PROJET DE COMPTE RENDU DE LA RÉUNION DE LA COMMISSION «Technique» DE LA CLI DE GRAVELINES du 06 novembre 2008

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1 PROJET DE COMPTE RENDU DE LA RÉUNION DE LA COMMISSION «Technique» DE LA CLI DE GRAVELINES du 06 novembre 2008 Participaient à la réunion : M. DAIRIN : Président de la commission «Technique» M. QUILICHINI : Directeur du CNPE de Gravelines M. ARGILAGA : EDF CNPE M. BERRIER : Le Phare Dunkerquois M. BOLLART : Mairie de Bourbourg M. BONDUELLE : Mairie d Armbouts-Cappel M. BOUCHERY : Mairie de Gravelines M. CARON : SDIS du Nord Groupement I M. CLAUTRIER : Sous-Préfecture de Dunkerque M. COPPEY : Maire de Saint-Georges-sur-l Aa M. CRETON : Mairie de Grand-Fort-Philippe Docteur DAMIEN : EDF CNPE M. DEDOURGE : A.S.N. Division de Douai M. DEFRUIT : S.E.R.A / Nord Nature M. DEHAENE : Mairie de Bierne M. DELESMONT : Institut Pasteur de Lille M. DEMET : Mairie de Dunkerque Mme DEVOS : Mairie de Calais M. DUBUIS : Secrétariat de la CLI M. DUCROQ : A.S.N. Division de Douai M. FIEVEZ : Mairie de Vielle-Eglise M. FOURNIER : ADELFA / Les Amis de la Terre M. GODIN : Autorité de sûreté nucléaire M. GRANAL : EDF/UNIE M. HOCHART : CGT fédération du Nord M. KUSZ : EDF - CNPE M. LEBRUN : Mairie d Holque Mme LECLERCQ : Secrétariat de la CLI M. LEUREGANS : Mairie de Gravelines M. LEVIEZ : Mairie de Wylder M. LHEUREUX : Secrétariat de la CLI M. LICOUR : Mairie de Merckeghem M. MENTEL : Mairie de Lederzeele M. MILLE : Mairie de Cappellebrouck M. POULINOT : Mairie de Saint-Folquin Mme RIFFLART : Mairie d Holque 1

2 M. RIVAS : Mairie de Oye-Plage M. SENAME : ADELFA M. STOPIN : MEDEF Littoral Nord Mme VANACKERE : Mairie de Bergues M. VANBOSSEL : Mairie de Saint-Omer Capelle S étaient excusés : M. BLANCHARD : Maire délégué de Mardyck M. CARTON : Mairie de Saint-Pol-sur-Mer M. DECOOL : Député-Maire Conseiller Général Professeur FURON : APPA Nord Pas-de-Calais -o0o- M. DAIRIN accueille les participants, il précise que M. QUILICHINI, le nouveau directeur de la centrale nucléaire de Gravelines, est absent ; l exploitant sera représenté par M. ARGILAGA, chef de la mission «Sûreté qualité» de la centrale nucléaire de Gravelines. Il souligne également que l Autorité de Sûreté Nucléaire est représentée ce jour par M. GODIN accompagné de MM. Laurent DUCROCQ et Jean-Marc DEDOURGE, inspecteurs à la division de l Autorité de sûreté nucléaire à Douai. C est la troisième réunion de la Commission «Technique» de la CLI depuis le début de l année La précédente réunion s était tenue le 07 mai et avait été principalement consacrée au «tritium». Mme SÉNÉ, membre du Comité Scientifique de l ANCLI, était venue nous présenter l état des connaissances sur ce radioélément et les actions qui sont engagées au niveau national tant par l ASN que par l ANCLI. Il rappelle que les 04 et 05 novembre, l ANCLI (via son Groupe Permanent «Matières et Déchets Radioactifs») et la CLI de Saclay ont organisé, à Orsay, près de Paris, un colloque sur le thème «Le tritium : discret mais présent partout». Cette manifestation a connu un très vif succès ; une initiative destinée aux acteurs de la société civile les parties prenantes en vue de «pouvoir participer à l élaboration des décisions publiques ayant une incidence sur leur environnement» (Convention d Aarhus). M. LHEUREUX précise que les objectifs de ce colloque étaient de faire le point sur les recherches actuelles et les enjeux relatifs au tritium et permettre aux CLI de s approprier le débat suffisamment en amont pour pouvoir, le moment venu, peser sur les décisions les concernant. Le colloque réunissait des intervenants de tous horizons au niveau national et européen et a permis, grâce à la diversité des points de vue, d avoir un éclairage pertinent sur ce radioélément, même si l ANCLI a regretté l absence du CEA-DAM qui aurait pu présenter l avancée de ses travaux sur l entreposage des déchets tritiés. 2

