Rapport de l'ASN 2019

• Le remplacement des générateurs de vapeur Depuis les années 1990, EDF conduit un programme de rempla‑ cement des GV constitués des faisceaux tubulaires les plus dégra‑ dés, dont en priorité ceux fabriqués en alliage Inconel 600 non traités thermiquement (600 MA), puis ceux fabriqués en alliage Inconel 600 traités thermiquement (600 TT). La campagne de remplacement des GV dont le faisceau tubulaire est en 600 MA – soit 26 réacteurs – s’est achevée en 2015 avec celui du réacteur 3 de la centrale nucléaire du Blayais . Elle se poursuit par les remplacements des GV dont le faisceau tubu‑ laire est en 600 TT – soit 26 réacteurs. • Méthodes de contrôle appliquées aux équipements sous pression (ESP) des circuits primaire et secondaires principaux L ’ arrêté du 10 novembre 1999 dispose que les procédés d’essais non destructifs employés pour le suivi en service des ESP des circuits primaire et secondaires principaux des réacteurs élec‑ tronucléaires doivent faire l’objet d’une qualification, préala‑ blement à leur première utilisation. Celle‑ci est prononcée par une entité composée d’experts internes et externes à EDF dont la compétence et l’indépendance sont vérifiées par le Comité français d’accréditation ( Cofrac ). La qualification permet de garantir que le procédé d’essai non des‑ tructif atteint effectivement les performances prévues et décrites dans un cahier des charges préalablement établi. En raison des risques radiologiques associés à la radiographie, les contrôles par ultrasons sont privilégiés, s’ils présentent des performances de contrôle équivalentes. À ce jour, plus de 90 procédés d’essais non destructifs sont qua‑ lifiés dans le cadre des programmes d’inspection en service. De nouveaux procédés de développement et de qualification pour répondre à de nouveaux besoins sont en cours. Concernant l ’EPR de Flamanville , la quasi‑totalité des procédés d’essais pour le suivi en service des ESP des circuits primaire et secondaires principaux a été qualifiée en amont de la visite complète initiale (VCI) du CPP et des CSP, ce qui correspond à plus de 30 procédés qualifiés spécifiques à l’EPR.  2.2.4 L’évaluation des équipements sous pression en exploitation • Les cuves des réacteurs Dans le cadre de la préparation des quatrièmes réexamens pério‑ diques des réacteurs de 900 MWe, EDF a transmis à l’ASN, en 2017, un dossier justifiant la résistance en service des cuves de ces réacteurs après 40 ans d’exploitation. Ce dossier a été soumis à l’avis du Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires (GPESPN) le 20 novembre 2018   et le 15 octobre 2019 . L’examen a porté sur les défauts analysés, l’esti‑ mation du vieillissement sous irradiation du métal de la cuve, les analyses thermomécaniques et les études d’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale des cuves. La démarche générique mise en place par EDF consiste à considérer, suivant une approche enveloppe, les propriétés mécaniques issues de la cuve présentant la fragilisation sous irradiation la plus pénali‑ sante des réacteurs de 900 MWe. L’examen mené de cette démarche générique doit encore se poursuivre en 2020, notamment par une nouvelle présentation au GPESPN. Compte tenu des échéances de la quatrième visite décennale du réacteur 1 de la centrale nucléaire du Tricastin et de celle du réacteur 2 de la centrale nucléaire du Bugey, EDF a par ailleurs apporté une démonstration spécifique de la résistance des cuves de ces deux réacteurs. L’ASN considère que cette démons‑ tration spécifique est satisfaisante et permet à ces deux cuves de fonctionner au‑delà de leur quatrième visite décennale. • Les coudes moulés Les coudes moulés sont des composants de tuyauterie installés sur le circuit primaire principal des réacteurs à eau sous pression. Ils sont présents en branches chaudes (coudes C) et en branches froides (coudes A, B et D sur les branches en U et coudes E à l’entrée de la cuve). Les coudes moulés installés sur les réacteurs de 900 MWe ont été fabriqués en acier inoxydable austéno‑ferritique. La phase ferritique subit un vieillissement sous l’effet de la température de fonctionnement du CPP. Certains éléments d’alliage présents dans le matériau favorisent cette sensibilité au vieillissement. 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 retassures sous forme d’amas ou de filaments, ou encore des criques de solidification, inhérentes au mode de fabrication par moulage statique, qui pourraient, combinées au vieillissement thermique, en augmen‑ ter le risque de rupture brutale. EDF a mené de nombreux travaux afin d’approfondir sa connais‑ sance de ces matériaux, de leur cinétique de vieillissement et d’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale. Le dossier établi par EDF a fait l’objet d’une instruction par l’ASN et d’un avis du GPESPN le 23 mai 2019 . À l’issue de cette ana‑ lyse, l’ASN a formulé des demandes de démonstration complé‑ mentaire à EDF sur la prévision du comportement du matériau vieilli, la connaissance des défauts présents dans les coudes, les analyses des marges vis‑à‑vis de la rupture brutale des coudes et le suivi en service de ces composants. Les éléments de justifica‑ tion demandés doivent être présentés à l’ASN dans le courant de l’année 2020. • Les dossiers de référence réglementaires L’exploitant est tenu de conserver et de mettre à jour les dos‑ siers de référence réglementaires qui sont exigés par l’arrêté du 10 novembre 1999 précité relatif à la surveillance du CPP et des CSP. Ces dossiers sont constitués des dossiers de conception, de fabrication, de protection contre les surpressions, des dossiers relatifs aux matériaux, des constations faites en exploitation et, le cas échéant, des dossiers de traitement des écarts . L’exploitant doit mettre à jour ces dossiers aussi souvent que nécessaire et au moment de la requalification périodique des circuits primaire et secondaires principaux. En raison du caractère standardisé des réacteurs électronucléaires français, EDF a la possibilité de réali‑ ser une mise à jour générique de ces dossiers. Dans le cadre de la réalisation des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe, EDF a procédé à cette mise à jour qui revêt un carac‑ tère particulier dans la mesure où les hypothèses de conception étaient établies initialement pour un fonctionnement de 40 ans. Dans ce cadre l’ASN a examiné les hypothèses et les méthodes mises en œuvre par EDF afin de mettre à jour les dossiers des équipements. L’ensemble de l’analyse a fait l’objet d’un avis du GPESPN le 8 octobre 2019 . Par ailleurs, l’ASN a examiné l’en‑ semble des programmes de surveillance prévus sur les équipe‑ ments des circuits primaire et secondaires principaux. Cet exa‑ men a conduit l’ASN à considérer que la démarche globale mise en œuvre par EDF est satisfaisante tout en lui demandant de renforcer certains examens. • L’exploitation des équipements sous pression L’ASN considère que la situation de la deuxième barrière de confinement reste un point de vigilance en 2019, l’année ayant été marquée par le constat de niveaux d’encrassement importants dans certains GV de quelques réacteurs, susceptibles d’altérer la sûreté de leur fonctionnement. Ce constat a révélé l’insuffisance de la maintenance pour garantir un état de propreté satisfaisant. 288  Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2019 10 – LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF