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Nos activités / Sûreté

Les grands dossiers  /  Les publications de l’ANCCLI
Sûreté

La sûreté nucléaire est définie comme l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation destinées à prévenir des 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.

Le Groupe Permanent 'Sûreté'

Créé en 2014, le Groupe Permanent Sûreté de l'ANCCLI est de partager l'actualité et les connaissances sur les questions de sûreté nucléaire mais aussi de faire remonter aux institutions des préoccupations et recommandations émanant des CLI et des territoires. Le Groupe Permanent Sûreté peut se saisir de toutes les questions ayant un impact sur la sûreté des installations, de leur création à leur démantèlement.

De 2019 à 2021

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.
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

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’appréciation des risques ou inconvénients que l’installation présente·

  • Définir un lot de modifications matérielles 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.
Évaluations complémentaires de Sûreté (ECS) – Suivi du processus

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 de Évaluation Complémentaire de Sûreté (ECS).Ces ECS visent à :


  • 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.


Novembre 2011 : les dossiers ECS des exploitants ont été examinés par les groupes permanents de l’ASN.Avril 2012 : conclusion de la peer review européenne sur la base du rapport de l’ASN et des inspections sur site.Dans le cadre du partenariat ANCCLI/IRSN, un processus de séminaires, 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 – Voir ci-dessous

Séminaire du 19 juin 2013 : suivi du processus des ECS pour les réacteurs en exploitation

  1. Calendrier des ECS, prescriptions et plan national d’actions (Laurent FOUCHER – ASN) – calendrier des prescriptions L.Foucher du 19 juin 2013
  2. Définitions, principes et périmètres des noyaux durs (Caroline LAVARENNE – IRSN) – noyau dur C.Lavarenne du 19 juin 2013
  3. Examen par l’IRSN des niveaux d’aléa sismique proposés par les exploitants pour le noyau dur (David BAUMONT – IRSN) – aléa sismique D.Baumont du 19 juin 2013
  4. Présentation de la FARN (Philippe RENOUX – EDF) – FARN P.Renoux_du 19 juin 2013
  5. Analyse des stress-test européens (Yannick ROUSSELET et Roger SPAUTZ – Greenpeace) – stress test europeens_Y.Rousselet & R.Spautz du 19 juin 2013

Séminaire du 10 décembre 2013 : suivi du processus des ECS pour les autres installations

  1. Calendrier des ECS et prescriptions de 2012 de l’ASN : 1-calendrier des ECS – ASN
  2. Présentation de l’évaluation de l’IRSN pour les sites AREVA : 2-evaluation de l’IRSN. pour les sites AREVA
  3. Présentation d’Areva : 3_presentation d’AREVA
  4. Présentation du groupe InterCLI de la Manche : 4_GT_interCLI de la Manche
  5. Présentation de l’IRSN pour les laboratoires, réacteurs expérimentaux et réacteurs à l’arrêt : 5_evaluation de l’IRSN pour autres installations
  6. Présentation du CEA : 6_presentation du CEA
  7. Projets de prescriptions de l’ASN : 7-prescriptions de l’ASN
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

  1. Calendrier et échéances du dossier, présenté par Julien Collet (ASN) – 1_Procedure_calendrier-ASN
  2. 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
  3. 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
  4. Analyse des sollicitations maximales sur les composants (chargements thermohydrauliques) – Franck Dubois (IRSN) – 4_Chargements
  5. Comparaison de la ténacité des pièces et ténacité requise du fait des sollicitations : analyse mécanique – Olivier Loiseau (IRSN) – 5_Analyse_mecanique
  6. Conclusion d’ensemble de l’évaluation technique – Rémy Catteau (ASN) – 6_Conclusion-evaluation_technique
  7. Scénarios alternatifs – Jean-Baptiste Truc (EDF) et Bruno Marchal (AREVA) – 7_Scenarios_alternatifs-EDF_AREVA
  8. 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.

  1. Historique de la découverte des anomalies depuis la cuve EPR jusqu’à aujourd’hui, présenté par Rémy Catteau (ASN) :ASN_historique_fonds_primaires
  2. Point de vue et attentes de l’ANCCLI, présenté par Michel Eimer (ANCCLI) :Texte-M_Eimer
  3. Caractérisation de l’anomalie (contrôles des taux de carbone des générateurs de vapeur), présenté par Olivier Lamarre (EDF) : EDF-caracterisation_anomalie
  4. 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
  5. 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
  1. Point d’actualité sur les anomalies de fabrication de pièces ESPN, présenté par Rémy Catteau (ASN) Ecarts_ESPN
  2. Point de vue de Greenpeace – Roger Spaultz – Greenpeace
  3. Note de M.GARY -Directeur de Recherche émérite – ex CNRS Note-G_Gary_Flamanville
  4. Intervention de M.CLAR – CLI de Saint-Laurent-des-Eaux Note-R_Clar
  5. Point de vue de Greenpeace, présenté par Roger Spautz (Greenpeace) Greenpeace
  6. 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
  7. 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
  1. Rappel des conclusions de la réunion du 2 décembre 2015, par Véronique Leroyer (IRSN) Conclusions-reunion-2decembre 2015
  2. 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
  3. Essais sur des pièces sacrificielles : représentativité, par Olivier Loiseau (IRSN) Representativite-pieces
  4. Lettre de position de l’ASN du 14 décembre 2015 – Autres demandes de l’ASN, par Céline Fasulo (ASN) Demandes ASN-autres
  5. Calendrier et avancement des opérations, par Bertrand de L’Epinois (Areva) Point-avancement-Areva
  6. Avancement des travaux du groupe de suivi « cuve » du HCTISN, par Pierre Pochitaloff

2 décembre 2015

CR_reunion-EPR_2decembre2015
  1. 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
  2. Démarche de justification des calottes : programme d’essais – Olivier Loiseau – IRSN –Presentation_IRSN_demarche_de_justification
  3. Articulation de la démarche de justification avec la réglementation – Rémy Catteau – ASN – Presentation_ASN_Fabrication_et_qualification
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.

Exemple d’expertise menée par la CLI de Saint-Laurent-des-eaux

A l’occasion de la 3e visite décennale (VD3) du réacteur n° 2 (900 MWe) de la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux, la CLI a commandé une expertise sur le risque d’explosion d’hydrogène en fonctionnement normal et en situation accidentelle.

L’idée de cette expertise est venue d’interrogations sur la maintenance et l’efficacité des recombineurs d’hydrogène installés dans les enceintes de confinement à la suite de l’accident de Three Miles Island (TMI – 1978 – USA).

La CLI a aussi constaté que l’hydrogène, utilisé pour le refroidissement de l’alternateur, intervenait aussi dans le circuit primaire pour limiter la production d’oxygène et limiter le risque de corrosion des gaines de combustible.

Cette expertise a été menée par l’INERIS. À la lecture de ce rapport, la CLI a soumis à l’exploitant plusieurs questions auxquelles il a répondu.

Vous trouverez ci-dessous le rapport de l’INERIS ainsi que les questionnements de la CLI de Saint-Laurent-des-Eaux et les réponses de l’exploitant.

Etude Hydrogène CLI Saint-Laurent

Question_reponses_cli_edf_oct2014