3 Parmi les recommandations formulées par l ANCLI : Continuer les recherches sur le tritium, en particulier sur les formes organiquement liées ; Ne permettre aucune augmentation des rejets de tritium tant que ne seront pas mieux connus les effets à une exposition chronique de ce corps ; Faire un suivi de toutes les recherches : la formation de groupes pluralistes tant au niveau national (ASN, IRSN, ANCLI, ) qu européen et international est en cours et doit aider dans ce suivi. M. DAIRIN rappelle que la CLI aura connu, cette année encore, une activité soutenue avec 3 réunions de la CLI «Technique», 3 réunions de la CLI «Sécurité des populations», 2 réunions de la CLI «Plénière». A ces travaux s ajoutent des réunions du bureau, des participations à des déplacements avec EDF ou à des inspections avec l ASN et la publication de deux numéros du magazine CLI-Mag. Le nouveau numéro de CLI-Mag «de l automne 2008» sera disponible pour la réunion de la CLI Plénière du 19 novembre. Cet exemplaire est le fruit du travail des membres et partenaires de la CLI puisque les articles ont été écrits, par l exploitant, l ASN, le tissu associatif, les collectivités et le secrétariat de la CLI, soit une participation de tous les collèges de la CLI dans la rédaction de ce numéro. Un numéro très riche qui revient sur les thèmes qui ont alimenté nos discussions cette année : SAPPRE, tritium, post-accidentel, expertise, urbanisation, liens entre accident nucléaire et activités industrielles, Ordre du jour de la réunion du 06 novembre. La réunion de ce jour est consacrée à deux points : - Présentation détaillée par l Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) de l échelle internationale des évènements nucléaires (INES) : comment classe-t-on un évènement? Selon quels critères? - Le Retour d Expérience (REX) sur un problème de fatigue vibratoire des tubes de générateurs de vapeur découvert sur la centrale nucléaire de FESSENHEIM en février Conséquences pour la centrale de Gravelines. M. DAIRIN précise que si les ordres du jour sont, en général, proposés par le secrétariat de la CLI en liaison avec le président de la Commission «Technique», toute suggestion venant des membres de la CLI est la bienvenue. 1- Présentation de l Echelle INES : échelle internationale des évènements nucléaires. M. DAIRIN rappelle que la décision de traiter de l échelle internationale des évènements nucléaires (INES) découle de la succession d évènements qui se sont déclarés pendant l été 2008 dans des installations manipulant des substances radioactives, tant en France qu à l étranger. Les plus connus sont ceux survenus sur le site de TRICASTIN dans le midi de la France, ou celui survenu dans un laboratoire, à FLEURUS, en Belgique (rejet d iode radioactif) ; mais d autres incidents ont eu lieu dans des centrales nucléaires en Espagne, en Autriche, en Ukraine 3

4 Les représentants de l ADELFA, membres de la CLI, avaient, lors de la CLI «Sécurité des populations» du 07 septembre 2008, fait part de leur étonnement en constatant que l incident du TRICASTIN avait été classé au niveau 1 de l échelle INES, alors que celui de FLEURUS, en Belgique, avait été classé au niveau 3. L ASN avait souligné que l échelle INES est très appropriée à la qualification d évènements touchant à la sûreté mais que des réflexions sont en cours pour améliorer le processus pour des évènements touchant l environnement. Il avait alors été décidé de pouvoir présenter en détail aux membres de la CLI ce qu est cette échelle INES, et comment on détermine le niveau d un évènement sûreté ou environnement et selon quels critères. M. DAIRIN souligne que des questions se posent également sur les raisons du reclassement de certains évènements de niveau 0 en niveau 1 ou inversement. Il semble que 60 pays utilisent cette échelle INES, mais peut-on être sûr que tous ont la même lecture des grilles de critères de classement et qu un niveau 2 ou 3 en France, n est pas classé en niveau 1 ailleurs, notamment dans des pays où la transparence vis-à-vis du nucléaire n est pas encore complètement de mise. M. GODIN précise qu effectivement si l on regarde l analyse d évènements à un échelon international, il y a des différences d appréciation et d interprétation, notamment sur des aspects qui touchent à des impacts sur l environnement. Quand on analyse un évènement, on regarde l impact sur le site, en dehors du site et l effet sur la défense en profondeur. L ASN travaille sur une harmonisation au niveau international mais aussi au regard de l analyse des rejets environnementaux sur d autres activités industrielles, hors nucléaire. En terme de sûreté, on note des différences suivant les pays avec certains qui déclarent beaucoup d évènements, d autres moins, même beaucoup moins. L importance de détecter et de déclarer des incidents est liée au retour d expérience que l on peut en faire pour en éviter le renouvellement. La vision française est de dire, il faut détecter au mieux les écarts, pour améliorer le niveau de sûreté. C est une démarche de progrès continu. M. DAIRIN précise que dans l appréciation du commun des mortels, un évènement sûreté de procédure est souvent minimisé et n a pas le même impact qu un évènement environnemental alors que les deux sont tout aussi importants, d où la nécessité d expliquer et de donner les éléments de compréhension. M. GODIN précise que l analyse d un incident se fait toujours au regard de deux grandes directions : - Les conséquences réelles de l incident. - Les conséquences potentielles : il ne s est rien passé, mais la défaillance observée aurait-elle pu aboutir à un évènement pouvant impacter la sûreté. 4

