Voici le dernier dossier du CCSIN.
     La première fiche concerne les barres de commande qui se cassent, se bloquent. Paluel 3 a connu le cumul de tous les types d'incidents. Ces anomalies sont dues probablement à des déformations des assemblages, d'ailleurs EDF ne rechargera pas quatre des cinq assemblages qui sont arrivés en fin de vie.
     Une autre préoccupation est la découverte de problème sur les barres d'ancrage garantissant une tenue aux séisme. D'ores et déjà on descend d'un cran dans la protection mais surtout 24 réacteurs sont touchés. Il a fallu faire un compromis entre le risque lié à ces barres cassées et les doses que les travailleurs vont recevoir pour resserrer ou changer les boulons. Il est surprenant de lire
     " La DSIN note que la mise en conformité est reculée d'un an et que la stratégie de mise en conformité n'a pas été présentée par EDF."
     On a dit et répété que la DSIN serait vraiment un organisme de contrôle si elle peut arrêter un réacteur pour raisons de sûreté. Une telle phrase est pour le moins inquiétante mais ...
     Autre phénomène plutôt inquiétant ; les fissures sur les protections thermiques des pompes primaires. Les 900 MWé sont tous atteint par contre sur les 1300 cela se borne à une déformation. C'est une affaire à suivre. En particulier parce que le circuit RRI (Refroidissement intermédiaire) ne tiendrait pas la pression du primaire en cas de rupture de la bride incriminée.
     Le générateur fuyard de Tihange a permis d'engager une réflexion sur ce sujet délicat, en effet notre procédure en cas de rupture de tube pourrait rendre la mise en sauvegarde du réacteur délicate. A suivre..
     Comme vous avez pu le constater le premier site en enquête est celui de la Vienne, alors que la DSIN préférait la Meuse. En effet il est écrit:
     " Un site apparaît particulièrement favorable; celui de l'est. Les deux autres sites, celui du Gard et de la Vienne, sont à la fois plus complexes et moins connus."
     Les dossiers ont été instruits par les Préfets, celui de la Vienne vient de gagner. J'ai bien noté que:
     "L'analyse de la capacité géologique d'un site à confiner la radioactivité des déchets ne peut se faire que sur un site précis et ne peut qualifier définitivement que les formations géologiques présentes sur ce site, dans les conditions d'environnement où elles se trouvent. Un des sites sélectionnés pour accueillir un laboratoire souterrain pourra donc être proposé ultérieurement au Parlement pour l'implantation d'un centre de stockage."
     Le dossier se termine par Phénix, le petit frère de SPX. qui est arrêté depuis 1995. Donc, normalement le 7 avril 1997 il devrait bénéficier d'une nouvelle enquête, sauf si on le déclare arrêté mais marchant quand même. Il faut bien maintenir le sodium chaud!!
     A part cela il y a pas mal de travaux avant de pouvoir de nouveau utiliser ce réacteur. Comme soi-disant SPX devait prendre son relais ( ce que nous savons impossible) les officiels ont bluffé en affirmant pouvoir utiliser SPX à la place de Phénix. Quand on voulait sauver SPX on travaillait déjà pour faire repartir Phénix. Décidément quand cesseront ces parties de poker-menteur?
     Bon courage . Bella vous a concocté un joli dossier sur tous ces problèmes d'acier et autres fissures.

     Pour contrôler la réaction nucléaire du réacteur dans le coeur, c'est à dire maîtriser l'évolution du nombre de neutrons qui peuvent créer des fissions, l'exploitant dispose de deux moyens principaux :
     - ajuster la concentration en bore du fluide du circuit primaire, le bore ayant la propriété d'absorber les neutrons,
     - introduire les grappes de commande dans le coeur, ou les en retirer, celles-ci contenant des matériaux absorbant les neutrons.
     Pour assurer les arrêts de sécurité du réacteur, et étouffer immédiatement la réaction nucléaire, ces grappes doivent pouvoir chuter rapidement sous l'effet de leur propre poids.
     Depuis août 1995, dix incidents de mauvais fonctionnement de grappes de commande ont été recensés. Ces incidents n'ont toutefois pas eu de conséquence réelle ou immédiate sur la sûreté des réacteurs dans la mesure où les études de sûreté tiennent compte de la possibilité que la grappe la plus anti-réactive reste bloquée en haut du coeur. Toutefois, touchant la disponibilité d'une fonction de sûreté primordiale, ces anomalies sont préoccupantes.
     Cinq de ces incidents sont dus à la détérioration d'une vis à l'intérieur du mécanisme de commande réalisant l'insertion ou l'extraction des grappes. Pour trois autres incidents, la cause demeure inexpliquée à ce jour, et des expertises menées par l'exploitant se poursuivent. Les deux derniers incidents ont trait à des difficultés d'insertion des grappes en fin de chute, vraisemblablement dues à une déformation des assemblages combustibles.
     Ces incidents sont différents de ceux survenus sur la centrale chinoise de Daya-Bay en 1995, où, lors d'essais de temps de chute, certaines grappes chutaient dans le coeur avec un temps légèrement supérieur au critère de sûreté spécifié dans les règles générales d'exploitation. Les investigations menées avaient conclu que la nouvelle conception des tubes guidant les grappes induisait un ralentissement de ces grappes au début de leur chute.

