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qui vaut son pesant de cacahuettes. Cela a été, bien sûr,
publié avant Tchernobyl mais ne croyez pas que tout a changé
à cause des Russes. Malheureusement, les différents commentaires
officiels, la difficulté pour obtenir la documentation, tout cela
existe toujours.
Il est bien évident que s'en tenir à la notion d'événement «concevable» ou «plausible» au sens de l'ingénieur est d'une philosophie très intéressante. Cependant, au sens de l'ingénieur, on peut imaginer que Tchernobyl ne pouvait pas se produire. Qui aurait pu imaginer que l'on court-circuite toutes les préventions automatiques ? Comme en France, on pense que le dôme de confinement ne peut pas faire défaut, on pourra toujours se poser des questions si cela s'avère faux. Actuellement aux USA (voir Science vol. 233, p. 1376), les études faites sur la tenue du dôme ont abouti à ce jugement à l'emporte pièce «Berman a conclu que la probabilité pour qu'une explosion vapeur soit à l'origine d'une brèche dans une enceinte de confinement d'un réacteur nucléaire américain se situe entre l'impossible et l'inévitable». D'où probablement la fameuse procédure U5. Espérons que comme entre chaque accident il semble s'écouler 7 ans, enfin la statistique est faible, donc la conclusion un peu hâtive: TMI 1979, Tchernobyl 1986, en 1993 - un réacteur français ? Et lequel, on peut toujours continuer les prédictions: Tricastin puisque les 2 premiers commencent par un T. Quant à juger que l'accident pourrait se produire en France, cette fois sans rire: les USA sont la première puissance, l'URSS la 2e en nombre de réacteur, la 3e en puissance, la France par contre la 3e en nombre et la 2e en puissance (et par tête d'habitant la première). Ce n'est donc qu'une éventualité, bien sûr tempérée, par le fait qu'il est assez évident que personne ne souhaite l'accident, ni les ingénieurs, ni les techniciens, ni la Gazette. Enfin, il n'est pas sûr qu'avec des idées pareilles sur la sûreté, on soit sur la bonne voie, à vous de juger. Cependant rappelez-vous que ce type de papier a un défaut de mode commun: on ne peut jamais juger ce qui est fait, ce qui reste à faire et ce qui de toute façon est en cours d'analyse. Le fait d'avoir défini 5 procédures H ne signifie nullement leur application sur les REP, pour l'excellente raison que tout changement sur réacteur n'est pas si simple à réaliser. Le fait de prévoir des plans d'évacuation ne le reste pas du tout. Sandoz a montré que le moins qu'on puisse dire c'est qu'on n'a pas encore amélioré sensiblement la mise en place d'une information de populations. Quant à envisager une évacuation, là on passe dans l'irréel. Maintenant passons aux procédures U. Par chance U1 est sur tous les sites: heureusement car cela fait partie de la sureté même du réacteur. Quant aux autres, on va voir avec les années (de toute façon elles ne seront applicables que pour les tranches qui seront construites vers les années 90 !). (suite)
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Enfin, bonnes gens, soyez tout de même sans émoi. C'est vrai qu'il y a du travail de fait sur la sûreté. Reste qu'il vaut mieux prévoir que guérir. Pour le moment on essaie tout juste de recoller des morceaux quand on s'aperçoit qu'on a été trop optimiste dans les estimations. Allez, bonne lecture... Approche française en matière d'accidents graves et de problématique du terme source J. Bussac - F. Cogné - J. Pelcé (International Topical Meeting on thermal reactor Safety) San Diego, February 2-6 1986 Depuis le rapport RASMUSSEN WASH-1400 et l'accident
de TMI 2, de nombreuses études et des recherches variées
ont été menées pour permettre d'avoir une meilleure
connaissance des risques et des conséquences d'accidents graves
survenant sur les réacteurs à eau. Au cours des deux dernières
années, de nombreuses synthèses et évaluations ont
été publiées aux Etats-Unis ou élaborées
sous l'égide de l'OCDE/CSNI [1]. Des discussions ont notamment
porté sur le niveau des rejets radioactifs - le terme source - hors
de l'enceinte de confinement intervenant dans de tels accidents, niveau
qui détermine les risques encourus par les populations environnantes
et les mesures de sauvegarde à prendre, notamment par les pouvoirs
publics, vis-à-vis de ces populations.
1. - BMI2104 - APS : Radionuclide release from severe accidents, Feb. 1985 - The IDCOR program, presented to the CEC workshop, Sept. 18-19, 1985 - NUREG 0956 Reassessment of the technical bases for estimating source terms, draft report August 1985 - Draft report of Senior Group of Experts on Severe Accidents, October 1985 p.3
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on envisage le cas d'un échec de ces dispositions, avec la mise
en oeuvre de mesures propres à réduire les conséquences
d'une fusion de coeur.
