INTRODUCTION ET DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE

Transcription

1 CHAPITRE 1 INTRODUCTION ET DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE sous chapitre 1.1 INTRODUCTION 1. OBJET DU RAPPORT PRELIMINAIRE DE SURETE Ce rapport préliminaire de sûreté public est issu du rapport préliminaire de sûreté soumis à l instruction des Pouvoirs Publics à l appui de la demande d autorisation de création d un réacteur de type EPR sur le site de Flamanville. Ce rapport de sûreté public comporte les mêmes informations que celles disponibles dans le rapport de sûreté exceptées les informations relatives au secret industriel et commercial, au secret des affaires et des informations susceptibles de faciliter un acte de malveillance. Toute reproduction, adaptation, représentation ou autre utilisation totale ou partielle, sous quelque forme que ce soit, des informations contenues dans ce rapport devra faire l'objet d'une autorisation préalable et écrite d'edf. EDF ne pourra être tenue pour responsable des conséquences d une éventuelle reproduction, adaptation, représentation ou autre utilisation de ces informations. Le réacteur EPR a fait l objet d un avant projet détaillé entre EDF, les électriciens Allemands et AREVA NP. La conception de l EPR résulte d une approche évolutionnaire basée sur l expérience accumulée par la construction et l exploitation en France et en Allemagne de 80 tranches nucléaires. Elle prend en compte les orientations pour la «prochaine génération des réacteurs à eau sous pression» définies par les Autorités de Sûreté Françaises et Allemandes en L EPR est dérivé des dernières générations des réacteurs construites en France (Réacteurs N4) et en Allemagne (Réacteurs Konvoi) et vise à intégrer l expérience et les connaissances de sûreté acquises sur les réacteurs en exploitation. Les options de sûreté proposées bénéficient par ailleurs des résultats d actions de recherche et développement en particulier dans le domaine des accidents graves dont les principaux résultats sont présentés dans le présent rapport préliminaire de sûreté. Les principales options de sûreté de l EPR ont été présentées aux Autorités de Sûreté Françaises et Allemandes et ont fait l objet d instructions techniques détaillées avec IPSN/GRS entre 1993 et Les conclusions des Autorités de Sûreté suite à ces instructions ont fait l objet des «Directives Techniques pour la conception et la construction de la nouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression». L instruction par l Autorité de Sûreté française s est poursuivie depuis fin 2000 et a donné lieu à un certain nombre de Groupes permanents d experts pour les réacteurs nucléaires associant des experts allemands. Les Directives Techniques ainsi que les demandes de la DGSNR et les engagements d EDF formulés lors de ces différentes phases d instruction du Projet sont prises en compte dans le présent rapport préliminaire de sûreté. Par courrier du 28/09/2004, l Autorité de Sûreté Française a communiqué la position des pouvoirs publics en indiquant que les options de sûreté retenues pour le réacteur EPR «satisfont globalement à l objectif fixé d amélioration générale de la sûreté» et demande que cette appréciation soit confirmée par l analyse d un certain nombre d études de conception détaillée. La tranche EPR comporte principalement : Un réacteur nucléaire à eau ordinaire sous pression à 4 boucles, dont la puissance thermique maximale est fixée à 4500 MWth. Une installation de production d énergie électrique dont la puissance unitaire de dimensionnement des équipements est d environ 1630 MW électrique pour une puissance thermique cœur de 4500 MWth. Les circuits auxiliaires nécessaires au fonctionnement normal et accidentel. Le rapport de sûreté traite à la fois des installations standardisées de la tranche dont la conception est valide quel que soit le site choisi en France et de l adaptation au site. Le chapitre 1.2 du rapport de sûreté identifie les ouvrages de l EPR dont la conception est standard et ceux dont la conception est spécifique du site de FLAMANVILLE. En complément, et pour des raisons de coûts et d optimisation de l installation la notion de «sous standard bord de mer froide» est introduite dans la définition du référentiel grands chauds de l EPR présenté au chapitre 3.3. Elle couvre l implantation d une tranche EPR en bord de Manche (du Nord de la France au Finistère). Cette notion est utilisée pour le dimensionnement du circuit de refroidissement d eau brute et des systèmes de ventilations des ouvrages et équipements standards. Le rapport de sûreté contient les renseignements qui intéressent la radioprotection et la sûreté nucléaire de l installation notamment : la description du site et de son environnement, la description de la tranche EPR incluant les principaux plans d installations standardisés et/ou de site, les caractéristiques principales de l installation, les bases générales de conception des structures, systèmes et équipements participant au fonctionnement et au maintien de l installation en état sûr, les conditions envisagées pour la réalisation de ces structures, systèmes et équipements, la justification vis à vis de la sûreté du dimensionnement standard compte tenu des caractéristiques spécifiques du site et de son environnement, les règles d analyse de sûreté et les études détaillées d un certain nombre de transitoires enveloppes, une estimation des rejets d effluents radioactifs et des conséquences radiologiques en fonctionnement normal et accidentel tenant compte de l environnement du site, l objectif de dose collective et la mise en œuvre de la démarche d optimisation de la radioprotection des travailleurs. Ces informations ont un niveau de détail supérieur à celui fourni lors des demandes antérieures d autorisation de création pour les tranches du Parc nucléaire Français du fait de l importance de l instruction réalisée lors de l avant projet détaillé. Elles doivent permettre d apprécier le niveau de sûreté des installations envisagées. Les dispositions prises au niveau de la conception et au niveau de la qualité de réalisation doivent permettre d exploiter l installation dans le respect de la réglementation en vigueur pour les travailleurs les personnes du public et l environnement. Conformément au contenu de l article 3 du décret n du 11 décembre 1963, le rapport préliminaire de sûreté EPR traite également des risques «classiques» de l installation et des dispositions prises pour les prévenir

2 2. STRUCTURE DU RAPPORT DE SURETE EPR 2.1 LE PLAN DU RAPPORT DE SURETE EPR Le plan du Rapport de Sûreté EPR s inspire de celui donné à titre indicatif au paragraphe II de l annexe de l instruction du 27 mars 1973 relative à l application du décret n du 13 mars Il a été défini sur la base de celui du Basic Design Report version 99 (BDR 99) lui-même dérivé de la Réglementation Américaine NRC Regulatory Guide (RG) Il prend en compte les chapitres spécifiques de la démarche de sûreté EPR notamment pour ce qui concerne la démarche de réduction du risque (catégorie de réduction du risque, RRC), la prise en compte des EPS (Etudes Probabilistes de Sûreté) et du Facteur Humain à la conception. Le Rapport Préliminaire de Sûreté EPR a été rédigé à partir du Basic Design Report version 99 (BDR 99). Il tient compte des remarques de la DGSNR sur le plan et contenu du rapport préliminaire de sûreté transmises à EDF par courrier du 14 janvier LE CONTENU DU RAPPORT DE SURETE Le Rapport Préliminaire de Sûreté comporte les éléments suivants : une présentation des caractéristiques du site de FLAMANVILLE et de son environnement en matière de sûreté nucléaire, une description générale des installations et leurs principales caractéristiques, une estimation des conséquences radiologiques dans l environnement pendant le fonctionnement normal de l installation, les règles d analyse de sûreté et les bases générales de conception des ouvrages, matériels et systèmes, une analyse préliminaire de chaque système explicitant les dispositions retenues en matière de sûreté nucléaire en conformité avec les règles de sûreté, une description générale du fonctionnement d ensemble de la tranche, les principes qui seront appliqués pour assurer la qualité de la conception, de la construction et des premiers essais, les principes retenus concernant les essais, les études d accident enveloppes et l évaluation de leurs conséquences radiologiques potentielles, les dispositions prises à l égard des situations accidentelles y compris accidents graves ainsi que vis à vis des agressions internes et externes, sous chapitre PRESENTATION DU SITE Le site du CNPE de Flamanville est situé en bordure de la Manche, sur la côte Nord-Ouest de la presqu île du Cotentin sur les falaises granitiques du cap de Flamanville. Le site se trouve sur le territoire de la commune de Flamanville, canton des Pieux dans le département de la Manche à 1 km du port de Diélette et à 21 km de la ville de Cherbourg (voir 1.2 FIG 1 et FIG 2). Les villes et agglomérations avoisinantes les plus proches sont : à l Est : Flamanville (1 km), à l Est-Sud-Est : les Pieux (5 km), au Nord-Est : Cherbourg-Octeville (21 km). Les données qui ont justifié fondamentalement l implantation du CNPE de Flamanville ont été les suivantes : besoins en énergie électrique de la Basse-Normandie dont les centres gros consommateurs sont proches, d une part, et de la Région Parisienne où les implantations sont plus difficiles, d autre part, disponibilité de l eau de mer pour le refroidissement des les principaux résultats de l Etude Probabiliste de Sûreté, les dispositions prises à la conception vis à vis de la radioprotection incluant une évaluation prévisionnelle de dose collective, du contrôle des rejets radioactifs et du démantèlement de l installation. 2.3 LA STRUCTURE DES CHAPITRES PRESENTANT LES EXIGENCES DE SURETE Le Rapport de Sûreté identifie les exigences de sûreté par le biais d un paragraphe spécifique placé en tête des chapitres concernés et numéroté «0». Pour les systèmes, la rédaction du paragraphe 0 se fait selon le plan type suivant : les fonctions de sûreté devant être assurées par le système, les critères fonctionnels associés, les exigences relatives à la conception, les exigences relatives aux essais. 2.4 LES REDACTEURS DU RAPPORT PRELIMINAIRE DE SURETE La rédaction du Rapport Préliminaire de Sûreté a été réalisée par : Coté EDF : le Centre National d Equipement Nucléaire (CNEN), le Centre National d Equipement de Production d Electricité (CNEPE), le Service Etudes et Projets Thermiques et Nucléaires (SEPTEN), le Centre d Ingénierie de Construction et Environnement (CIDEN). Coté Constructeur : La société AREVA NP. La coordination d ensemble a été assurée par le CNEN. Par ailleurs, EDF DPN (Division Production Nucléaire) a participé à la validation du Rapport Préliminaire de Sûreté. DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE 1. PRESENTATION GENERALE DE LA TRANCHE condenseurs, avec un brassage important assurant une bonne dilution des rejets due à la présence de courants marins forts, aspects favorables de la géologie du site, à savoir la bonne qualité du rocher pour les fondations et la proximité immédiate des fonds marins, réserves foncières disponibles et bonne acceptation de la part de la région. Le site est prévu pour recevoir quatre tranches nucléaires. Une étude d impact générale prévue initialement pour la construction et le fonctionnement de quatre tranches a été réalisée et soumise à enquête publique (du 5 novembre au 16 décembre 1976) dans le cadre de la procédure de Déclaration d Utilité Publique (DUP). La DUP a été prononcée par décret du 22 décembre 1977 pour les quatre tranches. Actuellement, le CNPE de Flamanville est constitué de deux tranches ayant chacune une puissance d environ 1300 MW. Les mises en service industrielles des deux tranches du CNPE de Flamanville ont été prononcées en décembre 1986 pour la tranche 1

3 (INB n 108) et en mars 1987 pour la tranche 2 (INB n 109). Le site de Flamanville étant prévu pour accueillir quatre tranches la plate-forme et les accès routiers sont déjà réalisés DESCRIPTION GENERALE DU SITE Description d ensemble Le site, situé en bordure de mer, a été constitué par déroctage partiel de la falaise coté Est et remblaiement sur la mer coté Ouest. Il représente environ 120 ha, dont la moitié en emprise sur la mer Description des deux tranches en exploitation Les tranches 1 et 2 actuellement en exploitation ont été réalisées selon le standard du palier 1300 MW - train P4 pour ce qui concerne la partie nucléaire et le standard du palier 1300 MW - train P 4 pour ce qui concerne la partie classique (salle des machines). Elles sont installées sur une plate-forme faisant face à la mer et réalisée par excavation de la falaise à 12,40 m NGF. (Cf. 1.2 FIG 3) Chacune de ces 2 tranches comporte principalement : un bâtiment réacteur abritant la chaudière, un bâtiment combustible, un bâtiment des auxiliaires nucléaires, un poste de transformation et d évacuation de l énergie, une salle des machines avec le poste d eau, une station de pompage, un bâtiment de traitement des effluents. Les tranches 1 et 2 utilisent des ouvrages communs : une station de déminéralisation, des ouvrages d eau (prise d eau, chenal de prise, rejet ), des locaux administratifs, ateliers, magasins, laverie dénommés bâtiment «H» dans ce qui suit Description de la tranche EPR Plan masse de la tranche EPR Cf. 1.2 FIG Implantation de la tranche 3 La tranche 3 du CNPE de FLAMANVILLE constitue une installation nucléaire de base (INB) au sens du décret n du 11 décembre 1963 modifié, et ne peut en conséquence être créée qu après autorisation par décret, au terme d une procédure comportant notamment une enquête publique, l avis conforme du ministre chargé de la Santé et la consultation de la Commission interministérielle des installations nucléaires de base. La troisième unité sera implantée à côté de l unité 2, sans modifier les périmètres des installations existantes. Le dossier soumis à enquête publique, dont le contenu est fixé par le décret n du 23 avril 1985 pris pour l application aux installations nucléaires de base de la loi n du 12 juillet 1983 relative à la démocratisation des enquêtes publiques et à la protection de l environnement et codifié aux articles R123-1 à R du Code de l Environnement,. et par l article 3 du décret de 1963 précité, comprend en particulier l étude d impact requise par le décret n du 12 octobre 1977 pris pour l application de l article 2 de la loi n du 10 juillet 1976 relative à la protection de la nature. La tranche 3, d une surface au sol d environ m2 est implantée au plus près au nord de la tranche 2. L ensemble de l Ilot Nucléaire est implanté côté Est (côté falaise) sur le rocher sain. Son bâtiment réacteur est aligné sur l axe des bâtiments réacteurs tranches Liste des ouvrages constitutifs de l INB Les ouvrages sont repérés sur les figures jointes selon la codification donnée entre parenthèses. Ces ouvrages sont les suivants : Le bâtiment du réacteur (HR ou BR) qui abrite principalement la chaudière nucléaire, Le bâtiment des auxiliaires de sauvegarde et le bâtiment électrique répartis en quatre divisions contenant chacune un train de systèmes de sauvegarde avec systèmes électriques de support (HLA/HLF, HLB/HLG, HLH/HLC, HLI/HLD ou BAS- BL division 1 à 4), Le bâtiment combustible (HK ou BK), Le bâtiment des auxiliaires nucléaires (HN ou BAN), Les bâtiments diesels (HDA, HDB, HDC, HDD ou BD), La bâtiment de traitement des effluents (HQ ou BTE), La salle des machines, (HM ou SDM), avec le turbo-alternateur, le condenseur, le poste d eau alimentaire, Le bâtiment électrique de l îlot conventionnel aussi appelé bâtiment électrique non classé (HF ou BLNC), La plate-forme d évacuation d énergie (HT ou TP-TS) et d alimentation des auxiliaires (HJ), La tour d accès (HW), La station de pompage (HP ou SDP) avec les bassins de pré-rejet (HCB) et de rejet (HCA), Le pôle opérationnel d exploitation (HB ou POE), Le stockage gaz (HZ), Le bâtiment de traitement et de collecte des eaux de site (HX). Les installations classées ICPE sont détaillées en section DESCRIPTION GENERALE DE LA TRANCHE 2.1. HYPOTHESES GENERALES Généralités La tranche 3 est implantée au plus près de la tranche 2. L entraxe tranche 2 / tranche 3 est de 175 m et non de 152 m comme pour les deux premières tranches, compte tenu principalement de : l importance des bâtiments diesels sur EPR, l implantation dans cette inter-tranche des plates-formes des transformateurs des deux tranches Niveau de la plate-forme Le niveau de la plate-forme de la tranche 3 est identique à celui des tranches 1 et 2 (+ 12,4 NGF - N niveau 0 du site), ce qui est rendu possible par le bon équilibre déblais-remblais Voies d accès et voiries du site de Flamanville Une route périphérique interne au site dessert l ensemble des tranches. Passant à l Est en pied de falaise, longeant au Nord la clôture du site, elle redescend en bord de mer entre les salles des machines et les stations de pompage. Elle permet l accès à toutes les tranches du site. Cette route entoure le pôle opérationnel d exploitation et le bâtiment H (laverie, atelier chaud, atelier de décontamination) des tranches 1 et 2 sur toutes leurs faces. En plus de la voie périphérique à l ensemble du site, des voiries d accès aux différents ouvrages permettent l acheminement des équipements et la maintenance Autres aménagements On trouve en sous-sol du site le réseau de terre, les voiries et réseaux 1.2

4 divers (VRD) et les galeries de liaison entre les ouvrages. Un rideau étanche entoure sur deux côtés la zone de la tranche 3 en longeant la tranche 2 coté Sud et en rejoignant la digue à l ouest à travers un «bouchon» provisoire dans le chenal. Ce bouchon est terrassé entre la tranche 2 et la tranche 3. Un nouveau bouchon étanche est créé entre la tranche 3 et la zone Nord IMPLANTATION DES OUVRAGES Ilot nucléaire Les ouvrages sur le radier commun Les bâtiments de l îlot nucléaire situés sur le radier commun sont : le bâtiment réacteur, les 4 bâtiments des auxiliaires de sauvegarde, le bâtiment combustible. Ce radier a approximativement la forme d une croix avec au centre, le bâtiment réacteur et en périphérie : le bâtiment combustible, les bâtiments électriques et auxiliaires de sauvegarde. Le bâtiment réacteur est de forme cylindrique. L enceinte de confinement est de type «double enceinte» avec une enceinte interne précontrainte et une enceinte externe en béton armé. Le bâtiment combustible, est de forme rectangle prolongé par une forme trapézoïdale jusqu à l interface avec le bâtiment réacteur. Les trois groupes de bâtiments électriques et des auxiliaires de sauvegarde, sont de forme similaire Chaque division comporte les auxiliaires de sauvegarde et les matériels électriques Une galerie circulaire est aménagée en sous face du bâtiment réacteur pour permettre la mise en tension des câbles verticaux de précontrainte de l enceinte interne. Elle est indépendante du radier Les autres ouvrages de l îlot nucléaire L îlot nucléaire au sens large comporte aussi : un bâtiment des auxiliaires nucléaires, une tour d accès, les bâtiments diesels, le bâtiment de traitement des effluents (BTE). Le bâtiment des auxiliaires nucléaires est fondé sur un radier indépendant à coté du bâtiment combustible. Les 2 bâtiments diesels abritent chacun 2 diesels principaux et 1 diesel d ultime secours.. Ils sont en béton armé, fondés sur un radier indépendant Le bâtiment de traitement des effluents est en béton armé. Il est subdivisé en 2 parties : une partie entreposage (HQA), une partie traitement des effluents (HQB). Conçu pour deux tranches, le bâtiment de traitement des effluents est accolé au bâtiment des auxiliaires nucléaires de la tranche 3. Il faut noter que sur le site de Flamanville certaines fonctions sont assurées par le bâtiment «H» déjà construit pour les tranches 1 et 2 (laverie, atelier chaud, atelier de décontamination) Ilot conventionnel L îlot conventionnel est constitué principalement des ouvrages suivants : la salle des machines, le bâtiment électrique non classé, La Salle des Machines La salle des machines est implantée entre le chenal d amenée et l îlot nucléaire selon un axe Est-Ouest. Le bâtiment électrique non classé (BLNC ou HF) regroupe les matériels électriques non classés de l îlot conventionnel et des autres ouvrages de la tranche hors îlot nucléaire. Il est accolé à la salle des machines et à proximité de la plate-forme d évacuation d énergie Autres ouvrages de site On distingue dans ces ouvrages, les ouvrages spécifiques à la tranche 3 et les ouvrages mutualisés pour toute ou partie des autres tranches du site de Flamanville. Les ouvrages spécifiques à la tranche 3 sont : Les ouvrages d eau : - station de pompage, - canal d amenée, - ouvrage de rejet. La plate-forme d évacuation d énergie (transformateurs principaux, pylône haute tension, poste aéro-souterrain et liaisons correspondantes). Certains ouvrages nouveaux comportent des fonctionnalités communes à l ensemble des tranches du site : Le pôle opérationnel d exploitation (POE), Le bâtiment de stockage des gaz et produits chimiques, Le bâtiment de collecte et de traitement des eaux de site (HX) comprenant : - un bassin de confinement, - un décanteur - déshuileur. L unité de dessalement (HYS), La bâche d eau déminéralisée de l îlot nucléaire (SED), Les bâches de stockage des effluents (HC) Les ouvrages au bord du chenal Au bord du canal d amenée sont juxtaposées pour chaque tranche : la station de pompage, l ouvrage de rejet composé des parties rejet et pré-rejet. L implantation de ces ouvrages : minimise les travaux de confortement du bouchon entre tranche 2 et tranche 3, largement entaillé par la fouille de l ouvrage le plus au sud, permet d implanter un bassin de confinement et le passage de différents émissaires à coté de la station de pompage contenu dans le bâtiment HX, permet l implantation d un nouveau bouchon en travers du chenal en bout de tranche La plate-forme d évacuation d énergie La plate-forme d évacuation d énergie est implantée le long de la façade sud de la salle des machines. Elle regroupe un ensemble (HT) : pôles du transformateur principal sur la partie ouest de la plate forme, transformateurs de soutirage, un poste sous enveloppe métallique (PSEM), la plate forme du transformateur auxiliaire (HJ) à proximité du BLNC Le pôle opérationnel d exploitation Le pôle opérationnel d exploitation assure : des fonctions de bâtiment administratif en superstructure, des fonctions d atelier magasin froid en rez-de-chaussée (mutualisées avec les autres tranches du site), des fonctions d accès en «zone contrôlée» aux sous-sols (vestiaires, contrôles d accès, gestion des dosimètres). C est un ouvrage sur 9 niveaux, dont 3 enterrés ; les 5 niveaux supérieurs étant aménagés en 3 bâtiments parallèles. Le rez-dechaussée et les étages inférieurs constituent un ensemble monobloc. Cet ouvrage fait l objet d une étude architecturale (comme la salle des machines) pour donner une image contemporaine de la tranche