Les dégradations des vis du mécanisme de commande
     Des anomalies affectant les grappes et se traduisant par des déplacements incontrôlés (chutes partielles ou déplacement insuffisants lors de manoeuvres), puis par un blocage des grappes ont été constatées sur les sites de Nogent 1, Nogent 2 et Saint-Alban 2 en 1995, ainsi que sur Belleville 2 et Paluel 3 en 1996. Ces incidents ont été classés au niveau 0 de l'échelle de gravité INES.
     Les investigations menées par l'exploitant ont mis en évidence, dans les cinq cas, la rupture d'une petite vis d'un diamètre de 5 mm à l'intérieur du mécanisme de commande. La tête de vis rompue, en venant au contact d'autre pièce du mécanisme, induit dans un premier temps des dysfonctionnements lors du mouvement de la grappe, puis son blocage. 

Les blocages d'origine non connue à ce jour
     Le 14 octobre sur Paluel 3, et le 6 avril 1996 sur Belleville 1, lors d'un arrêt automatique du réacteur, une grappe devant participer à l'étouffement de la réaction nucléaire est restée en position haute. Le 27 juillet 1996, lors de la réalisation d'un essai consistant à vérifier la manoeuvrabilité des grappes, sur Belleville 1, la même grappe que lors de l'incident du 6 avril n'a pas répondu à la manoeuvre.
     Les trois incidents ont été classés au niveau 1 de l'échelle INES. Toutefois, l'incident de Belleville 1 du 6 avril 1996 a été reclassé au niveau 2 dans la mesure où l'arrêt d'urgence était requis du point de vu de la sûreté du réacteur.
     Des investigations et des expertises sont en cours sur l'ensemble des éléments des grappes de commande et les assemblages combustibles. Elles n'ont pas, à ce jour, mis en évidence d'éléments particuliers permettant de déterminer l'origine de ces anomalies.
     A titre préventif, EDF a renforcé son programme d'essai de manoeuvrabilité des grappes. L'exploitant a également défini et mis en oeuvre une stratégie de surveillance fondée sur l'instrumentation des grappes présentant certains dysfonctionnements.
     La DSIN a demandé à EDF de renforcer les critères d'arrêt du réacteur en cas de détection de dysfonctionnements par l'instrumentation de surveillance.
     Les anomalies d'insertion des grappes dans leur amortisseur
     Le 17 octobre 1996, sur le réacteur 3 de Paluel, lors d'un essai de temps de chute, cinq grappes ne se sont pas insérées complètement dans leur amortisseur, système qui permet de ralentir les grappes lors de leur arrivée en bas du coeur.
     Cette anomalie n'a eu aucune conséquence réelle ou immédiate sur la sûreté de l'installation. En effet, aucun critère de sûreté n'est associé au temps de chute dans l'amortisseur. La DSIN a toutefois jugé cet incident préoccupant : Paluel 3 a été le premier réacteur ayant cumulé les trois types de dysfonctionnement mentionnés.
     Les premières investigations menées par EDF ont conclu à un freinage des grappes de commande en fin de course dû à des déformations d'assemblages combustibles. Des anomalies similaires se sont déjà produites à Nogent en octobre 1995, ainsi qu'à l'étranger, à Doel en Belgique notamment, où une grappe s'est bloquée légèrement avant son entrée dans l'amortisseur.

