Projet de guide de l’ASN et de l’IRSN relatif aux exigences de sûreté et recommandations pour la conception de réacteurs à eau sous pression

Ce guide présenté pour optimiser les futurs installations nucléaires, annonce dés l’article"2.1.1.1

En application de l’article L. 1333-1 du code de la santé publique, la conception de l’installation vise notamment à ce que, en fonctionnement normal, l’exposition radiologique des personnes y compris par les atteintes portées à l’environnement, soit aussi faible que possible dans des conditions économiquement acceptables, aussi bien à l’intérieur qu’à l’extérieur de l’installation ».

Comme maintenant, « La prise en compte de la santé des personnes et de l’environnement le sera dans un cadre « économiquement acceptable !! »,n’est-ce pas là une manière détournée de dire "qu’elle ne sera justement pas prise en compte" ?

Nous savons depuis plus d’un siècle que les effets des radiations sur le vivant se transmettent de génération en génération, s’inscrivant dans les gênes de manière irréversible. Quelle estimation peut-on alors faire de ces dégâts ?

D’autre part, le risque d’accident est toujours envisagé dans une forme « maîtrisée » avec des dispositions qui rendent « improbables » les accidents graves. Or un accident nucléaire quand il se produit, ne peut justement être maîtrisé..

Cette technologie met en œuvre des puissances telles, qu’un accident ne peut pas être contrôlé. Ce fut le cas à Fukushima comme à Tchernobyl. Et nous savons que nous ne sommes absolument pas à l’abri d’une prochaine catastrophe.

dans la région Bordelaise nous ne sommes pas à l'abri d'une telle catastrophe avec la centrale du blayais 

Alors nous répétons : non au nucléaire. Il existe bien d’autres techniques respectueuses du vivant capables de nous fournir l’énergie dont nous avons besoin.”

En application de l’article L. 1333-1 du code de la santé publique, la conception de l’installation vise notamment à ce que, en fonctionnement normal, l’exposition radiologique des personnes y compris par les atteintes portées à l’environnement, soit aussi faible que possible dans des conditions économiquement acceptables, aussi bien à l’intérieur qu’à l’extérieur de l’installation ».

>

Comme maintenant, « La prise en compte de la santé des personnes et de l’environnement le sera dans un cadre « économiquement acceptable !! »,n’est-ce pas là une manière détournée de dire "qu’elle ne sera justement pas prise en compte" ?

>

Nous savons depuis plus d’un siècle que les effets des radiations sur le vivant se transmettent de génération en génération, s’inscrivant dans les gênes de manière irréversible. Quelle estimation peut-on alors faire de ces dégâts ?

>

D’autre part, le risque d’accident est toujours envisagé dans une forme « maîtrisée » avec des dispositions qui rendent « improbables » les accidents graves. Or un accident nucléaire quand il se produit, ne peut justement être maîtrisé..

>

Cette technologie met en œuvre des puissances telles, qu’un accident ne peut pas être contrôlé. Ce fut le cas à Fukushima comme à Tchernobyl. Et nous savons que nous ne sommes absolument pas à l’abri d’une prochaine catastrophe.

>

Alors nous répétons : non au nucléaire. Il existe bien d’autres techniques respectueuses du vivant capables de nous fournir l’énergie dont nous avons besoin.”
 
Donc, je ne suis pas d'accord avec votre démarche
 
Jean-Pierre MINNE

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

En cohérence avec l’adoption de règles/méthodes/hypothèses d’études moins conservatives dans le domaine de conception étendu que dans le domaine de conception de référence (article 3.4.4.1), le présent article devrait mentionner l’adoption possible de règles/méthodes/hypothèses moins conservatives pour l’évaluation des conséquences radiologiques des conditions DEC-B par rapport à celles retenues dans le domaine de conception de référence.

Proposition de modification

3.4.5.2 Les règles et méthodes d’évaluation des conséquences radiologiques des conditions DEC-B, peuvent être adaptées par rapport à celles retenues pour le domaine de conception de référence en retenant des hypothèses plus réalistes.