C'est cette approche des problèmes qui est développée ci-après. I. Approche en matière de doctrine de sûreté
-Objectifs en matière de sûreté dans le domaine de
la prévention - Procédures H
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Aussi, si les procédures H réduisent la probabilité de «conséquences inacceptables», le facteur de réduction ne pourra en aucun cas être pris supérieur à 102. Cinq procédures H correspondent à 5 catégories d'événements clairement identifiés ont été définies: H1 perte de la source froide externe à l'installation H2 perte totale de l'alimentation en eau des générateurs de vapeur, normal et auxiliaire H3 perte totale des sources électriques (externes et internes) H4 secours réciproque des systèmes d'aspersion enceinte et d'injection de secours basse pression, pendant la phase de recirculation H5 : protection des sites en bord de rivière contre une crue dépassant la crue de référence (millénale). Signalons que la définition et la mise au point en France de ces procédures a été facilitée par le haut degré de standardisation qui a été retenu dans notre parc de réacteurs à eau sous pression. Il s'agit encore d'actions qui, bien que non incluses dans le cadre du dimensionnement, sont destinées à prévenir le développement d'accidents bien identifiés, avant que ne survienne une dégradation importante du coeur. Pour les réacteurs du palier 900 MWe, ces procédures ont été ajoutées au dimensionnement mais avec des critères moins sévères; elles sont mises en place progressivement; par contre elles sont incorporées désormais dans les règles de conception et de construction des nouveaux réacteurs. II. Les plans particuliers d'intervention, termes sources et procédures
U
2. P. Tanguy French safety philosophy, Nuclear Safety 24, no 5, 1984 3. A. L'Homme, J. Pelcé : French requirements concerning severe accidents, International meeting on LWR severe accident evaluation, Cambridge, 1984 p.4
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Remarquons que le nombre de scénarios
graves possibles est considérable, et si un grand nombre de familles
de scénarios ont été analysés dans le rapport
WASH-1400, certains retenus dans ce rapport sont aujourd'hui considérés
comme fort peu vraisemblables, alors que des phénomènes significatifs
supplémentaires doivent au contraire être pris en compte (risque
de remise en suspension d'aérosols par exemple) [4]. Mais
plus fondamentalement deux critiques peuvent être faites à
ce mode de raisonnement:
1) Plus les événements sont improbables, plus grande est l'incertitude sur le calcul de leur probabilité, de sorte que ce calcul lui-même n'a plus grande signification 2) Mais surtout le calcul de termes sources dans de tels accidents laisse de côté le problème majeur que constitue la recherche de la maîtrise du déroulement de ces accidents par une série d'actions appropriées, ce qui est au contraire le souci principal des responsables français. En France nous n'accordons guère de crédit aux calculs probabilistes pour classer les accidents graves, car nous estimons que l'estimation de ces valeurs très faibles ne repose pas sur une assise scientifique suffisante. Nous préférons nous en tenir à la notion d'événement «concevable» ou «plausible» au sens du jugement de l'ingénieur. Quant à l'expression «terme source» nous ne l'utilisons qu'avec beaucoup de prudence, car elle nous paraît ambiguë pour les raisons développées ci-dessus. Ne faut-il pas associer à la notion de «terme source» celle des objectifs visés: ainsi l'adéquation des plans d'urgence vis-à-vis des populations ? Précisons donc dans notre vocabulaire l'expression «terme source» sera utilisée dans un sens restrictif : «un terme source est un rejet typique, caractéristique d'une famille de réacteurs et représentatif d'une classe d'accidents; il est considéré pour définir les actions correctrices à prévoir vis-à-vis de cette classe d'accidents en vue de la protection ultime des populations». Ainsi la notion de terme source est-elle associée à une classe de rejets et en l'absence d'actions correctrices, dans le cadre de la préparation des plans d'urgence (Plan d'Urgence Interne de la centrale et Plan Particulier d'Intervention à l'extérieur du site - PPI). A la suite des études menées sur les REP de conception française, trois termes sources de référence ont été identifiés, correspondant à trois grandes catégories d'accidents comportant toutes la fusion complète du coeur. Dans l'ordre de gravité décroissante: - le terme source S1 pour des accidents entraînant la rupture précoce de l'enceinte de confinement (quelques heures après le début de l'accident); un exemple type de ces accidents est le «mode a» selon la terminologie du rapport WASH-1400 - le terme source S2 pour des accidents conduisant à des rejets hors enceinte directs à l'atmosphère à la suite d'une perte d'étanchéité différée, après un délai d'un ou de plusieurs jours (exemple: mode d) - le terme source S3 pour des accidents conduisant à des rejets indirects, du fait de l'existence de voies de transfert avec rétention entre l'enceinte et l'atmosphère extérieure (exemple mode e). Les niveaux de rejets correspondants ont été évalués sur la base des connaissances utilisées dans le rapport WASH1400. Ils sont respectivement, pour ces trois termes sources, de quelques dizaines de pour cent, de quelques pour cent et de quelques pour mille du contenu du coeur en produits de fission pour les produits volatifs, hormis les gaz rares relâchés dans leur quasi totalité dans les trois cas: (suite)
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fraction de l'activité du coeur rejetée Quelles mesures prévoir pour l'évacuation des populations? Il est illusoire d'imaginer pouvoir évacuer sans risques graves, une population nombreuse même avec un plan préétabli. Les PPI ont été élaborés en France après un examen des possibilités raisonnables d'évacuation. C'est ainsi qu'ont été fixées pour notre pays les mesures suivantes pour les sites occupés par les réacteurs: déplacement possible de la population jusqu'à 5 km et confinement des autres personnes jusqu'à 10 km dans un délai de 12 à 24 heures après le début de l'accident mais avant tout rejet radioactif important. La comparaison de l'ampleur de ces mesures avec le niveau supposé des rejets radioactifs montre qu'elles sont compatibles si ceux-ci ne dépassent pas les caractéristiques du terme S3 ci-dessus. Le terme source S3 retenu est conventionnellement celui obtenu après calcul des transferts lors d'une séquence accidentelle bien définie sur un réacteur de 1300 MWe type PALUEL: séquence résultant à la fois d'une brèche au circuit primaire et de la perte totale des sources électriques. En particulier, les caractéristiques du terme source S3 constituent une enveloppe des conséquences de tout accident dont le rejet principal à l'atmosphère proviendrait de la traversée du radier par le coeur en fusion, supposée survenir au bout d'un jour. Mais on ne peut ignorer des accidents pouvant conduire à des rejets par la partie hors sol de l'enceinte, en des temps de l'ordre de, ou supérieur à la journée: c'est notamment le cas d'une montée en pression de l'enceinte supérieure à la pression de dimensionnement (mode d), ou à des fuites importantes de celle-ci (mode b). Il faut alors donner à l'exploitant des moyens techniques lui permettant de gérer l'accident ou, faute de mieux, de limiter les conséquences à un niveau compatible avec les plans particuliers d'intervention, c'est-à-dire de limiter les rejets au niveau du terme source S3. D'une manière plus générale il a donc été décidé, dès 1981, d'étudier et de mettre à la disposition des opérateurs des procédures ULTIMES, appelées U, leur permettant, par des moyens simples, de limiter les conséquences des accidents. La centrale ayant fait l'objet des méthodes habituelles de conception, il s'agit pour ce faire d'utiliser aussi simplement que possible les dispositions existantes. 4. APS: cf. supra * Dans le cas des réacteurs français, il est improbable qu'une explosion d'hydrogène (mode g) puisse mettre en danger l'enceinte de confinement. p.5
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Les procédures U visent à couvrir
la totalité des situations et ceci, contrairement aux procédures
R, indépendamment de leurs causes. Ces procédures en effet
sont fondées, non sur des séquences identifiées a
priori, mais sur la caractérisation et la reconnaissance des états
possibles de refroidissement du coeur et sur les modes d'intervention permettant
de restaurer la fonction de sûreté défaillante pour
amener l'installation dans un état sûr.