     Le puits de cuve des réacteurs de 900 MWé (CPY) est une enveloppe en béton entourant la cuve du réacteur. Il est maintenu latéralement par 18 butées, fixées chacune dans le béton du radier par 8 barres d'ancrage précontraintes. Ces butées doivent reprendre les efforts horizontaux en cas de séisme et ne jouent aucun rôle en fonctionnement normal.
     Au mois de mai 1996, lors de l'arrêt pour rechargement du réacteur B1 de Chinon, l'exploitant a découvert que plusieurs barres d'ancrage étaient desserrées. L'Autorité de sûreté a alors demandé que l'ensemble des butées de la tranche soient contrôlées et de nombreuses barres ont été trouvées desserrées, quelques unes étant même cassées. Une remise en tension des barres desserrées a été effectuée, sans pouvoir atteindre dans tous les cas le niveau de tension nominal. La tenue du puits de cuve n'est ainsi garantie que pour un séisme d'intensité inférieure de 1 degré sur l'échelle MSK à celle du séisme retenu pour la conception.
     Cet incident a été classé au niveau 2 de l'échelle INES, compte tenu de la dégradation du matériel mettant en cause l'exigence de tenue au séisme figurant au rapport de sûreté et d'une lacune dans le programme de contrôle.
     Par ailleurs, ce défaut ayant un caractère générique, la DSIN a demandé à EDF de contrôler, au cours des arrêts de 1996, les butées des 24 réacteurs potentiellement concernés et de présenter un programme d'actions afin d'identifier l'origine des anomalies et de définir les mesures correctives à mettre en oeuvre pour retrouver dès que possible la conformité avec les exigences de dimensionnement. La DSIN a également demandé que soient arrêtés les réacteurs 1 et 4 de Tricastin pour réaliser ce contrôle dès l'été 1996 compte tenu de la sismicité de la vallée du Rhône et du caractère lointain des prochains arrêts pour rechargement.

     La barrière thermique, disposée juste au-dessus de la roue de la pompe primaire, a pour rôle d'empêcher le flux de chaleur provenant du fluide primaire, de remonter vers les parties supérieures de la pompe et notamment les joints d'étanchéité, placés autour de l'arbre d'entraînement de la roue.
     Cette barrière thermique est constituée d'un serpentin parcouru par de l'eau froide provenant du circuit de refroidissement intermédiaire (RRI), contenu dans une enveloppe fixée par soudure à la bride de barrière thermique.
     Cette bride, qui sert à fixer sur le corps de la pompe l'ensemble du système assurant l'étanchéité autour de l'arbre, constitue la limite du circuit primaire principal et doit donc résister à la pression de 155 bars.
     En 1990, l'exploitant a découvert, lors de la visite décennale du réacteur 2 de Fessenheim, des fissures sur l'enveloppe de barrière thermique d'une pompe primaire. L'extension du contrôle a confirmé la présence de fissures sur la face interne de plusieurs enveloppes de barrières thermiques sur des réacteurs de 900 MWé.
     Un phénomène de fatigue, dû à l'existence de fortes contraintes thermiques, serait à l'origine du défaut.
     Par ailleurs, lors du remplacement des enveloppes fissurées effectué dans l'atelier spécialisé de la SOMANU, d'autres phénomènes de fissuration ont été mis en évidence sur la bride, dans des zones habituellement inaccessibles et non contrôlables sans démontage de l'enveloppe.
     Un premier type de fissure a été découvert en 1992 sur la face inférieure des brides. Les examens entrepris depuis ont mis en évidence ce même type de défauts sur d'autres brides avec une profondeur maximale de 8 mm à ce jour.
     Un deuxième type de fissure a été mis en évidence début 1996, toujours sur la bride, au niveau de la face d'emboîtement de l'enveloppe. Ce nouveau problème revêt un caractère générique puisque plus de 70% des brides de barrière thermique en cours de maintenance à la SOMANU au cours de 1996 ont été trouvées fissurées. La profondeur maximale mesurée actuellement pour ces défauts est de 16 mm.
     Les expertises réalisées sur les deux types de fissures précédemment décrits montrent que ces défauts se sont propagés progressivement sous l'effet d'un phénomène de fatigue.
     Les conséquences potentielles de la rupture d'une enveloppe ou bride de barrière thermique sont la blocage du rotor de la pompe, l'émission de corps migrants métalliques dans le circuit primaire ainsi qu'un risque d'accident de perte de réfrigérant primaire par dégradations du circuit RRI ou, dans un cas extrême, par une rupture de la bride.
     Afin de détecter précocement une éventuelle fuite vers le circuit RRI et d'arrêter la pompe suffisamment tôt dans un tel cas, EDF a mis en place une instruction temporaire de conduite sur l'ensemble des réacteurs de 900 MWé.

     Le 23 juillet 1996, une petite fuite détectée et suivie depuis le 2 juillet dans un générateur de vapeur du réacteur de Tihange 3 a brutalement augmenté jusqu'à un débit de 30t/h environ, révélant la défaillance d'un tube de générateur de vapeur.
     A Tihange 3, comme d'ailleurs pour les dix accidents de ce type survenus auparavant dans le monde (aux USA, en Belgique et au Japon), il n'y a eu aucune conséquence à l'extérieur du bâtiment réacteur. De plus, la conception du réacteur a permis de maîtriser la fuite sans atteindre les seuils d'arrêt d'urgence et d'injection de sécurité.
     Les expertises réalisées après l'arrêt du réacteur ont mis en évidence un tube éclaté longitudinalement sur 35 mm de hauteur. L'origine présumée, qui reste à confirmer, est une usure progressive par un corps migrant situé du côté secondaire de ce générateur de vapeur. 