5 EPR s insérant harmonieusement dans l environnement existant (tranches 1-2). Conçu pour 2 tranches EPR (bâtiment mutualisé), il est implanté au plus près des salles des machines et des îlots nucléaires pour minimiser les temps de déplacement des personnels, au nord de la salle des machines de la tranche 3. Des galeries et des passerelles assurent la liaison avec les tours d accès et les salles des machines de la tranche 3. La partie sud le long de la tranche 3 comporte un seul niveau La plate-forme de stockage gaz Le stockage gaz est implanté à proximité de la tranche 2. Le bâtiment de collecte et de traitements des eaux de site. Le bâtiment HX comprend : un bassin de confinement, un décanteur et le déshuileur, Le bâtiment HX prévu pour deux tranches est un ouvrage semienterré contre lequel sera réalisé le bouchon du chenal entre la 3. DESCRIPTION DES OUVRAGES tranche 3 et la zone Nord L unité de dessalement 3.1. CRITERES D IMPLANTATION ET D INSTALLATION DES OUVRAGES Pour l implantation et l installation des ouvrages, les aspects principaux suivants ont été pris en compte : Les exigences de sûreté qui figurent dans les réglementations en vigueur, Le respect des critères de conception, en particulier vis-à-vis des agressions internes et externes, Le respect des contraintes techniques et environnementales, en accord avec la réglementation en vigueur (refroidissement, rejet d effluents, redondance, séparation géographique ), L autonomie de la tranche au regard des équipements auxiliaires (fourniture de vapeur auxiliaire, d air comprimé, de gaz ), Les impositions de sécurité, y compris incendie (sectorisation feu, réseau incendie, issues de secours ), distances de sécurité, et évacuations, Les critères de radio-protection y compris la séparation des zones contrôlées et non contrôlées. Les critères de conception et de dimensionnement sont détaillés au sous chapitre Exigences d implantation et d installation liées aux accès et à la manutention Critères d implantation et d installation liés à l incendie L implantation des bâtiments doit permettre l accès des services d incendie et de secours et la mise en œuvre des moyens d intervention. A cet effet, l implantation des bâtiments permet : La réalisation de voies permettant l accès des engins : La réalisation de voies échelles (section de voies utilisable pour la mise en station des échelles aériennes) de caractéristiques similaires aux voies engins complétées et modifiées comme suit : Les accès aux bâtiments de sûreté doivent être assurés par deux voies indépendantes. La limitation de l extension d un incendie est obtenue en découpant les bâtiments en volumes de feu qui utilisent les principes de séparation physique ou géographique. Règles de sécurité concernant les issues de secours et les zones protégées. Un axe de dégagement est défini dans toutes les parties de la construction permettant l évacuation des occupants (notamment issues de secours, cages d escalier ). Les axes de dégagement sont de deux types : axes de dégagement protégés, constituant des zones de passages L unité de dessalement commune aux trois tranches est implantée à proximité de l unité de déminéralisation actuelle des tranches 1 et Les bâches d eau déminée A proximité des bâches SED des tranches 1 et 2, une bâche SED supplémentaire de 800 m3 est implantée au sud du site Les bâches de stockage des effluents Cette fonction est assurée pour toutes les tranches du site par des bâches 0SEK, 0KER et 0TER. Trois bâches 0KER supplémentaires de 750m3 sont ajoutées et deux bâches 0SEK existantes mais inutilisées jusqu ici sont mises en service L aire d entreposage des déchets TFA L aire d entreposage des déchets TFA du site pourra être utilisée exceptionnellement en tant que zone tampon pour les déchets «EPR» en cas de difficulté d évacuation en ligne. protégées des effets du feu, axes de dégagement dits «normaux» ou «non protégés» : axes de circulation à l intérieur d un local conduisant à un axe de dégagement protégé. La distance maximale de cheminement jusqu à une issue de secours est définie comme la distance entre tout point d un local et un couloir, un escalier ou une cage d escalier de secours protégé ou l extérieur. Cette distance est mesurée en longueur de cheminement maximal autorisé. D après la Réglementation Française relative aux conditions de travail (Code du Travail) : la distance de cheminement vers une issue de secours ne doit pas dépasser 40 m, sauf si des dispositions spécifiques sont prises. Tous les locaux où cette distance est dépassée ont été identifiés. Cela ne concerne qu un nombre limité de zones (comme l accès au pont polaire ou l accès à certaines galeries techniques où l accès reste exceptionnel). L acceptabilité des écarts identifiés est examinée au cas par cas en tenant compte des dispositifs mis en place pour atteindre un lieu sécurisé. pas de voie sans issue (cul-de-sac) de plus de 10 m. le débouché au niveau du rez-de-chaussée d un escalier doit s effectuer à moins de 20 m d une sortie sur l extérieur. Les dimensions minimales de passage sont calculées en fonction du nombre de personnes appelées à y circuler et des moyens de secours susceptibles d y être utilisés. Les issues de secours protégées sont mises en surpression par rapport aux locaux susceptibles d être sinistrés et sont séparées des zones non protégées par des portes coupe-feu étanches aux fumées. Les issues de secours transitent par des cages d escalier protégées et/ou des passages protégés dans la tour d accès vers l extérieur. Les cages d escaliers protégées constituant un dégagement principal sont conçues selon les exigences suivantes : dimensions des cages d escaliers et palier permettant le passage d un brancard standard, séparation des voies de circulation (haut-bas) au niveau du sol sauf dans le cas des galeries. Des issues de secours secondaires sont prévues : soit sous forme de cages d escaliers, soit sous forme d échelle, si cela est acceptable en termes de nombre de personnes prévues dans la zone ou l étage concerné Maintenance, contrôle en service et conditions de manutention d équipements

6 Dégagements de sécurité pour les grues Pour éviter tout risque d accrochage, le dégagement de sécurité entre les pièces externes mobiles de moyens de manutention stationnaires ou sur rails et les structures ou objets disposés autour de ceux-ci, à l exception des mécanismes de levage et des fixations de charge, est d au moins de 0,60 m verticalement (au-dessus, en dessous) et latéralement Conditions de manutention Dans les locaux où la manutention d équipements est nécessaire à l exploitation ou à la maintenance, un équipement de levage est fourni, sauf lorsque la masse de la charge est inférieure à 20 kg et que l emplacement de cet équipement est situé en dessous du niveau de la poitrine et qu il est d accès facile pour une personne. Le premier montage des équipements mécaniques (échangeurs de chaleur, pompes, ventilateurs ) est permis soit par des réservations de béton 2ème phase soit par l implantation de parois ou de dalles amovibles. En situation de maintenance, des parois ou dalles amovibles permettent l accès et la manutention de certains équipements. Des dispositions spéciales sont prises pour le remplacement des équipements comme les accumulateurs, les réservoirs de décharge du pressuriseur, etc. Le remplacement est effectué en démontant plusieurs équipements, puis en les remontant sur site. Pour permettre la maintenance, sauf indications contraires dictées par des règles d implantation spécifiques au composant, un dégagement minimum de 0,60 m est disponible autour de tous les composants susceptibles de faire l objet d un contrôle en service ou d une maintenance Zones de circulation En règle générale, un passage libre minimum de 1,10 x 2,20 m est assuré partout sauf dans les galeries, où la largeur minimale du passage libre vaut 0,90 m Critères d implantation et d installation liés aux agressions internes Les agressions internes (Cf. section 3.4.0) ne doivent pas se propager d un train de sûreté (ou de la piscine de désactivation) à un autre. Un critère de séparation géographique et/ou physique est retenu. Par exemple, les propagations d incendie ou d inondation interne sont évitées par des dispositions constructives sur les voiles ou trémies rebouchées de séparation : dispositifs d étanchéité ou matériaux coupe-feu. Ils ne doivent pas non plus se propager de l îlot conventionnel à l îlot nucléaire (notamment risque missile) Critères d implantation et d installation liés aux agressions externes Les exigences, les bases de conception et l analyse de sûreté associées aux agressions externes sont présentées dans le sous chapitre 3.3 du RPS. Elles se distribuent comme suit en fonction des bâtiments : Séisme et explosion - Séisme et explosion sont pris en compte pour le bâtiment réacteur, les bâtiments des auxiliaires de sauvegarde 1 à 4, le bâtiment des auxiliaires nucléaires, la station de pompage, la bâtiment combustible et le bâtiment de traitement des effluents. - La salle des machines et le bâtiment électrique conventionnel sont non-agresseurs de l îlot nucléaire en cas de séisme. Protection contre les chutes d avion - La protection, vis à vis de la chute accidentelle d avions, est assurée par : - une protection complète pour les bâtiments susceptibles de contenir du combustible. Cette protection est assurée par une «coque avion» : c est le cas du bâtiment réacteur et du bâtiment combustible, - une protection pour les bâtiments renfermant des systèmes de sauvegarde, soit par leur protection par la coque avion, soit par une séparation géographique suffisante des systèmes de sauvegarde redondants. Le dimensionnement de la coque avion couvre l ensemble des familles d aviation. Inondation - dans certaines situations accidentelles, les réservoirs de grande capacité peuvent déverser. L inondation externe est évitée en choisissant le lieu d implantation ou en mettant en place une rétention, - le niveau de la plate-forme doit être supérieur au niveau de plus hautes eaux de sécurité. Ce critère est enveloppé par le calage au niveau plate-forme des tranches 1 et Critères d implantation et d installation liés à la radioprotection L objectif des exigences de radioprotection est de réduire l exposition du personnel pendant les opérations d inspection en service et de maintenance. Le sous-chapitre 12.4 décrit le remontage des doses EPR par rapport à cet objectif. Cet objectif amène les critères suivants qui affectent l agencement intérieur des bâtiments : Les équipements sont disposés selon leurs besoins d accessibilité et les niveaux de radiation dans des compartiments séparés (réservoirs/échangeurs de chaleur - pompes - soupapes), Le cheminement du personnel se fait des zones à niveau de radiation plus faible vers des zones à niveau de radiation plus élevé Critères d implantation et d installation liés aux circuits et à la piscine d entreposage du combustible usé L implantation des circuits détermine la conception des bâtiments à partir des critères suivants : réduction des longueurs de raccordement, exigences liées à la mise en pression des circuits (NPSH), activité des circuits. L implantation de la piscine de désactivation est déterminante pour la conception du bâtiment réacteur et du bâtiment combustible. Elle doit : permettre le chargement des conteneurs de combustibles, permettre l inspection et la réparation des assemblages combustibles usés, permettre l entreposage du combustible usé en dehors du bâtiment réacteur CARACTERISTIQUES DES BATIMENTS Liste des ouvrages standards et de site Liste des ouvrages standards La liste des ouvrages standards est la suivante : Le bâtiment du réacteur, Le bâtiment des auxiliaires de sauvegarde et le bâtiment électrique, Le bâtiment combustible, Le bâtiment des auxiliaires nucléaires, La tour d accès, Les bâtiments diesels, La bâtiment de traitement des effluents, La salle des machines avec le turbo-alternateur, le condenseur, le poste d eau alimentaire, Le bâtiment électrique non classé

7 Ces ouvrages font partie de l îlot nucléaire sauf les deux derniers ouvrages cités qui font partie de l îlot conventionnel Liste des ouvrages de site La liste des ouvrages de site est la suivante : La station de pompage avec les bassins de pré-rejet et de rejet, La plate-forme d évacuation d énergie et d alimentation des auxiliaires, Le pôle opérationnel d exploitation, Le stockage gaz, Le bâtiment de traitement et de collecte des eaux de site, L unité de dessalement, La bâche d eau déminéralisée, Les bâches de stockage des effluents, Les galeries, L aire TFA (voir ) Bâtiments standards de l Ilot Nucléaire L accès du personnel aux zones radiologiques contrôlées des bâtiments de l îlot nucléaire se fait par une galerie d accès, à partir du pôle opérationnel d exploitation ou, pour le personnel de conduite, par la tour d accès Le bâtiment réacteur L enceinte de confinement se compose d une paroi interne cylindrique en béton précontraint et d un voile externe en béton armé séparés par un espace dit entre enceintes. Une peau d étanchéité métallique revêt la face interne de l enceinte interne Dispositions d atténuation des conséquences d accidents graves Le bâtiment comprend en partie basse un dispositif de récupération et de refroidissement du corium destiné en cas d accident grave à éviter la dégradation du radier du bâtiment réacteur. D une surface de 170 m2, cette «zone d étalement du corium» est disposée à côté de la base du puits de cuve. Elle est décrite plus en détail dans le Implantation du circuit primaire L installation du circuit primaire de l EPR est caractérisée par les paramètres suivants : Emplacement symétrique des piquages des branches chaudes et froides sur la cuve du réacteur, Pressuriseur situé dans une zone distincte, Supportages verticaux des pompes primaires et des générateurs de vapeur, Paroi de béton entre les boucles et entre les branches chaudes et froides de chaque boucle afin de protéger l ensemble des modes communs, Paroi de béton (mur secondaire de protection) autour du circuit primaire pour protéger l enceinte des missiles et pour réduire les radiations des boucles primaires vers la zone annulaire Réservoir de stockage de l eau des piscines (IRWST) Le réservoir de stockage de l eau des piscines qui sert également de réserve d eau en cas d accident, est situé dans le fond du bâtiment, entre le puits de cuve et la jupe des structures internes au niveau inférieur. La zone entre ce réservoir et la paroi de l enceinte est en grande partie remplie de béton afin d éviter les volumes morts. Les principales données prises en compte dans l implantation sont les suivantes : Volume d eau en exploitation normale : m3, Capacité d eau en arrêt de tranche : m Zone du système de contrôle chimique et volumétrique (RCV) Cette zone est située au droit du bâtiment combustible au-dessus de la zone d étalement du corium et sous les compartiments piscine du réacteur. Elle s étend du puits de la cuve à la jupe des structures internes. Elle est divisée en différents locaux. Des précisions complémentaires sont apportées dans la sous section Purge des générateurs de vapeur (APG) Le ballon d éclatement des purges et l échangeur régénérateur sont situés, devant deux divisions du bâtiment des auxiliaires de sauvegarde Lignes de vapeur principales et lignes d eau alimentaire normale Les lignes de vapeur principales (VVP) et les lignes d eau alimentaire normale (ARE) sortent en toiture des bâtiments électriques de deux divisions et cheminent le long des murs pignons des deux autres L espace annulaire L espace annulaire est essentiellement une zone de circulation pour le personnel. Elle permet d accéder aux différents locaux d équipements dans le bâtiment réacteur. Elle est également utilisée pour les tuyauteries et les chemins de câbles pour une distribution de la périphérie vers l intérieur du bâtiment réacteur Accessibilité pendant la phase «fonctionnement» Le risque d impact radiologique sur le personnel est limité par un «concept à deux zones» : l espace de service accessible tranche en puissance, un compartiment équipements comportant des locaux inaccessibles ou à accès limité pendant le fonctionnement du réacteur. Des détails concernant la séparation des compartiments matériels sont fournis en section Accès au bâtiment réacteur Le bâtiment réacteur dispose de sas pour le personnel desservant l intérieur du bâtiment réacteur à différents niveaux. Un tampon d accès matériel (TAM), situé au niveau du plancher de service, fait également office d accès pour le personnel pendant les arrêts de tranches, lorsqu il est ouvert Accès à l espace entre enceintes Les possibilités d accès à l espace entre enceintes sont prévues depuis les bâtiments périphériques. Elles sont situées de manière à faciliter l accès aux équipements (traversées, chemins de câbles, etc.) et à répondre aux exigences de protection contre l incendie Les bâtiments des auxiliaires de sauvegarde Ces bâtiments abritent les systèmes classés de sûreté. Ces systèmes sont conçus en général selon une quadruple redondance, chaque train étant situé dans des divisions physiquement distinctes Zone mécanique Chaque division contient une partie mécanique dédiée aux circuits de sauvegarde (RIS, ASG et leurs systèmes support) ainsi que, pour les divisions 1 et 4, au circuit de refroidissement ultime de l enceinte (EVU). Le troisième train PTR est situé dans une des 4 divisions Zone Electrique, Contrôle-Commande et Chauffage, Ventilation, Climatisation d air Les systèmes électriques de sûreté, le contrôle commande (CC), la salle de commande, ainsi que les systèmes liés au chauffage, à la ventilation et à la climatisation d air des divisions sont disposés dans la zone non contrôlée (ZNC). La salle de commande, ainsi que des locaux d exploitation ou techniques sont situés au-dessus et sous les centrales de ventilation. La salle de commande est installée dans une des 4 division. La station de repli est située dans une autre division et à un niveau différent de la salle de commande. Les systèmes de chauffage, de ventilation et de climatisation d air de la salle de commande et des salles annexes sont réparties dans deux bâtiments électriques

8 Casemates VVP et ARE Ces casemates constituées de voiles épais en béton armés protègent entre autre ces lignes contre les agressions externes Accès aux bâtiments électriques et des auxiliaires de sauvegarde L accès pour le personnel est scindé en deux zones radiologiques différentes : un accès à une zone radiologique contrôlée, un accès à une zone radiologique non-contrôlée. L accès à la zone radiologique des bâtiments des auxiliaires de sauvegarde se fait par un passage séparé sécurisé et aux niveaux supérieurs par un escalier sécurisé. L accès principal à la zone radiologique non-contrôlée des bâtiments électriques se fait depuis la tour d accès, selon la tranche, et la salle de commande principale par un passage distinct sécurisé. Au niveau de chaque division, le passage sécurisé est relié à toutes les zones radiologiques non-contrôlées par des escaliers et des ascenseurs Le bâtiment combustible Le bâtiment combustible est situé sur le même radier que le bâtiment réacteur et les bâtiments électriques et des auxiliaires de sauvegarde. Sa protection contre la chute d avion est assurée par la coque avion. Les structures internes du bâtiment sont séparées du mur de protection externe afin de garantir l intégrité des structures internes vis-à-vis des vibrations induites. Ce bâtiment abrite : Les deux principaux trains du système de refroidissement de l eau de la piscine (PTR), Le système de contrôle de borication de sécurité (RBS), Le système de contrôle chimique et volumétrique (RCV). Les trains redondants de ces systèmes sont physiquement séparés par un voile divisant en deux parties le bâtiment. Le bâtiment combustible abrite : la piscine de désactivation, la fosse de chargement des châteaux, la station de transfert, les compartiments d entreposage et d inspection des assemblages combustibles neufs. les unités de filtration d air d échappement en cas d accident, les systèmes de ventilation de l espace entre enceintes, une partie du système de ventilation par balayage de l enceinte ; le réservoir de contrôle volumétrique du RCV et les réservoirs de stockage d acide borique. Le toit du bâtiment combustible supporte la cheminée d évacuation des effluents gazeux en provenance du bâtiment des auxiliaires nucléaires. L accès aux différents niveaux du bâtiment combustible se fait par l une ou l autre des deux cages d escaliers sécurisées Le bâtiment des auxiliaires nucléaires Le bâtiment des auxiliaires nucléaires abrite les systèmes d exploitation nucléaire et les zones de maintenance. Les principaux systèmes installés dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires sont les suivants : Le circuit de traitement des effluents primaires (TEP / stockage de réfrigérant et d eau déminéralisée, traitement de réfrigérant et purification de réfrigérant), Le système de traitement de l eau des piscines (PTR), Le système de traitement des effluents gazeux (TEG), Une partie du système de traitement et de refroidissement des purges du générateur de vapeur (APG), Les systèmes opérationnels de ventilation et d eau glacée du bâtiment des auxiliaires nucléaires. Une partie du bâtiment est conçue comme une zone radiologique non-contrôlée dans laquelle se trouve une partie du système d eau glacée. Les laboratoires spéciaux d échantillonnage des systèmes sont situés au niveau le plus bas du bâtiment. Toutes les sorties d air des zones radiologiques contrôlées des bâtiments de l îlot nucléaire sont dirigées, collectées et contrôlées dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires avant d être évacuées par la cheminée La tour d accès La fonction principale du bâtiment est de contrôler l accès à l îlot nucléaire : L accès à la zone contrôlée via une galerie technique, L accès aux zones non contrôlées se fait à un niveau supérieur. Ce bâtiment abrite les locaux suivants : le local dédié à la maintenance et la décontamination de petits éléments, des locaux dédiés à l exploitation, des locaux techniques Les bâtiments des diesels Les deux bâtiments diesel sont géographiquement séparés afin de respecter les exigences de protection contre les chutes d avion. Leur position est fixée par des impératifs de maintenance et la possibilité d introduire ou d évacuer aisément un des moteurs. Chaque bâtiment diesel dispose de deux groupes diesel principaux alimentant chacun une division de sauvegarde et un groupe d ultime secours. Les deux générateurs redondants et le générateur d ultime secours avec leurs auxiliaires sont protégés contre les agressions internes par un mur de séparation. Les deux bâtiments diesel sont conçus pour résister au séisme et à l explosion Le bâtiment de traitement des effluents (BTE) Comme indiqué au paragraphe , cet ouvrage est divisé en 2 parties, l une dédiée à l entreposage des coques (HQA), l autre dédiée au traitement des effluents (HQB). La conception en plan du bâtiment de traitement des effluents a été déterminée de manière à prendre le moins de place possible entre les deux tranches Partie entreposage Elle est constituée : d une partie lourde servant de hall d accueil aux stations mobiles pour le conditionnement des résines. Elle comprend un niveau servant à la commande et à l entretien du pont roulant. Elle abrite également la presse à compacter qui est utilisée pour le conditionnement des déchets faiblement actifs, d une partie légère, constituée par le hall de stockage des fûts et conteneurs TES, avec en particulier l accès des convois routiers, un local de contrôle des fûts avant évacuation et un local de stockage des résines APG Partie traitement des effluents Elle est constituée d une zone lourde qui abrite principalement le TEU (stockage de tête, chaînes de traitements) et le TES (stockages des résines, concentrats, cellule d enfûtage des filtres). Elle abrite également une centrale de production de béton et de stockage des agrégats ainsi que les locaux du système de réfrigération intermédiaire du BTE (TRI). On y trouve également les locaux électriques et la salle de commande du BTE Ouvrages de l îlot conventionnel La salle des machines L implantation de la salle des machines par rapport à l îlot nucléaire est fixée pour permettre le passage des tuyauteries VVP, des galeries inter-tranches et pour laisser un espace suffisant pour les prises d air de l îlot nucléaire.

