Ces dernières années, les sujets de sûreté ont été nombreux et très variés : ségrégation carbone, cuve de l’EPR, poursuite de fonctionnement des réacteurs de 900 MWe, canicule, saturation des piscines d’entreposage du combustible.
Sûreté des installations
La sûreté nucléaire comprend l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation destinées à prévenir les incidents et les accidents et à en limiter les effets. La sûreté nucléaire concerne notamment la conception, la construction, le fonctionnement, l’arrêt définitif et le démantèlement des installations nucléaires de base ainsi que le transport des matières radioactives.
Groupe Permanent Sûreté
Créé en 2014, le Groupe Permanent (GP) 'Sûreté' de l'ANCCLI est un lieu de partage de l'actualité et des connaissances sur les questions de sûreté nucléaire. Son objectif est aussi de faire remonter aux institutions les préoccupations et recommandations des CLI et des territoires. Ce GP peut se saisir de toutes questions ayant un impact sur la sûreté des installations nucléaires, de leur création à leur démantèlement.
Les Livres Blancs
Traitement du combustible nucléaire en France : équilibre, tensions, impacts environnementaux Entreposage du combustible nucléaire : les piscines et leurs enjeux
Les rediffusions des webinaires et séminaires
L'ANCCLI rediffuse les temps de présentations des derniers webinaires et séminaires sur sa chaîne YouTube.
Les travaux du Groupe Permanent "Sûreté"
De 2019 à 2021
Les travaux de l’année 2018
L’entreposage du combustible usé est un sujet qui a été au centre des discussions du GP Sûreté. Les membres de CLI souhaitent disposer d’informations plus détaillées sur les enjeux de sûreté liés aux piscines d’entreposage de combustible usé et sur le projet d’EDF de construire une piscine d’entreposage centralisé. L’ASN, l’IRSN et EDF ont présenté le cadre réglementaire et des éléments techniques aux membres des CLI.
Les grands dossiers
Small Modular Reactor (SMR)
Petits réacteurs modulaires (PRM)
Sont appelés petits réacteurs modulaires, des réacteurs dont la puissance est bien en dessous des réacteurs de puissance (comme les réacteurs français d'EDF de 900 MWe à 1600 MWe) et pour lesquels une production en série est envisagée.
Près de 80 projets de petits réacteurs modulaires sont à l'étude actuellement dans le monde, dont une dizaine en France qui peuvent être classés en deux catégories :
- Les réacteurs à caloporteur et modérateur à eau, comme la grande majorité des réacteurs de puissance exploités actuellement dans le monde.
- Les réacteurs dits de « génération IV », dont la technologie est déjà connu mais dont les réacteurs existants sont soit expérimentaux soit à l'étape de prototypes.
Premier webinaire
À quels besoins industriels les PRM répondent-ils ? Quelles sont les différentes technologies et leurs conséquences en termes de sûreté nucléaire ? Quels sont les enjeux territoriaux ? Le webinaire du 24 septembre 2024, organisé par l'ASN et l'ANCCLI, a réuni des industriels, potentiels futurs utilisateurs de PRM, des porteurs de projets de réacteurs à eau légère et à haute température (Jimmy et Calogena) ainsi que des élus de territoires qui pourraient être concernés par leur implantation.
Les présentations concernant les besoins
La présentation des technologies et des projets
Les présentations des porteurs de projets
Plus d'informations sur le projet de Calogena
Plus d'informations sur le projet de Jimmy
Réacteurs nucléaires
La corrosion sous contrainte
Le 21 octobre 2021, à la suite de la réalisation de contrôles par ultrasons programmés lors de la deuxième visite décennale du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Civaux, EDF a informé l’ASN de la détection d’indications au niveau de soudures des coudes des tuyauteries d’injection de sécurité du circuit primaire principal du réacteur. Sur la base des analyses menées par EDF, ces fissures sont attribuées à un phénomène de corrosion sous contrainte (CSC).
Téléchargez ici les présentations des webinaires organisés par l'ANCCLI, sous l'impulsion du HCTISN, avec ses partenaires (ASN, IRSN et EDF).