5 M. DUCROCQ de l ASN présente en détail l échelle INES. L échelle INES présente 8 niveaux de 0 à 7. On parle d anomalies et d écarts pour les niveaux 0 et 1, d incidents pour les niveaux 2 et 3 et d accidents au-dessus. La déclaration d évènements significatifs ne dispense pas l exploitant d entretenir d autres systèmes de retours d expérience, en dehors de l échelle INES, ce que l on appelle les EI (Evènements Intéressants) ou des bases de signaux faibles de bonnes pratiques de remontée de terrain. Les évènements significatifs ne concernent pas uniquement la sûreté, mais peuvent concerner la radioprotection, l environnement ou le transport, mais ils ne sont pas alors classés dans l échelle INES, sauf dans certains cas pour la radioprotection. Événement significatif : il s agit d événement que l on considère comme relevant d un des critères de déclaration définis a priori dans le guide ASN. L historique. INES «Sûreté» : accident de Tchernobyl : échelle de gravité élaborée en France par le SCSIN (Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires) avec des critères simples : l AIEA (Agence Internationale de l Energie atomique) et l AEN (OCDE) créent l échelle INES : adoption par la France de l échelle INES (version 1993) : nouvelle version du manuel INES. INES «Radioprotection» - Années 1980 : plusieurs accidents graves radioprotection dans le monde, hors INB. - Années 1990 : plusieurs tentatives d élaboration dans le monde. - Automne 2004 : publication de l échelle par l AIEA. L échelle INES c est : Un outil de compréhension médiatique et de comparaison de la gravité des événements. L échelle ne se substitue pas aux critères de déclaration d événements significatifs définis par les autorités nationales. Tout événement significatif doit être classé sur l échelle INES. 5

6 L échelle comprend 8 niveaux (de 0 à 7). C est toutefois une échelle ouverte : on pourrait lui ajouter de nouveaux niveaux. Un événement significatif est classé «hors échelle» si : il répond à un critère de déclaration, mais que son incidence est trop faible pour pouvoir utiliser les critères de l échelle INES. il répond à un critère de déclaration, mais ne concerne ni la sûreté ni la radioprotection. Exemple des critères de déclaration «environnement». L échelle n est pas un outil d analyse des ES. L échelle INES permet de comparer les événements significatifs qui surviennent de par le monde à partir du niveau 2. L échelle INES se décompose en 2 manuels : INES «sûreté» (2001) et INES «radioprotection» (2004) Les incidents peuvent être reclassés après coup suite à de nouvelles analyses. Cadre de l exposé: échelle INES sûreté pour le classement des évènements significatifs pour la sûreté survenant dans les installations nucléaires de base (INB) : nucléaire civil (INB), nucléaire militaire (INBS). 2 autres échelles existantes dans le domaine nucléaire: depuis 2004 une échelle INES «radioprotection» : elle concerne tous les événements significatifs à caractère radiologique dans les domaines suivants : Toutes les utilisations de sources/matières radioactives, en INB et hors INB : installations industrielles, installations médicales, installations de recherche, irradiateurs, accélérateurs sauf les patients. Les transports de matières radioactives. depuis 2007 une échelle expérimentale ASN/SFRO : elle a été créée pour classer les incidents de radiothérapie (Épinal) du fait de la spécificité de la radiothérapie. Un nouveau manuel de l utilisateur INES est en cours d écriture et doit paraître à la fin Il devrait garder les principales modalités de détermination du classement INES actuel. La définition fondamentale des niveaux de l échelle INES se trouve dans la figure 2 du manuel INES «sûreté» : 6