Les procédures U actuellement définies sont les suivantes: - U1 Secours par tout moyen encore disponible pour éviter la dégradation du coeur ou, en cas de dégradation, maintenir le coeur confiné dans la cuve - U2 Conduite à tenir en cas de défaut d'isolement de l'enceinte de confinement - U3 Mise en oeuvre de moyens mobiles extérieurs pour suppléer à la défaillance éventuelle à moyen terme de l'ensemble des systèmes d'injection de secours et d'aspersion de l'enceinte; autres types de secours également envisagés - U4 : Dans le cas des réacteurs de 1300 MWe en cours de construction (paliers P4 et P'4), possibilité d'éviter tout relâchement direct via le dispositif de drainage au sein du béton du radier sous les puits de cuve - U5: Possibilité de rejets contrôlés et filtrés au moyen d'un système de filtration spécial (gain sur les rejets de l'ordre d'un facteur 10, à l'exception des gaz rares). Prévision actuelle pour U5
La procédure U1 est opérationnelle sur tous les réacteurs. Pour U2, la règle de conduite est en cours de définition. La procédure U3 est applicable sur les réacteurs de 1.300 MWe, mais pas encore sur les réacteurs de 900 MWe. En ce qui concerne U4, les étude sont en cours sur le choix des solutions techniques. Enfin, les spécifications générales de la procédure U5 sont définies et les caractéristiques du système de filtration à sable sont fixées. La définition précise de la procédure et les dossiers de réalisation sont en cours. (suite)
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A l'exception de U1, ces procédures visent non à prévenir l'accident, mais à en atténuer la gravité. A ce titre, un bon exemple est la procédure U5 visant à décomprimer l'enceinte à travers un système de filtration «rustique» en cas de montée en pression dangereuse à l'intérieur du bâtiment du réacteur. Parmi les modes de ruine de l'enceinte prévus dans le rapport RASMUSSEN, le mode d, correspondant à une perte du confinement par augmentation de pression, est l'un des moins improbables. En cas d'attaque du radier par le coeur en fusion et de perte simultanée des moyens de refroidissement interne de l'enceinte, les études montrent que la pression croîtra régulièrement jusqu'à atteindre, au bout d'un jour à quelques jours, une valeur au-delà de laquelle l'étanchéité de l'enceinte n'est pas garantie. Cette montée en pression est liée à la formation de gaz incondensables (CO et CO2 essentiellement) provenant de la décomposition du béton du radier par le combustible fondu. C'est un processus relativement lent donnant un préavis de 12 à 24 heures ou davantage avant de dépasser une pression incompatible avec un maintien suffisant de l'étanchéité de l'enceinte. Face à une telle situation de menace grandissante de rejets radioactifs majeurs par perte de l'étanchéité de l'enceinte, il serait très regrettable de ne disposer d'aucune mesure pour parer ou réduire la menace. Partant de la constatation qu'un gain d'un facteur 10 environ serait suffisant pour ramener le niveau des rejets radioactifs de S2 à S3, c'est-à-dire à un niveau compatible avec les PPI, EDF en agrément avec les autorités de sûreté a conçu et étudié en liaison avec l'I.P.S.N. un système de filtration simple reposant sur la filtration des aérosols à travers un lit de sable [5]. Le dispositif retenu met à profit une traversée existante de l'enceinte de confinement, prévue pour la décompression après l'épreuve de l'enceinte. Cette traversée sera équipée de 2 vannes extérieures, manoeuvrables sous 5 bars et commandées de l'extérieur. Une détente du gaz, ramenée à la pression atmosphérique, est assurée entre l'enceinte et le caisson de filtration qui évacue dans la cheminée prévue pour les effluents gazeux. Des essais de la laboratoire effectués à l'IPSN au Centre de Cadarache ont permis de caractériser le type et la granulométrie du sable et ses performances vis-à-vis d'aérosols qui ont été simulés, en fonction de la température, pression et humidité, en régime permanent et transitoire [6]. Le compromis entre efficacité de filtration et perte de charge limitée a conduit à retenir un sable de 0,6 mm de diamètre, traversé de haut en bas sur une épaisseur de 80 cm à une vitesse de 10 cm/s (perte de charge 0,1 bar). La section de filtration est de 40 m2 et le débit 3,5 kg/s. Les essais concluants ont conduit EDF à proposer la mise de ce système sur tous les réacteurs à eau sous pression du parc français, le caisson de filtration devant être installé sur le toit du bâtiment des auxiliaires nucléaires des réacteurs déjà construits. 5. G. Beraud, J. Chapuis. J. Delalande : Présentation du systéme de décompression - filtration de l'enceinte de confinement, AIEA-SM281/37, Columbus Symposium, Oct. 1985 6. A. L'Homme, M. Berlin, G. Beraud : Résultat des essais de laboratoire sur la filtration rustique, Luxembourg meeting, October 14-l8th, 1985 p.6
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En cas d'accident grave justifiant l'utilisation
de ce moyen, la décision de mise en oeuvre réclamerait l'accord
des pouvoirs publics puisqu'elle conduirait à des rejets moindres
mais volontaires. Ce serait une décision difficile si elle devait
s'accompagner de mesures d'évacuation. Elle dépendrait de
l'évolution de la pression dans l'enceinte, de la volonté
d'éviter une perte d'étanchéité ou de contrecarrer
des fuites incontrôlées préexistantes ou survenant
au cours de l'accident. Il s'agit donc d'une souplesse supplémentaire
à utiliser si nécessaire et selon les circonstances. On peut
ajouter que les procédures U2,U3, U4
et
U5 sont étroitement liées entre elles par exemple,
on recherchera avec une source d'eau recouvrée, à éviter
un enfoncement trop important du coeur en fusion dans le radier et surtout
la traversée complète du radier dont les conséquences
sur le long terme sont difficiles à évaluer (contamination
souterraine).