Le cadre légal
     La loi du 30 décembre 1991, relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs, prévoit que des travaux seront menés sur :
    - la recherche de solutions permettant la séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue présents dans ces déchets;
     - l'étude des possibilités de stockage réversible ou irréversible dans les formations géologiques profondes, notamment grâce à la réalisation de laboratoires souterrains;
     - l'étude de procédés de conditionnement et d'entreposage de longue durée en surface de ces déchets.
     La loi dispose qu'au plus tard en l'an 2006 le Gouvernement adressera au Parlement un rapport global d'évaluation des recherches sur les possibilités de stockage en formation géologique profonde, préparé par la commission nationale d'évaluation, accompagné d'un projet de loi autorisant, le cas échéant, la création, d'un centre de stockage des déchets radioactifs à haute activité et à vie longue. Elle précise qu'au préalable des laboratoires souterrains devraient être installés; les débats au Parlement ont évoqué au moins deux laboratoires.
     Dans le cadre défini par cette loi, le processus de concertation avec les élus et la population, confié au médiateur le député Christian Bataille, a abouti, en janvier 1994, au choix, par le Gouvernement, de quatre zones présentant des caractéristiques géologiques a priori favorables, situées dans les départements du Gard, de la Haute-Marne, de la Meuse et de la Vienne.
     Les travaux préliminaires d'investigations menés par l'ANDRA lui ont permis de sélectionner trois sites potentiels pour l'implantation d'un laboratoire souterrain :
     - un site argileux situé à la frontière entre les deux départements de la Haute-Marne et de la Meuse, dit site de l'Est;
     - un site argileux dans le département du Gard;
     - un site granitique dans le département de la Vienne.

Actions de la DSIN
     Au cours de cette phase préliminaire d'investigations, la DSIN a rappelé à l'ANDRA ses exigences pour atteindre les objectifs fixés par la règle fondamentale de sûreté (RFS) III-2-f, relative au stockage profond. Les éléments transmis par l'ANDRA ont été analysés par l'IPSN et le Groupe permanent d'experts chargé des déchets lors des réunions qu'il a tenues les 26, 27 et 28 février 1996. L'analyse a porté sur les résultats des travaux de reconnaissance menés par l'ANDRA depuis la surface sur les trois sites. Elle tendait notamment à vérifier l'absence de caractère rédhibitoire de ces sites au regard des critères essentiels de la RFS III-2-f.
     La DSIN a fait part de son avis en avril 1996. Au stade actuel de la procédure, elle considère que, du point de vue de la sûreté, aucun des trois sites ne présente de caractère rédhibitoire. 

     Le réacteur Phénix, construit et exploité par le C.E.A. et EDF, est un réacteur de démonstration de la filière dite "à neutrons rapides". Il est implanté à proximité du centre de Marcoule (Gard). Le réacteur, refroidi au sodium, est de conception "à circuit primaire intégré". Sa construction a débuté en 1968; sa première divergence a été effectuée le 31 août 1973. Sa puissance nominale est de 563 MWth; l'énergie électrique est produite par un groupe turbo-alternateur d'une puissance de 250 MWé.
     Après avoir été pendant plusieurs années prioritairement consacré à la production d'électricité, le réacteur est parallèlement utilisé comme moyen d'irradiation expérimentale; en effet, par ses caractéristiques et ses performances, cette installation constitue un outil considéré comme indispensable par le Commissariat à l'Énergie Atomique pour mener à bien ses programmes de recherche, non seulement sur la filière des réacteurs à neutrons rapides, mais également sur la combustion du plutonium (programme CAPRA) et l'incinération des actinides (programme SPIN). Pour cette raison le Commissariat à l'Énergie Atomique souhaite pouvoir tabler sur encore dix années de fonctionnement du réacteur.

