La sûreté du réacteur EPR

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1 La sûreté du réacteur EPR Jean-Michel EVRARD Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire Direction de la Sûreté des Réacteurs Conférence au Visiatome 13 septembre 2007

2 En préambule L Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) a été créé en 2002 et est issu de la fusion de l Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN) du CEA et de l Office de Protection contre les Rayonnements Ionisants (OPRI) Il est l organisme public en charge de l évaluation scientifique du risque nucléaire et radiologique : - il est l appui technique des autorités publiques (ASN, DSND..) pour les activités à vocation civile ou relevant de la défense (sûreté des installations nucléaires et des transports de matières nucléaires, radioprotection des travailleurs et du public, contrôle des matières nucléaires, protection contre la malveillance) - il développe des activités de recherche en soutien de ses activités d expertise - il contribue à l information du public Il a un effectif d environ 1600 personnes et dispose d un budget de 300 M - - 2/Nbre total de pages

3 SOMMAIRE I - Introduction II - L historique du projet EPR III - Les caractéristiques générales de l EPR IV - L amélioration de la sûreté - la prévention des accidents avec fusion du cœur - la gestion des accidents avec fusion du cœur - la protection contre les agressions - les évaluations probabilistes de sûreté V - Le contexte international VI Le déroulement du projet VII - Conclusion 3

4 INTRODUCTION Conçu à l origine dans un cadre franco-allemand pour constituer une nouvelle génération de réacteurs nucléaires dans ces deux pays, le réacteur EPR est aujourd hui l un des réacteurs «de génération III» proposés sur un marché mondialisé Ces réacteurs visent entre autres une amélioration du niveau de sûreté par rapport aux réacteurs actuellement en exploitation («de génération II»), notamment en prenant en compte les accidents avec fusion du cœur dès la conception Cette conférence a pour objectif de présenter les objectifs de sûreté assignés au réacteur EPR par les autorités de sûreté et les dispositions de conception permettant de les atteindre, mais également le contexte de développement de ce projet et de son évaluation par les organismes de sûreté 4

5 HISTORIQUE DU PROJET EPR La coopération avec l Allemagne Le projet EPR est initialement issu d une volonté des gouvernements français et allemands d une collaboration accrue dans le domaine nucléaire, exprimée à la fin des années 1980 En 1989 ont créé la société Nuclear Power International (NPI) en charge du développement d un réacteur à eau sous pression de nouvelle génération Ils ont été rapidement rejoint par EDF et les électriciens allemands Un accord de collaboration a également été signé entre IPSN et GRS pour définir une approche commune de sûreté pour les réacteurs à eau sous pression futurs, puis pour évaluer en commun ces réacteurs La coopération avec les autorités allemandes s est poursuivie jusqu en 1998, date à laquelle l Allemagne a décidé d abandonner le développement de l énergie nucléaire 5

6 L approche commune de sûreté Elle exprime le besoin d améliorations significatives du niveau de sûreté, notamment dans le domaine de la gestion des accidents graves Elle se situe dans une approche «évolutionnaire» par rapport aux réacteurs actuels, permettant une amélioration du niveau de sûreté fondée : - sur la large expérience acquise sur les réacteurs existants en France et en Allemagne (réexamens périodiques de sûreté, analyse des événements) - sur les résultats des études approfondies menées sur les réacteurs existants, notamment les études probabilistes de sûreté - sur le progrès des connaissances issue de la R&D, en particulier celle sur les accidents avec fusion du cœur menée après l accident de TMI 2 Elle prévoit toutefois certaines innovations importantes pour respecter les objectifs fixés 6