Chronologie de la découverte du phénomène (par EDF)
Traitement de la situation par l’Autorité (par l’ASN)
Phénoménologie et retour d’expérience international (par l’IRSN)
Etat des lieux des installations et enseignements (par EDF)
Analyses des causes profondes (par l’IRSN)
Expertises de l’Institut (par l’IRSN)
- Etat des lieux (par EDF)
- Enjeux de sûreté (par l’ASN)
- Enjeux de sûreté (par l’IRSN)
- Enjeux de sûreté (par EDF)
- Cinétique du phénomène (par l’IRSN)
- Performances des examens non destructifs (par l’IRSN)
- Mécanique : analyse de nocivité des défauts (par l’IRSN)
- Perspectives (par l’ASN)
- Perspectives et conclusions (par EDF)
Réacteurs nucléaires
Les réexamens de sûreté
Tous les 10 ans, le réexamen de sûreté permet de :
- apprécier la situation de l’installation au regard des règles qui lui sont applicables,
- actualiser l’appréciat
- ion des risques ou inconvénients que l’installation présente,
- définir un lot de modifications matériel
- les et documentaires pour traiter les écarts de conformité et faire progresser la sûreté.
Le réexamen de sûreté se conclut par la remise au gouvernement et à l’ASN du rapport de réexamen par l’exploitant qui comprend les conclusions du réexamen et les dispositions envisagées pour remédier aux anomalies constatées ou améliorer l’installation.
L’ASN communique aux Ministres son avis sur le rapport.
Dans le cadre de ces réexamens, chaque réacteur s’arrête pour réaliser une visite décennale.
C’est l’occasion d’effectuer de nombreux contrôles visant à s’assurer du bon état des équipements, de réaliser les épreuves du circuit primaire principal, ainsi que de l’enceinte de confinement et de mettre en œuvre les modifications définies à la suite du réexamen de sûreté et destinées à améliorer le niveau de sûreté de l’installation.
4e réexamen périodique
Les réacteurs de 900 MWe sont au stade des visites décennales et des enquêtes publiques qui leur sont associées. Quant aux réacteurs de 1300 MWe, la concertation volontaire sur la phase générique, menée sous l'égide du HCTISN, vient de se terminer. Les réacteurs des paliers plus récents ne sont pas encore concernés par le 4e réexamen périodique.
Le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe et de 1300 MWe
Pour les réacteurs les plus anciens, nous en sommes au 4e réexamen périodique. Il est réalisé en deux phases complémentaires :
- Une première phase dite « générique », commune à tous les réacteurs de même puissance, ceux-ci ayant été conçus sur un modèle similaire ;
- Une seconde phase dite « spécifique », qui prend en compte les caractéristiques propres à chaque installation (réacteur), c’est la 4e visite décennale (VD4).
Au-delà de la trente-cinquième année de fonctionnement d’un réacteur électronucléaire, les réexamens font l’objet d’une enquête publique (article L. 593-19 du code de l’environnement et décret n°2021-903 du 7 juillet 2021).
Deux sites Internet sont disponibles sur le sujet.
5e réexamen périodique
La phase générique des cinquièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe débute avec les orientations proposées par EDF. L'ANCCLI suit cette étape de près et donnera son avis sur la position de l'ASN relative à ces premières propositions.
Le cinquième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe
L'ANCCLI organise, avec ses partenaires, deux webinaires sur la première étape du cinquième réexamen périodique. Ces webinaires concernent les orientations de sûreté proposées par EDF et la position de l'Autorité de sûreté nucléaire sur la proposition d'EDF. En complément, l'IRSN présentera son expertise sur les propositions d'EDF.
Réacteurs nucléaires
La ségrégation carbone
À la suite de la découverte d’une anomalie de la composition de l’acier dans certaines zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur de l’EPR de Flamanville, l’ANCCLI, l’ASN, la CLI de Flamanville et l’IRSN ont décidé de mettre en place un dialogue technique sur le dossier EPR.
L’objectif était de permettre un accès à l’expertise et une montée en compétence réciproque des acteurs de la société et des spécialistes, sur ce dossier.