9 La salle des machines abrite le groupe turbo-alternateur (groupe GTA), les sécheurs surchauffeurs (GSS), le condenseur et le poste d eau alimentaire et leurs systèmes auxiliaires. Le bâtiment se décompose en deux parties : En partie basse : les installations du GTA, en zone centrale, et, en périphérie, les différents planchers intermédiaires avec les autres matériels et réseaux de tuyauteries, Au-dessus du plancher turbine, un hall unique doté des matériels de manutention lourde nécessaires au montage et à la maintenance des équipements. La salle des machines est conçue de manière à éviter tout risque d agression contre les bâtiments de l îlot nucléaire. Le plancher turbine est organisé pour permettre le stockage des principaux composants de la turbine en phase de maintenance et l accès aux matériels des niveaux inférieurs au travers de trémies. Un pont principal 350/70 t et un pont auxiliaire 20 tonnes permettent les manutentions de montage et de maintenance Le bâtiment électrique de l Ilot Conventionnel Le bâtiment électrique de l îlot conventionnel abrite les tableaux électriques normaux et sécurisés, qui alimentent les systèmes de l Ilot Conventionnel, et le contrôle commande qui pilote et surveille ces systèmes. Les sources électriques de 10 kv proviennent des transformateurs de soutirage ou du transformateur auxiliaire. Les câbles de liaison cheminent dans des galeries distinctes. Le bâtiment électrique de l îlot conventionnel alimente en 10 kv les sources permanentes de chacun des 4 bâtiments électriques de l îlot nucléaire. Le bâtiment électrique de l Ilot Conventionnel est séparé en deux secteurs de feu de manière à réduire les risques de perte des sources externes. Les locaux sont équipés d une ventilation mécanique ou sont climatisés en fonction des exigences techniques Autres ouvrages du site Certains bâtiments n appartiennent ni à l Ilot Conventionnel ni à l Ilot Nucléaire, que leur fonction soit technique ou non Ouvrages au bord du chenal La station de pompage La station de pompage est située à proximité du canal d amenée. La station de pompage contient les équipements permettant d assurer la source froide : des auxiliaires des îlots nucléaire et conventionnel, du circuit de refroidissement secondaire (condenseur). Il s agit d une structure massive conçue pour résister aux séismes. La station de pompage est composée de quatre voies d aspiration distinctes : les deux voies centrales comportent chacune quatre pertuis (passages étroits) ; elles sont équipées de tambours filtrants et alimentent principalement les circuits d eau brute secourue (SEC) et de l eau de circulation (CRF), les deux voies latérales comportent chacune un seul pertuis ; elles sont équipées chacune d un filtre à chaîne et alimentent principalement les circuits d eau brute secourue (SEC) et de l eau de refroidissement des auxiliaires conventionnels (SEN). Chaque pertuis comporte une grille fixe associée à un dégrilleur assurant une fonction de pré-filtration. Les aspirations sont isolables par batardeaux. Le système d entraînement en rotation des tambours filtrants et des filtres à chaînes permet d amener les détritus et organismes marins piégés sur les panneaux filtrants hors de la zone de transit de l eau, afin de les évacuer. La vitesse d entraînement est augmentée en cas d élévation de la perte de charge au niveau du filtre. Un système de lavage permet d évacuer les détritus accumulés sur les panneaux filtrants, afin de conserver leur capacité de filtration. Un ponton flottant disposant de plaques anti-hydrocarbures est installé devant la station de pompage. Les quatre trains SEC sont indépendants et séparés géographiquement. Les alimentations en eau de mer des pompes du circuit SEC et du circuit de refroidissement ultime (SRU) sont banalisées et permettent, en cas d arrêt d un tambour filtrant ou d un filtre à chaînes, d assurer l alimentation de celles-ci. Les systèmes de prise d eau et de filtration de l eau brute sont décrits au chapitre L ouvrage de rejet L ouvrage de rejet est situé contre la station de pompage, le long du canal d amenée. Il est constitué d une partie pré-rejet et d un bassin de rejet. Partie pré-rejet La partie pré-rejet est située entre la station de pompage et le bassin de rejet, le long du canal d amenée. Cette partie d ouvrage est destinée à recueillir les détritus marins provenant de la station de pompage. Les détritus marins sont recueillis à l aide de bennes à fond troué, qui sont ensuite évacuées par camion. L eau est remontée dans le bassin de rejet pour évacuation en mer à l aide de vis d Archimède. Les principales dimensions de l ouvrage sont définies en section 2. Bassin de rejet Il s agit d une structure en béton dont les principales dimensions sont décrites en section 2. Le bâtiment est relié à une galerie sous-marine d environ 700 m de long, pour assurer le rejet en mer. Ce bassin est séparé en deux parties : une partie dans laquelle arrive le rejet des pompes SEC et SRU, cette partie étant munie d un seuil, l autre partie dans laquelle arrive le retour des pompes CRF et des pompes SEN La plate-forme d évacuation d énergie La plate-forme des transformateurs jouxte la salle des machines et est située à proximité du bâtiment électrique de l îlot conventionnel. La plate-forme d évacuation d énergie abrite le transformateur principal (TP) et les deux transformateurs de soutirage (TS). Une autre plate-forme, mitoyenne de la plate-forme HT, accueille le transformateur auxiliaire (TA) qui est toujours sous tension. La disposition permet de garantir la séparation physique des sources d alimentation de la tranche EPR entre le TS et le TA. La distribution de l énergie venant du TA est de plus divisée en deux pour rester compatible avec la conception électrique de l îlot conventionnel Le pôle opérationnel d exploitation (POE) Ce bâtiment rassemble les différentes fonctions d exploitation spécifiques aux tranches EPR ou communes au site. Il abrite plus spécifiquement les locaux suivants : les locaux d accès à la zone contrôlée (vestiaires), des ateliers et les entrepôts, des bureaux (services administratifs et techniques), des laboratoires, un local calculateur, le centre de documentation. Le pôle opérationnel d exploitation n est pas classé sûreté, il ne contient pas d installations classées sûreté, ni d équipement classé sûreté. Il est néanmoins calculé pour ne pas agresser un bâtiment diesel en cas de séisme

10 Le stockage gaz Le stockage gaz est une plate-forme indépendante qui sert à stocker et à fournir les gaz nécessaires au fonctionnement de la tranche. L installation respecte les règles de sécurité en vigueur Le bâtiment de collecte et de traitement des eaux de site (HX) Ce bâtiment comprend un bassin de confinement, un décanteur et un déshuileur. L arrêté du 31/12/99 demande de ne pas rejeter dans l environnement d effluents pollués y compris en cas d incendie ou de déversement incidentel sur la voirie. Le bassin de confinement assure la rétention tampon des effluents en cas d un tel incident et permet de se donner le temps d analyser l eau pour définir le traitement adapté avant rejet. Il est disposé en antenne par rapport au réseau d eaux perdues non polluées (SEO). Le décanteur-déshuileur a pour but de séparer et d isoler les eaux huileuses collectées par le réseau SEH en cas d incident (explosion d un transformateur principal, incident de dépotage...) en vue de ne rejeter dans le réseau SEO que des eaux épurées Le poste d eau déminéralisée Le poste d eau déminéralisée, qui a été construit pour les tranches existantes, sert de secours et d appoint aux trois tranches de Flamanville. Dans le but de préserver les ressources en eau des cours d eau qui alimentent actuellement les tranches 1 et 2, une unité de dessalement est installée dans une extension de la station de déminéralisation. Ce bâtiment fera environ 20 m x 20 m. Cette unité produit en eau déminéralisée les besoins des trois tranches de Flamanville. Les différents équipements et systèmes de distribution sont décrits dans la section Les galeries Différentes galeries sont prévues pour relier les bâtiments sur le site. L accès aux galeries est défini au cas par cas. Il est disposé de manière à éviter les liaisons entre les zones de différentes natures (chaud / froid, contrôlé / non contrôlé). 4. DESCRIPTION DES PRINCIPAUX SYSTEMES 4.1. DESCRIPTION DE LA CHAUDIERE La chaudière nucléaire est un réacteur à eau pressurisée d une puissance de 4500 MWth conçu pour une durée de vie de 60 ans. La centrale peut fonctionner en base ou effectuer du suivi de charge entre 25 et 100 % de la puissance nominale. Elle est conçue pour effectuer jusqu à 2 suivis de charge par jour. La chaudière nucléaire est constituée : d un cœur contenant 241 assemblages combustible. La structure d un assemblage combustible est celle d un réseau carré de 17x17 comprenant 265 crayons combustibles. Le combustible se présente sous la forme de pastilles d UO2. Il est également possible d utiliser des pastilles de MOX (Mixed Oxyde). Les pastilles sont enfermées dans une gaine en alliage de zirconium pour former les crayons combustible, de 4 boucles de refroidissement, remplies d eau pressurisée à 155 bars abs. Chaque boucle est constituée d une pompe primaire, d un générateur de vapeur et de tuyauteries de raccordement. La vapeur est produite dans la partie secondaire des générateurs de vapeur, à une pression de 78 bars abs à pleine puissance, d un pressuriseur, dont la fonction est de maintenir une pression constante dans le circuit primaire, de chaînes d instrumentation permettant de contrôler les différents paramètres de fonctionnement de la chaudière et de mettre en œuvre automatiquement des mesures ayant pour but d éviter la sortie du domaine de fonctionnement normal, de 89 grappes de contrôle,. Les grappes, associées au bore dilué dans l eau de refroidissement primaire, permettent de contrôler la réactivité du cœur, de plusieurs systèmes auxiliaires nécessaires au pilotage et au maintien en état sûr du réacteur DESCRIPTION DES PRINCIPAUX CIRCUITS AUXILIAIRES DE LA CHAUDIERE Système d injection de sécurité / refroidissement du réacteur a l arrêt (RIS/RRA) Le système RIS/RRA combine les fonctions d injection de sécurité et de refroidissement du réacteur à l arrêt. Une description détaillée du système RIS est donnée dans le souschapitre 6.3. Le système RIS/RRA est constitué de 4 trains séparés et indépendants, chacun de ces trains étant capable d injecter de l eau borée dans le circuit primaire par un accumulateur, une pompe d injection de sécurité moyenne pression (RIS MP) et une pompe d injection de sécurité basse pression (RIS BP) munie au refoulement d un échangeur de chaleur. De plus, le système assure l extraction contrôlée de chaleur du circuit primaire, principalement la puissance résiduelle du cœur, par la pompe et l échangeur RIS BP et la ligne de contournement de l échangeur. Les accumulateurs injectent dans la branche froide des boucles primaires. Les pompes RIS MP et BP aspirent dans l IRWST et refoulent également dans les branches froides du RCP, via les piquages d injection communs (les trains RIS BP peuvent être mis manuellement en configuration d injection simultanée en branches chaudes et froides). L aspiration des trains RIS BP peut également se faire à partir des branches chaudes en vue d assurer la fonction de refroidissement du réacteur à l arrêt (l aspiration et le refoulement se font alors dans la même boucle). Les pompes RIS MP, BP et les échangeurs RIS BP sont réfrigérés par le système de refroidissement intermédiaire du réacteur (RRI). Une diversification du refroidissement est mise en place sur les pompes BP de deux trains. En effet, ces pompes peuvent également être refroidies par air (DEL) en cas de défaillance du RRI. Les accumulateurs sont situés à l intérieur de l enceinte de confinement. Les pompes RIS MP et BP se trouvent dans la zone contrôlée des bâtiments de sauvegarde. Les échangeurs RIS BP sont également installés dans les bâtiments de sauvegarde. Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants secourus par les diesels principaux Réserve de fluide primaire dans l enceinte (IRWST) Une description détaillée de l IRWST est donnée dans le souschapitre 6.3. L IRWST est un réservoir contenant une grande quantité d eau borée. Elle collecte l eau qui peut être déchargée à l intérieur de l enceinte de confinement en cas d accident. L IRWST joue le rôle de réserve d eau des pompes RIS, EVU (système d évacuation ultime d énergie de l enceinte) et, éventuellement, RCV (circuit de contrôle volumétrique et chimique du réacteur) et assure le noyage de la zone d étalement du corium en cas d accident grave. Des filtres et des dispositifs anti-colmatage assurent la protection des pompes RIS et EVU contre la migration de débris en conditions accidentelles Système de borication de sûreté (RBS) Une description détaillée du système RBS est donnée dans le souschapitre 6.7. Le système RBS est constitué de deux trains séparés et indépendants, capables d assurer l injection à haute pression d eau borée dans le circuit primaire. Chacun de ces trains se compose d un réservoir d eau borée, d une pompe volumétrique et de deux lignes

11 d injection en branches froides, via les piquages d injection de sécurité. Les réservoirs et les pompes RBS sont implantés dans le bâtiment combustible. Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants secourus par les diesels principaux. Chaque pompe peut être alimentée par deux trains électriques Système d alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG) Une description détaillée du système ASG est donnée dans le souschapitre 6.6. Le système ASG est constitué de 4 trains indépendants, assurant chacun l alimentation en eau d un générateur de vapeur par un réservoir ASG au moyen d une pompe. Les réservoirs ASG contiennent de l eau déminéralisée. Les collecteurs installés entre les quatre réservoirs, normalement fermés, permettent de disposer de la réserve d eau des quatre trains. Les collecteurs installés entre les lignes d injection, normalement fermés, permettent d assurer l alimentation de tous les générateurs de vapeur en cas, par exemple, de défaillance d une pompe. Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants secourus par les diesels principaux. De plus, afin de faire face aux situations de perte totale des alimentations électriques, Deux trains sont également secourus par deux diesels d ultime secours démarrés manuellement et diversifiés par rapport aux quatre diesels de secours Système de refroidissement intermédiaire (RRI) Une description détaillée du système RRI est donnée dans le souschapitre Le système RRI est constitué de 4 trains séparés et indépendants, chacun de ces trains ayant un rôle de barrière intermédiaire et d extraction de chaleur des échangeurs des 4 trains RIS/RRA par une boucle fermée de refroidissement équipée d une pompe et d un échangeur de chaleur (au refoulement de la pompe). La source froide est fournie par le système SEC (eau brute secourue). Les boucles de refroidissement du RIS/RRA sont indépendantes. Deux boucles séparées, appelées communs 1 et communs 2 permettent d améliorer la fiabilité et la souplesse d exploitation pour les autres circuits utilisateurs tels que PTR (traitement et refroidissement de l eau des piscines) et RCV (contrôle chimique et volumétrique du réacteur). L indépendance des trains RRI est assurée par des vannes d isolement : la configuration des vannes permet aux communs d être normalement en liaison avec l un des deux trains et isolé de l autre. Les pompes et les échangeurs RRI sont situés dans les bâtiments de sauvegarde, hors zone contrôlée. Les pompes RRI sont elles-mêmes refroidies par de l eau RRI. Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants secourus par les générateurs diesel principaux Système d eau brute secourue (SEC) Une description détaillée du système SEC est donnée dans le souschapitre Le système SEC se compose de 4 trains séparés et indépendants, chacun de ces trains assurant l extraction de chaleur des échangeurs RRI au moyen d une pompe. Les pompes SEC sont situées en station de pompage. Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants secourus par les diesels principaux Système de traitement et de refroidissement de l eau des piscines (PTR) Une description détaillée du système PTR est donnée dans la section Le système PTR est divisé en deux sous-systèmes : le système de refroidissement de l eau de la piscine et le système de traitement de l eau de la piscine. Refroidissement de l eau de la piscine : Ce sous-système se compose de deux trains principaux séparés et indépendants, assurant l extraction de chaleur de la piscine de désactivation. Ils sont constitués de deux pompes et d un échangeur de chaleur. Le système de refroidissement de l eau de la piscine est également doté d un troisième train afin d assurer le secours en cas de perte des deux trains principaux. Ce troisième train comprend une pompe et un échangeur de chaleur. Le système de refroidissement de l eau de la piscine aspire et refoule dans la piscine de désactivation. Les pompes et échangeurs principaux (l échangeur est refroidi par le système RRI) se situent dans le bâtiment combustible. Chaque train principal est affecté à un commun RRI, et peut ainsi être refroidi par deux trains RRI. L échangeur de chaleur associé à la troisième file est réfrigéré par une chaîne de refroidissement intermédiaire dédiée appartenant au système EVU, connectée à la source froide ultime (SRU). Le système est alimenté électriquement par des trains indépendants. Chaque pompe peut être alimentée par deux trains électriques. Les trains principaux sont secourus par diesels principaux. Le troisième train est également secouru par les diesels d ultime secours (uniquement lorsque la tranche est dans les états d arrêt D à F). Système de traitement de l eau des piscines : Le sous-système de traitement de l eau des piscines est constitué d une boucle de purification dédiée à la piscine de désactivation, d une boucle de purification dédiée à la piscine réacteur et à l IRWST et de boucles d écrémage pour la piscine réacteur et la piscine de désactivation (une boucle d écrémage par piscine). Le système comprend deux filtres à cartouche, un déminéraliseur et un filtre (afin de piéger les résines) utilisés pour purifier l eau des piscines. Un filtre à cartouche additionnel est installé sur la boucle d écrémage de la piscine de désactivation. Les mouvements d eau entre l IRWST, la piscine réacteur et les compartiments transfert BK et chargement du château de plomb sont assurés par le système PTR Système de contrôle volumétrique et chimique (RCV) Une description détaillée du système RCV est donnée dans la section Le RCV assure le contrôle chimique (ex : borication) et volumétrique (ex : appoint) du circuit primaire, au moyen des fonctions suivantes : décharge, reprise des fuites aux joints des GMPP, charge, injection aux joints des GMPP. Par la décharge, le RCV aspire le fluide d une boucle primaire qui passe alors par un échangeur régénérateur et deux trains en parallèle, chaque train étant équipé d un échangeur haute pression et d un dispositif de détente haute pression. Le système de reprise des fuites aux joints des GMPP est constitué d un barillet collectant les fuites aux joints des quatre pompes, connecté au ballon RCV. La ligne de charge comprend deux pompes de charge qui aspirent dans le ballon RCV ou l IRWST, et injectent dans deux branches chaudes et dans le pressuriseur (fonction d aspersion auxiliaire). L injection aux joints des GMPP s effectue au travers d un barillet alimentant les joints des quatre pompes. Le fluide utilisé pour cette injection provient de la ligne de charge, via deux filtres disposés en parallèle (les deux filtres ne sont pas utilisés simultanément). Le dispositif de contrôle chimique et volumétrique est constitué d un ballon RCV et de liaisons avec le système de purification du réfrigérant primaire, le système de dégazage du réfrigérant, le système de stockage et de traitement du fluide primaire (TEP) et le système d appoint en eau et en bore (REA). 1.2

12 L échangeur régénérateur est refroidi par la charge et réchauffé par la décharge. Il se trouve dans le bâtiment réacteur. Les échangeurs haute pression se trouvent également dans le bâtiment réacteur et sont associés à des communs RRI différents. Par conséquent, deux trains RRI sont disponibles pour le refroidissement de chaque échangeur. Les pompes de charge RCV se trouvent dans le bâtiment combustible et sont refroidies par RRI. Le ballon RCV est situé dans le bâtiment combustible. L alimentation électrique du système est assurée par deux trains différents. La plupart des actionneurs RCV sont secourus par les générateurs diesel principaux Système de vapeur et de transformation d énergie Une description détaillée du système de vapeur et de transformation d énergie est donnée dans le chapitre 10. Groupe turbo-alternateur Le groupe turbo-alternateur est conçu pour transformer l énergie de la vapeur reçue des générateurs de vapeur en énergie électrique. Ce n est pas un système de sûreté. Cependant, il est conçu pour déclencher automatiquement lors de la sollicitation des certaines protections du réacteur. Circuit de Vapeur Principal (VVP) / Circuit de décharge à l atmosphère (VDA). Les circuits VVP / VDA ont pour fonction : de fournir la vapeur principale à la turbine et aux autres utilisateurs de vapeur principale en salle des machines en fonctionnement normal, de participer à l extraction de la puissance résiduelle vers le condenseur (s il est disponible) ou vers l atmosphère en phase d arrêt de tranche ou en situations incidentelles ou accidentelles, d assurer la protection des générateurs de vapeur contre les surpressions par mise à l atmosphère de la vapeur en situations incidentelles ou accidentelles, de refroidir le primaire jusqu à l atteinte de la pression d injection du RIS MP en cas d APRP petite brèche ou de RTGV par relâchement de vapeur à l atmosphère ou vers le condenseur (s il est disponible), d isoler la partie secondaire des générateurs de vapeur en cas d accidents générant un appel excessif de vapeur, de confiner l activité en cas de RTGV par isolement des lignes vapeur. Le VVP est constitué de quatre trains identiques classés (un par GV). Chaque train se compose de : une vanne d isolement de vapeur principale, un train de décharge à l atmosphère, constitué d une vanne de décharge et d une vanne d isolement (système VDA), deux soupapes de sécurité, la tuyauterie menant du limiteur de débit du GV à la sortie des casemates des vannes vapeur principales, les vannes classées et la tuyauterie de la ligne de conditionnement, les vannes classées du système de récupération des condensats d exploitation. Condenseur principal Le condenseur principal reçoit la vapeur détendue de la turbine et la refroidit grâce au système de refroidissement de tranche. Ce dispositif permet également d évacuer la puissance du primaire pendant les phases d arrêt et de redémarrage. Le condenseur participe aussi à l évacuation de la vapeur vive dans le cas de certains transitoires comme l îlotage ou le déclenchement turbine. Système de contournement de la turbine au condenseur La conception de ce système n est pas basée sur des impératifs de sûreté. Il est principalement conçu pour : éviter la sollicitation du système de décharge à l atmosphère (VDA) et des soupapes du pressuriseur lors des transitoires comme l îlotage, le déclenchement turbine ou l arrêt automatique du réacteur, éviter l ouverture des soupapes VVP et éviter un échauffement excessif du primaire à la suite d un arrêt automatique du réacteur, extraire l énergie stockée et la chaleur résiduelle du primaire de façon contrôlée lors des phases de refroidissement du primaire jusqu aux conditions de connexion du RRA, faciliter la régulation de la pression secondaire lors du démarrage de la turbine et notamment au moment du couplage DESCRIPTION DU GROUPE TURBO- ALTERNATEUR ET DU POSTE D EAU Des descriptions détaillées du groupe turbo-alternateur et du poste d eau sont données dans le chapitre 10. Le circuit secondaire est conçu pour une puissance thermique de la chaudière de 4524 MW (puissance des pompes primaires incluse). Le circuit secondaire est constitué de : la partie secondaire des générateurs de vapeur, où l eau secondaire est transformée en vapeur, le groupe turbo-alternateur, constitué d une turbine et d un alternateur triphasé. Le groupe turbo-alternateur a pour rôle de transformer l énergie thermique contenue dans la vapeur, sortant des générateurs de vapeur, en énergie électrique. La turbine, qui transforme l énergie de la vapeur en énergie mécanique, comporte un corps haute pression (HP), trois corps basse pression (BP) à double flux et deux séparateurs surchauffeurs verticaux utilisés pour le séchage au cours de la détente de la vapeur. L énergie résiduelle est transférée à la source froide via le condenseur. La vitesse de rotation nominale de la turbine est de 1500 tr/mn. L alternateur est refroidi par de l hydrogène et de l eau sous pression. un poste d eau constitué : - d un ensemble de pompes d extraction, - d un ensemble de réchauffeurs basse pression haute pression, - d une bâche alimentaire également utilisée pour le dégazage et le réchauffage de l eau provenant des réchauffeurs basse pression, - de quatre motopompes alimentaires, chacune conçue pour fournir 33% du débit nominal requis (APA), - un système d alimentation normal en eau secondaire des générateurs de vapeur (ARE) comprenant pour chacun des GV une ligne petit débit et une ligne gros débit, - une pompe spécifique (AAD) permettant d alimenter les générateurs de vapeur en phase de démarrage et d arrêt de la tranche (puissance < 4% Pn) DESCRIPTION DU POSTE D ALIMENTATION ELECTRIQUE Une description détaillée du poste d alimentation électrique est donnée dans le chapitre 8. Le poste d alimentation électrique a pour mission de fournir la puissance appelée par tous les systèmes auxiliaires requis dans les différentes phases d exploitation de la tranche. Il se compose de deux parties : Les sources externes d alimentation électrique : - La source principale (400 kv), utilisée pour l évacuation de pissance électrique produite, le démarrage, le passage à l arrêt normal et le repli de la tranche en conditions accidentelles, - La source auxiliaire, utilisée pour replier la tranche en cas de perte simultanée de la source principale et de l alternateur. Les sources internes : quatre générateurs diesels principaux (10 kv