7 Les objectifs généraux de sûreté La première étape de l harmonisation franco-allemande a permis de définir des objectifs généraux de sûreté (publiés en 1993) I. Réduction des doses individuelles et collectives reçues par les travailleurs au cours de l exploitation normale et des incidents d exploitation, limitation des rejets radioactifs et réduction des quantités et des activités des déchets radioactifs II. Réduction du nombre d incidents significatifs : l amélioration des équipements utilisés en fonctionnement normal doit permettre de réduire les fréquences des transitoires et des incidents et donc limiter les possibilités d apparition de situations accidentelles III. Réduction significative de la fréquence globale de fusion du cœur (10-5 /an.réacteur en tenant compte de tous les types de défaillances et d agressions) 7

8 IV. Réduction significative des rejets radioactifs pouvant résulter de toutes les situations concevables pour les accidents sans fusion du cœur : pas de mesures de protection (évacuation, mise à l abri) au voisinage de la centrale les accidents de fusion du cœur qui conduiraient à des rejets précoces importants doivent être «pratiquement éliminés» : s ils ne peuvent pas être considérées comme physiquement impossibles, des dispositions de conception doivent être prises pour les exclure pour les autres situations de fusion du cœur, la conception doit être telle que les rejets maximaux concevables ne nécessitent que des mesures de protection très limitées en termes d étendue et de durée (pas de relogement permanent, pas d évacuation au-delà du voisinage immédiat de la centrale, confinement limité, pas de restriction à long terme de la consommation d aliments) 8

9 Des options de sûreté jusqu à l autorisation de création Les options de sûreté du réacteur EPR ont été examinée jusqu en 2000 où les autorités de sûreté ont approuvé les Directives techniques, qui fixe la conception générale et les principales dispositions de sûreté du projet Entre 2000 et 2006, s est déroulé un examen technique plus approfondi des sujets les plus importants (maîtrise des accidents avec fusion du cœur, nouvelles technologies, prise en compte des événements survenus sur les réacteurs en exploitation) en vue de l autorisation de création En mai 2006, EDF a déposé une demande d autorisation de création pour un réacteur EPR sur le site de Flamanville (Flamanville 3) et a adressé le rapport préliminaire de sûreté à l ASN, après la tenue d un débat public Le décret d autorisation de création (DAC) a été signé par le Premier Ministre le 10 avril

10 LES CARACTERISTIQUES GENERALES Framatome N4 Siemens KONVOI Principe de conception évolutionnaire Retour d expérience 10

11 Le réacteur EPR est dérivé des plus récents types de réacteurs développés en France (N4 de Framatome) et en Allemagne (Konvoi de Siemens) Il a une puissance thermique de 4500 MW (4250 MW pour N4) et une puissance électrique de 1600 MW Sont en particulier issus de la conception du Konvoi par rapport aux réacteurs français en exploitation : - une plus grande redondance des systèmes de sûreté - une prise en compte systématique à la conception des actions de maintenance, améliorant ainsi la radioprotection - la possibilité de réaliser la maintenance des systèmes de sûreté lors du fonctionnement - la possibilité de pénétrer dans le bâtiment du réacteur lors du fonctionnement Il est conçu pour une durée de vie de 60 ans 11

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14 Enceinte interne : liner métallique pression étanchéité = 6,5 bar Enceinte externe : Constituant une partie de la coque avion Divisions 2 et 3 : Protégées par la coque avion Bâtiment combustible : Intégré en totalité sous la coque avion Plate-forme de l ilôt nucléaire : unique pour tous les bâtiments Réserve d eau PTR : Intégrée en totalité dans l enceinte de confinement 14

15 L AMELIORATION DE LA SURETE La défense en profondeur La défense en profondeur reste le principe fondamental de la conception Elle est renforcée par rapport aux réacteurs existants : 1.- la prévention de la fusion du cœur est améliorée par une prise en compte plus systématique des accidents impliquant des défaillances multiples d équipements ou d erreurs humaines 2.- une nouvelle ligne de défense est créée : la maîtrise des accidents avec fusion du cœur 1. La suffisance de l approche de conception déterministe est vérifiée systématiquement au cours de la conception par des études probabilistes de sûreté 15