5 juillet 2017
- Calendrier et échéances du dossier, présenté par Julien Collet (ASN) – 1_Procedure_calendrier-ASN
- Rappel de la démarche de justification des calottes de la cuve EPR de Flamanville retenue par Areva NP – Olivier Loiseau (IRSN) – 2_Rappel_demarche_AREVA_NP
- Analyse de la représentativité des pièces sacrificielles et des résultats des essais – Laure Monin (ASN) et Olivier Loiseau (IRSN) – 3.1_Representativite et 3.2_Resultats_essais
- Analyse des sollicitations maximales sur les composants (chargements thermohydrauliques) – Franck Dubois (IRSN) – 4_Chargements
- Comparaison de la ténacité des pièces et ténacité requise du fait des sollicitations : analyse mécanique – Olivier Loiseau (IRSN) – 5_Analyse_mecanique
- Conclusion d’ensemble de l’évaluation technique – Rémy Catteau (ASN) – 6_Conclusion-evaluation_technique
- Scénarios alternatifs – Jean-Baptiste Truc (EDF) et Bruno Marchal (AREVA) – 7_Scenarios_alternatifs-EDF_AREVA
- Orientations de la prise de position – Julien Collet (ASN) – 8_Position_ASN
24 février 2017
Cette réunion a permis de faire le point sur le dossier des anomalies de concentration en carbone sur les générateurs de vapeur, depuis la découverte de celles de la cuve d’EPR jusqu’aux anomalies du parc et précisera les raisons qui ont conduit à mettre à l’arrêt certains réacteurs puis à les redémarrer.
- Historique de la découverte des anomalies depuis la cuve EPR jusqu’à aujourd’hui, présenté par Rémy Catteau (ASN) :ASN_historique_fonds_primaires
- Point de vue et attentes de l’ANCCLI, présenté par Michel Eimer (ANCCLI) :Texte-M_Eimer
- Caractérisation de l’anomalie (contrôles des taux de carbone des générateurs de vapeur), présenté par Olivier Lamarre (EDF) : EDF-caracterisation_anomalie
- Impact de ces anomalies sur la sûreté : analyse du risque de rupture brutale et appréciation des marges, présenté par Olivier Loiseau (IRSN) : IRSN-Impact_sur_la_surete
- Programme d’essais sur des pièces sacrificielles et suites du traitement de ces anomalies, présenté par Gautier Cossart (EDF) : EDF-programme_sacrificiel
15 septembre 2016
CR_reunion-EPR_15septembre2016
- Point d’actualité sur les anomalies de fabrication de pièces ESPN, présenté par Rémy Catteau (ASN) Ecarts_ESPN
- Point de vue de Greenpeace – Roger Spaultz – Greenpeace
- Note de M.GARY -Directeur de Recherche émérite – ex CNRS Note-G_Gary_Flamanville
- Intervention de M.CLAR – CLI de Saint-Laurent-des-Eaux Note-R_Clar
- Point de vue de Greenpeace, présenté par Roger Spautz (Greenpeace) Greenpeace
- Contrôles effectués à la fabrication de la cuve :- Contrôles effectués par Areva, présenté par Bruno Marchal et Michel Jambon (Areva) Controles-Areva– Contrôles effectués par EDF, présenté par Jean-Michel Frund (EDF) Controles-EDF– Contrôles externes (organismes agréés, inspections…), présenté par Céline Fasulo (ASN) Controle_fabrication_cuve_ASN
- Evolutions de la démarche proposée par Areva de justification des calottes de la cuve EPR de Flamanville, présenté par Céline Fasulo (ASN) et Olivier Loiseau (IRSN) Evolution_demarche
6 avril 2016
CR_reunion-EPR_6avril2016
- Rappel des conclusions de la réunion du 2 décembre 2015, par Véronique Leroyer (IRSN) Conclusions-reunion-2decembre 2015
- Lettre de position de l’ASN du 14 décembre 2015 – Demandes de l’ASN liées à l’avis du GP ESPN, par Rémy Catteau (ASN) Demandes ASN-liees-au GP – Demandes ASN-liees_au GP-suite
- Essais sur des pièces sacrificielles : représentativité, par Olivier Loiseau (IRSN) Representativite-pieces
- Lettre de position de l’ASN du 14 décembre 2015 – Autres demandes de l’ASN, par Céline Fasulo (ASN) Demandes ASN-autres
- Calendrier et avancement des opérations, par Bertrand de L’Epinois (Areva) Point-avancement-Areva
- Avancement des travaux du groupe de suivi « cuve » du HCTISN, par Pierre Pochitaloff
2 décembre 2015
CR_reunion-EPR_2decembre2015
- Présentation de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 et de ses calottes, historique de l’élaboration des calottes et des démarches de qualification – Rémy Catteau – ASN – Presentation_ASN_calottes_reglementation
- Démarche de justification des calottes : programme d’essais – Olivier Loiseau – IRSN –Presentation_IRSN_demarche_de_justification
- Articulation de la démarche de justification avec la réglementation – Rémy Catteau – ASN – Presentation_ASN_Fabrication_et_qualification
Toutes installations nucléaires
Evaluations complémentaires de sûreté
À la suite de la catastrophe de Fukushima, un processus d’évaluation de la sûreté des installations nucléaires a été engagé au niveau européen (Stress tests). Au niveau Français ce processus prend le nom d'Évaluations Complémentaires de Sûreté (ECS).