La procédure U5 apparaît ainsi comme un dispositif permettant de conserver l'intégrité de la dernière barrière de confinement et autorisant un large spectre d'intervention du personnel de conduite en vue de minimiser les conséquences d'accidents graves sur les REP français. Ces procédures U mettent donc à profit à la fois des actions des opérateurs et des matériels supplémentaires. Mais cela signifie aucunement que nous remettions en cause les règles de dimensionnement. Au contraire, pour nous, nous tenons beaucoup à distinguer: a) le domaine réglementaire du dimensionnement qui vise à prévenir les accidents et qui comporte un ensemble de règles et de critères parfaitement codifiés, dont le respect doit être démontré, au besoin avec des hypothèses pessimistes: critère de défaillance unique, redondance des systèmes importants pour la sûreté, protection contre les agressions externes etc...; tout cet ensemble nous paraît satisfaisant et n'a pas à être modifié b) l'ensemble des dispositions prévues dans les procédures ultimes qui visent à s'opposer à l'accident par une «gestion» appropriée à l'aide de tous les dispositifs en place et, si besoin, de matériels complémentaires il s'agit d'une précaution supplémentaire, mais ces derniers étant traité avec des hypothèses et des méthodes de calcul, non plus pessimistes, mais réalistes. Il est donc clair que les accidents graves ne sont donc pas examinés dans le même esprit ni avec la même procédure que ceux qui sont pris en compte dans le cadre du dimensionnement. La distinction que nous faisons nous parait fondamentale et justifie notre refus du mélange des genres qui nous semble être la principale source de confusion sur ce sujet. III. Faut-il continuer les recherches ?
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Nos termes sources conventionnels S2 et S3 sont eux-mêmes probablement pessimistes et comportent vraisemblablement de fortes marges, eu égard aux études effectuées ces dernières années, mais il reste encore beaucoup à faire car les résultats sont entachés de grandes incertitudes. Enfin si notre approche fait une large part à la gestion des accidents graves, celle-ci réclame de bien connaître leur physique: qui peut aujourd'hui expliquer clairement comment s'est refroidi le coeur de TMI 2 ? Sans une bonne connaissance des mécanismes de transfert, de dépôt et de relargage des aérosols radioactifs, on ne peut «gérer» convenablement une situation compromise sans risquer de l'aggraver. Les calculs théoriques ne peuvent suffire, il faut pouvoir les valider, il faut des bases expérimentales. Alors que certains s'interrogent aujourd'hui sur l'utilité de poursuivre les recherches à un niveau significatif, nous pensons tout au contraire en France qu'il faut maintenir l'effort de R & D, compte tenu de la complexité des phénomènes à analyser et de la difficulté d'obtenir des résultats expérimentaux représentatifs de situations extrêmes. Parmi les problèmes qui nous paraissent mal élucidés, on pourrait citer: - degré de refroidissement possible d'un coeur fondu et progression de ce coeur jusqu'à la traversée de la cuve - influence, sur les aérosols produits, de la nature du béton du radier en cas d'attaque de celui-ci par le coeur en fusion; - relargage des aérosols déposés, en cas d'explosion en principe d'ampleur limitée dans l'enceinte ou en cas de dépressurisation - influence du rayonnement sur les équilibres chimiques et la stabilité de molécules telles que CsI ; réaction de l'iode avec les revêtements de surface - processus pouvant entraîner une perte d'étanchéité de l'enceinte. Cette liste n'est pas exhaustive. Du côté français, et compte tenu des résultats étrangers, notre programme de recherches se développe dans 3 directions: 1) Poursuite d'un programme d'expériences analytiques et développement d'un système de codes utilisant les modèles développés à partir de ces expériences et validés par elles. Parmi les domaines couverts par ce programme, citons [7]: a) comportement du coeur dégradé, qui fait l'objet en 1986 des expériences phase III sur le réacteur d'essais PHEBUS: 21 crayons portés à 1.800o C dans des conditions variables de transitoires de puissance et de renoyage. La phase III sera suivie d'une phase IV à partir de 1987 pour laquelle les températures dans l'assemblage dépasseront 2.000o C et devraient permettre des mouvements de combustible liquéfié et l'étude des conditions de refroidissement subsistant dans un tel état; ces expériences serviront à valider le code VULCAIN; b) phénoménologie concernant le comportement de l'enceinte de confinement: stratification de l'hydrogène et effets de déflagration ou de détonation (codes PLEXUS et JERICHO); c) caractéristiques des aérosols, produits à l'aide des essais hors pile HEVA portant sur du combustible irradié chauffé à 1.800o C dans un four à induction 7. A. L'Homme et al. Assessment of release of fission products from the contamment of a PWR during senous accidental sequences, SM281/42, Columbus symposium, Oct. 1985 p.7
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d) étude des aérosols dans le
circuit primaire et dans l'enceinte, dépôts et relargage de
ces aérosols: un effort de qualification des modèles (en
France: code AEROSOLS B1) reste nécessaire surtout en atmosphère
humide, les expériences existantes paraissant insuffisantes à
cet égard. Le programme «PITEAS, physique des aérosols»
prévu en 1986 et 87 à Cadarache permettra de préciser
des effets tels que: condensation de la vapeur d'eau sur les aérosols
solubles, collision des gouttelettes. Par ailleurs, le comportement de
l'iode fait l'objet d'expériences poussées à Cadarache,
lesquelles ont montré l'importance des effets de radiolyse sur le
composé CsI et des réactions avec des peintures des parois
[8].