13 chacun) et deux générateurs diesels d ultime secours (690 V chacun). La tranche est connectée au réseau principal par un disjoncteur de ligne. Lorsque l installation débite sur le réseau, l énergie transite à travers le transformateur principal (20 kv/400 kv), le disjoncteur de groupe, puis le disjoncteur de ligne. L alimentation électrique des auxiliaires s effectue par deux transformateurs de soutirage à trois enroulements (400 kv / 2x10 kv chacun). L énergie vient alors du réseau ou de l alternateur dans les conditions normales d exploitation. Chaque enroulement secondaire des transformateurs de soutirage alimente un tableau électrique 10 kv différent. Ces 4 tableaux 10 kv forment la tête des 4 trains électriques. L alimentation électrique des auxiliaires peut également être réalisée par un transformateur auxiliaire à trois enroulements (400 kv / 2x10 kv), identique aux TS, directement connecté au réseau 400 kv de la tranche 2. En cas de nécessité d utilisation du réseau auxiliaire, un basculement a lieu entre les transformateurs de soutirage et le transformateur auxiliaire DESCRIPTION DES SYSTEMES PARTICIPANT A LA MITIGATION DES ACCIDENTS GRAVES Système de ventilation de l espace entre enceinte Une description détaillée du système EDE est donnée dans la section Le système de ventilation de l espace entre enceinte a pour fonctions : de maintenir en dépression l espace entre enceinte en situation accidentelle afin de collecter les fuites de l enceinte interne, en incluant le système de récupération des fuites externes des traversées sensibles, de rejeter l air de l espace entre enceintes à la cheminée de rejet après passage sur des filtres à particules haute efficacité et des pièges à iode, de retarder le relâchement de substances radioactives afin de profiter de la décroissance des produits de fission. Le système de ventilation de l espace entre enceinte est constitué de : deux trains de sûreté 100 %, physiquement séparés, équipés de filtres à très haute efficacité et de pièges à iode, un train 100 % utilisé en exploitation normale, sans filtration iode mais doté de filtres à particules haute efficacité. En cas d accident grave, ce train est isolé par des registres motorisés et la ventilation est assurée par les trains de sûreté Evacuation ultime d énergie de l enceinte (EVU) Une description détaillée du système EVU est donnée dans la section Le système EVU est un moyen ultime de mitigation conçu pour limiter la pression dans l enceinte de confinement et pour assurer l extraction de chaleur de l enceinte et de l IRWST en cas de défaillance des systèmes de sauvegarde suivie d un accident de fusion du cœur (RRC-B), ou en cas d APRP avec perte de l ISBP. Le système EVU est constitué de deux trains physiquement séparés (2 x 50% court terme / 2 x 100 % long terme). En cas d accident grave, l EVU n est requis à 100 % de ses capacités que durant la phase court terme (qui peut durer jusqu à 15 jours avec un cœur MOX) en vue de diminuer la pression dans l enceinte de confinement. En phase de gestion long terme, un seul train suffit à extraire la chaleur résiduelle et à maintenir la pression de l enceinte de confinement proche de la pression atmosphérique. Chaque train d évacuation de la chaleur de l enceinte est constitué : d une ligne dédiée d aspiration dans l IRWST, d une pompe et un échangeur, d un système d aspersion du dôme débouchant sur une rampe circulaire équipée de buses d aspersion ayant pour mission de diminuer la pression et la température dans l enceinte de confinement, d un système de refroidissement du radier (cf ) constitué de : - un dispositif de noyage passif, situé dans des compartiments séparés entre la zone d étalement et l IRWST, qui assure un noyage passif de la zone d étalement par l IRWST à l arrivée du corium, - une ligne de recirculation permettant l orientation du débit EVU vers l IRWST, et vers la ligne de refroidissement de la zone d étalement et du corium lorsque le dispositif de noyage passif est ouvert, - une fonction de refroidissement visant à extraire la chaleur résiduelle de l enceinte de confinement via les échangeurs EVU. Cette fonction est assurée par deux boucles de refroidissement intermédiaire dédiées chacune à un train EVU entre l échangeur intermédiaire et l échangeur EVU et dotées chacune d une pompe et d un ballon d expansion. Ces chaînes de refroidissement intermédiaires sont elles-mêmes refroidies par le système SRU (source froide ultime). Les trains EVU et leurs chaînes de refroidissement dédiées sont alimentés par des trains électriques indépendants secourus par les diesels d ultime secours Système de contrôle de l hydrogène Le concept de contrôle de l hydrogène est basé sur l utilisation de recombineurs catalytiques passifs répartis dans le bâtiment réacteur. Leur disposition permet de faciliter la convection globale dans l enceinte durant leur utilisation. Les recombineurs catalytiques passifs entrent spontanément en action lorsque la concentration en hydrogène sur les surfaces catalytiques dépasse un seuil minimum. Par ailleurs, des volets et des disques de rupture permettent de mettre en communication les compartiments de service avec les compartiments équipements en cas d augmentation de la pression, afin de diminuer la concentration en hydrogène de ceux-ci Système de refroidissement du radier Une description détaillée des systèmes concernés est donnée au chapitre Le système de refroidissement du radier est dédié au noyage passif du corium. Durant la phase de noyage passif du corium, l eau traverse d abord les canaux de refroidissement. La structure de refroidissement est composée de blocs d acier massif. La partie basse de ces blocs forme des canaux de réfrigération de section rectangulaire. L eau est amenée aux canaux de refroidissement par une canalisation centrale, qui connecte les deux cavités symétriques renfermant les dispositifs de noyage du corium. A la périphérie, les canaux débouchent sur un volume libre. Après l arrivée du corium dans la zone d étalement et l ouverture du dispositif de noyage, l eau de l IRWST remplit, par gravité, d abord la canalisation centrale, puis les canaux de refroidissement, et enfin le volume libre latéral. Cette circulation passive est établie jusqu à l équilibrage des colonnes d eau entre la zone d étalement et l IRWST. Ensuite, l eau de noyage du corium commence à bouillir, la vapeur produite étant relâchée dans l enceinte de confinement. Par conséquent, l aspersion par EVU sera nécessaire pour diminuer la pression dans l enceinte. Quand les pompes sont indisponibles ou hors service, la conception permet une extraction de puissance suffisante par le phénomène d évaporation dans les canaux de refroidissement

14 Système de dépressurisation en situation d accident grave Une description détaillée est donnée dans le sous-chapitre 5.4. Ce système comprend deux vannes de décharge permettant de dépressuriser le circuit primaire en cas d accident grave. Ces vannes sont installées sur une ligne connectée à la phase vapeur du pressuriseur par un piquage dédié. Ces deux vannes en série sont connectées en aval du piquage pressuriseur et en amont de la ligne de décharge menant au réservoir de décharge du pressuriseur. Ces vannes sont fermées en fonctionnement normal DESCRIPTION DE LA STATION DE POMPAGE La station de pompage est composée de quatre voies de filtration : 2 voies centrales, équipées chacune de quatre pertuis de préfiltration et d un tambour filtrant, pour la filtration combinée SEC/CRF, 2 voies latérales, équipées chacune d un pertuis de préfiltration et d un filtre à chaîne, pour la filtration combinée SEC/SEN. Chaque pertuis est équipé d une grille fixe associée à un dégrilleur. Les aspirations sont isolables par batardeaux. Un ponton flottant disposant de plaques anti-hydrocarbures est installé devant la station de pompage. Le système de filtration (CFI) fournit principalement l eau : au système SEC pour le refroidissement du RRI, au système CRF pour le refroidissement du condenseur, au système SEN pour le refroidissement des auxiliaires de la salle des machines, au système SRU pour le refroidissement des deux files EVU et de la troisième file PTR. Les pompes SRU peuvent puiser dans deux voies de filtration différentes, et en dernier recours dans le bassin de rejet de tranche. Les systèmes de prise d eau et de filtration de l eau brute sont décrits au chapitre DESCRIPTION DU TRAITEMENT DES EFFLUENTS Les effluents radioactifs ou susceptibles d être contaminés sont collectés séparément selon leur état (gaz, liquide ou solides) et leur qualité (réutilisables ou usés) par différents circuits et dirigés vers les installations de traitements des effluents liquides, gazeux et solides. Les liquides sont stockés, si nécessaire, avant réutilisation dans la centrale ou rejet à l extérieur. Les gaz sont rejetés à l extérieur après passage sur des filtres retardants pour la décroissance radioactive. Les déchets solides sont conditionnés avant évacuation hors du site. Les effluents primaires réutilisables, issus des décharges d eau primaire liées au fonctionnement de la centrale et en provenance du circuit primaire et du circuit RCV, sont collectés sans pollution par l oxygène et dirigés vers le circuit de traitement des effluents primaires TEP et sont recyclés en eau et acide borique d appoint pour le circuit primaire. Dans cette catégorie, est également incluse une grande partie des fuites contrôlées et des purges d équipement des circuits véhiculant du fluide primaire, collectées avec précaution par RPE et dirigées vers le circuit TEP. Les effluents usés non réutilisables, en provenance des installations nucléaires, sont collecté par les systèmes RPE et dirigés vers le système de traitement des effluents usés TEU situé dans le BTE EPR. Afin de faciliter leur traitement ou pour éviter une dispersion de contamination, une sélection est opérée, selon le degré de pollution chimique et radioactive. Pour cela, la collecte des effluents usés est organisée en 4 catégories : drains résiduaires (eaux de qualité primaire aérées et non réutilisables), drains de planchers (fuites de circuits et eaux des planchers des bâtiments nucléaires), effluents chimiques (eaux contenant du fluide primaire et polluées chimiquement), effluents de servitude (laverie, douches). Après traitement dans le BTE, les effluents liquides usés sont dirigés vers les systèmes de site existants (circuit de contrôle et de rejet des effluents liquides 0KER, système de réservoirs supplémentaires de santé 0TER et circuit de recueil, de contrôle et de rejet des exhaures de la salle des machines 0SEK). Le traitement des effluents gazeux est réparti entre différents systèmes : RPE partie effluents gazeux pour une partie de la collecte, TEG pour la recombinaison d hydrogène et la décroissance radioactive de gaz nobles et certains systèmes de ventilation (DWN, EBA, DWL). Le traitement des déchets solides est réparti entre le système de tranche TES et la partie du système TES situé dans le BTE EPR qui comprend des installations d entreposage et de conditionnement. L évacuation en ligne des déchets est privilégiée mais en cas de difficulté, les déchets TFA peuvent être entreposés exceptionnellement sur l aire TFA. 5. PRINCIPES GENERAUX D EXPLOITATION 5.1. REGLAGE DE LA PUISSANCE L EPR est conçu pour fonctionner en suivi de charge. Il participe également aux ajustements de puissance par le réglage primaire de fréquence et le réglage secondaire (téléréglage), en fonction des besoins du réseau électrique et des capacités d ajustement du réacteur, dans la limite des prescriptions fixées par les Spécifications Techniques d Exploitation. La tranche peut manœuvrer entre la puissance nominale et le minimum technique. Le suivi de charge permet de suivre les évolutions prévisibles de demande d énergie. Il peut être mis en œuvre entre 25% Pn et 100% Pn. Deux profils de suivi de charge sont prévus : Le suivi de charge léger, entre 60% Pn et 100% Pn, à la vitesse maximale de 5% Pn/mn 1, Le suivi de charge profond, entre 25% Pn et 60% Pn, à la vitesse maximale de 2,5 %Pn/mn 2. La tranche est capable de fournir entre le minimum technique et la puissance nominale : une réserve de +/- 2,5 % Pn au réseau pour le réglage primaire de fréquence avec une vitesse maximale de 1 % Pn/s, une réserve de +/- 4,5 % Pn au réseau entre le minimum technique et 60%Pn pour le réglage secondaire de fréquence avec une vitesse maximale de 1 % Pn/mn, une réserve de +/- 10 % Pn au réseau entre 60 % Pn et 100 % Pn pour le réglage secondaire de fréquence avec une vitesse maximale de 2 % Pn/mn. 1 Pour un taux de combustion < 80%. La vitesse maximale de variation n est pas encore définie pour un taux de combustion > 80%. 2 Pour un taux de combustion < 80%. La vitesse maximale de variation n est pas encore définie pour un taux de combustion > 80%

15 Des vitesses de variations de puissance supérieures sont admissibles en cas de perturbation importante du réseau (p. ex. 5 %Pn/mn sur le téléréglage) MAINTENANCE PREVENTIVE En raison de la conception de l EPR disposant de quatre trains de sauvegarde, une partie de la maintenance préventive peut être réalisée tranche en puissance (un train à la fois Dans les conditions décrites au sous-chapitre En arrêt de tranche, il est prévu de réaliser la maintenance préventive uniquement sur un train de sauvegarde à la fois en état E (piscine réacteur pleine), et sur deux trains simultanément dans l état F (réacteur complètement déchargé). Pour certains systèmes de classe de sûreté inférieure et pour les systèmes non classés, la maintenance préventive est en général autorisée à tout moment. Cependant, des restrictions seront possibles en raison des contraintes liées à la disponibilité de la tranche et aux exigences des Spécifications Techniques d Exploitation (STE). L étude probabiliste de sûreté (EPS) de l EPR, réalisée en intégrant la maintenance préventive tranche en puissance et à l arrêt, a permis de valider la maintenance en démontrant que le risque de fusion du cœur obtenu respecte les exigences de sûreté (voir sous-chapitre 13.2 et chapitre 18). Des essais de requalification sont réalisés à la fin de toute intervention de maintenance préventive sur un matériel afin de vérifier qu il a conservé les performances qu il avait avant la réalisation de l intervention. Les essais de requalification comprennent la requalification intrinsèque et la requalification fonctionnelle. Ils suffisent pour démontrer la disponibilité du matériel, et par conséquent ils dispensent de réaliser des essais périodiques suite à une intervention de maintenance. La stratégie de maintenance mise en œuvre pour l EPR est conforme à celle déjà en vigueur sur les CNPE français en exploitation, mais intégrée dès la conception. La démarche d optimisation de la maintenance par la fiabilité (OMF) est largement utilisée, et mise en œuvre dès la conception sur la plupart des systèmes à enjeu. Les principes de la maintenance préventive sont détaillés dans le chapitre INSTALLATIONS CLASSEES POUR LA PROTECTION DE L ENVIRONNEMENT Ce chapitre recense les Installations Classées pour la Protection de l Environnement (ICPE) liées à l implantation de la tranche EPR. Ce recensement permet de tracer les équipements et installations spécifiques EPR (Tr3) et ceux qui seront mutualisés (Tr0) pour l ensemble des trois tranches. Les installations inscrites à la nomenclature des Installations Classées pour la Protection de l Environnement (ICPE), situées sur un site nucléaire relèvent d un des trois statuts ci-après en fonction de leur localisation à l extérieur ou à l intérieur du périmètre de l INB (Installation Nucléaire de Base) et pour ces dernières en fonction du caractère nécessaire ou non à l exploitation de l INB. Equipements constitutifs d une INB ou Equipements nécessaires (repérés EN dans le tableau suivant) Les équipements constitutifs d une INB ou équipements qui participent de façon directe au fonctionnement des installations de l INB ou qui sont nécessaires à leur exploitation, leur surveillance ou leur maintenance sont soumis aux articles 2 et 3 du décret n du 11 décembre 1963 modifié relatif aux INB. ICPE situées à l intérieur du périmètre d INB (repérés 6BIS dans le tableau suivant) Les installations inscrites à la nomenclature des ICPE situées à l intérieur du périmètre d une INB et n étant pas nécessaires à l exploitation de cette INB relèvent des articles L511-1 et suivants du Code de l Environnement et font l objet de dérogations prévues à l article 6bis du décret n du 11 décembre 1963 modifié. Il s agit de produits ou substances en stock, ou d activités pouvant se pratiquer sans inconvénients pour le bon fonctionnement de l INB. ICPE situées à l extérieur du périmètre d INB appartenant au CNPE Les installations inscrites à la nomenclature des ICPE situées à l extérieur du périmètre d une INB et appartenant au CNPE sont soumises aux articles L511-1 et suivants du Code de l Environnement. Remarques : En fonction de leur taille (quantités stockées, puissance) les installations peuvent être soumises au régime de déclaration ou d autorisation. Elles sont non soumises si leur taille est inférieure aux critères définis ou si elles n apparaissent pas dans une rubrique de la nomenclature ICPE. La loi n du 19 juillet 1976 modifiée est codifiée dans le Code de l Environnement sous le titre 1er, Installations Classées pour la Protection de l Environnement du Livre V, Prévention des pollutions, des risques et des nuisances (articles L511-1 et suivants). La liste des ICPE et des équipements constitutifs est présentée dans les tableaux suivants : Tableau 1.2 TAB.1 : liste des équipements nécessaires de l INB, Tableau 1.2 TAB.2 : liste des ICPE de l INB, Tableau 1.2 TAB.3 : liste des équipements nécessaires temporaires, Tableau 1.2 TAB.4 : liste des ICPE hors périmètre INB et appartenant au CNPE. Ces tableaux présentent, pour chaque installation classée ou équipement, le numéro de nomenclature ICPE, la désignation correspondante, les installations concernées par ce numéro et leur capacité

16 !!,* * &* "#!! $$ " /0 1 %234 # #$ #$ / ;< = **& ;< = **) A+.. / ;< = **& ;< = **) A+. -. / ;< = **& ;< = **)! " # #$%&'( ) # #$ % &'( + + > + B D + >! $%" " &$ )** + 05&670 % %,(8 9** + )* =:0 5 5 )- =:0 5 5 )* =:0 )-?:0 5 5 ) ) =:0 5 5 )-?:0 )*?:055)*6:0 )*=:055)*?:0 )-'& 6:0 -, 6:0 -& 6:0 -, 6:0 -, 6:

17 ' (!! &99 &9&* "#!! $$ " " %.. % *, C : /8- /.#0 6<? C ),, +E & *, +E C 6? FD ** +E C " / 0? F / 'G* +E :; H :B H : H :D..0. "$!!! G,& 9* "#!! $$ " J.- # F + 1 /0 /0-0 ** % 9 C 6 )- &* D " # " #$ % &'( ' + #1 C % $ K& '&** ) &* G! $%" " &$,, +E I,**+E@,*55,**+E 7 8 &'** +E 9* +E '&* +E! $%" " &$ IG**D '*** D 0 I+ & ,*6@ * / H 8 )G*

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

19 !!,* "#!! $$ " /0 1 %234 # #$ #$ 3!, ) # #$ % (! ) ) # #$ %&'( ) < ) U # & ) G,& &** + + J. 7J<J8- # + G ) " % )HD! & ). % &'( L& G** D 0 %&G(! -& ) 0 % &G(! *-G ) 0 % &G( %,*(! ) ) 0 % &G( %,( &*.V &** D <#0 '*** D < &&..0 G, /# #1 % )*(! $%" " &$ 5,( 05&670 % %,(8 5,( &, &-'6 &*** + )G + &*6505&**6 &* + )*) + * + ' + &**6505,**6 '-,6 I G** D &,* D &6505,*6 ''-'

20 ' (!! "#!! $$ "! $%" " &$ &&* L/# ')& )* %,*( "- #0 % &* (-.0 %,* (- 0%&*(% * (- 0 % * (-.0 % &, (- # # F I &*** 6 C % $ 6) :; )** ; ) &**6505&***6 &6505&**6 ',* * ) ) J0 M *-) ) *-&,! 1 &-, ) <L G -) ) O * &, D O ).V &** O G** + 0I** * ) 505** ) A " 0 % * ( 0I&,*6 &-& ),*6505&,*6 J0 M ' ) J0 M ) J0 M )- ) &! )* ) %,*( ',- 6! & ) &, % )&( 7/ 8 &*( ;LK BLK8 % ' ( % )* ( &-& ) ** &,*6 7/ H 8 )6 9-, 6 )6 * / ;< = **& ;< = **) A CWP )- =:0 5 5 )* =:0 *-,, =:0 *-,, =:0 *-,, =:0 &'-& B:

21 ' (!! &* &,&& &,* "#!! $$ " A+. -. / ;< = **& ;< = **) F. / / + 6.! $%" " &$ *-,, =:0 *-,, =:0 )*=:055)*?:0 *-,, =:0 &'-& B:0 + A CWP = &,, F 1 P 1 '' +E. &9* P 1 9 C6 )*&?F ) +E7 8 <L..0 ', +E '*5C5&**BE * BE C I,* BE )9 +E./ G +E C I &* +E 7./8 )+E '' +E & 5 C 5 &* =E 7 / 8 ) +E ', +E &9&* %.. % *, C &9&, J XW ' +E,*55,**+E7 G)&G+E &+E 8 6F? -) +E,BE )*BE 0 " <L -9 +E &-, +E )-G +E CI*+E -& +E 9+E

22 !"! # '( )* " $ * +) ) ) ), ) - ) ) )) )+) ) '( 4*5 " ) )+ ) * )" 3" ' * +) 6 ) * 7. 8 '. '?'.) 3) ) ))) 6.6 < ))) )* ;1 ) = ))) 6>4 ))) ' 6 $!"! #$ % &./0 12 / $ * 9.2 ) " 9. * 0 62 '! *! 6 2 ) ) /0;1 % & 1 6 ) * : ;1 ;1 <<( ;1 <<( ;

23 !"! <( ' # 8 "+ 93)+))) #9@9& 3 ) )) 3))) 3 $ % & ' ) )3 ' ) )3 8 +) ) ) ++) ) 8. " 0 2!"! ) 0 6 ' )$ A '!"! )) ) ' )$ A < 6 ')? < "0' #$ % & < 7B' ( < C 7$ $+ < C ' A%$ %'?? < ':< '' 8 7$ ' ' - 'D - D ' E'%>'%B' 7B' ( < C ' 7$ $+ < C < A%$ %'?? < ' ' H A "+ ' ) >' : ) F )) G '' ' ) >' ' (!"! 3) ) ) >' (< ) F )) G

24 '(!"! ( 3) # ' E'%>'%B' ' $!"! #$ % & % & $+ < C ( < C >'( < ' # )% < & $+ < C ( < C >'( <!"! #$ % & <' < ))*) +) " + L ) ) " + I3 % * ' < 9" J ( < 4)*) < A 9"J<6 4 4: >' 9" J ' <!"! < < )) ) K+ 9" J : < )) ) K+ + # * & 4)*) M J ' < %3 *0 < %3 " J < %3 8)H *) # = )H ( < :'( ) ) = )H < <!*! < " )) = )H < #* )H& ' - & = )H <: < :

25 '(!"! ( (< : :' '' '( '( # 8 " - CD 3)3)" - C'D +)" - C'D )" - C'D < )" - :%D M < )" - :%D M - K:D ))*) 6 )" - :%D M 8 " #)+) 'D >BE ;BE& )* #)) +)& +) ) +) $ ) >@ N (K' >@ N (K < H )* +) ) +) $ ) >@ N (K' >@ N (K< 93 # * * ) ) +)))P& )* " $ > ) )+ ) ) " )3 $!"!' #$ % & % & < ' (< ) < - <D ))*) 6 <' ) < - <D ) )3 + ) K ) 3) ) ) 3) O)3 ) ) + - * #4& * *) ' + - * #4:& * ' +) * )" + - * #4& * ' +) ': 8 ) )*! "! ' #$ % & ( <: N"!! <: N" ' N" <:N"!!<:O" 'N".02!"!3 /0;1 M 3 +$ * +) '!*! * *) '!*!' 3 1!'!'!' N3 - )* /0' 1 1 # L ) 3 +$ 1 &

26 '(!"! '? L '?' # 4+)) ) # & + - ) ++* )) - / ) ) - ) 7 E/ 3 A E/ 3 A ( )) +))+" : ;1 + )) 4'' $ '!/!'N1 # 3 $ ) & % & 1#3& 1#3& ' 1#3& 1#3& 1#3& 1 ' 1 < 1 (( 1 + )) 4:9 (( 1 8 )) +))+" + )) 4' 4'' 4. 4' )) +))+" + )) 4'' (: 1 ' 1 9)) )3 1 )) 3)" 7)!! 1 #) &

27 '(!"! '?' '? # $ % & )))? 1 < 1 ))) < 1 ( 1 )))? 1 < 1 ))) '? 1 1 )))?' 1.) 3) ) #$ )& ++) Q;;;QQQ94 )) ) 93) )) /0;1 ;1 ;1 93) )) ' ;1 ) * )+ 3 - )" :' ;1 O)) < ;1 O)) L ))3 ) )+ ) )) - ' S +)) - ' S < ;1 ( S

28 ! " "!:!! " #! "! " 7 8%! " '% ; ; 2 < # $ % &'()'& * & % + ",% 3 % 14 * ) $!5 3 % 14 * ) $!5 & = * 2 ;! -* "./ 0-0 " 1./ "1./ 0-0 " 3./ - $6 " 1./ 0-0 " 3./ -9 $6 $ "2! 1./ " 1./ " 1./ - * < > 2 8? 2 ;!52 8?

