∙ le circuit d’alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG), qui intervient pour alimenter en eau les GV en cas de perte du système d’alimentation normale, et ainsi permettre l’évacuation de la chaleur du circuit primaire. Ce système est également utilisé en fonctionnement normal, lors des phases d’arrêt ou de redémarrage du réacteur. Après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, il a été décidé de mettre en place une source d’eau diversifiée, appelée source d’eau ultime, qui peut être utilisée en situation extrême pour alimenter en eau les GV lorsque les réserves d’eau du système ASG sont vides et que les différentes solutions pour les réalimenter ne sont plus disponibles. 1.8 Les autres systèmes importants pour la sûreté Les principaux autres systèmes ou circuits importants pour la sûreté et nécessaires au fonctionnement du réacteur sont : ∙ le circuit de réfrigération intermédiaire (RRI), qui assure le refroidissement d’un certain nombre d’équipements nucléaires. Ce circuit fonctionne en boucle fermée entre, d’une part, les circuits auxiliaires et de sauvegarde et, d’autre part, les circuits véhiculant l’eau provenant de la rivière ou de la mer (source froide) ; ∙ le circuit d’eau brute secourue (SEC), qui assure le refroidissement du circuit RRI au moyen de l’eau provenant de la rivière ou de la mer (source froide). C’est un circuit de sauvegarde constitué de deux lignes redondantes. Chacune de ses lignes est capable d’assurer seule, dans certaines situations, l’évacuation de la chaleur du réacteur vers la source froide ; ∙ le circuit de réfrigération et de purification de l’eau des piscines (PTR), qui permet en particulier d’évacuer la chaleur résiduelle des éléments de combustible entreposés dans la piscine du bâtiment du combustible. La conception de la source d’eau ultime mise en place dans le cadre des suites de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima permet également d’injecter de l’eau en situation extrême dans la piscine du bâtiment du combustible, en cas de perte du système PTR et des systèmes d’appoint en eau ; ∙ les systèmes de ventilation, qui assurent le confinement des substances radioactives par la mise en dépression des locaux et la filtration des rejets ; ∙ les circuits d’eau destinés à la lutte contre l’incendie ; ∙ le système de contrôle‑commande, qui traite les informations reçues de l’ensemble des capteurs de la centrale. Il utilise des réseaux de transmission et donne des ordres aux actionneurs à partir de la salle de commande, grâce à des automatismes de régulation ou à des actions des opérateurs. Son rôle principal vis‑à‑vis de la sûreté du réacteur consiste à contrôler la réactivité, à piloter l’évacuation de la puissance résiduelle vers la source froide et à participer au confinement des substances radioactives ; ∙ les systèmes électriques, qui sont composés des sources et de la distribution électriques. Les réacteurs électronucléaires français disposent de deux sources électriques externes : le transformateur de soutirage et le transformateur auxiliaire. À ces deux sources externes s’ajoutent deux sources électriques internes : les groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En cas de perte totale de ces sources externes et internes, chaque réacteur dispose d’un autre groupe électrogène, constitué d’un turbo‑alternateur, et chaque centrale nucléaire dispose d’une source d’ultime secours, dont la nature varie selon la centrale considérée. Enfin, ces moyens ont été complétés, après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, d’un groupe électrogène de secours à moteur diesel dit « d’ultime secours » (DUS) par réacteur. 2 // Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement 2.1 Le combustible 2.1.1 Le combustible et sa gestion en réacteur L’étanchéité des gaines des crayons de combustible, présents à raison de plusieurs dizaines de milliers dans chaque cœur et qui constituent la première barrière de confinement, fait l’objet d’une attention particulière. En fonctionnement normal, l’étanchéité est suivie par EDF par la mesure permanente de l’activité des radioéléments contenus dans le circuit primaire. L’augmentation notable de l’activité est le signe d’une perte d’étanchéité des gaines des assemblages. Si l’activité dans le circuit primaire dépasse un seuil prédéfini, les règles générales d’exploitation (RGE) imposent l’arrêt du réacteur avant la fin de son cycle normal. Lors de chaque arrêt, EDF a l’obligation de rechercher et d’identifier les assemblages contenant des crayons non étanches : le rechargement d’assemblages de combustible contenant des crayons inétanches n’est pas autorisé. EDF réalise des examens des crayons non étanches afin de déterminer l’origine des défaillances et de prévenir leur réapparition. Les actions préventives et correctives peuvent concerner la conception des crayons et des assemblages, leur fabrication ou les conditions d’exploitation des réacteurs. Les conditions de manutention des assemblages, de chargement et de déchargement du cœur, ainsi que la prévention de la présence de corps étrangers dans les circuits et les piscines font également l’objet de dispositions d’exploitation afin de prévenir les risques de perte d’étanchéité des crayons de combustible. 2.1.2 L’évaluation de l’état du combustible et de sa gestion en réacteur EDF a assuré, pour l’ensemble de ses centrales nucléaires, une gestion globalement satisfaisante de l’intégrité de la première barrière, constituée par la gaine des crayons de combustible. L’ASN note des progrès dans la déclinaison de la démarche de prévention du risque d’introduction de corps étrangers dans le circuit primaire, pouvant par la suite détériorer la première barrière. Ces progrès sont toutefois inégaux selon les sites. En 2021, sept réacteurs ont présenté des défauts de gainage. Ce nombre est similaire à l’année précédente. L’ASN restera attentive aux investigations réalisées par EDF sur les assemblages de combustible concernés dans le but de déterminer l’origine de ces défauts et d’identifier les actions correctives nécessaires. Tout comme en 2020, peu d’événements ont été signalés lors des opérations de manutention du combustible. En ce qui concerne la fabrication des pastilles du combustible, les anomalies portant sur le MOX rencontrées en 2017 et 2019 (présence aléatoire d’îlots enrichis en plutonium de grande taille dans certaines pastilles de combustible) ont notamment conduit EDF à mettre en place des mesures compensatoires portant sur les plans de chargement. Par ailleurs, la mise en évidence d’un phénomène de remontée de flux neutronique en bas et en haut de colonne fissile des assemblages de combustible MOX a conduit l’ASN à demander à EDF en 2018 l’application de mesures compensatoires dans l’attente du déploiement de modifications 290 Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2021 10 – LES CENTRALES NUCLÉAIRES D’EDF
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