16 Fréquence Conditions de fonctionnement Fonctionnement normal PCC1 Transitoires de référence PCC 2 Incidents de référence PCC3 Accidents de référence PCC 4 Défaillances multiples RRC A Accidents graves RRC B Objectifs Fiabilité élevée de fonctionnement Prévention de la fusion du cœur dispositions sur divers systèmes Utilisation des EPS à la conception Mitigation des accidents graves prévention des accidents catastrophiques fonction de confinement forte Accidents catastrophiques (impact radiologique hors-site) Elimination pratique 16

17 Conséquences Situations pratiquement éliminées Objectifs de sûreté Mesures de protection limitées en étendue et en durée Non acceptable acceptable Pas de nécessité de mesures de protection RRC-B RRC-A Seuil des autorisations de rejets PCC 4 PCC 3 PCC 2 Fonct. normal Situations de dimensionnement 17

18 La prévention des accidents avec fusion du cœur Un ensemble d évolutions du projet EPR par rapport aux réacteurs existants visent à réduire la probabilité d un accident avec fusion du cœur - la mise en œuvre d un système de limitation permettant d éviter l arrêt d urgence pour certains transitoires - un plus grand niveau de redondance, de diversification et de séparation physique des systèmes de sauvegarde - une augmentation des délais de grâce pour les opérateurs en situation accidentelle par l augmentation des volumes de certains composants du circuit primaire - une évolution de l interface entre les systèmes de conduite et les opérateurs basée sur le retour d expérience des réacteurs en exploitation (notamment le palier N4 disposant d une conduite informatisée) 18

19 - la prise en compte systématique des états à l arrêt dans la conception (notamment dans les études d accidents et dans les évaluations probabilistes) - une étude plus systématique des accidents pouvant concerner le combustible stocké dans la piscine de désactivation - une meilleure prise en compte des agressions internes et externes et de leurs cumuls - une utilisation des études probabilistes de sûreté dès le stade de la conception, en complément de l approche de conception déterministe 19

20 Redondance et diversification Les systèmes de sauvegarde sont conçus suivant une architecture à 4 voies (une voie suffit a garantir le respect des critères pour les accidents de dimensionnement) Ces voies sont indépendantes, ainsi que leurs systèmes en support (circuits de refroidissement, alimentations électriques, contrôlecommande), et séparées géographiquement (situées dans des bâtiments distincts) Afin de pallier les risques de défaillances de mode commun (mise en évidence notamment par les études probabilistes de sûreté), des dispositions de diversification ont été adoptées, notamment pour les alimentations électriques et la source froide 20

21 M M Concept «N+2» 1 voie perdue à la brèche M M Redondance du système d injection de sécurité 1 voie considérée défaillante (critère de défaillance unique) 1 voie considérée en maintenance 1 voie disponible M M M M M M M M M M M M 21

22 Diversification des systèmes de refroidissement G secours par petits diesels diversifiés STATION DE POMPAGE G système de refroidissement pour les accidents avec fusion du cœur secours du refroidissement de la piscine de stockage du combustible injection de sécurité refroidissement des pompes refroidissement de la piscine autres échangeurs secours par les diesels principaux 22

23 La gestion des accidents avec fusion du cœur Rejets de produits radioactifs dans l environnement Échauffement direct de l enceinte Perte de l intégrité de l enceinte Combustion hydrogène Brèches induites Émission et Comportement des PF Fusion du cœur Fuites du confinement Rupture cuve Explosion de vapeur ICB 23