2) Nécessité d'expériences globales la démarche de qualifier un par un les modèles physiques à partir d'expériences analytiques n'est pas suffisante: elle présente l'inconvénient d'introduire des hypothèses concernant l'additivité des effets, la nature des espèces physico-chimiques etc... et de ne pas permettre de dépister à coup sûr l'oubli de phénomènes essentiels. Le besoin existe donc de valider la réponse d'ensemble d'un système de codes ainsi que les procédures par des expériences plus globales, se rapprochant autant que possible des réponses qui seraient celles d'un réacteur accidenté: a) dans le domaine de la prévention et des procédures R et U1, domaine dominé par les phénomènes thermohydrauliques calculés par le code CATHARE, la vérification d'ensemble est attendue de la boucle système BETHSY qui va démarrer à Grenoble en 1986 par accord entre CEA, EdF et FRAMATOME; b) dans le domaine du terme source, de même, une modification du réacteur PHEBUS est à l'étude pour permettre de représenter l'ensemble des phénomènes depuis la fusion d'un assemblage combustible jusqu'aux rejets hors d'une enceinte simulée en passant par le transfert hors du circuit primaire et les phénomènes de stratification, de dépôts et de relargage à l'intérieur de l'enceinte à partir de produits de fission réels. Il s'agit d'un programme important, qui nécessiterait l'utilisation de combustibles préirradiés et réirradiés, pour lequel une collaboration internationale peut être envisagée et dont le planning actuel fixe le démarrage des essais en 1990. Quoique s'agissant d'essais de caractère global, l'intérêt de cette installation serait de pouvoir effectuer un programme relativement étendu comportant la variation d'un certain nombre de paramètres, en vue d'approcher autant que possible la validation d'ensemble des systèmes de codes calculant les rejets radioactifs et celle des procédures présentes ou à venir visant à atténuer les conséquences des accidents graves. (suite)
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3) Reste enfin l'examen des mesures à prendre en cas de contamination extérieure à l'enceinte. Après la mesure urgente que constituerait l'évacuation ou le confinement des populations, puis la surveillance des zones contaminées, des décisions à moyen et long terme seraient à prendre pour la réhabilitation des sols contaminés et le retour à la vie normale. C'est le but du programme RESSAC, actuellement lancé en France que d'étudier les différentes mesures à prendre et d'en apprécier l'efficacité. Conclusions 1. L'approche française présentée
dans ce rapport vise à constituer un ensemble cohérent qui
doit permettre, dans le cas des réacteurs français à
eau sous pression, de parer à toutes les situations et à
tout type d'accident dont l'éventualité ne paraît pas
complètement invraisemblable.
8. M. Lucas : radiolysis of cesium jodide solutions in conditions related to those prevailing in a PWR after severe core damage, workshop of jodine chimistry, Harwell Sept. 1985 p.8
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(Extraits) Quelques pages de ce rapport qui vous expliquent
les programmes étrangers. N'en concluez pas que l'IPSN ne fait rien.
Ce serait fort hâtif. Cependant, manifestement les budgets respectifs
des différents pays sont plus étoffés que celui de
l'IPSN.
Protection et de Sûreté Nucléaire (page 74 à 79) III. Le contexte international
111.1. Programmes des pays engagés dans la R & D de sûreté
- Efforts réalisés
(suite)
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En France, par exemple, l'essor de l'électronucléaire dans les années 70, fondé sur une technique développée plus particulièrement aux EtatsUnis (souligné par le Wbmstr.), celle des réacteurs à eau de grande puissance, a généré dans un premier temps les études visant à confirmer la validité de dispositions déjà approuvées par l'autorité de sûreté américaine. Il s'est ensuite agi de faire face aux problèmes d'exploitation sûre d'un grand nombre de centrales standardisées. Il n'en est pas allé de même pour les réacteurs surgénérateurs, technique en grande partie nationale, progressivement développée et maîtrisée, confortée par des études et recherches en sûreté beaucoup plus intégrées au développement de la filière. L'accident survenu en 1979 à la centrale de Three Mile Island a eu pour effet de faire converger l'opinion sur les objectifs prioritaires de la recherche. Sans aller jusqu'à dire que tous les programmes des différents pays constituent un fonds commun, on doit constater une grande similitude d'objectifs et un renfort marqué de la coopération internationale. 111.1.1. Aperçu des programmes des principaux pays
p.9
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Les Allemands se sont lancés dès 1972 dans l'étude
de la fusion du coeur, étude suscitée par des demandes
ou requêtes de parlementaires ou d'associations diverses, et liées
à des projets d'implantation de réacteurs dans des zones
très peuplées. L'influence de ces pressions sur la politique
nucléaire et les programmes de recherche, est une des caractéristiques
de la situation allemande. Il en est résulté plusieurs expériences
démonstratives très coûteuses. (NDLR souligné
par nous. En France une telle démarche est strictement impensable
compte tenu de la démission du pouvoir politique vis-à-vis
des nucléocrates du CEA, de l'EdF et de l'indifférence absolue
de ceux-ci vis-à-vis de l'opinion publique et même de la législation.
Rappelons que c'est l'absence totale de débat démocratique
sur l'énergie nucléaire qui est à l'origine du GSIEN
et la motivation de notre activité).