7 Des incidents historiques : Niveau 7 : accident du réacteur n 4 de Tchernobyl (URSS ). Niveau 6 : explosion d une cuve de retraitement de produits radioactifs (Kyrshtym URSS ). Niveau 5 : accident de fusion du cœur du réacteur de Three Miles Island (USA 1979). Niveau 4 : endommagement du cœur du réacteur de Saint-Laurent A (1980) Niveau 3 : incendie d un silo de stockage à La Hague (1981) Niveau 2 : double chargement d un broyeur de rebus d U et de Pu de l ATPu (2006) Atelier Technique du Plutonium, à Cadarache. n.b.: de nombreux incidents sont antérieurs à la création de l échelle 7

8 Principe de classement. Concept de «défense en profondeur» : la prévention des anomalies, ou écarts, de fonctionnement et des défaillances des systèmes (sans conséquence réelle), le maintien de l installation dans le domaine de fonctionnement autorisé grâce à la surveillance et la détection d écarts, la maîtrise des accidents à l intérieur des hypothèses de conception, la prévention de la dégradation des conditions accidentelles et la limitation des conséquences des accidents graves, la limitation des conséquences pour les populations en cas d accident important. L échelle INES propose le classement des événements significatifs selon quatre cas, dont certains présentent des sous-cas : cas 1 : incidence hors du site. cas 2 : incidence sur les personnes. cas 3 : incidence sur site : * dissémination de matières radioactives. * endommagement de barrières. cas 4 : défense en profondeur: * transports de matières radioactives. * matières fissiles. * méthode des initiateurs. * méthode des lignes de défense. Pour chaque cas il existe une marge de possibilités de classement dans plusieurs niveaux (voir tableau ci-après). Les niveaux prévus dans l échelle INES pour chaque cas. Détermination concrète du classement d un ESS : - Cheminement dans des logigrammes successifs discriminant les cas et sous-cas évoqués précédemment : incidence hors du site, sur les personnes, sur le site, et dégradation de la défense en profondeur (du plus grave au moins grave). - Cas d un rejet hors du site ou sur le site: quantification chiffrée de son impact donc niveaux 3. - Cas d une dégradation de la défense en profondeur sans impact réel: on évaluera l ampleur du risque potentiel niveaux 3. 8

9 Figure 1 du manuel INES : entrée dans le classement. INES. Exemple d un cas «incidence hors du site» : extrait de la figure 2 du manuel Si : voir logigramme page précédente. pas d incidence hors du site. pas d incidence sur le site. On entre dans la défense en profondeur (les conséquences réelles sont nulles, on évalue l impact potentiel, le fonctionnement des systèmes de sécurité et le comportement de l exploitant) deux méthodes possibles: Méthode des initiateurs (propre aux réacteurs électrogènes). A privilégier quand le réacteur est en production (décision de l ASN). Méthode des lignes de défense. 9

10 Méthode des initiateurs. Qu est-ce qu un initiateur? C est un événement conduisant à un incident de fonctionnement prévu ou à une condition accidentelle et nécessitant le fonctionnement de certains systèmes de sûreté prévus pour faire face aux conséquences de cet événement. Le rapport de sûreté liste ces événements et donne leur probabilité d occurrence. Exemples : APRP, RTGV, incident de manutention de combustible, arrêt d urgence... Cette méthode nécessite également de définir le degré de disponibilité de la fonction de sûreté sollicitée : disponibilité totale : domaine où tous les systèmes et composants prévus à la conception pour faire face à un initiateur sont totalement disponibles, dans les limites et conditions d exploitation (LCE) : domaine où une disponibilité minimale des systèmes de sûreté est prévue pour assurer la fonction requise (définie dans le référentiel de sûreté), disponibilité adéquate : domaine où il existe au moins un système de sûreté disponible éventuellement sans redondance pour que la fonction de sûreté soit remplie, disponibilité inadéquate : domaine où il n existe aucun système de sûreté disponible pour assurer la fonction de sûreté à l égard d un initiateur. Fiche 5 du manuel «sûreté». La méthode des lignes de défenses Fiche 6 du manuel de «sûreté» 10