29 "! "! 5"".! % %&'! 5"5!!!:!!:!2 " # & 8% / / # $ % &'()'& B/ %, ;, % ; # $ % &'()'& % # <@9 9 / D 9 % 9 6 % % ; D EEE # $ % &'()'& " # H % / D% D ; <@9 9 / D 9 8% '% ; ; 2 < - - D% $ # $ % &'()'& * / # $ % &'()'& # $ % &'()'& * D # $ % &'()'& *! $ -* / > 3A #*30/03 :! 3 -*30/0!3A #*0/0 / / / % C 3 -* / > 3F6A #*F60/0F6 / 9,G! 3F6! $ -* >! " FDA #* > " FD 0 " FD -* > " A #* 0 0 "!2"! " -* > 2 I?A #* I? 5C: I? #* < > 8? C2?

30 ! "# " $!!!!!!!%! " &! '! # $ % & ' ( ) *! "# " = =+ $!!!!!!, ' - 4 ' %5 :$'!:;:"3 $ ' $.' $ 4 ' ' >? ' ' 4 5 ', % $$. /B03 / B0 / 80 %,! *&D" #$. / +0 # / / 89 $,' - $!% #)12 11!- " 11 )6< &! '! = < 1' $ ' = 1 1 = # (3 $ '3 $ 3 / 03 A $$. / +0 2 / @ =@ / + + 1!- C " 1!- C " D:2+ D@&

31 ! ( ) "# " $!!!!!! 4' 5! 3 ' " E E =8 + >' 5 3 E E =8+! " / 5 / 1 $ 1 $,' 3 H 3 H += (!% &! '! +3 EF + EF 3+ EF +EF+GF 3EF! " =

32 Cliquez pour voir : Figure 1 : Rapport préliminaire de sureté Flamanville 3 : Carte routière du nord Cotentin Figure 2 : Rapport préliminaire de sureté Flamanville 3 : Carte de la zone autour du site Figure 3 : Rapport préliminaire de sureté Flamanville 3 : Vue d ensemble Plan du site Figure 4 : Rapport préliminaire de sureté Flamanville 3 : Plan masse du site Flamanville 3

33 sous chapitre 1.3 TABLEAU DE COMPARAISON - COMPARAISON AVEC DES REACTEURS DE CONCEPTION SIMILAIRE (N4 ET KONVOI) Un tableau de comparaison des principales données du palier français N4 et Konvoi Allemand avec l EPR est présenté ci-après.!"#$!%&!#"& '( )*+ &$$,&$ #-&$.( / #" #0& #& "$ $ $ 34((. (5 (5 (36 * 3. 5 '. 54. '4 ) "$!$$/. 5 3(+ 13. (5 (36 *!$$ $/. 5 ) (5 7' (. 54 9:+ (5 (36 * 3. 5 '. 54. '4 ) &$!$$/. 5 3(+ :: : ):+ 3( (.!&0&!&0&!&0- : )7+ 3..(3(.!%0"!%0,!%0" : ) ; (5.<. 9:,=&0%,=,0!,=!. 3.3 ; ( : #,=0= #,=0! #,0& 3.3 ; (5. < ( 9:,#$,,=0&,!- >!$$/ > 3. %?%! %0,# "0& ) )A"#-0!+,$$,$&$

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

35 3 )&$ /+ :5 E #$ % 3(( E (. 63!% A!%!% A!%!- A!-. * :33(. * 8 3. :33( 2 :33( ( 17 ( 3 A 3.3 3( 17 (. 3 A (3. * (3 A3 :'O. (. 8A :'O. (. 8A :'O. (. 8A (3 3 P ( Q $ ( 3F7!, A %,. > 3 #" )!,A#+ '(335 8A. 3 * : 1(3( (3( 2 )7+ (5..(3( 1(L 2. * K( R ". (37. (. 83 "$ (74 3(77 ( &, '( * P ( Q, ( A - )-A"+.,)-A#+ '( *!%0"!&0&!%0,!&0&!%0"!&0-9: #&! ## #&$ (( -%$ -" &$$$

36 17 )S ( T 2..(3( (3(. ( # ',-#!&,-&$,,%$$!$0$ =0! -0-# I ) J > '. =0$ -0! -0$ )$/+ ) )7+ %0- %0#! "0&& 3..<. 5 4 %%0- ", " 3.. > 5 '4 1 U1 < 33. 6L(. 83.( > <J ;3 1 < ;3 3(7. 53(5 )53(5 S+, (A 2 <S UA3. 4.<A53 A A 3( )> '.+ ( # %& "$ "& :: : 3(5..<A3. 5 :: 1 3(5.<V3. ( (7. 53(5, 2 3 V3. 7' 83. 7' 83. 7' 83. 7' '. 3(5.<V S 3(7. 53(5, 2 3 S' 83. '. V3. S S' 83. )3 (+ 7' '. )34 (+ S' ( )83. ' (

37 ( 3(7.<( <V3 7' 83. 7' 83. 7' 83. '. 6L( L( 833( 3( 6L(. 3H 23( '( ):+ 6L(. W 6L( ), + (3 833( 3( 6L(.<(3 55 ) + 5'.<J..(4 6L( <J..(4 )! 53(5+ 1 : L(.<( L(. 3H 23( '( ):+ 6L(. 3H 23( '( ):+ 3. : 53 5' 34 ( )5' (+.'4. : ) : L(.<(3 55 ) L(.<(3. 3 6L(.<( ( ), 5,+ 6L(. 3H 23( '( ):+ 6L( ) + 6L(.<(3 55 ) + 6L( <J..(4 2, 53(50 3.A ( 5 (3 3 6L(.<( (5 3 O 5. ( A.A..<( 3, (33F53(5, 73F53(5 :' 53(5 O 5 D F. ).(+ F (3 ) (

38 1 U1 1 : 3(. 5 3(77 ( #!-"!!&$ 3(7. 53(5, 55A ), 53(5 5 55A+. 3 )! 53( (5. 83.(. 55AD,,, 3(5. 3D!&# 1 U 1 1 < : )! 53(5 5 0! '4 5 + :: 1< S : 3(7. 53(5, )! 53( (5. 83.( D!$&0", ), 53(5 5 0,.(F'4 5 + ) + ), 0, 53(5!$$/ + :B (3 833( 3( (3. 3 : ,.23,.5., :35, 0,.23 : < 5. % 23'..7X( '( 5..I( 3 )"=$ +,.. - 7X( 5 '..A. )& '+.. 7X(...<( 3 '+.. 7X( 5 3(5L( )!$@0 "=$+ 12.,. 5 V3 D.< 73.!#&@ ( ( < 7 > 4Y. % (

39 :3H 3((. '334 ( ) (53 K. ('R+. 3((. 34 > <..< 83( )A ((. W A ( 53 V3. (. W 53.< (( A ( X7 '334 ( 83( > <..< 83( )A ((. W A V3. (. W.< (( A : L(.< ( A 3. 3((.. ). 7X( (. W.< (( A : S3 53 S3 53 5' 2 5 ( 5 A S3 ( L(. 3H )6L(.<53 83.(. 5.+, &$ % '3. < 53 3 (,A!$$/ ( S3 ( (53. < S3 (.53 13(53. < ( ( # -$ $$$ %, %$$ %$ $$$ ( :: 3, )!$$ %+ '

40 S :; SX' A 3A < ;3 1 <5 3(7!! SF 7 3(7! 5 '! 5 '! 5 '. 33 (!&$$!&$$!&$$ ' 53 D! ;.37 8A 6. #S.378A6. 53 S D! ; (5 8A 6.0 # S.37 8A 6.! 35 ' 53!35(3653 # ( &$ ( &$ % "

41 sous chapitre L ORGANISATION DE LA DIVISION INGENIERIE NUCLEAIRE L ingénierie nucléaire, au sein de la Direction Production Ingénierie (CF. FIG 1) est organisée suivant les trois grands domaines suivants : a) L ingénierie de premier équipement, couvrant les activités de conception, de réalisation et de mise en service des installations, b) L ingénierie du Parc en exploitation couvrant l échelle de temps allant de la mise en service à la mise à l arrêt définitif et concernant également le domaine de la performance du combustible en cœur, c) L ingénierie de déconstruction, intervenant à partir de la mise à l arrêt définitif des installations. Ces domaines sont de la responsabilité de la Division Ingénierie Nucléaire. La Division Ingénierie Nucléaire comprend 6 unités (VOIR FIG 2) : le Centre National d Equipement Nucléaire (CNEN), le Centre National d Equipement de Production d Electricité (CNEPE), le Centre d Ingénierie du Parc Nucléaire en Exploitation (CIPN), le Centre d Ingénierie Déconstruction Environnement (CIDEN), le Service d Etudes et Projets Thermiques et Nucléaire (SEPTEN), le Centre d Expertise et d Inspection dans le Domaine de la Réalisation et de l Expertise (CEIDRE) Le Centre National d Équipement Nucléaire ORGANISATION AU STADE DE LA CONCEPTION, DE LA CONSTRUCTION ET DE L EXPLOITATION 1. IDENTIFICATION DES PRINCIPAUX PARTICIPANTS L organisation au stade de la conception, de la construction, et de l exploitation découle des rôles et responsabilités respectifs d EDF et des constructeurs entrepreneurs ou prestataires de service qui participent à la conception, la réalisation, l exploitation et la mise à l arrêt des installations de production d énergie électrique. EDF intervient en tant que : propriétaire-investisseur, concepteur, exploitant, responsable du cycle du combustible et des déchets associés. Les constructeurs, entrepreneurs et prestataires de service participent de façon plus ou moins étendue à l exécution : des études, 2. L ORGANISATION D EDF Le Centre National d Équipement Nucléaire (CNEN) basé à MONTROUGE assure les missions suivantes : Ingénierie de conception : études de réalisation de l'epr, Appui aux exploitants des tranches N4 depuis la phase amont de retour d'expérience et de veille-anticipation jusqu'aux études et à la réalisation de modifications, Maîtrise d' œuvre et maintenance des logiciels d'ingénierie de Conception Assistée par Ordinateur (CAO) et de Gestion Electronique de Documents (GED) pour l'ensemble de la DPI, et pour des clients externes à la DPI. Maîtrise d' œuvre et maintenance des systèmes de contrôle commande N4 et des projets futurs, notamment l'epr, Prestation d'assistance ou d'ingénierie pour des clients français ou étrangers dans le domaine de la conception et de la réalisation des installations nucléaires. de la construction, de la fabrication et des montages, des essais et de la mise en service. Ce chapitre précise l organisation générale des principaux participants, en insistant plus particulièrement sur les structures concernées par les aspects de sûreté : la Division Ingénierie Nucléaire (DIN), responsable au sein de la Direction Production Ingénierie (DPI) d EDF de la construction, de la mise en service et de la mise à l arrêt des centrales nucléaires. AREVA NP, responsable des études, de la fabrication en usine, du montage de la mise en service industrielle de la chaudière nucléaire de la tranche. SOFINEL, filiale d EDF et d AREVA NP, responsable des études de conception détaillée de l îlot nucléaire hors chaudière (BNI : Balance of Nuclear Island) Le Centre National d Equipement de Production d Electricité Le Centre National d Equipement de Production d Electricité (CNEPE), basé à TOURS, a ses activités dans les domaines suivants : études de projets neufs : - l îlot conventionnel, la station de pompage et les bâtiments du site de l EPR, - maîtrise d' œuvre de la réalisation des modifications nationales ou locales des salles des machines et ouvrages de sites pour tous les sites nucléaires du parc. Le CNEPE agit en appui aux exploitants dans la détection précoce et le traitement des dysfonctionnements des salles des machines et ouvrages de sites Le Centre d Ingénierie du Parc en Exploitation Le Centre d Ingénierie du Parc en Exploitation (CIPN) est basé à MARSEILLE. Ses missions couvrent les domaines suivants : les activités relatives à l'ingénierie du Parc en Exploitation pour le compte de la DPN (IPE nationale et locale) pour les paliers 900MW CP0, CPY, 1300MW, P4 et P'4, les activités à l'export induites par les activités nucléaires précédentes Le Centre d Ingénierie Déconstruction ENvironnement Le Centre d Ingénierie Déconstruction Environnement (CIDEN) basé à VILLEURBANNE est en charge jusqu en 2005 du démantèlement de 9 réacteurs nucléaires déjà arrêtés et des autres tranches nucléaires à l horizon d une vingtaine d années. Le CIDEN est en charge de définir la stratégie de gestion des déchets nucléaires pour tous les déchets issus du démantèlement et de la conception et la réalisation, si nécessaire, d installations de traitement de déchets spécifiques. Le CIDEN est également responsable de la préparation des dossiers environnementaux requis par l administration Le Service d Etudes et Projets Thermiques et Nucléaires Le SEPTEN est le bureau d'études central de la DIN (Division Ingénierie Nucléaire) basé à LYON, globalement en charge de la doctrine technique de conception et de la conduite pour la DIN de

42 la préparation de l'avenir dont la recherche et développement. Ses missions sont les suivantes : Préparer les futurs moyens de production en tirant parti à la fois de la veille technologique, de la Recherche et Développement et du retour d'expérience national et international, Etablir, puis proposer à la DIN : - le cahier des charges, - les avant-projets correspondants (compétitifs et acceptables par les Autorités réglementaires et par le public) des moyens de production thermiques et nucléaires à construire. Etablir et assurer la cohérence de la doctrine de conception des ouvrages de production et l'évolution de cette doctrine nécessaire pour faire progresser la compétitivité et la sûreté, notamment en utilisant au mieux le retour d'expérience, Participer, pour le compte de la DPN (Division Production Nucléaire), et dans le cadre des protocoles, au maintien et à l'amélioration de la performance (compétitivité, sûreté) du parc nucléaire en exploitation, et son acceptation, Participer au maintien et à l'amélioration des performances du parc thermique classique, Apporter son support aux Centres d'ingénierie pour l'application de la doctrine de conception, Assurer la cohérence technique des produits combustibles nucléaires et de leur utilisation en réacteur, en particulier en application des dispositions du protocole tripartite entre les 3 divisions suivantes de la direction production ingénierie : - Division Combustible, - Division Production Nucléaire, - Division Ingénierie Nucléaire. Participer dans ses domaines de compétence à la définition des activités relatives à l'aval du cycle du combustible, Apporter son soutien, dans son domaine de compétences, aux activités à l'international développées par EDF Le Centre d Expertise et d Inspection dans les Domaines de la Réalisation et de l Exploitation Le Centre d Expertise et d Inspection dans les Domaines de la Réalisation et de l Exploitation (CEIDRE) basé à SAINT-DENIS regroupe les compétences d'ingénierie d'appuis d'inspection et d'expertise du Groupe Des Laboratoires et du Service Qualité des Réalisations. Pour le compte de la Direction Production Ingénierie, le CEIDRE a les missions suivantes : réaliser les audits de management, organe d'inspection utilisateur d'edf, il vérifie et prononce la conformité réglementaire des équipements sous pression neufs des centrales d'edf, contribuer à l'élaboration de la réglementation, établir les prescriptions techniques générales en fonction du classement de sûreté des systèmes et ouvrages et de leur importance pour la disponibilité ; il participe à l instruction des difficultés techniques au cours de la fabrication pour la fabrication des matériels et du combustible nucléaire, déterminer les méthodes de contrôle non destructif éprouvées et reconnues, déterminer les exigences chimiques et radiochimiques relatives aux conditionnement des circuits et des équipements, établir la doctrine technique d exécution pour la réalisation du site (travaux, montages et essais) et traite des problèmes généraux en relation avec les Aménagements et échelons, effectuer les études de site en matière de géologie et sismicité, évaluer l aptitude à l emploi des matériaux de Génie Civil et réalise des essais de laboratoire sur les ciments, bétons, peintures, matériaux composites, établir, en liaison avec les autres unités, la doctrine de surveillance par EDF des réalisations confiées aux entreprises, s'assurer de la qualité des fabrications des matériels dans les usines des fournisseurs et de la qualité du montage de ces matériels sur les sites, s'assurer de la qualité des contrôles et des examens non destructifs L ORGANISATION D EDF POUR LE PROJET EPR Sous l égide de la DPI commanditaire du projet, les Directions impliquées dans le projet sont les suivantes : A l extérieur de la Direction Production Ingénierie : La Direction Financière qui suit les projets nucléaires et qui au travers du Contrôle de Gestion de la Direction Production Ingénierie s assure de la maîtrise des coûts du projet. La Direction des Achats qui au travers de DAPI (Direction Achats Production Ingénierie) a en charge la préparation, la négociation et le suivi pour les aspects contractuels des contrats de fourniture d équipements et matériels de la tête de série EPR. La Direction Juridique qui apporte son soutien pour la préparation des dossiers requis pour les procédures administratives et pour l ensemble des documents contractuels avec les fournisseurs. La Direction Recherche et Développement. A l intérieur de la Direction Production Ingénierie : La Division Ingénierie Nucléaire (DIN) est en charge de l ensemble des activités d ingénierie nécessaires pour la construction et la mise en service de la tête de série EPR. La Division Production Nucléaire (DPN) est en charge, de vérifier la prise en compte à la conception des besoins de l exploitant en matière de conduite et maintenance, de faire bénéficier l EPR du Retour d Expérience acquis tout au long de l exploitation des tranches du Parc, de s assurer que les options retenues sont cohérentes avec les positions EDF prises pour le Parc en Exploitation. La Division Combustible (DC) responsable du cahier des charges et de l approvisionnement pour la première charge de combustible du réacteur EPR. Le service EPSI (Economie de la Production et Stratégie Industrielle) en lien avec la Direction Financière et la Direction Production/Ingénierie est en charge de l intégration des coûts du projet dans le plan comptable de l entreprise. L Unité Technique Opérationnelle (UTO) en charge de la sélection, la qualification et le suivi des entreprises extérieures intervenant dans la fourniture de services et matériels pour le projet. La définition des responsabilités respectives alors de la construction et des essais est précisée au chapitre 14. L EPR est organisées selon trois niveaux (CF. FIG 4) : - Le niveau 1 a en charge les activités traditionnelles d Architecte Industriel regroupant : les tâches projet (coût, planning, procédures, reporting ), le management technique du projet (référentiel technique, dossiers d installation et de fonctionnement général, gestion des interfaces, listes de documents ), la spécification des cahiers des charges systèmes, matériels et ouvrages, les spécifications des études de conduite, essais périodiques, spécifications techniques d exploitation, les relations externes (Autorité de Sûreté, Administrations ), la préparation, la négociation et le suivi technique des contrats «chaudière nucléaire», contrôle-commande et salle des machines et du contrat d étude du BNI, la définition du lotissement contractuel et le pilotage des achats,