La RFA dispose aujourd'hui d'importantes installations expérimentales financées par le Ministère de la Recherche (BMFT) dans les domaines de la thermohydraulique (UPTF pour l'accident de perte de réfrigérant, LOBI et PKL comme boucles système), des effets mécaniques des accidents (maquette à l'échelle 1/4 de la centrale de BIBLIS, utilisation du réacteur désaffecté HDR) et des accidents sévères (CORA dans le domaine des coeurs sévèrement dégradés, BETA pour étudier l'interaction d'un coeur en fusion avec le radier et le béton, DEMONA pour l'étude des phénomènes d'enceinte). La R & D en sûreté des surgénérateurs est réalisée sous les auspices du gouvernement fédéral, via le PROJET COMBUSTIBLE NEUTRONS RAPIDES qui gère des contrats de recherche dans différents instituts (dont celui de Karlsruhe). Les principaux outils sont l'enceinte de 220 m3 FAUNA pour l'étude des feux de sodium, diverses installations pour les études de thermohydraulique sodium et d'interaction sodium-béton, ainsi que le réacteur d'irradiations et d'essais KNK 2 pour partie. Japon : Le JAERI, principal organisme gouvernemental pour la recherche en sûreté des réacteurs à eau, a progressivement assimilé les apports extérieurs et s'est équipé d'installations de grande valeur. Des résultats intéressants ont été obtenus, dans le réacteur expérimental NSRR, sur la réponse du combustible en cas d'accident de réactivité; des essais de fouettement de tuyauteries ont été réalisés à grande échelle, mais l'apport le plus notable des japonais consiste en deux outils de recherche développés dans le cadre de coopérations: l'un est constitué par l'installation SCTF~CCTF*, volet expérimental très important de l'étude en tridimensionnel de l'accident de perte de réfrigérant par grosse brèche, en collaboration avec la RFA et les USA. L'autre est la Boucle Système LSTF** de ROSA IV, pour l'étude des petites brèches et des transitoires anormaux. La recherche en sûreté des réacteurs rapides, considérée comme support aux projets, est confiée essentiellement à PNC (Société pour le Développement des réacteurs de puissance et du combustible nucléaire). La recherche relative à la sûreté du cycle du combustible est partagée entre le JAERI, PNC et l'industrie privée et financée par la Science and Technology Agency (STA). On doit noter l'intention du JAERI d'obtenir les meilleurs acquis des technologies étrangères (USA, France...) pour réaliser un centre expérimental de criticité. Grande-Bretagne : L'UKAEA conduit des études de sûreté sur les réacteurs à eau, les réacteurs à neutrons rapides et les réacteurs à gaz. (suite)
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Ce qui caractérise ces recherches, c'est plus la haute qualité des analyses théoriques et des modèles physiques mis au point, que l'ampleur des expériences. Pour les réacteurs à eau, la recherche est fortement motivée par l'analyse de sûreté du projet de centrale de SIZEWELL (boucles REFLEX, THETIS, TITAN pour la thermohydraulique, MERLIN pour le comportement du combustible). Pour les réacteurs à neutrons rapides l'UKAEA a accumulé des connaissances notamment sur les conséquences d'une excursion de puissance, grâce à plusieurs expériences dans les installations de Winfrith. Un important effort se poursuit dans le réacteur VIPER pour déterminer l'émission de gaz par du combustible soumis à une excursion brutale de puissance. L'installation CMR de Winfrith a également fourni des données pour valider les codes donnant la réponse des cuves en cas d'accident. Autre pays: L'Italie, la Suède, le Canada sont engagés dans des recherches de sûreté, mais avec un champ d'action plus limité en général. L'ENEA-DISP, organisme de recherche italien, conduit des études de sûreté dans plusieurs domaines des réacteurs à eau et notamment projette de mettre en service une petite boucle système du type BETHSY. Il poursuit l'étude d'un projet «intrinsèquement sûr» de réacteurs à eau. Pour les surgénérateurs, indépendamment de sa participation aux programmes français ESMERALDA et prochainement de SCARABEE, l'Italie prévoit de mettre en service, en 1992, le réacteur PEC susceptible de réaliser des essais de sûreté. En Suède, l'horizon de la recherche est limité depuis le referendum de 1981 qui a eu pour résultat d'annuler le programme d'équipement nucléaire au-delà de la douzaine de centrales en service ou déjà engagées. En plus de la contribution à quelques programmes communs aux pays nordiques, notamment sur les problèmes d'interface homme-installation, les suédois ont mené à bien les études et recherches sur deux idées originales. La première concerne un évent-filtration d'enceinte de confinement, à travers une tour remplie de graviers, à mettre en oeuvre en cas d'accident sévère de réacteur à eau et dont le prototype devrait être installé prochainement à Barseback (PROJET FILTRA). La deuxième concerne un type de réacteur «intrinsèquement sûr» qui semble intéresser les américains (PIUS-SECURE). Le Canada mène activement des études de sûreté relatives à leur filière nationale de réacteurs à eau lourde, mais il souffre d'un relatif isolement, en raison même de cette spécificité, au sein d'une communauté nucléaire occidentale vouée principalement à la filière eau légère. Tout comme les suédois, les canadiens s'efforcent de mettre sur pied des programmes de recherche multinationaux qui permettraient de rentabiliser des installations désaffectées (réacteur NRU au Canada, réacteur désaffecté de MARVIKEN en Suède, etc...). Il faut aussi citer l'Inde, qui dispose de certaines capacités, et les pays de l'Est. On ne dispose malheureusement pour ces derniers que d'informations fragmentaires, mais tout porte à croire que l'approche de sûreté qui était fondamentalement différente de l'approche occidentale au départ, s'en rapproche progressivement et pourrait conduire à une R & D de sûreté assez proche quoique adaptée aux réacteurs de ces pays. * Slab core test facility, cylindrical core test facility ** Large Systems Test Facility p.10
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111.1.2. Efforts budgétaires
Il est difficile de cerner de façon homogène et cohérente, pour les pays cités, la part de recherche qui relève de la sûreté et de la distinguer de celle qui s'apparente au développement des technologies nucléaires. Afin de permettre néanmoins une certaine appréciation des efforts budgétaires consentis, le parti suivant a été adopté: on se limitera à la comparaison des dépenses globales des organismes officiels des principaux pays, à l'ordre de grandeur des budgets moyens de ces dernières années (les fluctuations n'étant pas toujours très significatives), à la mention de la tendance d'évolution actuellement perçue; enfin on indiquera la répartition déclarée ou estimée entre réacteurs à eau, réacteurs à neutrons rapides et le reste (incluant les autres types de réacteurs, le cycle du combustible, et quelquefois des «études générales»). On aboutit ainsi au tableau I ci-après qui est à considérer, compte tenu de ces réserves, avec beaucoup de prudence. En particulier, du fait de la limitation aux organismes désignés, les chiffres ne donnent pas forcément l'image de l'effort réalisé dans l'ensemble de chacun des pays. De plus, la variation importante des taux de change au cours de ces dernières années peut fausser les comparaisons. Enfin des ajustements approximatifs ont dû être effectués dans certains cas quand les budgets sont donnés hors frais de main d'oeuvre et de support général, les chiffres retenus étant censés englober ces postes. Les sources proviennent soit de publications concernant des budgets gouvernementaux récents (généralement globaux mais pas toujours complets sur la ligne «sûreté») ou des sommes dépensées par des centres de recherche, soit sur des chiffres partiels communiqués par l'Agence Internationale de l'Energie. Des interprétations et recoupements ont été faits pour les Etats-Unis, l'Allemagne Fédérale et le Japon, avec l'aide des attachés nucléaires. (suite)