24 Les objectifs généraux conduisent à deux grands volets de dispositions sur le réacteur EPR 1) Les situations accidentelles de fusion du cœur qui conduiraient à des rejets précoces importants doivent être «pratiquement éliminées» - situations de bipasse du confinement (par les générateurs de vapeur ou les circuits connectés au circuit primaire) - accidents de réactivité résultant d une introduction rapide d eau froide ou insuffisamment borée dans le cœur - situations de fusion du cœur à haute pression, au moyen d un dispositif de dépressurisation ultime du circuit primaire par une vanne dédiée sur le pressuriseur - combustions d hydrogène, explosions de vapeur ou phénomènes d échauffement direct de l enceinte susceptibles de mettre en danger l intégrité de l enceinte de confinement 24

25 Elimination des risques d explosion d hydrogène ou d explosion de vapeur susceptibles de mettre en cause l intégrité de l enceinte de confinement Prévention de la fusion en pression par une vanne de dépressurisation ultime sur le pressuriseur Elimination des accidents de réactivité par introduction rapide d eau non suffisamment borée dans le coeur Elimination des situations de bipasse du confinement (par les générateurs de vapeur ou les circuits connectés au circuit primaire) 25

26 2) Pour les autres situations de fusion du cœur, des dispositions nouvelles doivent permettre de respecter les objectifs radiologiques - récupérateur de corium situé au fond de l enceinte et permettant de recueillir et de refroidir le cœur fondu après rupture de la cuve - système de refroidissement ultime du récupérateur de corium et de l enceinte de confinement (non nécessaire avant 24 heures) - vérification de l étanchéité de l enceinte de confinement pour les conditions des accidents graves - traversés de l enceinte de confinement (y compris le tampon d accès des matériels) débouchant systématiquement dans d autres bâtiments, dont l atmosphère est ventilée et filtrée 26

27 Etanchéité de l enceinte de confinement vérifiée pour les conditions des accidents graves Traversées de l enceinte débouchant systématiquement dans d autres bâtiments (y compris le tampon d accès des matériels) Dispositif d aspersion et de refroidissement du récupérateur de corium Dispositif d étalement Et de refroidissement du corium Réservoir d eau borée dans l enceinte de confinement (IRWST) 27

28 28 Schéma du récupérateur de corium

29 29 Schéma de la chambre d'étalement (170 m 2 ) et des plaques de refroidissement

30 Premières 12 h après l'accident : Noyage passif du corium au moyen de l'eau du puisard (IRWST) 30

31 12 h après l'accident : Noyage actif du corium au moyen du système d'aspersion de l'enceinte (CHRS) 31

32 La protection contre les agressions EPR présente des caractéristiques de conception permettant une meilleure robustesse vis-à-vis des agressions internes (incendie, inondation, explosion, projectile ) ou externes (séisme, chute d avion, explosion, conditions climatiques extrêmes ) 32

33 Fuel Pool Purification MHSI Pump MHSI Pump LHSI Pump LHSI Pump Pump Agression interne (incendie, explosion, missile, inondation ) une division perdue Protection Bâtiments Against de sauvegarde Internal : Hazards divisions 2 et 3 protégées par la coque avion A Agression externe (avion) division 1 ou 4 perdue Safeguard Building Division t 2 t CCWS Pump EFWS Pump EFWS Pump CCWS Pump SUMP valve SUMP valve Safeguard Building Division 3 Bâtiments de sauvegarde : divisions 1 et 4 protégées par séparation géographique Safeguard Building Division 1 B EFWS Pump MHSI Pump IRWST IRWST MHSI Pump 2 t EFWS Pump B Safeguard Building Division LHSI Pump LHSI Pump CCWS Pump CCWS Pump CHRS Pump CHRS Pump SUMP valve SUMP valve SPREADING AREA Hot Piping Distribution Test Pump CVCS Pump Hot Piping Distribution CVCS Pump Blowdown Hx KPL2/TEG KPL2/TEG KTA20/RPE Staircase (hot) Systèmes de sauvegarde : 4 voies indépendantes systèmes supports Fuel Pool Cooling Pump Fuel Building Cooling Pump Fuel Pool A C Tank C Acid Boric KBG20 Boric Acid TEP C Boric Acid Tank Pump Boric Acid Pump Valv e Room KBB/TEP1 KBC3/REA Pipe Duct KBF1/TEP Valv e Valv e Valv e Room Room Room KBB/TEP1 KBB/TEP1 KBB/TEP1 Nuclear Auxiliary Building 33