43 la négociation et le suivi des autres contrats, L aménagement (construction, montage, essais de mise en service). Ces activités sont assurées par le CNEN (pour l îlot nucléaire et le bâtiment des effluents) et le CNEPE (pour l îlot conventionnel et les bâtiments de site) avec le support : du SEPTEN pour les aspects doctrine et référentiel techniques ainsi que pour les études relatives au combustible (SEPTEN abrite un sous projet d EPR qui est le projet Combustible EPR), du CEIDRE pour des aspects expertise technique et pour la surveillance des fabrications pour l ensemble des matériels tête de série, du CIDEN pour les aspects environnementaux, des services métiers CNEN pour l îlot nucléaire, Le pilotage opérationnel global du projet est confié au CNEN par la DIN (FIG 4). - Le niveau 2 est en charge de : la rédaction des spécifications techniques, l évaluation technique des offres des fournisseurs et le support correspondant lors de la négociation, la préparation des documents d études détaillés (plans guide de génie civil et d installation, maquette 3D, dossiers de systèmes élémentaires, dossiers descriptifs des bâtiments, documents d essais, documents de maintenance et d exploitation ), la préparation de certains dossiers techniques pour l Autorité de Sûreté, la supervision technique des études des fournisseurs. Ces activités de niveau 2 sont assurées par : AREVA NP pour la chaudière, SOFINEL pour l îlot nucléaire (hors chaudière), Le fournisseur de la salle des machines, Le CNEPE pour les bâtiments de site et certains équipements de l îlot conventionnel, Le CNEN pour les effets de site (travaux préparatoires, bâtiments de site ) et les systèmes de traitement des effluents du BTE. Au titre de la volonté d une synergie entre le projet EPR Finlande (OL3) et le projet EPR France (FA3), les activités d ingénierie du BNI sont réparties entre une entité Y de SOFINEL en France et une succursale Z de SOFINEL en Allemagne. - Le niveau 3 est en charge de : Des études d exécution, Des fabrications et qualification, Des montages, Des essais de mise en service partiels. Ces activités de niveau 3 sont assurées par : les fournisseurs d AREVA NP pour les gros composants de la chaudière et les équipements du CPP et CSP, les fournisseurs d EDF pour les ouvrages et les équipements de l ilot nucléaire, de l îlot conventionnel et de site. 3. L ORGANISATION DE AREVA NP En janvier 2001, FRAMATOME ANP (Advanced Nuclear Power) a fusionné les activités complémentaires de : Framatome : expertise complète des réacteurs REP, fabrication de gros équipement, combustible nucléaire, services nucléaires aux États-Unis et fourniture d'îlots nucléaires en Belgique, en Chine, en Corée et en Afrique du Sud (voir 1.4 TAB 1), Siemens : expertise complète des réacteurs REB, REL, REP, construction clé en main de centrales nucléaires en Allemagne, aux Pays-Bas, en Suisse, en Espagne, au Brésil et en Argentine, services nucléaires, larges compétences dans le domaine du Contrôle- Commande, combustible nucléaire, expertise et connaissance des VVER, présence géographique complémentaire (voir 1.4 TAB 2). Depuis février 2006, FRAMATOME ANP est devenu AREVA NP. Avec un effectif global d'environ employés AREVA NP a construit plus de 90 réacteurs dans 11 pays - presque 30 % de la production mondiale d'électricité d'origine nucléaire. L'organisation de AREVA NP (cf. Fig 5), dont le siège social est situé à Paris, est une organisation matricielle par lignes de produits et par régions : Les Secteurs gèrent les activités à l'échelle mondiale et développent leurs produits et services. Ces secteurs sont au nombre de quatre : Réacteurs, Services, Combustible et Équipements. Les Régions assurent au plan local les activités de gestion et d'approvisionnement en ressources qui permettent d'entretenir des relations étroites avec les clients. Il s'agit des trois entreprises suivantes : AREVA NP SAS en France (57 % des employés), AREVA NP GmbH en Allemagne (26 % des employés) et AREVA NP Inc. aux États-Unis (17 % des employés). Par ailleurs, l'ensemble de l'organisation de AREVA NP s'appuie sur les différentes Directions, à savoir : Achats, Communications, Développement Durable & Progrès Continu, Finance, Juridique, Marketing, Recherche & Développement, Ressources Humaines, Systèmes d'information. Framatome et Siemens ont l'un et l'autre acquis une culture de la qualité à la fois très solide et très fiable, basée sur plus de trois décennies d'expérience. La réunion de ces cultures de la qualité constitue le principe fondateur de la nouvelle société AREVA NP. Basé sur la norme ISO 9001 (version 2000), le système de gestion de la qualité est homogène à tous les niveaux de la société et de ses filiales. De plus, l'environnement étant de la plus haute importance pour AREVA NP, une politique de gestion de l'environnement est appliquée dans un grand nombre d'unités de la société, avec respect des termes de la certification ISO REACTEURS Depuis la conception jusqu'à la mise en service, ainsi que dans les services, le secteur REACTEURS assure une présence à tous les stades de la construction des Chaudières Nucléaires et Îlots Nucléaires fournis par AREVA NP. Elle intervient dans les domaines suivants : Développement de réacteurs avancés : EPR, SWR 1000, Développement d'une technologie nucléaire avancée : HTR, Gestion de grands projets : Ling Ao, Angra, Civaux, Olkiluoto, Modernisation et remise en état de réacteurs : Mochovce, Kozloduy, Borseele, Beznau, Réexamens de sûreté : toutes les centrales nucléaires allemandes, centrales françaises des séries CP0 et CPY, Trillo, Goesgen, Étude et fourniture de systèmes électriques, Contrôle-Commande : TELEPERM XS, Spinline. Pour améliorer la sûreté et la compétitivité, pour prolonger la durée de vie des REP et des REB, le secteur REACTEURS maîtrise la totalité des disciplines relevant de l'ingénierie nucléaire. Elle exploite les toutes dernières avancées de la technologie pour moderniser tous les types de centrale, depuis les projets complexes de remise à niveau des centrales VVER en Europe de l'est jusqu'à la remise à niveau et l'amélioration des centrales européennes, américaines et asiatiques. Par ailleurs, le secteur REACTEURS conçoit et réalise des systèmes avancés de surveillance et de contrôle-commande numériques

44 Ses compétences couvrent un large domaine, depuis la conception intégrale de nouvelles unités nucléaires jusqu'aux analyses de sûreté détaillées et l'assistance pour l'obtention de licences d'exploitation en passant par la conception de nouveaux réacteurs. Le secteur REACTEURS est réparti en trois Business Units : Le Centre Technique, qui fournit les Secteurs de toute la société (dont la direction R&D). Les domaines d'activité du Centre Technique assurent le développement de nouvelles technologies et fournissent des services, des activités et de l expertise en : - soudage, - métallurgie et traitement de surface, - mécanique des fluides, - usure, - chimie de corrosion, - chimie et caractérisations métallurgiques. L'unité Projets et Ingénierie est chargée de la conception de réacteurs, de l'ingénierie de maintenance, de l'amélioration en cours d'exploitation des unités nucléaires existantes, ainsi que des grands projets nucléaires. Les équipes affectées aux projets proposent aux exploitants des modèles de réacteurs adaptés à leurs réseaux électriques puis gèrent la construction de ces réacteurs. Elles sont responsables des spécifications d'approvisionnement pour les équipements primaires, ainsi que du montage sur site, du démarrage, des essais et de la mise en service des chaudières nucléaires, en collaboration avec l'exploitant. Les équipes gèrent les projets liés aux contrats à l'export, comme par exemple la construction d'îlots nucléaires en Chine ou les augmentations de puissance (avec notamment des modifications très innovantes apportées aux centrales VVER conçues par les spécialistes russes). Cette unité prépare les documents de démonstration de sûreté pour soumission aux autorités de sûreté nucléaire. Elle est également responsable des activités de R&D ainsi que du développement et de la qualification des outils et méthodes de calcul. Elle est par ailleurs spécialisé dans les réacteurs avancés (réacteurs à neutrons rapides, réacteurs à température élevée et système hybrides). L'unité Systèmes Électriques/Contrôle-Commande contribue à la fiabilité et à la sûreté des centrales. Fort d'une expérience de tous les types de centrales alliée aux tous derniers progrès technologiques, ce secteur conçoit et réalise des systèmes avancés de surveillance et de contrôle-commande numériques. AREVA NP a assuré l'ingénierie des systèmes de Contrôle-Commande pour toutes les tranches françaises et allemandes ainsi que pour de nombreux programmes du marché de l'exportation SERVICES AREVA NP fournit une large gamme de services nucléaires. À l'heure actuelle, la société assure l'intégralité des services de contrôle et de maintenance pour tous les types de réacteurs REP, REB et REL, en s'appuyant sur les techniques les plus avancées. AREVA NP assure tous les services liés au rechargement en combustible - notamment : le démontage et remontage du couvercle de la cuve du réacteur, le transfert du combustible, l'inspection de la cuve du réacteur, le remplacement ou la réparation des grappes de commande, le contrôle et la réparation des équipements internes du réacteur -, ainsi que la totalité des services associés aux systèmes électriques et de Contrôle-Commande. Le Secteur Services propose une gamme complète de services axés sur les équipements primaires - par exemple : la décontamination du circuit primaire, le nettoyage chimique, le manchonnage des tubes du générateur de vapeur, les services liés aux pompes primaires et à leur moteur ainsi que la maintenance intégrée des internes et de l'instrumentation du cœur. Les services mis à disposition pour les systèmes auxiliaires portent sur l'intégralité de l'îlot nucléaire, avec des solutions adaptées aux besoins spécifiques de chaque client. Les technologies mises en œuvre couvrent le manchonnage de l'échangeur de chaleur, le diagnostic des vannes et des équipements rotatifs, ainsi qu'une maintenance avec approche par états. Des interventions groupées peuvent combiner des tâches telles que le rechargement en combustible, l'inspection et la réparation des générateurs de vapeur, l'entretien des vannes, la maintenance des pompes primaires et des moteurs de pompe COMBUSTIBLE Depuis plus de trois décennies, AREVA NP développe et fabrique du combustible pour les réacteurs REP et REB (soit environ 300 réacteurs répartis dans le monde entier). AREVA NP a fourni plus de assemblages de combustible aux États-Unis, en Europe, en Asie ou en Afrique du Sud. D'importantes activités de R&D ont permis la mise au point d'alliages améliorés, de grappes plus performantes ainsi que de combustible à fort taux d'épuisement. Ce combustible avancé, muni de gaines améliorées, permet des augmentations de puissance nominale. Les compétences de AREVA NP s'étendent entre autres à la production d'alliages de zirconium (CEZUS), à la conversion de l'uranium et à la fabrication de gaines et d'éléments d'assemblage (FBFC). En outre, la société conçoit et fournit des assemblages de combustible à oxydes mixtes (MELOX), de même qu'elle conçoit et fabrique du combustible avancé pour les réacteurs de recherche (CERCA). AREVA NP est présent dans tous les métiers qu'impliquent la conception et la fabrication du combustible nucléaire, depuis la production des pastilles d'oxyde d'uranium jusqu'à la réalisation des assemblages de combustible. AREVA NP fabrique également les grappes nécessaires pour le contrôle des réactions nucléaires EQUIPEMENTS AREVA NP dispose de moyens complets pour la fabrication des équipements et composants pour les réacteurs nucléaires. La société a conçu et construit des équipements primaires pour plus de 90 réacteurs répartis dans le monde entier. Avec plus de 1500 annéesréacteurs de fonctionnement, AREVA NP a acquis une expérience qui lui a permis d'optimiser ses compétences en termes de technologie et de fabrication. AREVA NP dispose d'importantes installations lui permettant de fabriquer tous les principaux composants pour chaudières nucléaires. La société est également en mesure d'approvisionner les exploitants de centrales en équipements primaires de rechange, dont les couvercles de cuves et les générateurs de vapeur, ainsi qu'en pièces de rechange telles que moteurs de pompes primaires, arbres, joints ou composants hydrauliques. Deux des principales usines de AREVA NP sont situées respectivement à Saint-Marcel, près de Chalon-sur-Saône, et à Jeumont dans le nord de la France (Jeumont-Industrie est une filiale de AREVA NP). L'usine de Chalon/Saint-Marcel est la plus importante de AREVA NP. Cette usine fournit de gros composants pour les chaudières nucléaires. Elle fabrique des cuves de réacteurs et des internes, des générateurs de vapeur, des pressuriseurs, des composants auxiliaires (accumulateurs, réservoirs d'injection de bore, supports ) pour les REP ainsi que pour les REB et les HTR. Cette usine assure également deux types d'activités d'ingénierie : conception détaillée et analyse de contraintes. Elle a reçu plusieurs certifications qui attestent du respect des exigences d'assurance Qualité relevant de nombreuses normes et réglementations applicables (ISO 9001, RCC-M -voir chapitre 1.6 -, ASMEIII). L'usine de Jeumont conçoit et fabrique des équipements tels que les pompes primaires, les mécanismes de commande de grappes, les moteurs auxiliaires ou les groupes électrogènes de secours. Jeumont met à disposition de nombreux services, conseils d'expertise et pièces de rechange en France comme à l'étranger, que ce soit pour les équipements dont elle a assuré la conception ou pour des équipements utilisant d'autres technologies

45 4. L ORGANISATION DE SOFINEL SOFINEL, Filiale d ingénierie d EDF et de AREVA NP, a été créée en 1978 pour réaliser l ingénierie des îlots nucléaires des projets à l export de FRAMATOME, sur un domaine de compétence et d expertise qui était celui d EDF pour les projets nationaux. L actionnariat de SOFINEL se répartit pour 55% à EDF et pour 45% à AREVA NP. 11 membres composent son Conseil d Administration. La charge de SOFINEL dépend directement des projets sur lesquels elle exerce son activité d ingénierie, donc des contrats qui sont passés pour l essentiel par AREVA NP et EDF. L effectif de SOFINEL s ajuste en fonction des compétences qui sont nécessaires aux projets, par flux de personnel avec les maisons mères (EDF et AREVA NP) et d entreprises d ingénierie partenaires (Société En Participation, SEP en France, AÜG en Allemagne). Le personnel provenant des maisons mères représente 50% de l effectif, avec une répartition équilibrée entre EDF et AREVA NP. L effectif s équilibre également entre la France (Montrouge) et l Allemagne (Erlangen). La mission de SOFINEL concerne l ingénierie des îlots nucléaires pour les projets portés ou sur lesquels les maisons mère EDF ou AREVA NP sont impliquées. Depuis sa création, SOFINEL a contribué aux projets internationaux menés par FRAMATOME que sont : Koeberg 1 & 2 (2 tranches REP 900MWe en Afrique du Sud) mises en service en 1985, Uljin 1 & 2 (2 tranches REP 900MWe en Corée du Sud) mises en service en 1989, Daya Bay 1 & 2 et Ling Ao 1 & 2 (4 tranches 900 MWe en Chine) respectivement mises en service en 1994 et Trois projets majeurs font désormais l essentiel de l activité de SOFINEL : Ling Ao 3 & 4 (2 tranches REP 900MWe en Chine) en assistance technique à CNPEC / BINE (institut d ingénierie nucléaire chinois à Beijing). Les études ont débuté en novembre 2004 et la mise en service est prévue en 2011, Olkiluoto 3 (1 tranche EPR en Finlande) en sous-traitance de AREVA NP ; les études de l îlot nucléaire, ont débuté en janvier 2004 et la mise en service est prévue en 2009, Flamanville 3 (1 tranche EPR) en sous-traitance d EDF, les études de l îlot nucléaire ont débuté en juillet 2004 et la mise en service est prévue en SOFINEL contribue également à la préparation d offres et contrats pour les projets de AREVA NP à l exportation et assure des prestations d études pour EDF sur l Ingénierie du Parc en Exploitation (IPE). SOFINEL est structuré en 8 entités (cf. FIG 6) : La Direction Générale : le Président Directeur Général et le Directeur Général Délégué, Le Secrétariat Général, Trois départements Projets : Olkiluoto 3, Flamanville 3 et Chine + IPE, Deux départements ingénierie : études d ingénierie pour l EPR, avec une entité en France (entité Y) et une entité en Allemagne (entité Z), études d ingénierie pour la Chine et l IPE, Le Service Qualité. Le responsable de la succursale allemande représente localement SOFINEL pour les aspects légaux, fiscaux, comptables et administratifs (hygiène, sécurité, conditions de travail etc.). La mise en commun des compétences d ingénierie et de l expertise de AREVA NP et de EDF au sein d une filiale commune accroît la convergence et la synergie entre les projets

46 !"# $%%& ' (#) * +,$- 0"# *%./!"# 1**$, 00# 21!" 1**$, 3 00# !3# 21!"3.4-5 (!3# 21!"(.4-5 6!## 21!"6.4-5 )!## ! ) 21! # 21 0!# 21 2%8 (!## / +,$- 3!## /!") 4 ) 7! ) 3 0!# 21 3! # 21! ) 21!": 4 # 7 ) : 3 00# 21 0!# 21 3! # 21! ) 21 ;% !3# *% </ *!"" 4 :!(# ( ( (!(# 21 (## ) 21!"0 3 ( (!(# 21 (## 30) 21!"! 3 ( (!(# 21 (## ) 21!0# 3!(# 21 (## ( ( 30) 21 =6 30) 21!0 3!(# 21 =6 ( ( 30) 21!03 3!(# 21 =6 ( ( 30) 21!0( = ) 21 ' >

47 !06 =6 30) )# 21!0) =6 30) 21!0: =6 30) !0# -?@!0" 6 6)# 21!! 6 6)# 21!!( 6 6)# 21!!) !0# 8 < 3## 3##( +%+8 "# "( )) 9 %A ( B :## +@% " "6 ")) C D!## 3 C!## (## C (## =6 C (## 6 C 6)#

48 ' +E E 2 %F ;% ()" 9!:! * ;;* :"3 9!"3 G'' ; :"# 9.!"3. ; EH.!"( F (:" 98!"6. ;. 3#6 9!"). G ;;. 0#: 9.!": AIF -; 06# 9!":.. ;.. (## 9!"", ;;,!#" 9.!"! 4I ;;4 (## 9!"! -J ;;-H2!"# 9 *!"! F ;;!## 9.!0# -<F< ;;- (## 9!03 ;G;;; ( : 9.!06 - ;9.,,H. (## 9.!06 - ;9.,,H (#0 9.!0) -F;- (!6 9!0) F 3 ;; 3 (6! 9!0).A< ;.9 (!) 9!0:, 3 ;;, 3 (!# 9!00 ;; (6 9! #6 9!00 AIF 3 -; 3 ( : 9!0! 3 (#! 9. 3### 3) 3:)(( ( (#! 9. F 3 3 "6) #)6 ' 3" 30 )0" ' ;;,, ; F> '' F <>

49 +,)$ )'"!)$ " &#%!" #$#%& '()$! )'"!)$ $*#$!)$ ',,,)", /"-%$,!)$ ' &% )--"$ %!)$!" #&#*"# )'"!)$ $*#$!)$,!)$ $%$ + )$)- ' &% )'"!)$!!%!#* $'",!&&,,)$ '00# %!)$! '00" 1 &% 2)-%$ %.$! #&#*"# %"3 22%, " &#%, #&#*"# %"3 %', *%$!, +,)$ $*#$ " &#% +,)$ )-.",!.& " &#% +,)$ )'"!)$ $*#$ /4'%"&5" +,)$ )'"!)$ $*#$ 6-5" +,)$ +, /

50 !"! '!", %'()$!, $!#, )$!)$, $!%&, 8 $! '$*#$ # )$,!"!)$ $+)$$-$! #&#*"# )$!:& ',!)$ 8 $! '$*#$ '" % " &#% $ 30&)!%!)$ #&#*"# 7"%&!# 8 9!# " &#% 8 %')0)!!)$ 8 # "!# #&#*"# 2)-%$ 8 $! %!)$%& '5"0-$! " &#% #&#*"#,,)", /"-%$, 8 $! %!)$%& '5"0-$! ' )'"!)$ '&!!# #&#*"# $+)$$-$! 8 +!"',! )(!, 6-5",! " &#%, 6%*#, ' -,,)$!" '" %.$! ; $! '30!,! '$,0!)$ '%$, & )-%$ ' &% #%&,%!)$! ' &30&)!%!)$

51 < 7 = 7 = > / =!!% 6# 7!!% 6# ))'$%!" 6%!,,0)$,%.& )$!:& ' 0)(!!" 6$5"!" )$,!"!)$! )9! ; &%$$$* #!6)', "!&, 0)!$* > 6%!, 6%!, 9!#? 00" 30!, )!$ "+&&%$,$ / $+)$$-$!!!%$,+, )-.",!.& 30&)!%!)$ 00" 30!, )!$ $+)$$-$!?