11 Cette méthode est assez peu utilisée mais existe dans le manuel de «sûreté». Qu est-ce qu une ligne de défense? «Une ligne de défense devrait être considérée comme une disposition de sûreté qui ne peut pas être subdivisée en parties redondantes. Les lignes de défense peuvent être basées sur des composants passifs, des composants actifs ou des contrôles administratifs. Elles peuvent comprendre des procédures de surveillance, bien qu il convienne de noter que la surveillance à elle seule ne constitue pas une ligne de défense ; des moyens de mettre en œuvre l action corrective sont également requis.» (Manuel INES «sûreté» IV ). Exemples : Parois d un bâtiment. Ventilation. Systèmes de protection automatique : arrêt d urgence. Contrôles, essais et vérifications périodiques. La méthode des initiateurs est à privilégier quand elle s applique. Une fois le classement "de base" obtenu, des facteurs +1 ou 1 peuvent être appliqués : Facteur +1 : événement récurrent, 11

12 défaut de culture de sûreté/radioprotection, défaut de mode commun, procédure inadéquate. Facteur -1 : la période d indisponibilité a été très courte, la disponibilité des fonctions de sûreté est totale ou supérieure à ce qui était attendue dans le cas d un événement potentiel. La défense en profondeur repose sur les 3 fonctions de sûreté à garantir : la maîtrise de la réactivité. le refroidissement des matières radioactives. le confinement des matières radioactives. (Manuel INES «sûreté» IV-1) Ces fonctions sont remplies par des systèmes passifs (barrières physiques ) et actifs (systèmes de protection du réacteur, automatismes autres ). Les exigences de l ASN. Les autorités peuvent, sur leur territoire, demander des exigences supplémentaires à l échelle INES : édition du GUIDE relatif aux modalités de déclaration et à la codification des critères relatifs aux événements significatifs impliquant la sûreté, la radioprotection ou l environnement applicable aux installations nucléaires de base et au transport de matières radioactives. (remplace une note de 2002). Fixe aux exploitants des INB la doctrine en termes de déclaration des ES (Evènement Significatif). Fixe les critères dans les différents domaines de déclaration. Les critères de déclaration en sûreté des réacteurs: 1. Arrêt automatique du réacteur. 2. Mise en service système de sauvegarde. 3. Non respect des spécifications techniques d exploitation («code de la route»). 4. Agression interne ou externe. 5. Acte ou tentative de malveillance. 6. Passage en état de repli après un comportement imprévu de l installation. 7. Évènement ayant causé ou pouvant causer des défaillances multiples. 8. Événement ou anomalie spécifique au Circuit Primaire Principal, au Circuit Secondaire Principal. 9. Anomalie de conception, de fabrication en usine, de montage sur site ou d exploitation. 10. Tout autre événement susceptible d affecter la sûreté de l installation jugé significatif par l'exploitant ou par l'autorité de sûreté nucléaire. Les évènements répondant à ces critères sont à déclarer à l ASN et à l IRSN. Hors urgence avérée, un délai de deux jours ouvrés est toléré. L ASN suite à analyse, si nécessaire saisine de l IRSN, peut demander le reclassement ou le changement de critère de déclaration de l incident au travers d un «réindiçage». Une cellule REX des services centraux de l ASN recense et examine les déclarations d évènements marquants (évènement générique). Communication sur si niveau 1 ou intérêt médiatique particulier (ex: incident ayant donné lieu à la contamination de travailleurs). 12

13 Courrier DGSNR/SD2/n 311/2006 précise le guide de 2005 pour le domaine des REP (Réacteur à Eau sous Pression). Prises de positions de l ASN sur les LCE (Limites des Conditions d Exploitation) dans un certain nombre de cas particulier, notamment: sortie de domaine de fonctionnement, sortie des conditions permanentes d exploitation (température des bâches, concentrations chimiques, gradient de montée en puissance). Ces derniers cas constituent un Niveau 1 de base (précision de la méthode des initiateurs). Non respect d une conduite à tenir pour événement de Gr.1, notamment non respect du délai de repli. Non respect d une mesure compensatoire de dérogation Ces évènements conduisent aussi à un Niveau 1 de base. Exemple de traitement et de classement de 2 évènements significatifs pour la sûreté. Franchissement de la limite basse de température, tranche en production à 8 % de puissance. Réacteur n 3, déclaré le 11 mars 2008 au niveau 0. Le 8 mars 2008, à 01h41, la tranche 3 est en cours de descente pour l arrêt de tranche annuel. Déclaration d un ESS: franchissement de la limite basse de température, réacteur en production à 8% Pn (Puissance nominale). En fonction des «états de tranche», des limites du circuit primaire en température et en pression sont à respecter pour notamment: maintenir l eau primaire à l état liquide. respecter le «dimensionnement» du matériel du circuit primaire. 13