34 Enceinte interne : liner métallique pression étanchéité = 6,5 bar Enceinte externe : Constituant une partie de la coque avion Divisions 2 et 3 : Protégées par la coque avion Bâtiment combustible : Intégré en totalité sous la coque avion Plate-forme de l ilôt nucléaire : unique pour tous les bâtiments Réserve d eau PTR : Intégrée en totalité dans l enceinte de confinement 34

35 Les évaluations probabilistes de sûreté (EPS) Des évaluations probabilistes sont réalisées lors des phases de conception du réacteur EPR Une EPS de niveau 1 (probabilité de fusion du cœur) a été réalisée en amont de l autorisation de création (rapport préliminaire de sûreté) Ses objectifs sont : - d identifier des points faibles dans la conception déterministe - d évaluer différentes options de conception - de confirmer l amélioration du niveau de sûreté par rapport aux réacteurs existants Elle a été à l origine de plusieurs modifications de la conception (diversification des diesels, du refroidissement des pompes d injection de sécurité, de la chaîne de refroidissement pour les accidents avec fusion du cœur ) 35

36 En complément de la valeur globale de 10-5 par an, des valeurs ont été retenus par EDF pour la fréquence de fusion du cœur : 10-6 par an pour les événements internes dans les états en puissance < 10-6 par an dans les états à l arrêt Dans le cadre de l autorisation de mise en service, EDF réalisera les études probabilistes suivantes : - la révision de l EPS de niveau 1 pour les événements internes relatifs au cœur et au combustible stocké - des EPS portant sur les agressions les plus importantes en termes de risque (incendie, explosion, inondation, séisme, grands froids) - une EPS de niveau 2 (probabilité de rejets pour les accidents avec fusion du cœur) Les résultats de ces études permettront de conforter la conception déterministe et de montrer le respect des objectifs de sûreté assignés au réacteur EPR 36

37 LE CONTEXTE INTERNATIONAL Son évolution Depuis quelques années le contexte nucléaire est marqué par une internationalisation forte : - concentration des constructeurs, proposant un petit nombre de types de réacteurs vendus dans plusieurs pays - libéralisation du marché de l électricité et concentration des exploitants en Europe Dans ce contexte, les organismes de sûreté nucléaire doivent aussi évoluer : - échanges techniques plus importants entre organismes en charge de l évaluation de réacteurs de même type - actions visant à harmoniser les exigences et les pratiques de sûreté dans les différents pays (la sûreté nucléaire restant toutefois une responsabilité nationale) 37

38 Deux initiatives importantes en ce domaine : WENRA (Western European Nuclear Regulators Association) qui regroupe les autorités de sûreté européennes en vue de développer une approche commune pour la sûreté nucléaire et sa réglementation - une première étape a consisté à définir des «niveaux de référence»pour les réacteurs en exploitation, à partir des exigences et pratiques parmi les meilleures de celles mises effectivement en œuvre dans les pays européens - une action d harmonisation va être entreprise pour les réacteurs de génération III MDEP (Multinational Design Evaluation Program) qui regroupe les autorités des sûreté des pays ayant des projets de nouveaux réacteurs (l Afrique du Sud, le Canada, la Chine, la Corée du Sud, les Etats-Unis, la Finlande, la France, le Japon, le Royaume-Uni et la fédération de Russie) avec deux objectifs : - coopérer sur les réacteurs en cours de licensing dans plusieurs pays - engager un processus d harmonisation internationale à terme des exigences de sûreté et des pratiques de licensing des réacteurs 38