52 FIG 4 : ORGANISATION DES ACTIVITES D INGENIERIE SUR LE PROJET EPR EDF Ilot nucléaire Batiments de site Chaudière nucléaire BTE SOFINEL CNEN AREVA NP CNEPE Appels d'offre Appels d'offre * CONTRATS D'ETUDE CONTRATS PRESTATAIRES (SDM,Chaudière nucléaire, contrôle commande)

53 E K % - 9 * * 1 / / 1 ; Marketing - M %$ Paris Lyon Nantes, Lyon, Chalon/Saint- Marcel, Jeumont, Maubeuge, Paris, Sully-sur- Loire Paris, Lyon, Jarrie, Paimboeuf, Montreuil Juigné, Pierrelatte, Rugles, Romans-sur- Isère, Ugine, Dessel Belguim Chalon/Saint- Marcel Jeumont Ressources Humaines- H R&D/ Centre Technique - T &&-%*$ Erlangen Offenbach Erlangen Offenbach Karlstein Erlangen Lingen Duisburg Karlstein Activités Ventes Juridique & Assurances - L Communications - C Systèmes d'information - I Qualité -Q F F Lynchburg Charlotte Atlanta Lynchburg Lynchburg Richland Activités Ventes Stratégie BS Achats BP Audit Interne BIA

54 G!)$ #$#%& * - * M -.F L, F L 9 1 ( L 9 %A ( 2 L,, F, 9, 9 5 1, 9 & 2,

55 sous chapitre INTRODUCTION EVALUATION DU PROGRAMME DE RECHERCHE ET DEVELOPPEMENT Ce sous-chapitre décrit les activités de recherche et de développement servant à valider les caractéristiques de l EPR qui diffèrent des centrales françaises et allemandes existantes. Ces activités figurent dans les programmes des travaux de R&D existants. Le développement de l EPR a commencé avec des hypothèses de découplage pénalisantes et avec des méthodes (conservatives) disponibles à ce moment là. Des travaux de Recherche et de Développement furent nécessaires pour justifier les solutions retenues et permettre l utilisation de meilleurs outils et l application d hypothèses plus réalistes. Les travaux de R&D ont été initiés dans différents pays, certains sponsorisés notamment par l Union Européenne ; ils ont été suivis par le projet pour optimiser l approche EPR et permettre d en donner une meilleure perception. En conséquence, les travaux de R&D ont été divisés en 3 catégories : Catégorie 1 : Les travaux de R&D essentiels pour les activités de conception et pour la validation de choix conceptuels essentiels (par exemple le comportement du corium à l extérieur de la cuve). Catégorie 2 : Les travaux de R&D (par ex. modes de défaillance de la cuve du réacteur) utiles pour l optimisation et l amélioration de la conception. Catégorie 3 : Les travaux de R&D utiles pour la confirmation et/ou le complément sans attendre d impact significatif sur les choix actuels (par ex. explosion de vapeur). Par ailleurs, nous distinguons la R&D nécessaire pour traiter des aspects qui ne sont pas liées aux accidents graves en tenant compte des nouvelles solutions de conception EPR (voir 1.5.2) de la R&D relative aux accidents graves (voir 1.5.3) ; la prise en compte de la mitigation des conséquences d un accident grave dès la phase de conception constituant une nouveauté de l EPR par rapport aux centrales existantes. 2. SUJETS NON LIES AUX ACCIDENTS GRAVES Cette section s appuie sur la comparaison des caractéristiques de l EPR avec celles des centrales françaises et allemandes existantes. Elle montre que, en raison du caractère évolutionnaire de l EPR, le besoin d actions spécifiques en matière de R&D est en général limité à la qualification de l adaptation des matériels existants ou à leur amélioration. Ces actions couvrent les éléments suivants : éléments internes de la cuve et du fond de cuve, grappes de commande, réflecteur lourd, concept de mitigation des accidents de perte de réfrigérant primaire par le circuit de refroidissement de secours du cœur, mitigation des accidents de perte de réfrigérant primaire intermédiaires/rupture de tube(s) de générateur de vapeur, composants des générateurs de vapeur. Ces sujets ont fait l objet d un programme de Recherche et Développement, de la réalisation de maquettes, de simulations qui ont permis de valider le bon fonctionnement des caractéristiques de l EPR qui diffèrent des centrales françaises ou allemandes existantes. 3. ACCIDENTS GRAVES Cette section est consacrée aux nouvelles caractéristiques de l EPR mises en œuvre pour faire face également aux accidents incluant une fusion du cœur. Par conséquent, en général, aucune comparaison avec les centrales existantes françaises et allemandes, n est significative. Aussi, il a fallu d autres travaux de R&D pour justifier les solutions sélectionnées pour l EPR, les travaux de R&D en cours dans le monde dans le domaine des accidents graves n étant pas spécifiques à l EPR. Toutefois, l ensemble des travaux de R&D sur ce sujet a été suivi par le projet selon la classification indiquée. Les principaux domaines étant le développement et la validation des codes de calculs, incluant des benchmarks, des essais à différentes échelles avec matériaux simulant et matériaux réels pour identifier des phénomènes. Les sujets suivants concernent les accidents graves et sont traités ciaprès, ils concernent à la fois la R&D générale mise en œuvre dans les centres de recherche et la R&D spécifique à l EPR qui est réalisée ou initiée par les concepteurs de l EPR : vannes de dépressurisation du RCP, internes de cuve (partie inférieure), conception du support de la cuve du réacteur et de la cavité de la cuve du réacteur, comportement du RCP, stabilisation de la fusion du cœur, mitigation H2, évacuation de la puissance de l enceinte, limitation des rejets radioactifs, structure interne de l enceinte de confinement. Ces différents sujets font l objet de programmes expérimentaux qui permettent de valider la conception de ces nouvelles caractéristiques

56 sous chapitre 1.6 REFERENCES 1. POSITIONS DE L AUTORITE DE SURETE NUCLEAIRE 1.1. LETTRE DGSNR EMISE AVANT LES DIRECTIVES TECHNIQUES (REFERENCE A ) [A] Lettre DSIN-Paris n 1321/93 du 22 juillet 1993 Cette lettre reprend la «déclaration conjointe des Autorités de Sûreté française et allemande sur une approche commune de sûreté pour les réacteurs à eau sous pression du futur» 1.2. «DIRECTIVES TECHNIQUES» ET «RÈGLES TECHNIQUES» (REFERENCE B ) [B] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 729/2004 du 28 septembre 2004 «Options de sûreté du projet de réacteur EPR» transmettant : Les «Directives Techniques pour la conception et la construction de la nouvelle génération de réacteurs nucléaires à eau sous pression» Les «Règles techniques relatives à la construction des circuits primaires et secondaires principaux des réacteurs à eau sous pression» Nota : les Directives Techniques ont été établies et émises par le Groupe Permanent Réacteur et les experts allemands lors des réunions plénières des 19 et 26 octobre 2000 soit, avant leur date de notification par la DGSNR LETTRES DGSNR EMISES APRES LES DIRECTIVES TECHNIQUES (REFERENCES C ) [C1] Lettre DGSNR DGSNR-GRE/BCCN/DE/AR N juin Examen des choix de conception et de fabrication des gros composants de la chaudière du projet de réacteur nucléaire EPR [C2] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 033/ janvier 2003 Conséquences des événements du 11 septembre 2001 sur la conception du projet de réacteur EPR [C3] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 240/ avril 2003 Examen des études détaillées du projet de réacteur EPR [C4] Lettre DGSNR DGSNR/SD5/FC/MFG n octobre Examen des choix de conception des gros composants de la chaudière du projet de réacteur nucléaire EPR. Conception et fabrication de la virole porte-tubulure de la cuve [C5] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 989/ janvier 2004 Projet EPR - Projet de plan du rapport préliminaire de sûreté [C6] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 132/ février 2004 Examen des études de conception détaillées du projet de réacteur EPR [C7] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 424/ mai 2004 Méthodologie d évaluation des conséquences radiologiques des accidents [C8] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 640/ août 2004 Projet du réacteur EPR [C9] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 729/ septembre 2004 Options de sûreté du projet de réacteur EPR [C10] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 2081/ janvier 2005 EPR - Référentiel d évaluation des conséquences radiologiques des accidents [C11] Lettre DGSNR DGSNR/SD5/FC/MFG N février Examen des choix de conception du pressuriseur de la chaudière du réacteur nucléaire EPR [C12] Lettre DGSNR DEP/SD2/N 181/ avril 2005 Projet de réacteur EPR - Suites du GP du 18 novembre 2004 [C13] Lettre DGSNR DGSNR/SD5/PM/MFG N juin 2005 Examen des choix de conception des enceintes de mécanismes de commande de grappes du projet de réacteur nucléaire EPR [C14] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 307/ juin 2005 Réacteur EPR - Identification du référentiel réglementaire et para-réglementaire applicable [C15] Lettre DGSNR DEP-SD2/N 0440/ août 2005 Projet de réacteur EPR - Suites du GP du 5 juillet 2005 [C16] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 597/2005. Evolution du référentiel d évaluation des conséquences radiologiques des accidents et analyses de sensibilité présentées dans le rapport préliminaire de sûreté du projet de réacteur EPR [C17] Lettre DGSNR DGSNR/SD5/FC/MFG n DEP-SD février Examen de la démonstration de l exclusion de rupture des tuyauteries primaires et secondaires principales du projet de réacteur EPR [C18] Lettre DGSNR DGSNR/SD5/FC/MFG n DEP-SD février ASN Application de l arrêté du 12 décembre 2005 et rapport préliminaire de sûreté [C19] Lettre DGSNR DGSNR/SD2/N 0075/ mars 2006 Avant-projet du rapport préliminaire de sûreté dans l éventualité d une demande d autorisation de création d un réacteur EPR à Flamanville [C20] Lettre DGSNR DEP-SD2/N 0171/ mars 2006 Projet de réacteur EPR - Suites du GP du 1er décembre 2005 [C21] Lettre DGSNR/SD5/PM/MFG n mars 2006 Examen des choix de conception des générateurs de vapeur du projet de réacteur nucléaire EPR [C22] Lettre DGSNR DEP-SD2/N 0197/ avril 2006 Projet de réacteur EPR - Suites de la réunion du Groupe Permanent d experts pour les réacteurs nucléaires du 26 janvier 2006 [C23] Lettre DGSNR DEP-SD2/N 236/ CODES TECHNIQUES EPR La conception du réacteur EPR relevant d une approche évolutionnaire associée à des exigences de sûreté renforcées, les codes et normes correspondant à la pratique industrielle mise en oeuvre pour la conception, la réalisation et la mise en service du réacteur EPR sont de trois types : les recueils thématiques appelés RCC (Règles de Conception et de Construction) qui décrivent la pratique industrielle pour les réacteurs EDF actuellement en exploitation. Les codes RCC suivants sont applicables à EPR : - RCC-M «Règles de Conception et de Construction applicables aux Matériels mécaniques des îlots nucléaires REP» - RCC-MR «Règles de Conception et de Construction applicables aux Matériels mécaniques des îlots nucléaires RNR», pour les cas à haute température - RCC-E «Règles de Conception et de Construction applicables aux matériels électriques des îlots nucléaires» - RCC-C «Règles de Conception et de Construction applicables aux assemblages de combustible des centrales nucléaires»

57 les recueils thématiques appelés ETC (EPR Technical Code) qui ont été élaborés 1 pour exposer les pratiques industrielles spécifiques au réacteur EPR et qui se substituent par conséquent à des RCC existants : - ETC-C (EPR Technical Code for Civil Works) pour le génie civil - ETC-F (EPR Technical Code for Fire) pour l incendie les autres codes et normes, qui ont également vocation à s appliquer au réacteur EPR, notamment compte tenu du contexte européen du projet (au niveau réglementaire et industriel). Ces codes ou normes peuvent se substituer, pour certains thèmes techniques, et avec un domaine de couverture clairement défini, à des RCC ou ETC existants. Sont en particulier concernés les thèmes techniques suivants : - Equipements sous pression (au sens de la Directive Européenne des Equipements sous Pression et de sa transposition française : Décret n du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression) : les codes/normes suivants peuvent être appliqués à EPR en fonction du niveau d exigence / de qualité requis : l ASME III-NC, la règle KTA class 2, d autres normes européennes harmonisées (EN13445, EN13480 ) ou d autres Codes industriels conformes à la DESP. L utilisation de ces codes est précisée à la section du RPS, en fonction des niveaux de classement retenus pour les composants mécaniques. - Qualification des matériels : l approche proposée par EDF pour EPR consiste à ne plus se restreindre à l utilisation de la seule méthode de qualification développée en France, et à faire appel à des méthodes utilisées dans d autres pays. Cette approche à fait l objet d un positionnement favorable de la DGSNR dans son courrier DEP-SD2/n 0440/2005 du 10 août Comme indiqué dans le courrier ECEP du 4 août 2004, et dans le sous-chapitre 3.7 du RPS, la norme applicable pour prononcer la qualification des matériels sur le réacteur EPR est la norme internationale CEI , complétée en particulier par la norme internationale CEI60980 pour la qualification sismique. La norme CEI60780 peut se décliner dans les deux pratiques de qualification suivantes, en plus de la méthode basée sur le Code RCC-E et les spécifications associées : la méthode allemande basée sur l ensemble des règles KTA (notamment KTA Standard n 3501 et KTA Standard n 3701), la méthode américaine basée sur les règles IEEE (notamment IEEE n 323). L ensemble des codes sont listés dans le tableau ci-après avec les indications suivantes : correspondance entre les codes ETC et les codes RCC actuellement d application sur les réacteurs en exploitation, RFS (Règles Fondamentales de Sûreté) émises par l Autorité de Sûreté sur certains codes RRC, non applicables à EPR en dehors de la RFS V2e, conformément à la lettre DGSNR/SD2/N 307/2005 du 17 juin 2005, références des codes applicables à EPR. 3!"#" $% & '() * # #!"#" *!"#" * & ) 5 )!"#"!"#" !"#"!"#"+ $% + #,,,- #,,#. / # " 01"2"1 $% #,,4 % 6 %55,4,,728 % 6 %59%,),)7($ 4 (1) Edition AFCEN avril modificatifs (juillet 86, sept.89, déc.93 et sept.95). Il n est pas envisagé la substitution du code RCC-C par un recueil spécifique au Projet EPR. (2a) La dernière version applicable correspond à la version 2000 du code RRC-M éditée par l AFCEN complété par le modificatif de juin Cette version a notamment fait l objet de la lettre DGSNR FC/MFG n du 15 novembre Dans le cadre de la fusion du RCC-M et de l ETC-M (code ETC initialement envisagé pour les composants mécaniques du projet EPR), un processus de mise à jour du code RCC-M est mis en œuvre. Il consiste à instruire les fiches de demande de modification à intégrer au code RCC-M. Les prochaines éditions du RCC-M intégreront les fiches de modification acceptées par l AFCEN, ainsi que des fiches de modification nécessaires à la mise en conformité du RCC-M avec l Arrêté ESPN du 12 décembre 2005 (Cf. section du RPS). (2b) Les codes/normes suivants peuvent également être appliqués à EPR en fonction du niveau d exigence / de qualité requis : RCC- MR (pour le cas des lignes à hautes températures en cas d accident grave), l ASME III-NC, la règle KTA class 2, d autres normes européennes harmonisées ou d autres Codes conformes à la DESP. L utilisation de ces codes est précisée à la section du RPS, en fonction des niveaux de classement retenus pour les composants mécaniques. 1 En s appuyant dans certais cas sur les Eurocodes publiés au niveau européen, en anticipant la diffusion des Annexes nationales prévues pour décliner ces standards européens selon les pays considérés. 2 Norme applicable aux matériels électriques stricto sensu mais dont les principes sont reconductibles pour les matériels mécaniques. 3 Voir section du RPS pour la liste des RFS applicables à EPR

58 (3) En particulier pour ce qui concerne la qualification des matériels : la norme internationale CEI60780 et sa déclinaison au niveau de la pratique de qualification allemande basée sur l ensemble des règles KTA (notamment KTA Standard n 3501 et KTA Standard n 3701), ou américaine basée sur les règles IEEE (notamment IEEE n 323). (4a) Cette mise à jour de l ETC-C intègre notamment les évolutions suite à l instruction réalisée par l ASN en 2005 sur ce thème. (4b) RCC-G (édition juillet 88, rév. 2) : Règles de Conception et de Construction applicables au génie civil (règles BAEL + BPEL) (pour les tranches REP 1300MW) (5a) L ETC-F (version F) a été transmise par le courrier ENGSIN du 31 mars Une nouvelle version de ce recueil est prévue en 2006 afin d introduire : - les principes de la méthode EDF d évaluation du comportement des éléments de sectorisation en situation d incendie réaliste (en remplacement de la DSN144), - des évolutions du fait de l instruction en cours avec l ASN, - une restructuration des chapitres sur l explosion. (5b) RCC-I (édition octobre 87, rév. 4) : Règles de Conception et de Construction applicables à la protection contre l incendie (d application pour le REP N4). sous chapitre 1.7 CONFORMITE AVEC LA REGLEMENTATION 0. EXIGENCES REGLEMENTAIRES 0.1. OBJECTIF DE LA REGLEMENTATION Une centrale nucléaire présente, sur le plan de la sûreté, les deux caractéristiques suivantes : elle constitue une source de rayonnements, elle produit des effluents radioactifs dont le relâchement est normalement contrôlé ou exceptionnellement non contrôlé en cas d incidents ou d accidents. La protection contre les rayonnements, la prévention des incidents ou accidents et les moyens à mettre en œuvre pour en limiter les effets (mitigation) exigent que des dispositions techniques soient prises notamment aux stades de la conception et de la construction. L ensemble de ces dispositions techniques participe à la sûreté de l installation. Les contraintes administratives et techniques imposées par la réglementation française visent à garantir un fonctionnement sûr des installations et à réduire leurs impacts sur l environnement. Elles constituent ainsi des exigences réglementaires à respecter et couvrent la conception, la réalisation et l exploitation des tranches nucléaires construites en France TEXTES REGLEMENTAIRES APPLICABLES Sont présentés dans ce paragraphe les textes réglementaires de base applicables à une tranche de type EPR. Les textes administratifs et techniques relatifs aux installations nucléaires de base, traitant tant de la réglementation relative aux établissements classés que de la qualité de la réalisation (arrêtés sur les appareils à pression et leurs compléments, règles relatives à la qualité des structures, qualité de construction), Les textes et décrets relatifs à la protection contre les rayonnements et aux rejets d effluents. Sont également évoquées d autres dispositions réglementaires issues du code de l aviation civile, du code de la santé publique, du code de l environnement. Les modalités d application de ces textes aux différents composants ou circuits de la centrale sont présentées ci-après dans leurs grandes lignes. Il convient de se reporter aux chapitres où sont présentés ces matériels ou installations pour trouver le détail des modalités d application de ces textes. Les règles fondamentales de sûreté (RFS) font également partie des textes administratifs français applicables mais n ont pas une portée réglementaire. Elles sont présentées au chapitre Sont d abord présentés les textes réglementaires français, dont l application est par définition requise (lois, décrets, arrêtés d application). Les circulaires ne sont pas mentionnées volontairement par souci de simplification. Sont ensuite présentés au paragraphe , les textes d organismes internationaux, qui constituent des recommandations à caractère non réglementaire ou qui peuvent servir de support à l évolution de la réglementation française Cadre réglementaire Le texte définissant le régime administratif et juridique des centrales électronucléaires fixes est le décret n du 11 décembre 1963 relatif aux installations nucléaires, paru au J.O. R.F du 14 décembre 1963, modifié et complété par les décrets n du 27 mars 1973, n du 23 avril 1985, n du 19 janvier 1990 et n du 12 mai Intervenant en application dudit décret du 11 décembre 1963, l arrêté du 31 décembre 1999 (J.O.R.F. du 15 février 2000) fixe la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l exploitation des installations nucléaires de base. Les équipements des installations d un site de centrale nucléaire figurant dans la nomenclature des Installations Classées pour la Protection de l Environnement (I.C.P.E) relèvent de deux régimes juridiques distincts : S il s agit d un équipement de la centrale nécessaire à son exploitation et à ce titre, constituant un élément de l Installation Nucléaire de Base (INB), il relève des articles 2 et 3 du décret de 11 décembre 1963 modifié, S il s agit d un équipement non nécessaire à l exploitation de la centrale : - Installé à l intérieur du périmètre de l Installation Nucléaire de Base, il relève du régime de l article 6 bis du décret du 11 décembre 1963 modifié, par dérogation aux dispositions de la loi n du 19 juillet 1976 relative aux Installations Classées pour la Protection de l Environnement (codifiée aux articles L511-1 et suivants du code de l environnement) et aux dispositions prises pour son application. - Installé à l extérieur du périmètre de l Installation Nucléaire de Base, il relève de la loi n du 19 juillet 1976, relative aux Installations Classées pour la Protection de l Environnement, et des dispositions prises pour son application, à savoir le décret n du 21 septembre 1977, modifié par les décrets n du 15 octobre 1980, n du 23 avril 1985, n du 19 décembre 1986, n du 16 avril 1987, n du 14 novembre 1989, n du 9 juin 1994, n du 13 juillet 1994 et n du 5 janvier 1996, n du 21 mai 1997, n du 20 mars 2000, n du 12 février 2001, n du 16 janvier 2002, n du 1er septembre 2003, n du 19 mars 2004, n du 3 juin 2004, n du 19 août Décret d Autorisation de Création (DAC) Chaque tranche nucléaire française fait l objet, en application du décret du 11 décembre 1963 modifié, d un décret d autorisation de création qui, sur la base de l examen :

59 de la demande d autorisation de création présentée par Électricité de France, du dossier joint à cette demande, de l examen de la réglementation applicable, du résultat de l enquête publique à laquelle est soumise la demande d autorisation de création, autorise la création de la tranche et fixe les prescriptions particulières auxquelles doit se conformer l exploitant, sous réserve de l application des dispositions prévues par le décret du 11 décembre 1963 modifié. L instruction du 27 mars 1973, relative à l application du décret n du 13 mars 1973 portant création d un Conseil supérieur de la sûreté nucléaire et d un Service Central de sûreté des Installations Nucléaires (S.C.S.I.N) ( auquel est désormais substituée la Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection, DGSNR), au ministère du Développement industriel et scientifique, précise que le décret d autorisation de création est notifié à l exploitant par le Chef du S.C.S.I.N ( auquel est désormais substitué le Directeur Général de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection), ce dernier agissant par délégation du ministre chargé de l industrie Réglementation relative à l impact sur l environnement a) Réglementation conditionnant la prise d eau et les rejets dans l environnement Textes applicables : Loi sur l eau n 92-3 du 03 janvier 1992, qui définit le droit commun de l eau, Décret n du 4 mai 1995 relatif aux rejets d effluents liquides et gazeux et aux prélèvements d eau des installations nucléaires de base. Ce décret met en conformité la réglementation des rejets liquides associés au fonctionnement des INB avec le nouveau droit commun de l eau (nomenclature annexée au décret n du 29 mars 1993 pris en application de la loi sur l eau n 92-3 du 3 janvier 1992), et simplifie la réglementation en traitant à la fois des rejets liquides et gazeux et des prélèvements d eau des INB, Les prélèvements d eau et les rejets d effluents des INB, soumis en application du décret du 4 mai 1995 à autorisation conjointe des ministres chargés de la santé, de l industrie et de l environnement, sont dorénavant encadrés par des règles techniques faisant l objet d un arrêté du 26 novembre 1999 signé par les mêmes ministres. Ce texte, qui se substitue à plusieurs arrêtés de 1976, comporte des prescriptions portant notamment sur une réduction des limites des prélèvements et rejets, un renforcement des moyens d analyse et des contrôles exercés, ainsi que sur l information des services de l Etat et du public. b) Autre réglementation relative à l impact sur l environnement Les Ministres chargés de l industrie et de l environnement ont signé le 31 décembre 1999 l arrêté précité fixant la réglementation technique générale destinée, hors prélèvement d eau et rejets d effluents, à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l exploitation des INB. L application de ce texte permet de s assurer que les préoccupations de protection de l environnement sont bien prises en compte à un niveau comparable à celui requis pour les installations industrielles non nucléaires (ICPE). Il traite de la prévention de la pollution atmosphérique et des eaux, du bruit, de la gestion des déchets, de risques conventionnels (électriques, foudre, incendie) et de risques nucléaires (criticité par exemple). Les textes spécifiques aux INB ne sont pas codifiés au sein du code de l environnement. En revanche, d autres textes, non spécifiques aux INB, mais se rapportant au fonctionnement de ces dernières, ont été effectivement codifiés au code de l environnement et sont applicables au réacteur EPR (loi sur l air par exemple) Réglementation relative aux appareils à pression Le contexte réglementaire des appareils à pression a évolué dans le cadre de la transposition dans le droit français des exigences de la directive européenne 97/23/CE du 29 mai 1999 relative au rapprochement des législations des Etats membres concernant les équipements sous pression. La nouvelle réglementation conduit à distinguer les équipements sous pression nucléaire (tel que défini par l arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaires) des autres équipements sous pression Équipements sous pression nucléaires Ils sont soumis à : L arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaire. Cet arrêté a été publié au journal officiel de la république française le 22 janvier Il précise les exigences applicables à la conception, la construction et l exploitation des équipements sous pression nucléaires tels-que définis dans cet arrêté. Ces exigences sont graduées en fonction de trois niveaux de classement des équipements sous pression. Le classement des circuits ou parties de circuits ne faisant pas partie du CPP ou CSP est déterminé à partir de l activité contenue dans les récipients (réservoirs et échangeurs) de ces circuits. (voir ). Cet arrêté rend également applicables aux équipements sous pression nucléaires certaines dispositions de la réglementation applicables aux autres équipements sous pression (voir ). Les circuits CPP et CSP sont de plus soumis à une réglementation spécifique constituée par : L arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l exploitation du CPP et du CSP des réacteurs nucléaires à eau sous pression (il abroge les dispositions relatives à la surveillance en exploitation de l arrêté du 26 février 1974 et de la RFS II.3.8.). Cette arrêté définit les limites des circuits CPP et CSP ainsi que les exigences relatives à leur surveillance en exploitation (voir ) Autres équipements sous pression La directive 97/23/CE relative à la conception et à la fabrication des équipements sous pression a été transposée en droit français sous la forme de 2 textes : Le décret n du 13 décembre 1999 relatif aux équipements sous pression, L arrêté du 21 décembre 1999 relatif à la classification et à l évaluation de la conformité des équipements sous pression. Ces deux textes ont été complétés par : L arrêté du 15 mars 2000 relatif à l exploitation des équipements sous pression Précisions complémentaires a) modalités d application de l arrêté du 12 décembre 2005 Pour déterminer le classement ESPN des équipements il est nécessaire : De connaître l activité volumique des différents circuits. Cette activité est calculée sur la base des activités réalistes des circuits. Pour les circuits comportant des équipements classés ESPN, les activités volumiques sont données dans la note SEPTEN référencée ENTERP «Activités spécifiques des circuits de l EPR pour le classement ESPN». Pour le RCP, ces valeurs sont identiques aux valeurs réalistes du chapitre 12.2 du RPS. De calculer, sur la base des activités des circuits, l activité contenue dans chaque récipient contenant du fluide radioactif et dont la PS (pression maximale admissible) est supérieure à 0.5 bar relatif. Par récipient il faut considérer les réservoirs, échangeurs, colonnes de dégazage et évaporateurs. Sauf cas particulier, les filtres et les déminéraliseurs sont considérés comme des accessoires de tuyauterie et non des récipients au titre de l arrêté