3.4.5.3 L’évaluation des conséquences radiologiques des événements du domaine de conception étendu permet de vérifier le caractère suffisant des dispositions prises à la conception, en cohérence avec les objectifs de sûreté mentionnés au chapitre II.1 du présent guide.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

Certaines valeurs limites peuvent être difficilement voire ne sont pas accessibles par mesures directes, mais plutôt par modélisation physique supportée par des mesures indirectes. La spécification proposée dans la dernière phrase est donc trop restrictive.

Proposition de modification:

Les critères techniques d’acceptation portent sur des grandeurs représentatives des phénomènes physiques limitatifs, accessibles par le calcul ou mesurables sur l’installation. Les valeurs limites sont, autant que possible, déterminées sur la base d’expérimentations représentatives des situations rencontrées dans les conditions de fonctionnement de référence.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

A l’identique des articles 3.3.1.2.4 et 3.3.1.2.7 relatifs aux conséquences autorisées sur la première barrière en catégories 1, 2 et 3, l’article 3.3.1.2.8 devrait préciser les conséquences autorisées sur la première barrière pour les accidents de catégorie 4. Cet article, en stipulant la fusion à cœur de la pastille combustible, dépasse la seule définition de l’exigence de sûreté en adressant le critère technique d’acceptation alors que, conformément aux Directives Techniques section D2.2, ces critères doivent « être proposés et justifiés par le concepteur ».

Le critère d’acceptation retenu en catégorie 4 sera gradué par rapport au critère de catégorie 3, en application de l’article 3.3.1.3.1.

Proposition de modification:

Pour les accidents de catégorie 4 :

·        les conséquences éventuelles sur la pastille et sur la gaine restent limitées pour permettre le respect des objectifs de sûreté ;

·      le CPP ne subit pas de dommages affectant son intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU ;

.     l’intégrité de l’enceinte de confinement est assurée et les autres composants de la 3^ème barrière ne subissent pas de dommages affectant leur intégrité autres que les conséquences directes de l’EIU.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire général mineur

L’article 4.4.2 demande que la conception de l’installation, vis-à-vis du risque d’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, prenne en compte l’avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception.

Il nous paraît indispensable de cadrer cette notion « d’avancement de la technique et de la pratique ». Appliquée au sens large, elle pourrait conduire à devoir appliquer à une installation industrielle des techniques / pratiques mises en œuvre dans un contexte autre que celui d’une installation industrielle de production d’électricité, par exemple, une installation de recherche. Nous estimons que cela pourrait nuire à l’objectif de niveau de sûreté élevé, en cas de techniques/pratiques insuffisamment robustes, matures, opérationnelles pour une application industrielle.

En conséquence, nous proposons que la notion soit cadrée, à l’identique de la notion de Meilleures Techniques Disponibles cadrée par l’Arrêté du 26 avril 2011 « techniques mises au point sur une échelle permettant de les appliquer dans le contexte du secteur industriel ou agricole concerné, dans des conditions économiquement et techniquement viables ».

Proposition de modification:

Au titre des dispositions prévues à l’article L. 593-42 du code de l’environnement et aux articles R. 4451-7 et R. 4451-10 du code du travail et afin de réduire autant que raisonnablement possible les expositions professionnelles des travailleurs aux rayonnements ionisants, la conception de l’installation prend en compte l’avancement de la technique et de la pratique au moment de la conception, en intégrant notamment des considérations techniques et économiques compatibles avec un niveau de sûreté élevé, et prévoit notamment :

·         des matériaux du circuit primaire et de ses circuits auxiliaires choisis de façon à limiter la formation de produits de corrosion et d’activation ;

·         des dispositions de conception permettant de limiter les concentrations localisées de substances radioactives dans les circuits ;