14 Règles générales d exploitation En haut à droite de ce graphique, les conditions de fonctionnement du réacteur en plein puissance, à 155 bars et 286 C et en bas à gauche les conditions lors du rechargement en combustible à pression atmosphérique et température ambiante. Entre les deux, tous les états du réacteur avec les marges à ne pas dépasser. Constat de l exploitant : Sortie du domaine autorisé pendant 4 mn (284,7 C pour 286 C autorisé). Critère 3 : non respect des spécifications techniques d exploitation. Conséquence potentielle: déclenchement de l injection de sécurité si T < 280 C. Classement proposé par le CNPE : 1 de base (fonction de sûreté en dehors des limites et conditions d exploitation (LCE) et application d un facteur atténuateur -1 pour «réaction rapide de l opérateur (4mn)». Niveau 0 accepté par l ASN. 14

15 Dépassement du délai de réparation de la chaîne niveau source «4 RPN024MA» en arrêt pour intervention. Réacteur n 4, déclaré le 17 septembre 2008 au niveau 1. Le 10 septembre 2008, lors d un arrêt pour réparation, il a été constaté qu une chaîne de niveau source donnait des valeurs incohérentes. CHAINE NIVEAU SOURCE (CNS) : système de mesure du flux neutronique dans le réacteur lorsqu il est à un faible niveau de puissance. Il y en a 2. Les deux chaînes sont nécessaires dans l état de tranche «Arrêt pour intervention». La réparation était obligatoire d après les spécifications techniques («code de la route») dans les 72 h. La réparation a nécessité 81h. d exploitation - Non respect de la conduite à tenir d un événement de groupe 1 (indisponibilité importante) : niveau 1 de base d après les exigences de l ASN. Cet ESS a été déclaré au niveau 1 à l ASN de Douai qui a accepté ce niveau. Un avis d incident a été publié sur DISCUSSION M. SENAME souhaite préciser que l échelle INES est un outil de compréhension médiatique et non une échelle d évaluation. On parle donc d interprétation. On risque par cet outil médiatique d entretenir un brouillard sur le risque réel potentiel induit. Il prend pour exemple l incident en cours sur le site du Tricastin où deux assemblages de combustible se trouvent bloqués avec le couvercle de la cuve lors d une opération de changement de combustible. Cet évènement est classé en Niveau 1, ceci paraît incroyable et nécessite des explications. Ce type d évènement c est déjà produit. Ces assemblages comprennent tout de même du combustible MOX avec donc présence de plutonium, un radio élément qui est loin d être négligeable. M. SENAME précise qu en l espace de 20 ans, EDF a déclaré de l ordre de ESS dont de niveau 1. Sur la même période l Allemagne en a déclaré beaucoup moins et les Etats-Unis 22! Si l AIEA fixe des règles, il semble que la lecture de ces règles n est pas appréciée de la même manière suivant les pays. M. SENAME revient sur la présentation qui vient d être faite de l échelle INES, sur la différence de classement entre du niveau 3 et du niveau 4 qu il a du mal à percevoir. 15