Ces ECS visent :
la réévaluation ciblée des marges de sûreté des installations vis-à-vis de phénomènes naturels extrêmes (séisme, inondations),
le réexamen du comportement des installations face à des situations extrêmes telles que la perte des alimentations électriques ou en eau, quelle qu’en soit la cause, pour l’ensemble des installations d’un site,
la gestion des accidents graves en résultant et gestion de crise.
Dans le cadre du partenariat ANCCLI/IRSN, un processus de séminaires et réunions de travail a été organisé, à l’attention des membres des CLI afin de les informer et de les sensibiliser au processus des ECS.
Séminaire du 19 juin 2013 : suivi du processus des ECS pour les réacteurs en exploitation
Séminaire du 10 décembre 2013 : suivi du processus des ECS pour les autres installations
- Calendrier des ECS et prescriptions de 2012 de l’ASN
- Présentation de l’évaluation de l’IRSN pour les sites AREVA
- Les dispositions des ECS d’Areva
- Présentation du groupe InterCLI de la Manche
- Présentation de l’IRSN pour les laboratoires, réacteurs expérimentaux et réacteurs à l’arrêt
- Les dispositions des ECS du CEA
- Projets de prescriptions de l’ASN
Réacteurs nucléaires
Protection des installations nucléaires contre les aléas naturels
Comment EDF prend-elle en compte les aléas naturels ?
Le 12 mars 2024, EDF a présenté sa stratégie de prise en compte des différents risques naturels au sein de ses installations, avec l'exemple des tempêtes.
EDF a également présenté le retour d'expérience tiré de la dernière tempête de 2023, Ciaran.
Réacteurs nucléaires
Le risque hydrogène
En cas d’accident avec fusion du cœur d’un réacteur nucléaire, de l’hydrogène peut être produit en grandes quantités à l’intérieur de l’enceinte de confinement du réacteur. Il peut s’enflammer, exploser, comme cela s’est produit lors de l’accident de la centrale de Fukushima.
Pour réduire ce risque, les centrales françaises sont équipées, depuis de nombreuses années, de recombineurs d’hydrogène chargés de réduire la concentration en hydrogène dans l’enceinte de confinement en cas d’accident avec, par exemple, dénoyage du réacteur.
La CLI de Saint-Laurent-des-Eaux a fait expertiser le sujet en 2014, pour la centrale nucléaire dont elle s'occupe.
Exemple d’expertise menée par la CLI de Saint-Laurent-des-eaux
A l’occasion de la 3e visite décennale du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux, la CLI a fait expertiser, par l'Ineris, le risque d’explosion d’hydrogène en fonctionnement normal et en situation accidentelle.
Cette expertise est venue d’interrogations, par les membres de CLI, sur la maintenance et l’efficacité des recombineurs d’hydrogène installés à la suite de l’accident de Three Miles Island (1978). À la lecture de ce rapport, la CLI a soumis à l’exploitant plusieurs questions auxquelles il a répondu.