39 Les coopérations internationales sur EPR La Finlande Après la décision du Parlement finlandais en mai 2002 d autoriser la construction d un 5ème réacteur nucléaire, l exploitant TVO a lancé un appel d offres, remporté par Areva en décembre 2003 L autorité de sûreté finlandaise STUK a remis le 24 janvier 2005 ses conclusions favorables au Gouvernement, qui a délivré le permis de construire mi-février 2005 Le premier béton a été coulé en 2005 et la mise en service industrielle, initialement prévue en 2009, est maintenant reportée en 2011 Des échanges techniques avec STUK ont lieu régulièrement 39

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42 La Chine Un appel d offres a été lancé par la Chine en septembre 2004 pour la construction de 4 réacteurs de Génération III, les offres ayant être remises fin février 2005 Les réacteurs en concurrence étaient l EPR (Areva NP), l AP1000 (Westinghouse) - qui l a finalement emporté en janvier et l AES92 (Atomstroyexport) Des discussions sont néanmoins toujours en cours sur un projet de construction de 2 réacteurs EPR dans le Guangdong A la demande de l Autorité de sûreté chinoise NNSA auprès de l IRSN et de l ASN, des discussions sur la sûreté du réacteur EPR ont eu lieu en 2005 EPR AP1000 AES92 42

43 Les Etats-Unis En février 2005, Areva NP a engagé auprès de la NRC un processus de pré-certification de l EPR et a constitué une société commune Unistar avec l exploitant Constellation Areva NP prévoit de déposer une demande de certification en décembre 2007 avec un objectif de certification en 2010 et d obtention du permis de construire et d exploiter en 2011 Une équipe d Areva NP travaille aux Etats-Unis pour établir les dossiers réglementaires correspondants en conformité avec les procédures américaines Depuis 2006 la NRC s est joint aux réunions périodiques d échanges techniques entre STUK, l ASN et l IRSN 43

44 Les autres pays Le Royaume-Uni a engagé récemment un processus de renouvellement de son parc de production nucléaire Areva NP a déposé un dossier de certification du réacteur EPR, en partenariat avec EDF dont la filiale britannique EDF Energy prévoit la construction de plusieurs unités EPR L Afrique du Sud, le Canada et l Inde prévoient également la construction de nouveaux réacteurs et des échanges techniques ont lieu avec les organismes de sûreté de ces pays 44

45 LE DEROULEMENT DU PROJET Le chantier de construction Depuis l automne, EDF a engagé les travaux sur le site de Flamanville : - terrassement - galeries enterrées - conduite de rejet en mer Le premier béton du radier commun des bâtiments de l îlot nucléaire est prévu pour décembre

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47 La poursuite de l évaluation de sûreté L IRSN, l ASN et EDF ont élaboré un programme de travail détaillé pour l évaluation technique en amont de l autorisation de mise en service, visée par EDF en octobre 2011 Cette évaluation portera sur : - la conception détaillée du réacteur (rapport de sûreté) - ses modalités d exploitation (règles générales d exploitation) En parallèle, un programme d inspections d EDF et de ses sous-traitants a été mis en place par l ASN, avec le support technique de l IRSN, portant sur la qualité : - de l organisation - des études détaillées de réalisation - de la fabrication des équipements - de la construction 47

48 Une maquette du site après la construction de Flamanville 3 48

49 CONCLUSION Le réacteur EPR, nouvelle génération de réacteurs français, est conçu comme une évolution des réacteurs actuellement en exploitation L amélioration de la sûreté repose : - sur une prise en compte approfondie de l expérience acquise sur ces réacteurs français (réexamens périodiques de sûreté, analyse des événements survenus, progrès des connaissances et de la modélisation) - sur de nouvelles dispositions visant à limiter l impact des accidents, y compris en situation de fusion du cœur Né dans un contexte franco-allemand, son développement et son évaluation par les organismes de sûreté sont de plus en plus immergés dans un contexte international en pleine évolution 49