1 - Évolutions de la production du réacteur depuis 1990
     Entre 1989 et 1990, la centrale a été affectée par quatre arrêts d'urgence, dus à un phénomène dit "de réactivité négative", consistant en une baisse brutale et spontanée de la réactivité du coeur. Le caractère répétitif du phénomène, et l'absence d'explication ont conduit à interrompre, immédiatement après le quatrième de ces arrêts, survenu le 9 septembre 1990, la production d'électricité et les expériences d'irradiation en cours.
     Les travaux du comité d'expertise mis en place par le C.E.A. n'ont pas permis d'identifier la cause de ce phénomène de baisse de réactivité. Mais la revue générale des différents types de phénomènes susceptibles d'être à l'origine de tels incidents - ou, plus généralement, d'une évolution de la réactivité - réalisée par l'exploitant, et analysée par l'Autorité de sûreté, n'a pas mis en évidence de scénarios susceptibles de conduire à des endommagements du coeur.

2 - Interventions sur les circuits secondaires
     Les réacteurs à neutrons rapides comportent des circuits secondaires, au nombre de trois pour Phénix, qui véhiculent, sous faible pression, du sodium très peu actif. Le sodium secondaire sert d'intermédiaire pour le transfert de l'énergie entre le circuit primaire et le circuit eau-vapeur qui alimente le turbo-alternateur. Pour le réacteur Phénix, les tuyauteries et composants des trois circuits ont été, suivant le cas, réalisés en acier austénitique de deux nuances différentes : acier 304, principalement dans le bâtiment réacteur, et acier 321, seulement dans le bâtiment des générateurs de vapeur.
     A la suite de la réévaluation de sûreté de l'installation effectuée en 1986, l'autorité de sûreté, tirant les conséquences d'une fuite de sodium récemment intervenue sur un té de raccordement d'une tuyauterie à l'entrée d'un générateur de vapeur, avait demandé à l'exploitant de mettre en oeuvre un programme de contrôle de l'ensemble des soudures de raccordements des différents tronçons des tuyauteries principales des boucles secondaires. L'arrêt de production de longue durée imposé à l'installation, à la suite de l'incident survenu en septembre 1990, a été mis à profit pour amplifier et mener à son terme ce programme.
     Sur les tuyauteries en acier 321, un nombre important de défauts de type fissure ont été mis en évidence; ceux-ci ont paru imputables à un phénomène métallurgique spécifique de l'acier concerné dont le choix initial, justifié par les connaissances technologiques de l'époque de la conception, s'est révélé à l'usage constituer une faiblesse de l'installation.
     Après avoir entrepris de procéder à la réparation des défauts les plus importants, l'exploitant, confronté à la nécessité de démontrer la non-nocivité à terme des défauts laissés en place, a décidé finalement de procéder au remplacement systématique de tous les éléments de tuyauteries réalisés dans ce matériau par des éléments neufs réalisés dans une autre nuance d'acier austénitique.
     En raison de la nature des défauts rencontrés sur les tuyauteries réalisées en acier 321, l'exploitant a étendu les contrôles aux soudures des trois réservoirs tampons disposés en amont des générateurs de vapeur et réalisés dans ce même matériau : des défauts de nature semblable ont été rencontrés, conduisant finalement l'exploitant à procéder à leur remplacement par de nouveaux réservoirs réalisés dans une autre nuance d'acier austénitique.
     Enfin les contrôles plus récents effectués sur les collecteurs sodium des générateurs de vapeur, également réalisés dans cette même nuance de matériau, ont mis en évidence des défauts de même nature; là encore, l'exploitant a décidé de procéder à leur remplacement par des éléments neufs actuellement en cours de fabrication.

3 - Contrôles effectués sur les autres composants
     En juin 1993, a été entrepris le contrôle des trois réservoirs d'expansion réalisés en acier 304 : dès le contrôle du premier d'entre eux, des défauts attribuables à un phénomène de fatigue locale par fluctuations thermiques dans une zone de mélange d'un faible débit à 550°C entrant dans le réservoir lui-même maintenu en permanence à 350°C, ont été mis en évidence. 
     La présence de ces défauts, affectant une zone relativement étendue de chaque réservoir, a conduit l'exploitant à entreprendre des travaux importants pour les éliminer et remédier au phénomène qui en fut la cause.
A l'occasion des interventions sur ces réservoirs, l'exploitant a mis en évidence un autre type de défaut, affectant certaines des brides forgées, et attribuable à un phénomène de corrosion trouvant son origine dans la conduite déficiente des traitements de surface effectués en usine à l'issue des fabrications.
     Ce nouveau type de défaut a naturellement conduit l'exploitant à vérifier l'état des pièces forgées constitutives des pompes primaires réalisées par le même constructeur. Sur les deux premières pompes examinées des défauts identiques ont été constatés, conduisant à procéder aux réparations adéquates.