·         des dispositions permettant de réduire autant que possible le nombre et la durée des activités humaines dans les zones spécialement réglementées ou interdites définies à l’article R. 4451-20 du code du travail, en prenant notamment en compte l’aménagement des locaux, la facilité d’accès aux emplacements de travail, les conditions d’environnement de travail, le développement d’outils spécifiques et la téléopération ;

.     pour l’application de l’article L. 4121-2 du code du travail, un agencement approprié des structures, systèmes et composants qui contiennent des substances radioactives permettant, autant que possible, une réduction de la durée des interventions, la mise en place de protection radiologiques efficaces et, de préférence, permanentes et une distance raisonnable entre les intervenants et les sources de rayonnement.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

Dans la perspective d’application à l’international, l’Annexe 2 doit permettre d’établir la correspondance entre la terminologie du présent guide et la terminologie internationale. Elle doit être cohérente avec cette terminologie.

Proposition de modification:

Anticipated Operational Occurrence (AOO), incident – Incident -

Evénement initiateur unique de fréquence d’occurrence estimée supérieure à 10^-2 par année et par réacteur. Ce terme désigne également les études de ces évènements fréquents.

L’étude de ces évènements fréquents dans le domaine de conception de référence, selon les règles précisées au 3.3.1.4, correspond aux conditions de fonctionnement de catégorie 2 (DBC2).

Design Basis Accident (DBA) - Conditions de fonctionnement de référence de catégories 3 et 4

Evénement initiateur unique de fréquence d’occurrence estimée inférieure à 10^-2 par année et par réacteur. Ce terme désigne également les études de ces évènements.

L’étude de ces évènements dans le domaine de conception de référence, selon les règles précisées au 3.3.1.4, correspond aux conditions de fonctionnement de catégories 3 et 4 (DBC3 et DBC4).

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire général mineur

Alors que la parution de la Décision « Urgence » est imminente, qu’un guide « Urgence » est également prévu, la cohérence entre ces divers textes devra être assurée.

Nous pensons que cette section devrait être supprimée et remplacée par un renvoi à ces futurs textes plutôt que d’en préjuger le contenu au risque de générer des incohérences voire des contradictions.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

Dans la mesure où le système de refroidissement de la piscine d’entreposage est dimensionné au séisme, il n’y a pas lieu de postuler la défaillance de ce système suite à séisme.

Si l’exigence actuellement exprimée dans l’article 3.3.1.4.6 était maintenue (cumul de la perte des alimentations électriques externes suite à séisme avec toutes les conditions de fonctionnement de référence y compris celles non induites par un séisme), elle conduirait, en tenant compte de l’exigence du présent article 7.3.3.6 et des règles d’étude imposées par ailleurs (cumul avec la défaillance unique et la maintenance préventive), à la mise en place pour le système de refroidissement d’un niveau de redondance excessif car non nécessaire vis-à-vis de l’atteinte des objectifs de sûreté en cas de séisme.

Aussi, si le principe de cumuler systématiquement de manière découplée une perte des alimentations électriques externes suite à séisme avec toutes les conditions de fonctionnement était maintenu(voir art 3.3.1.4.6), il faudrait pouvoir, comme pour le réacteur EPR Flamanville 3, adapter les règles d’étude (cumul MDTE ou aggravant) ou modifier le critère d’acceptation (ébullition autorisée en cas de cumul MDTE) pour éviter un surdimensionnement excessifdu système de refroidissement de la piscine.

Commentaire éditorial mineur

La rédaction actuelle laisse penser que l’on cumule les initiateurs.

Proposition de modification:

Dans les conditions de fonctionnement de référence, ou lors d’une agression de référence ou lors de conditions DEC-A impliquant la seule perte du système de refroidissement principal de la piscine (utilisé en conditions DBC), la conception de l’installation permet de maintenir l’eau de la piscine à une température inférieure à la température d’ébullition avec une marge suffisante au regard des objectifs de sûreté définis au paragraphe II.1.2 en prenant en compte la fréquence estimée de l’événement considéré.