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Les chiffres ainsi obtenus peuvent être comparés à ceux estimés par l'USNRC en 1981 (NUREO/CR 1040) et récemment cités par cet organisme avec un commentaire qui insiste sur l'ampleur des incertitudes dues notamment à l'absence de distinction entre les recherches liées à l'évaluation de sûreté et celles liées au développement des filières de réacteurs: Evaluation NRC (Sûreté REP uniqnement)
On constate ci-dessous que les chiffres américains sont probablement surestimés mais ceci donne une mesure de l'incertitude qui s'attache à ce genre de comparaisons. (NDLR : La France consacre moins d'argent à la sûreté que l'Italie!). Tableau I
p.11
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Extraits du rapport d'activité 1982 du Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires (page 35 et 36) B.2.2. Anomalies d'étude
Une révision des calculs de la pression maximale d'accident dans l'enceinte de confinement des tranches nucléaires à eau pressurisée de 1 300 MWe a fait apparaître une sous-estimation de la masse initiale d'eau primaire vaporisée en cas d'accident. Cette sous-estimation conduisait àune diminution des marges de pression disponibles en cas d'accident de rupture de tuyauterie dans l'enceinte de confinement. Electricité de France a donc décidé de surélever les enceintes des tranches du train «P'4» dont la première tranche est construite à CATTENOM, d'une hauteur de 1,60 m, afin d'augmenter la marge prise dès la conception vis-à-vis de cette pression. Les caractéristiques différentes des tranches du train «P4» (PALUEL, FLAMANVILLE, SAINT-ALBAN) font que la diminution des marges disponibles ne pose pas de problème. Cette élévation de hauteur rendait nécessaire ~ rèprise de certains calculs. Les structures des enceintes de confinement des tranches nucléaires sont, en effet, conçues pour résister à un accident hypothétique conventionnel consistant en une rupture complète de la plus grosse tuyauterie primaire. Cet accident majorant de toutes les situations accidentelles plausibles sur le circuit primaire, est de plus combiné avec le séisme maximal du site survenant au meme instant, ce qui renforce son caractère hypothétique. C'est dans ce cadre que de nouveaux calculs des efforts subis par les structures dans ces situations accidentelles très hypothétiques ont été effectués en raison de la donnée nouvelle que constituait la surélévation des enceintes des tranches du train «P'4». Les contraintes ainsi calculées restent néanmoins endeça des critères de conception pour les tranches autres que les tranches i et 2 de la centrale de CATTENOM. Pour le site de CATTENOM, une réévaluation du séisme maximal à prendre en compte est intervenue en 1979, après le début des travaux sur les tranches 1 et 2 de cette centrale. La surélévation de l'enceinte et cette donnée supplémentaire propre à ces deux tranches ont pour conséquence que les nouveaux calculs effectués montrent que les efforts subis par les structures en cas d'accident hypothétique dépassent légèrement les critères de conception, mais que ce dépassement ne se produit que dans certaines zones localisées en partie basse de l'enceinte. En conséquence, pour les tranches i et 2 de la centrale de CATTENOM, il pourrait apparaître, dans le seul cas conventionnel et hautement hypothétique décrit ci-dessus, quelques défauts dans certaines zones très localisées telles que le parement de la galerie de précontrainte. Ces défauts ne remettent en cause ni la fonction d'étanchéité et de confinement de l'enceinte ni, a fortiori, sa tenue générale bien entendu, ils n'apparaissent dans aucune autre situation accidentelle considérée comme plausible. (suite)
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Cette anomalie et ses conséquences ont été examinées par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, en particulier par le groupe permanent chargé des réacteurs, qui ont conclu à son innocuité. B.2.2.2. Anomalie dans les méthodes de calcul Une deuxième anomalie est apparue dans les méthodes de calcul utilisées pour l'étude du comportement du puits de cuve et des structures internes à la cuve des réacteurs nucléaires à eau pressurisée. Cette anomalie a pour conséquence une sous-estimation des efforts subis par ces structures dans le cas du même accident hypothétique décrit àpropos de la première anomalie. L'anomalie affecte, a priori, l'ensemble des tranches comportant un réacteur à eau sous pression. Néanmoins, il ressort des vérifications d~ l'exploitant que les calculs faits avec la méthode révisée ne montrent aucune augmentation significative de ces efforts sur les tranches de 900 MWe. Electricité de France constitue depuis la découverte de cette deuxième anomalie un dossier visant à justifier le bon comportement du puits de cuve et des structures internes àla cuve pour les tranches de 1 3oe MWe. Les éléments déjà reçus sont en cours d'examen par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques. Compte tenu des règles de calcul utilisées pour la conception des tranches du train «P4» constitué des centrales nucléaires de PALUEL, FLAMANVILLE et SAINTALBAN, le bon comportement des installations a pu être montré avec deshypothèses simplifiées, malgré l'augmentation des efforts constatée. Des vérifications plus précises sont nécessaires pour les tranches du train «P'4». Electricité de France a d'ores et déjà fait renforcer les puits de cuve des tranches de ce train autres que celles des tranches 1 et 2 de la centrale nucléaire de CATTENOM. Il a, en outre, envisagé des mesures correctives pour ces deux dernières tranches dans le cas oû il ne pourrait apporter les justifications du bon comportement des installations àl'issue des essais prévus sur une maquette spécialement conçue à cette fin. Le traitement de la première anomalie est considérée comme soldé au plan de la sûreté. L'instruction de la seconde n'est pas achevée, compte tenu des essais sur maquette en cours. p.12
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Démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville I. Autorisations de démarrage
(suite)
