacteur. Après analyse des différents dossiers par l’IRSN, l’ASN a délivré des accords pour les modifications dont l’impact sur la sûreté a été jugé mineur ou favorable. Les modifications documentaires sont également soumises à une déclaration préalable auprès de l’ASN au titre de l’article 26 du décret précité lorsqu’elles concernent les chapitres III, VI, VII, IX ou X des règles générales d’exploitation, présentés au point 1⏐2⏐2. Les principales modifications documentaires traitées en 2008 sont présentées aux points 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 L’âge du parc électronucléaire français Les centrales nucléaires actuellement en exploitation en France ont été construites 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 2008, la moyenne d’âge des réacteurs, calculée à partir des dates de première divergence des réacteurs, se répartit comme suit: – 27 ans pour les trente-quatre réacteurs de 900 MWe; – 21 ans pour les vingt réacteurs de 1300 MWe; – 11 ans pour les quatre réacteurs de 1450 MWe.
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