Voir modification proposée de l’article 3.3.1.4.6

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

Ce n’est pas le système de refroidissement principal qui assure seul le bon fonctionnement des autres systèmes (traitement et purification de l’eau, confinement). Il contribue à leur fonctionnement en maintenant les conditions dans lesquelles ces systèmes doivent fonctionner.

Proposition de modification:

La piscine d’entreposage des assemblages de combustible est pourvue d’un système de refroidissement principal qui assure en fonctionnement normal l’évacuation de la puissance résiduelle et le maintien des conditions de fonctionnement des systèmes de traitement et de purification de l’eau des piscines ainsi que des systèmes participant au confinement des bâtiments abritant les piscines.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire éditorial mineur

La garantie absolue de ne pas endommager le combustible lors d’une manutention ne peut pas être fournie. Des études sont d’ailleurs menées pour justifier des conséquences acceptables des évènements qui, malgré les dispositions préventives mises en œuvre, pourraient conduire à l’endommagement de la structure et du gainage d’un assemblage manutentionné.

Proposition de modification:

Les systèmes de manutention du combustible sont conçus de façon à : 

·        permettre d’identifier précisément chaque assemblage de combustible inséré dans ou retiré de la cuve ;

·         permettre certaines inspections du combustible ;

·         prévenir autant que possible tout endommagement de la structure ou du gainage des assemblages de combustible lors d’une manutention, y compris lors de situations d’incidents ou d’accidents (séisme, perte d’alimentations électriques) ;

·     prévenir toute chute d’assemblage de combustible en cours de manutention, y compris lors de situations d’incidents ou d’accidents (séisme, perte d’alimentations électriques) ;

·    prévenir toute chute sur les assemblages de combustible d’objets lourds, tels qu’emballages de transport, ponts roulants ou autres objets susceptibles de les endommager ;

.      permettre la dépose en position sûre d’un assemblage en cours de manutention lorsque nécessaire.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

Voir commentaire 4.1.2.5

Proposition de modification:

L’évacuation hors de l’enceinte de confinement de la puissance résiduelle lors d’un accident avec fusion du cœur repose sur un système indépendant, autant que nécessaire, des systèmes utilisés pour évacuer la puissance résiduelle dans les conditions de fonctionnement de référence et dans les conditions DEC-A.

Si la mise en œuvre de ce système nécessite une alimentation électrique, celle-ci est secourue par une source autant que nécessaire dédiée à la limitation des conséquences des accidents avec fusion du cœur.

De plus, si l’utilisation de ce système amène à faire circuler du fluide radioactif en dehors de l’enceinte de confinement, les possibilités de fuite de ce système sont prises en compte à la conception. Elles ne remettent pas en cause la capacité du système à accomplir sa mission en cohérence avec les objectifs de sûreté mentionnés au chapitre II.1 du présent guide.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

Voir commentaire 4.1.2.5

Proposition de modification:

Un système de dépressurisation indépendant autant que nécessaire du système mentionné à l’article 6.2.3.1, contribue à rendre extrêmement improbables avec un haut degré de confiance les séquences de fusion du cœur avec maintien d’une pression élevée dans le circuit primaire. Il assure ses fonctions en cas de perte totale de longue durée des sources électriques internes et externes de courant alternatif.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique majeur

La rédaction de l'article 6.1.2 ne nous paraît pas conforme à l'exigence de l'AIEA SSR-2/1 § 6.9 : "The means for shutting down the reactor shall consist of at least two diverse and independent systems". En effet, au sein de la fonction fondamentale de contrôle de la réactivité du cœur, il convient de distinguer deux fonctions : d'une part l'arrêt du réacteur et, d'autre part, le maintien de la sous criticité du cœur.

La fonction "d'arrêt du réacteur" vise à rendre rapidement le cœur sous critique lorsqu'un évènement initiateur vient perturber le fonctionnement normal en puissance. Selon l'AIEA, cette fonction doit être assurée de manière diversifiée. Cette exigence est remplie sur l'ensemble du Parc français ainsi que les EPR par insertion des grappes ou, en cas d'échec, par injection de bore.