4 - Les études "durée de vie"
     Dans la perspective d'une reprise du fonctionnement normal du réacteur pour la dizaine d'année estimée nécessaire à la réalisation du programme expérimental d'irradiations envisagé, l'exploitant a engagé un programme d'études, dénommé "Projet durée de vie"; celui-ci est destiné à vérifier la capacité de l'installation à fonctionner dans de bonnes conditions pendant la durée souhaitée. En effet, compte tenu de la part d'endommagement intégré par les structures du réacteur au cours des cycles de fonctionnement passés, il est nécessaire de confirmer que le potentiel de vie subsistant reste dans cette perspective suffisant. L'ensemble de ces études, qui sont effectuées sur la base du code RCC M-R et qui mettent en oeuvre les outils de calcul de thermomécanique à ce jour les plus performants, vise en premier lieu à s'assurer de la permanence des conditions de sûreté du coeur du réacteur en matière de supportage, confinement et possibilité d'arrêt sûr dans toutes les situations normales, incidentelles et accidentelles pouvant être envisagées.
     Compte tenu de l'état d'avancement de ces études, une note de synthèse, assortie éventuellement de propositions d'aménagements aux conditions du fonctionnement futur du réacteur, devrait être sous quelques semaines transmise à l'Autorité de sûreté.

5 - Système complémentaire d'arrêt d'urgence
     Parallèlement aux vérifications effectuées dans le cadre des études "durée de vie" vis-à-vis des différents modes de dommages pouvant être envisagés pour les structures internes du réacteur, notamment concomitamment à un séisme, l'exploitant, répondant en cela aux demandes insistantes de l'Autorité de sûreté, a entrepris d'équiper le réacteur d'un système d'arrêt complémentaire (SAC), distinct du système des barres de commande normal, et conçu mécaniquement pour être capable de s'insérer dans le réseau d'un coeur endommagé pour en assurer l'arrêt sûr dans des conditions thermiques acceptables.
     Ce dispositif, à ce jour réalisé, est disponible sur le site et sera prochainement mis en place dans le réacteur. Il permettra donc, conformément au principe de la défense en profondeur, de repousser à un niveau d'occurrence extrêmement faible un accident majeur au niveau du coeur du réacteur.

6 - Permanence de l'évacuation de la puissance
     La garantie de la permanence de la sûreté de l'installation se fonde sur, d'une part, l'assurance de la possibilité de l'arrêt sûr du réacteur et, d'autre part, la permanence de l'évacuation de la puissance résiduelle, notamment en cas de disparition des circuits normaux d'évacuation.
     A l'initiative de l'Autorité de sûreté, l'exploitant a, dans cette perspective, réexaminé les dommages susceptibles d'affecter les systèmes chargés d'assurer cette fonction d'évacuation de la puissance, lors des situations accidentelles telles qu'un séisme ou un grand feu de sodium dans le bâtiment des générateurs de vapeur.
     Les études de réévaluation effectuées en matière de séisme ont montré la nécessité de procéder à des adaptations et renforcements en ce qui concerne les structures de certains bâtiments contenant les circuits normaux et de secours d'évacuation de la puissance.
     De même, les résultats des études des grands feux de sodium, ont conduit l'exploitant à mettre en place un certain nombre de dispositifs propres à en limiter l'ampleur, la propagation et les effets résultants.

7- Perspective pour une reprise du fonctionnement en puissance
     Dans les mois qui viennent, l'Autorité de sûreté sera amenée à se prononcer sur les conditions suivant lesquelles il lui paraît possible d'envisager la reprise du fonctionnement en puissance du réacteur Phénix; elle le fera en s'appuyant sur les avis de ses appuis techniques et, notamment, celui du groupe permanent d'experts chargé des réacteurs qui aura à vérifier la validité des résultats de l'ensemble des dossiers d'études établis par l'exploitant.
     Dans l'hypothèse où cette possibilité serait effectivement confirmée, l'échéance de cette reprise du fonctionnement restera bien entendu subordonnée à l'état d'avancement des nombreux chantiers ouverts et des fabrications des composants de remplacement en cours. En tout état de cause, un retour à une situation "nominale" ne saurait être envisagée avant 1998, année également prévue pour la remise à jour du référentiel de sûreté de l'installation, en correspondance formelle avec sa seconde "évaluation de sûreté décennale".
 