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19 juillet 1985 : Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de chargement en réacteur des trois premiers lots d'assemblages de combustible fissile neufs (307 assemblages). Cette autorisation a été donnée à la suite de l'examen, par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, notamment le groupe permanent chargé des réacteurs, du rapport provisoire de sûreté, des règles générales d'exploitation et d'un certain nombre de documents complémentaires. 4 septembre 1985 : Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de chargement complémentaire du réacteur (51 assemblages de combustible fissile neufs), de divergence et de fonctionnement à puissance réduite (limitée à 3 % de la puissance nominale du réacteur), comprenant la mise en service des générateurs de vapeur. Auparavant avaient été publiés au Journal officiel du 24 août 1985 les arrêtés du 6 août 1985 par lesquels le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, le ministre des affaires sociales et de la solidarité nationale et le ministre de l'environnement avaient autorisé les rejets des effluents gazeux et liquides de la centrale nucléaire de Creys-Malville. 20 décembre 1985 : Autorisation, par le ministre du redéploiement industriel et du commerce extérieur, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 30% de sa puissance nominale, après analyse des essais neutroniques à puissance réduite et des essais de mise en eau des générateurs de vapeur. 28 février 1986 : Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 60% de sa puissance nominale. Cette autorisation a été liée à la fourniture, par la société Nersa, d'un certain nombre de dossiers relatifs à l'évacuation de la puissance résiduelle. 14 octobre 1986: Autorisation, par le chef du service central de sûreté des installations nucléaires, de montée en puissance du réacteur jusqu'à 90 % de sa puissance nominale, après analyse dçs essais de montée en température et en puissance jusqu'à 50 % de la puissance nominale comprenant notamment, outre le suivi des paramètres physiques, des essais des systèmes de détection et de localisation de rupture de gaine. Le dépassement de 90% de la puissance nominale du réacteur (prévu à la fin de l'année 1986) est soumis à autorisation ministérielle, après examen, par le service central de sûreté des installations nucléaires et ses appuis techniques, d'un premier bilan des essais de démarrage de l'installation. Par ailleurs, compte tenu de l'état d'avancement des essais de démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville, la société Nersa n'a pas été en mesure de tirer des essais tous les enseignements possibles et de les présenter dans le rapport définitif de sûreté à la date prévue, soit le 28 juillet 1986 (dix ans moins dix mois à compter de la publication au Journal officiel du décret d'autorisation de création). C'est pourquoi, à la demande de la société Nersa, le délai de remise du rapport définitif de sûreté a été prolongé de deux ans, par décret du 25 juillet 1986 du Premier ministre, sur rapport du ministre de l'industrie, des P & T et du tourisme. Ce décret a été signé après avis de la commission interministérielle des installations nucléaires de base du 14 avril 1986 et avis conforme du ministre délégué chargé de la santé et de la famille en date du 24 juin 1986. Le chef du service central de sûreté des installations nucléaires a en outre demandé que la société Nersa transmette une version révisée du rapport provisoire de sûreté incluant les modifications réalisées sur l'installation ainsi que les éléments issus des essais de démarrage déjà réalisés. Ce rapport est actuellement en cours d'édition. p.13
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II. Principaux problèmes rencontrés
Au cours des essais de démarrage de
la centrale nucléaire de Creys-Malville, un certain nombre de problèmes
techniques intéressant la sûreté de l'installation
ont été rencontrés. Il s'agit notamment du comportement
vibratoire des structures internes du bloc réacteur, de la chute
du module d'inspection des réacteurs à neutrons rapides (MIR)
dans l'espace entre cuve principale et cuve de sécurité,
de l'échauffement anormal d'un assemblage lors de la montée
en puissance et de l'encrassement des échangeurs de chaleur des
groupes électrogènes de secours. De plus, un nombre relativement
important d'arrêts rapides ou d'urgence ont été initiés
par les systèmes de protection. Enfin, des fluctuations de température
ont été mesurées dans le sodium à la sortie
du coeur.
(suite)
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Cet examen a permis de visualiser par endoscopie l'intérieur du pied de l'assemblage et de prélever des échantillons des produits déposés, dont l'analyse chimique a confirmé l'hypothèse de l'oubli d'un bouchon de caoutchouc. L'assemblage a été remis dans le barillet de stockage après que son pied ait été équipé d'une crépine destinée à éviter une éventuelle pollution du sodium par mise en circulation des restes du bouchon. 4. A deux reprises, en août 1985 et en mai 1986, les essais des groupes électrogènes de secours à puissance nominale sur banc de charge ont conduit à l'arrêt de deux d'entre eux du fait de l'échauffement anormal des circuits d'eau de refroidissement de leur moteur diesel. Les investigations menées ont permis de constater un encrassement des échangeurs de chaleur de ce circuit du côté où circule l'eau filtrée du Rhône. Afin de prévenir un nouvel encrassement qui, s'il se produisait simultanément sur les échangeurs de chaleur des quatre groupes électrogènes de secours, entrainerait la perte des alimentations électriques internes de puissance, un nettoyage de ces échangeurs a lieu dorénavant tous les trois mois. Après analyse plus approfondie des causes de cet encrassement, d'autres mesures visant à le prévenir, voire à le supprimer, devront être prises par l'exploitant. 5. Les essais de démarrage de la centrale nucléaire de Creys-Malville ont été perturbés, à ce jour, par une trentaine d'arrêts rapides ou d'urgence. Beaucoup d'entre eux peuvent être qualifiés d'intempestifs, c'est-à-dire qu'ils ne correspondent pas au dépassement physique d'un seuil de sécurité. Parmi les causes de ces arrêts, on peut notamment citer des fausses manoeuvres sur les matériels concernés, la sensibilité de certaines chaînes de mesures aux parasites, ainsi que les opérations de mise au point de la régulation des circuits eau-vapeur. Enfin, à trois reprises, en août et septembre 1986, une ou deux barres du système d'arrêt complémentaire ont chuté dans le réacteur, provoquant l'arrêt d'urgence par le poste «réactivité négative». Ces incidents proviennent de défaillances de contacteurs dus à leurs sollicitations trop fréquentes par la séquence de test de l'arrêt d'urgence no 2. Ces contacteurs ont été remplacés et la logique du test améliorée. 6. Au cours des essais de montée en puissance, les fluctuations mesurées de la température de sodium en sortie des assemblages fissiles périphériques et des assemblages fertiles ont atteint des valeurs notablement supérieures à celles attendues. En particulier, un arrêt d'urgence a eu lieu le 6 avril 1986, sur «température élevée du sodium en sortie d'un assemblage fertile». L'origine de ces fluctuations, est attribuée à des phénomènes dus au mélange de jets de sodium en sortie des têtes d'assemblages et à la recirculation du sodium dans le collecteur chaud. Afin de poursuivre la montée en puissance du réacteur jusqu'à 90% de sa puissance nominale en limitant le risque d'arrêt d'urgence intempestif, sans aliéner la protection du réacteur, l'exploitant a modifié provisoirement, après avoir reçu l'accord du service central de sûreté des installations nucléaires, le traitement des mesures de température du sodium en sortie des assemblages. p.14
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