La fonction de "maintien du cœur sous critique" vise à compenser des effets neutroniques qui peuvent survenir après l'arrêt du réacteur et réduire la marge d'anti-réactivité apportée par la fonction d'arrêt du réacteur. Il s'agit en particulier de la compensation de l'effet modérateur qui est indispensable pour amener le réacteur dans un état d'arrêt à froid. Cette fonction n'est pas visée par l'exigence de l'AIEA.

La rédaction actuelle du § 6.1.2 semble vouloir faire porter l'exigence de diversité non plus sur la fonction d'arrêt du réacteur qui pourrait être assurée par un seul moyen ("après que l’un d’entre eux l’ait rendu rapidement sous-critique"), mais plutôt sur la fonction de maintien du cœur sous critique ("Ces moyens [indépendants et diversifiés] visent à maintenir le réacteur sous-critique").

Sur l'ensemble du Parc français ainsi que les EPR, la fonction de maintien du réacteur sous critique est assurée de manière complémentaire (et non indépendante) par les deux moyens : les grappes et le bore.

La rédaction que nous proposons nous paraît davantage conforme aux exigences internationales et à la pratique.

En outre nous soulignons le caractère excessif qu'il y aurait à interdire tout retour en criticité, lorsque le combustible n'a pas été préalablement endommagé, et nous préconisons l'ajout, conformément aux directives techniques section B2.1. de la phrase suivante : « Un retour en criticité de courte durée avant l'atteinte de l'état contrôlé et conduisant seulement à une puissance neutronique faible peut, sur la base d’une justification appropriée, être toléré pour un nombre limité de conditions de fonctionnement de référence ».

Proposition de modification:

L’arrêt du réacteur est assuré par deux moyens indépendants et diversifiés, l’un au moins de ces moyens étant capable de rendre rapidement le réacteur sous-critique dans les conditions de fonctionnement de référence réacteur en puissance.

Ces moyens doivent conjointement permettre d’assurer la sous-criticité du cœur pour l'atteinte de l'état contrôlé du réacteur, puis de la maintenir pour l'atteinte d'un état sûr.

Un retour en criticité de courte durée avant l'atteinte de l'état contrôlé et conduisant seulement à une puissance neutronique faible peut, sur la base d’une justification appropriée, être toléré pour un nombre limité de conditions de fonctionnement de référence.

Commentaire conjoint EDF/AREVA NP

Commentaire technique mineur

Dans le guide, le vocable incidents/accidents correspond aux situations incidentelles/accidentelles du domaine de conception de référence (conditions DBC2 à 4) et du domaine de conception de référence (conditions DEC-A et DEC-B). Dans ces domaines, sont notamment considérés des évènements d’APRP  (avec disponibilité, ou indisponibilité partielle ou totale de moyens d’appoint au circuit primaire), qui conduisent, dès l’instant initial, à des rejets radioactifs dans l’enceinte lorsque l’activité primaire est prise aux limites des Spécifications Techniques d’Exploitation. Pour ces scénarios, il est donc impossible de satisfaire cette recommandation. Pour autant, les objectifs de sûreté restent bien vérifiés.

Par ailleurs, selon la situation, incident notamment (conditions DBC2), la refermeture du Tampon d’Accès Matériel n’est pas indispensable à la vérification des objectifs de sûreté associés à ces situations. Il n’est alors pas nécessaire de requérir la possibilité de refermer le TAM.

Proposition de modification:

Lorsque, dans un état d’arrêt normal du réacteur, le tampon d’accès des matériels de l’enceinte de confinement est ouvert en présence de combustible dans la cuve du réacteur, il est refermable rapidement  suite à l’occurrence d’un incident ou d’un accident conduisant à des rejets radioactifs dans l’enceinte de confinement, en tout état de cause, dans un délai compatible avec le respect des objectifs de sûreté.