16 Enfin il précise que le reclassement d un ESS se fait toujours vers le haut (niveau 0 vers niveau 1 le plus souvent), mais parfois plusieurs semaines après l évènement. Quelle pertinence trouve-t-on alors dans cette échelle? M. FOURNIER s étonne, sur le même sujet, que la contamination radioactive de boutons d ascenseur de la société OTIS ait été classée en niveau 2 alors que les rejets d uranium de Tricastin au cours de l été 2008 ont été classés en niveau 1. M. GODIN prend acte de la différence de volume de déclarations d ESS entre pays et précise que l ASN a la volonté de cadrer un peu plus cette échelle INES. Il rappelle que la détection des ESS a pour objet de mettre en place des actions correctives pour éviter leur renouvellement. Plus on détecte des évènements, plus on fait progresser le niveau de sûreté de l installation. Tous domaines confondus, il y a de l ordre de 900 évènements, incidents déclarés par an en France. La communication se fait toujours sur des niveaux 1 ou plus. Et ce nombre est finalement relativement réduit par rapport au nombre total d évènements et d incidents. Pour le reclassement, il faut comprendre que le processus prend du temps ; il faut analyser, comprendre, appréhender. Si la déclaration d évènement se fait dans les 48 heures, l exploitant à deux mois pour remettre un rapport plus détaillé à l ASN. Sur les boutons d ascenseur, la différence de classement s explique par la dose éventuellement reçue par rapport à une dose annuelle limite (1 msv) mais aussi par la nature du radioélément. Pour le cas du changement de combustible de Tricastin, l ASN analyse les trois fonctions de sûreté : la maîtrise de la réactivité, la maîtrise du refroidissement et la maîtrise du confinement. Si le classement est resté en niveau 1, c est que ces 3 fonctions n ont pas été altérées. Il n y a pas eu de fuite, de perte de refroidissement, Il est donc logique que cet évènement reste classé en niveau 1. M. SENAME s interroge sur la non prise en compte de la notion de risque potentiel. Il précise que les coûts induits par cet évènement sont énormes à cause de l impossibilité d utiliser le réacteur. Il est précisé que les critères de sûreté ne regardent absolument pas les aspects économiques pour éviter toute dérive. M. SENAME se demande comment l AIEA peut accepter cette différence de volume de classement des évènements nucléaires entre pays. M. GODIN précise qu une harmonisation des niveaux d exigence en termes de sûreté est en cours dans le cadre de WENRA (Association des Autorités de Sûreté d Europe de l Occidentale). La volonté affichée est d avoir un référentiel d exigences de sûreté le plus harmonisé possible. M. ARGILAGA précise qu en France tous les sites ont la même approche d analyse des ESS et de déclaration volontaire lors d un non respect. M. DEMET rappelle que la France dispose depuis de nombreuses années de CLI (Commission Locale d Information) où les questionnements de la société civile sont abordés et des réponses apportées. Cette ouverture française de bonnes pratiques dans l information est aujourd hui regardée de près par des pays qui ne disposent pas de structures de ce type (Japon, Chine, Russie, ). 16

17 M. FOURNIER estime que la société civile devrait être associée à la révision de l échelle INES. 2 - Le Retour d Expérience (REX) sur un problème de fatigue vibratoire des tubes de générateurs de vapeur M. DAIRIN rappelle que la CLI a déjà abordé à plusieurs reprises ce thème des générateurs de vapeur et de leurs défaillances (défauts dus à la corrosion et défauts mécaniques) qui ont conduit au remplacement des générateurs de vapeur de manière précoce (taux de bouchage des tubes trop importants), oxydation au niveau des plaques d entretoise (CLI technique du 17 octobre 2007), aujourd hui fatigue vibratoire, autant d éléments qui conduisent à se poser des questions sur la fiabilité de ce matériel important puisqu il fait le lien entre le circuit primaire et le secondaire! Le 18 février 2008, sur l unité de production n 2 de la centrale nucléaire de Fessenheim, il est détecté une légère fuite d eau (7 litres/ heure) au niveau d un tube sur la partie haute du générateur de vapeur. La particularité de ce tube est qu il n est pas totalement soutenu par une barre dite «anti-vibratoire». Avec le temps, les vibrations l ont fragilisé jusqu à le fissurer légèrement. On parle de phénomène de «fatigue vibratoire». Cet évènement fait l objet d une déclaration de niveau 0 à l Autorité de Sûreté Nucléaire. Aujourd hui des opérations de «bouchage» sont réalisées sur tous les tubes sensibles. Dans l attente de boucher les tubes lors d un prochain arrêt de tranche, l ASN a demandé à EDF de baisser la puissance sur les unités où les tubes sont déclarés sensibles par calcul pour limiter les vibrations et, donc supprimer le risque de fissuration. - opération en cours à Gravelines 6 et Bugey 2. - en 2009 : opération de bouchage sur Gravelines 3 et Bugey 3. M. DEDOURGE de l ASN présente les caractéristiques de ce phénomène de fatigue vibratoire des tubes de GV. Explication théorique du phénomène: Si le facteur d instabilité : Alors il y a instabilité du système et vibration du tube. Défaut caractéristique = fissure circonférentielle dans le tube au niveau de la plaque entretoise supérieure. Cinétique d évolution du défaut : - Vitesse d amorçage : dépend de l amplitude / fréquence des vibrations. - Vitesse de propagation très rapide (0 à 650 l/h en 30 minutes à Cruas 4 en février 2006) qui débouche, en l absence de détection de fuite, sur une rupture de tube de générateur de vapeur (RTGV). Prise en compte à la conception. 17