Les "turbulences" hydrauliques.
     A propos du démarrage de CHOOZ B (2 réacteurs B1, B2 de 1450 MWé du nouveau palier N4) il est dit dans le compte-rendu de la séance du CSSIN du 24 septembre 1996 "A ce jour, le fonctionnement des installations de la centrale de CHOOZ B n'a pas conduit à observer d'anomalie notable". Pourtant une page plus loin il est indiqué une augmentation "inexpliquée" des "performances hydrauliques" qui pourrait avoir des "conséquences défavorables sur la sûreté", à savoir : "augmentation du temps de chute des grappes d'arrêt de la réaction nucléaire et maintien mécanique insuffisant des assemblages combustibles".
     Comme c'est gentiment dit, des grappes de contrôle qui ne tomberaient pas assez vite alors que les assemblages de combustible se feraient la paire...
     Les instabilités hydrauliques préoccupent les autorités de sûreté de nombreux pays depuis longtemps car elles sont responsables de nombreux phénomènes "défavorables" pour utiliser l'euphémisme de la DSIN. Ainsi, bien qu'il ne s'agisse pas du même type de réacteur et donc, vraisemblablement, d'un phénomène physique un peu différent, ce sont des instabilités thermo-hydrauliques qui ont été rendues responsables des oscillations de puissance observées dans les réacteurs américains à eau bouillante BWR (Nucleonics Week, july 21, 1994) et qui embêtent beaucoup la NRC (les autorités de sûreté américaines, l'équivalent de notre DSIN).
     Dans le descriptif de la DSIN il n'y a que 2 "conséquences défavorables". Il y a là certainement une lacune : l'usure et la fissuration des gaines des barres de contrôle.
     Reportons-nous à un incident survenu sur Gravelines4 le 1er avril 1989 : un ressort, dont la fonction est de maintenir en place l'alliage neutrophage Argent-Indium-Cadmium de la barre de contrôle, à l'intérieur de sa très fine gaine en acier, s'est échappé vers l'extérieur et a coincé la barre dans le tube de guidage. Il y aurait eu usure de la gaine par les turbulences hydrauliques et fissuration du gainage [1]. A l'époque il a été question de faire des études pour améliorer le gainage et en particulier d'augmenter l'épaisseur de la paroi. Je suppose que cela a été fait depuis. Mais qu'en est-il, même avec une paroi plus épaisse, si l'on augmente les turbulences hydrauliques avec un groupe motopompe primaire aux performances "améliorées" ? Que va-t-il se passer du côté de l'usure et de la déchirure de la gaine, du "wear and tear" comme disent les anglo-saxons ?

Turbulences hydrauliques et fissuration des manchons des couvercles de cuve.
     On se souvient qu'EDF a dû changer tous les couvercles des réacteurs à cause de la fissuration des manchons en inconel 600 permettant le passage des tiges de commande des barres de contrôle et que ça a été un beau bazar (et une aubaine pour Creusot-Loire). Pendant plusieurs mois on a fait des prévisions. EDF annonçait que seuls les "dômes chauds" présenteraient le phénomène. Cela paraissait logique puisque le temps d'amorçage des fissures dépend de la température et plus c'est froid plus le temps d'amorçage est long. L'Inspecteur général de la sûreté à EDF, M. P. Tanguy, énonçait les lois de propagation des fissures dans son rapport de sûreté 1991. Hélas, dômes chauds, dômes froids même combat : les deux séries de réacteurs 900 MWé et les 1300 MWé, tout le parc était affecté. Comment expliquer un tel cafouillage des métallurgistes ?
     A cette occasion on s'est aperçu de l'absence d'archivage à EDF, de l'absence de spécifications de soudage, d'une grande variété non répertoriée des conditions mêmes de fabrication de l'alliage etc. (Pour nous ce n'était qu'une réédition de ce que nous avions constaté pour les aciers des lignes de vapeur de Fessenheim, voir Gazette 113/114 mars 1992).
     On n'a jamais plus entendu parler des couvercles. Comment expliquer cette fissuration qui, bien sûr dépend du niveau de contrainte et de l'état du matériau des manchons mais qui, d'une façon incompréhensible, paraissait indépendante de la température des dômes, qu'elle soit de 290, 315 ou 319°C ?
     Une hypothèse : sur les couvercles, et ça on le sait, il n'y avait pas de capteurs permettant de connaître la température réelle. Les températures des différents dômes sont des valeurs calculées. Mais ces calculs ne tiennent pas compte des perturbations importantes de température entraînées par les turbulences hydrauliques dans la cuve...Est-ce modélisable d'une façon correcte ?
     Ainsi sur cet exemple on voit que le phénomène a été complètement escamoté une fois les couvercles changés. C'est quand même important le retour d'expérience ?

Les enceintes de confinement
     J'inclus ici une lettre adressée en novembre dernier à M. Daniel Quéniart, Directeur délégué à la Sûreté, (Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire) afin de mettre en évidence à quelle gymnastique on doit se livrer par rapport aux informations que l'on obtient car souvent la main droite ignore ce que fait la main gauche ce qui aboutit à minimiser les risques de rejets radioactifs dans l'environnement:
     "Dans votre article intitulé "Les bases techniques des plans d'urgence " (Contrôle, n°108, décembre 1995) vous indiquiez à propos du terme source S2 : « "le terme source" S2 couvre aussi certains cas d'inétanchéité de l'enceinte de confinement, soit préexistante, soit se produisant au cours de la séquence accidentelle». Vous indiquiez « la mise en place d'une procédure permettant de repérer et de pallier les cas d'inétanchéité de l'enceinte de confinement. L'ensemble de ces dispositions ont pour but d'éviter tout rejet dans l'environnement par un cheminement sans filtration. Les conséquences des séquences accidentelles de "niveau S2" sont alors ramenées au "niveau S3" ». Vous admettez ainsi que sur nos réacteurs les séquences accidentelles de "niveau S2" peuvent être ramenées à des séquences de "niveau S3" moins pénalisantes quant à leurs conséquences pour l'environnement.
     Or certaines enceintes de nos réacteurs ont montré une inétanchéité lors des essais de mise sous pression avant leur démarrage. C'est par exemple le cas de Belleville (Cher). Les tentatives de colmatage des fuites n'ont pas été -à notre connaissance- entièrement couronnées de succès.

Que se passerait-il en cas d'accident ?
     N'est-il pas optimiste de laisser croire qu'un terme source S2 ne peut être généré sur nos réacteurs alors que l'IPSN souligne la possibilité de perte d'étanchéité de l'enceinte pour ces bétons qui fluent ?
     Je vous serais bien obligée si vous pouviez me fournir des informations complémentaires à ce sujet.

Les tubes GV constituent-ils les 2ème et 3ème barrières?
     Bien sûr il y aurait encore beaucoup à dire : par exemple la rupture d'un tube du générateur de vapeur sur le réacteur belge de Tihange en juillet dernier. Au fait en aviez-vous entendu parler dans les médias ? Cela entraîne une phrase sibylline de la DSIN :« En France il y aurait eu arrêt du réacteur dès le 2 juillet. En revanche, la conception des réacteurs français aurait conduit, si la rupture avait eu lieu malgré cela, à l'arrêt d'urgence et au déclenchement de sécurité, ce qui rend plus délicate la conduite ultérieure pour ramener le réacteur dans un état sûr » [souligné par moi].
     Dans la stratégie de défense en profondeur les tubes de générateur de vapeur constitueraient la 2ème barrière en cas d'accident. Voyons ce que dit à ce propos le livre de Jacques Libmann « Approche et analyse de la sûreté des réacteurs à eau sous pression » publié avec l'imprimatur de l'Institut National des Sciences et Techniques Nucléaires et du CEA.
     On lit : « le risque de rupture complète d'un tube de générateur de vapeur n'a pas échappé aux concepteurs de ce type de réacteur ». La probabilité d'un tel événement a été évaluée « inférieure à 10-4 par an et par réacteur ». La suite du texte est pleine d'enseignement : « Malheureusement, l'expérience mondiale montre que la probabilité d'un tel événement est nettement supérieure à cette limite ». La valeur donnée par l'auteur est 100 fois supérieure à la valeur calculée qui a été prise en compte pour évaluer la sûreté des réacteurs...
     L'auteur précise : « Il est intéressant [intéressant pour qui? pour ceux qui subiront les conséquences d'un accident?] à ce stade de décrire très brièvement ce qui se passe lors d'un accident de rupture complète d'un tube de générateur de vapeur, si les opérateurs laissent l'installation se comporter sous la seule influence des automatismes [...] ». L'auteur conclut : « on finirait alors par dénoyer les éléments combustibles provoquant la rupture des gaines et le transfert direct des produits de fission volatils vers l'environnement, situation véritablement catastrophique ». L'auteur se reprend en disant que cette situation possible est « heureusement peu vraisemblable ». Mais il faut le croire sur parole car il ne donne aucune indication pour justifier cette affirmation de catastrophe peu vraisemblable mais cependant possible.
     Ainsi, l'automatisme n'est pas la solution à tous nos maux, l'intervention humaine est nécessaire mais alors l'erreur humaine (des opérateurs et des concepteurs de la sûreté) se pointe. L'énergie nucléaire, compte tenu de ses conséquences est une activité qui ne supporte pas le droit à l'erreur, fondement de toute activité humaine.
     Finalement les études de sûreté des réacteurs concernant la rupture des tubes de générateur de vapeur sont fausses d'un facteur 100 par rapport à la réalité. Cela ne semble pas choquer les experts de la sûreté des réacteurs nucléaires.