18 Dès la conception, ce phénomène vibratoire a été pris en compte avec la mise en place de BAV (Barres Anti-vibratoires). Les GV 51 anciennes générations. Les GV R 47/22 plus récents installés depuis Les RTGV dans le monde. Il y a déjà eu deux études dans le monde sur les RTGV : North Anna en 1987 (anomalie de positionnement des BAV à proximité du tube - modification des écoulements) et Mihama en 1991 (tube en anomalie de supportage). Ces études ont entraîné un changement des méthodes de fabrication pour supprimer les anomalies de supportage(depuis BUG5 en 1993). Ceci a conduit à une étude EDF/AREVA en Cette étude a montré : calculs des facteurs d instabilité des tubes non soutenus par BAV (risque de fatigue vibratoire si >1). mise en évidence de facteurs aggravants (risque de fatigue vibratoire même si < 1) : Disposition particulière des BAV, usure des tubes, déformations et corrosion externe des tubes au droit des plaques entretoises. Ces résultats ont entraîné un bouchage des tubes concernés au fil des arrêts (~ 1500 tubes entre 1994 et 2006). Des fuites de tubes de GV ont été observées sur le site de CRUAS en 2004, 2005 et Constat : les tubes sont localisés dans une même zone (pas en anomalie de supportage), réputés stables d après les études de 1994 et non concernés par les facteurs aggravants connus. 18

19 Investigations et reprise des études EDF/AREVA (2006). - découverte du colmatage. - reprise des calculs avec données colmatage : >1 pour la zone des tubes fissurés. Les actions engagées : Élimination du colmatage nettoyage chimique. Bouchage de la zone concernée (~ 1500 tubes au total). Mise en évidence du nouveau facteur aggravant «colmatage». Des fuites aussi observées à FESSENHEIM en Constat : tube en anomalie de supportage, réputé stable d après les études de 1994 et 2006, non concerné par les facteurs aggravants connus. Investigations et reprise des études EDF/AREVA en prenant en compte les spécificités des GV de Fessenheim 2 (2008, en cours). Remise en conformité (courrier ASN du 24/04/08) : Bouchage préventif des tubes en anomalie de supportage avant le 30/10/08 (~3000 tubes sur palier 900 MW). Quand le bouchage n est pas possible avant le 30/10/08 : Réduction de la puissance du réacteur. Demande d investigations complémentaires concernant la compréhension du phénomène (courrier ASN du 15/05/08). Les investigations d EDF. Détermination des facteurs aggravants sur Fessenheim 2 : notamment endommagement de la plaque entretoise n 8 supportant les tubes. Reprise des études de sensibilité des tubes à la fatigue vibratoire, ce qui a permis de déterminer en partie le phénomène à l'origine de la fissuration du tube de Fessenheim 2. Remise en conformité (courrier ASN du 30/09/08) : Suspension du programme de bouchage sur certaines tranches (1300 MW) compte tenu de l impact sur la sûreté et des marges importantes dégagées par la nouvelle étude. Stratégie proposée par EDF jugée insuffisante en termes de : - détermination des facteurs aggravants. - d essais non destructif sur les tubes. Demande à EDF de proposer une surveillance particulière des facteurs aggravants sur la base de bouchage et d essais non destructifs. Reprise ultérieure du programme de bouchage de manière plus ciblée en fonction des études et de l avis de la Section Permanente Nucléaire (4/12/08). 19

20 Le cas de Gravelines Le CNPE possède beaucoup de GV de types différents : Les tranches 1, 2 et 4 possèdent des GV de remplacement de conception récente. Les GV de la tranche 3 sont d origine (jusque 2011). Les tranches 5 et 6 possèdent également des GV d origine mais de conception plus récente que la tranche Mais tous sont sensibles au phénomène de fatigue vibratoire identifié sur Fessenheim Les actions engagées : - Bouchage de tous les tubes en anomalie de supportage pour les tranches 1, 2, 4, 5 et 6. - Bouchage des tubes les plus sensibles et fonctionnement à puissance réduite pour la tranche 3 (93% de la puissance nominale) puis finalisation du bouchage en 2009 Le fonctionnement à 93% de la puissance nominale permet de ramener le facteur d instabilité des tubes non soutenus à un niveau acceptable. L arrêt de la tranche 3 est survenu avant la prise de position de l ASN. M. Laurent GRANAL, expert à la Direction de la Production Nucléaire (DPN) d EDF Spécialiste des générateurs de vapeur apporte des précisions. Un Générateur de Vapeur est un échangeur thermique entre l eau du circuit primaire et l eau du circuit secondaire. L eau du circuit secondaire se transforme ensuite en vapeur, qui elle-même entraîne la turbine couplée à l alternateur produisant de l électricité. Sur un réacteur de 900 MW : 3 générateurs de vapeur (GV) (4 GV sur les EPR 1300 Mw). 20

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