60 L activité des récipients permet ainsi de déterminer leur niveau de classement ESPN ainsi que celui des tuyauteries adjacentes. Le changement de niveau de classement des équipements se fait soit à partir d un récipient dont le niveau est différent, soit à partir d un isolement sûr. Pour les équipements sous pression nucléaire hors CPP et CSP, l isolement est constitué d un seul organe d isolement fiable qui peut être : un robinet systématiquement fermé pendant le fonctionnement normal de la tranche, un clapet, un robinet ouvert lors du fonctionnement normal de la tranche qui doit pouvoir se fermer assez rapidement en cas de besoin. Nota : Compte-tenu de la publication récente de cet arrêté, une instruction concernant ses modalités d application est en cours. Elle est susceptible d entraîner une évolution des dispositions qui en découlent et qui sont décrites dans le RPS. b) Définition du CPP et du CSP L arrêté du 10 novembre 1999 définit les circuits CPP et CSP comme suit : circuit primaire principal d une chaudière nucléaire à eau : l appareil générateur que constitue l ensemble des équipements sous pression de cette chaudière qui contiennent le fluide recevant directement l énergie dégagée dans le combustible nucléaire et qui ne peuvent être isolés de façon sûre de celui d entre eux où se trouve ce combustible. Il comprend les accessoires de sécurité et les accessoires sous pression jouant un rôle d isolement, circuit secondaire principal d une chaudière nucléaire à eau : chacun des appareils constitués par l enceinte secondaire d un des générateurs de vapeur de la chaudière et les tuyauteries qui ne peuvent en être isolées de façon sûre, y compris les accessoires de sécurité et les accessoires sous pression jouant un rôle d isolement. L isolement sûr requiert deux organes d isolement en série à l exception des cas cités ci-dessous pour lesquels un seul organe d isolement suffit : les canalisations du CPP dont le diamètre intérieur est inférieur à 25 mm, les lignes vapeur du CSP (*) les canalisations du CSP, autres que celles des lignes d alimentation de secours situées à l intérieur du bâtiment réacteur, dont le diamètre intérieur est inférieur à 100 mm, les canalisations des lignes d alimentation de secours situées à l intérieur du bâtiment réacteur dans le cas où leur diamètre intérieur serait inférieur ou égal à 25 mm (**), les canalisations conduisant à un accessoire de sécurité ; toutefois, si un organe d isolement est situé en aval de l organe de sécurité, le tronçon situé entre ces deux organes doit faire l objet de précautions analogues à celles prévues pour l appareil lui-même. c) Ancienne réglementation Les textes réglementaires suivants, utilisés pour la conception des tranches nucléaires précédentes, sont remplacés par la nouvelle réglementation : Le décret du 02 avril 1926 modifié réglementant les appareils à pression de vapeur, Le décret du 18 janvier 1943 réglementant les appareils à pression de gaz, L arrêté du 15 janvier 1962 réglementant les canalisations d usine, L arrêté du 26 février 1974 portant application de la réglementation des appareils à pression aux chaudières nucléaires à eau - applicable au CPP, L arrêté du 24 mars 1978 réglementant l emploi du soudage. Les Règles techniques relatives à la construction des futurs CPP et CSP qui avait fait l objet d une approbation en SPN le 05 octobre 1999 sont remplacées par les dispositions de l arrêté du 12 décembre 2005 (de même la RFS II-3.8 n est plus applicable - voir ) Réglementation relative à la qualité Arrêté du 10 août 1984, relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l exploitation des installations nucléaires de base. La prise en compte de cet arrêté est précisée au chapitre 16 du RPS Réglementation spécifique à la radioprotection La directive européenne 96/29/EURATOM du 13 mai 1996 traite des conséquences maximales pour le public et les travailleurs exposés. Elle fixe à 1 msv/an la dose efficace maximale pour le public, en cohérence avec la recommandation CIPR n 60 (1990) et à 100 msv sur 5 années consécutives (20 msv/an en moyenne) la dose efficace maximale individuelle à respecter pour la protection des travailleurs exposés, à condition que la dose ne dépasse pas 50 msv au cours d une année quelconque. La transposition de cette directive en droit français a conduit à une évolution de la réglementation par la publication des décrets d application et de l arrêté suivants : Décret n du 4 avril 2002 relatif à la protection générale des personnes contre les dangers des rayonnements ionisants, codifié au code de la santé publique (cf. articles R et suivants). Ce décret prend en compte les évolutions de la directive 96/29 et fixe la dose efficace maximale à 1 msv/an. Il abroge le décret initial n du 20 juin 1966 modifié, et aussi le décret n du 8 mars 2001 qui le modifiait déjà sur ce point. Décret n du 31 mars 2003 relatif à la protection des travailleurs contre les dangers des rayonnements ionisants, codifié au code du travail (cf. articles R et suivants). Ce décret simplifie les textes réglementaires et les rend plus lisibles en fusionnant les décrets du 28 avril 1975 (travailleurs dans les INB) et du 2 octobre 1986 (travailleurs hors INB) et en renvoyant à des arrêtés les dispositions purement techniques. Il fixe à 20 msv sur douze mois consécutifs la dose efficace maximale individuelle à respecter pour la protection des travailleurs. Le décret n du 31 mars 2003, relatif aux interventions en situation d urgence radiologique et en cas d exposition durable, codifié au code de la santé publique (cf. articles R43-70 et suivants renommés R à R ). Ce décret fixe les limites de dose efficace susceptibles d être reçues par les personnes des équipes d intervention ou les personnes n appartenant pas aux équipes d intervention mais intervenant au titre de leurs compétences. Arrêté du 13 octobre 2003 relatif aux niveaux d intervention en situation d urgence radiologique. Cet arrêté présente les niveaux d intervention associés à la mise en œuvre des actions de protection des populations en situation d urgence radiologique prévues par l article R du code de santé publique. Autres textes applicables : Code de santé publique : les dispositions législatives et réglementaires applicables pour la protection de la population sont précisées au chapitre 12 du RPS (voir ), Code du travail : les dispositions législatives et réglementaires pour la protection des travailleurs sont précisées au chapitre 12 du RPS (voir ), (*) les lignes vapeur contiennent les lignes de protection et de décharge vapeur pour lesquelles les limites vont respectivement jusqu aux soupapes de sûreté et aux vannes de réglages de contournement à l atmosphère. (**) les lignes données par le dernier alinéa sont issues de la modification apportée à l arrêté du 10 novembre 1999 par l article 17 de l arrêté du 12 décembre

61 Loi sur l air n du 30 décembre 1996, qui demande d évaluer les effets potentiels du projet sur la santé publique ; la circulaire du 17 février 1998 en explicite les modalités d application de l article 19 (volet sanitaire), Loi sur l eau n 92-3 du 3 janvier 1992, qui définit le droit commun de l eau, Décret n du 4 mai 1995 relatif aux rejets d effluents liquides et gazeux et aux prélèvements d eau des installations nucléaires de base. Ce décret met en conformité la réglementation des rejets liquides associés au fonctionnement des INB avec le nouveau droit commun sur l eau, et simplifie la réglementation en traitant à la fois des rejets liquides et gazeux et des prélèvements d eau des INB. Arrêté du 26 novembre 1999 «relatif aux prescriptions techniques générales relatives aux limites et modalités des prélèvements et rejets soumis à autorisation, effectués par les INB» : il précise l application du décret n du 4 mai Nota : L arrêté du 31 décembre 1999 cité au paragraphe concourt lui aussi à la protection du public et de l environnement contre les dangers des rayonnements ionisants ; il n est cité que plus loin car l impact radioactif n est qu un des aspects parmi d autres de ces prescriptions générales environnement, qui sont principalement des prescriptions techniques d installation et d exploitation Réglementation spécifique à la gestion des déchets Loi n du 15 juillet 1975 relative à l élimination des déchets et à la récupération des matériaux (JO du 16 juillet 1975) codifiée au code de l environnement (cf. articles L541-1 et suivants). Loi n du 30 décembre 1991 (dite «loi Bataille») relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs (JO du 1er janvier 1992) Codifiée au code de l environnement (cf. articles L542-I et suivants). Décret n du 17 décembre 1992 portant application de l article 6 de la loi n du 30 décembre 1991 sur la gestion des déchets radioactifs (JO du 18 décembre 1992) Autres réglementations françaises Comme tous les établissements industriels, les centrales nucléaires dont l EPR sont soumises à la loi n du 2 août 1961 relative à la lutte contre les pollutions atmosphériques et les odeurs et portant modification de la loi du 19 décembre Prescriptions réglementaires du Service des Mines. Code de l aviation civile pour les servitudes aéronautiques, précisés par l arrêté interministériel du 25 juillet Code de santé publique. Code du travail Textes internationaux Textes européens Il s agit de textes émis par l Union Européenne ou ses émanations. Directives Européennes : elles doivent être traduites dans le droit national de chaque état membre dans un délai fixé, et deviennent obligatoires sous cette forme. Ces directives européennes ont déjà été citées au niveau des sections traitant des textes réglementaires français (sections à ). Textes Euratom : la Communauté Européenne de l Énergie Atomique (Euratom) a publié un Traité et des Directives qui concerne essentiellement la radioprotection. Ces directives, sont à respecter par les Etats membres. Traité instituant la Communauté européenne de l énergie atomique du 17 avril 1957 (ou Traité EURATOM) notamment le chapitre III - protection sanitaire - articles et 77, 78. Directives communautaires (publiées au journal Officiel des Communautés Européennes), en particulier les directives EURATOM 76/579 du 1er juin 1976, 78/659 du 18 juillet 1978, 79/343, 80/836 du 15 juillet 1980, modifiées par les directives 84/467 du 3 septembre 1984 et 90/641/Euratom du 4 décembre 1990, ainsi que la directive européenne 96/29 du 13 mai Ces directives ont été transposées depuis en droit français. La directive n /Euratom du 27 novembre 1989 détermine en complément les mesures d information de la population sur les mesures de protection sanitaire applicables et sur le comportement à adopter en cas d urgence radiologique. Les directives d EURATOM n , , , et sont des normes de commercialisation de produits. Elles fixent les limites de taux d activité au-delà desquelles les produits ne peuvent plus être commercialisés. La décision n 87/600/Euratom du conseil du 14 décembre 1987 établit les modalités communautaires en vue de l échange rapide d information dans le cas d une situation d urgence radiologique. La Suisse a été raccordée au système dit Ecurie (European Community Urgent Radiological Information Exchange) par accord du Conseil n 95/C355/03. Ces décisions n impliquent l exploitant qu au niveau de la rapidité de déclaration des évènements (accident ou incident, nucléaire ou non, ayant ou risquant d avoir des conséquences pour la sûreté) ; cette obligation de déclaration qui doit être faite sans délai aux ministères concernés est imposée à l exploitant par l Article 5-III du décret du 11 décembre 1963 modifié, dans sa rédaction issue du décret n du 19 janvier 1990 (dispositions réglementaires relevant des Règles générales d Exploitation). Textes internationaux (non réduits à l Europe) Issus d organismes internationaux, ce sont généralement des recommandations, d application non obligatoire, mais auxquelles les textes nationaux obligatoires peuvent faire référence. Ce sont par exemple les recommandations CIPR (Commission Internationale pour la Protection contre les Rayonnements) ou les Basic Safety Rules de l AIEA (Agence Internationale pour l Energie Atomique). Les recommandations CIPR auxquelles les textes français font références ont déjà été citées au niveau des sections traitant des textes réglementaires français (sections à ). On peut également citer la recommandation CIPR n 63 (1991) Principes d intervention pour la protection du public en cas de risque radiologique qui indique des seuils de dose efficace audelà desquels il convient d évacuer les populations environnantes. La recommandation BSS n 115 de l AIEA Protection contre les radiations ionisantes et sécurité vis à vis des sources de radiation recommande des seuils de dose efficace pour mise en œuvre de contre-mesures (confinement, évacuation ) en cas d accidents entraînant des conséquences radiologiques pour le public. On peut également citer les codes de l AIEA : - code 50 C QA qui traite de l Assurance Qualité pour la sûreté des centrales nucléaires, - code 50 C D «The safety of NPP : design» (Révision 1 en projet) qui constitue un guide de conception des centrales nucléaires. S agissant des textes internationaux de portée générale, on citera la Convention sur la sûreté nucléaire du 17 juin 1994 à laquelle la France est partie, et qui se fixe notamment pour objectifs d établir et maintenir dans les installations nucléaires, des défenses efficaces contre les risques radiologiques potentiels afin de protéger les individus, la société et l environnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants émis par ces installations, et de prévenir les accidents ayant des conséquences radiologiques et d atténuer ces conséquences au cas où de tels accidents se produiraient. Cette convention est complétée par la Convention commune sur la sûreté de la gestion du combustible usé et sur la sûreté de la gestion des déchets radioactifs, adoptée à Vienne le 5 septembre 1997 et à laquelle la France est également partie.

62 0.3. REFERENTIEL PARA REGLEMENTAIRE APPLICABLE Directives Techniques En septembre 2004, l Autorité de Sûreté a transmis les Directives Techniques pour la conception et la construction de la prochaine génération de tranches nucléaires à eau pressurisée (appelées ciaprès DT) [2]. Ces DT présentent l opinion du Groupe Permanent chargé des réacteurs nucléaires (GPR) concernant la philosophie et l approche de sûreté, ainsi que les exigences générales de sûreté à appliquer pour la conception et la construction de la prochaine génération de tranches nucléaires de type REP (réacteurs nucléaires à eau pressurisée). Ces directives ont été adoptées en octobre Elles sont applicables à l EPR Règles Fondamentales de sûreté Les Règles Fondamentales de Sûreté ( RFS ) sont des règles émises par l Autorité de Sûreté française ; seules celles relatives aux centrales REP (centrales à eau sous pression) sont traitées ci-après. Chaque RFS explicite les conditions dont le respect est, pour le type considéré d installation et pour l objet dont elle traite, jugé comme valant conformité avec la pratique réglementaire technique Française. L exploitant pourra ne pas l appliquer si il apporte la preuve que les objectifs de sûreté visés par la règle sont atteints par d autres moyens qu il propose dans le cadre des procédures réglementaires. Les RFS ont été émises de 1980 à nos jours et leur domaine d application concerne explicitement les centrales REP, sans limite dans le temps (si le décret d autorisation de création est postérieur de plus d un an à la publication de la RFS en général). Elles sont donc, en principe, applicables à l EPR. Conformément à la lettre DGSNR [3], dans certains cas les exigences des DT et celles des RFS peuvent ne pas être compatibles. Lorsque de tels cas se présentent, le référentiel technique constitué par les Directives Techniques prime pour le réacteur EPR. Toutes les RFS existantes sont brièvement examinées ci-après et il est indiqué si chacune d entre elles est applicable à l EPR, non applicable à l EPR ou sans objet RFS numéro I.2.a (05/08/1980) Objet Prise en compte des risques liés aux chutes d avions Principaux points et/ou principales divergences La RFS demande une évaluation de la fréquence d endommagement des trois fonctions de sûreté principales et identifie les caractéristiques du missile correspondant à l agression qu il est admis de considérer. La conception est considérée comme acceptable si la fréquence d un dégagement inacceptable de substances radioactives est inférieure à une valeur déterminée, qui est un objectif probabiliste. Les Directives Techniques fixent globalement un objectif probabiliste pour l ensemble des agressions (A.2.5). Ces DT considèrent que cet objectif peut être traité par une approche déterministe basée sur les diagrammes charge-temps C1 et C2 représentant la chute d un avion miliaire à utiliser pour le bâtiment du réacteur (BR), le bâtiment du combustible (BK) et certains bâtiments auxiliaires (F2.2.2). Conclusion L objectif de la RFS numéro I.2.a est applicable à l EPR. Néanmoins, la démarche de conception retenue découlant notamment des directives techniques, est plus contraignante RFS numéro I.2.b (05/08/1980) Objet Prise en compte des risques d émission de projectiles par suite de l éclatement des groupes turbo-alternateurs Principaux points et/ou principales divergences La RFS demande : des dispositions de conception et de suivi contre les ruptures de la partie basse pression de la turbine, l évaluation pour un tel missile de la probabilité de conséquences inacceptables, l installation de mesures de protection appropriées, si cette probabilité est significativement supérieure à Les exigences des DT (section F.1.2.5) sont moins détaillées mais expriment la même idée. Conclusion La RFS numéro I.2.b est applicable à l EPR RFS numéro (16/05/01) (révision de la RFS numéro I.2.c (1981)) Objet Détermination du risque sismique pour la sûreté des installations nucléaires de base de surface. Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit comment déterminer le Séisme Maximal Historiquement Vraisemblable (SMHV) et le Séisme Majoré de Sécurité (SMS) pour un site donné et comment déterminer les mouvements à utiliser pour la conception de la centrale. En complément de l objectif probabiliste global (A.2.5), les DT (section F.2.2.1) identifient deux possibilités pour la conception sismique d une tranche : dimensionner avec des spectres et des valeurs d accélération spécifiques au site ou dimensionner en utilisant des spectres standardisés. Dans tous les cas, le concepteur doit prouver que les spectres utilisés sont enveloppés par les spectres spécifiques au site. La RFS et les DT sont complémentaires. Conclusion La RFS numéro est applicable à l EPR RFS numéro I.2.d (07/05/1982) Objet Prise en compte des risques liés à l environnement industriel et aux voies de communication Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit un objectif probabiliste et demande de considérer une onde de pression d explosion de référence avec les paramètres suivants : forme triangulaire à front raide, valeur maximale 0,05 bar, durée, 0,3 s. En complément de l objectif probabiliste global (A.2.5), les Directives Techniques jugent acceptable de considérer une onde de pression d explosion de référence avec les paramètres suivants : forme triangulaire à front raide, valeur maximale 0,1 bar, durée 0,3 s. Conclusion L objectif de la RFS numéro I.2.d est applicable à l EPR. Néanmoins, la démarche de conception retenue découlant des directives techniques est plus contraignante RFS numéro I.2.e (12/04/1984) Objet Prise en compte du risque d inondation d origine externe Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit comment calculer la cote majorée de sécurité (CMS), c est-à-dire une surestimation du niveau de sécurité de l inondation à utiliser pour concevoir la centrale. Les Directives Techniques indiquent que les inondations externes doivent être prises en compte mais ne précisent pas la détermination de la CMS. Une démarche complémentaire a été définie par EDF pour prendre en compte le retour d expérience de l incident du Blayais en Elle complète les demandes de la RFS (voir 3.3.5) La RFS est en cours de révision pour intégrer notamment cette démarche complémentaire

63 Conclusion La RFS numéro I.2.e (12/04/1984) est applicable à l EPR. Son éventuelle révision sera également applicable. D ores et déjà, la démarche REX Blayais est prise en compte RFS numéro I.3.a (05/08/1980) Objet Utilisation du critère de défaillance unique dans les analyses de sûreté Principaux points et/ou principales divergences Cette RFS définit les défaillances actives et passives et présente le critère de défaillance unique qui est utilisé pour la conception de certains systèmes. Les directives techniques (C.2.1 et G3) sont plus précises notamment dans la définition des défaillances actives et passives et des exceptions associées. Elles imposent également la réalisation d études de sensibilité en cas de défaillances passives avant 24 heures ou avec un taux de fuite supérieur à 200l/mm. Comme indiqué précédemment (voir ), lorsque les directives techniques présentent des évolutions par rapport à la RFS tant au niveau des définitions (défaillances actives ou passives) qu au niveau des modalités d application (possibilités d exclusion, études de sensibilité) se sont elles qui prévalent. Les systèmes auxquels s applique le critère de défaillance unique ne sont pas strictement ceux fournis en annexe 2 de la RFS. Pour l EPR, ce critère s applique à l ensemble des systèmes classés F1A ou F1B (voir et 3.2.2). Conclusion Le principe de la RFS I.3.a est applicable à l EPR. Toutefois, lorsque les directives techniques présentent des évolutions par rapport à la RFS, ce sont elles qui prévalent RFS numéro I.3.b (08/06/1984) Objet Instrumentation sismique Principaux points et/ou principales divergences La RFS demande qu en cas de séisme, une instrumentation sismique émette des alertes et indique immédiatement le niveau perçu par la centrale, et permette ainsi à l opérateur de prendre les mesures appropriées. Ce point n est pas explicitement présenté dans les Directives Techniques. Conclusion RFS numéro I.3.b est applicable à l EPR RFS numéro I.3.c (01/08/1985) Objet Etudes géologiques et géotechniques du site ; détermination des caractéristiques des sols et études du comportement des terrains Principaux points et/ou principales divergences La RFS demande de déterminer les caractéristiques des sols et le comportement des terrains et définit les méthodes associées. Ce point n est pas explicitement présenté dans les Directives Techniques. Conclusion La RFS numéro I.3.c est applicable à l EPR RFS numéro II.2.2.a révision 1 (31/12/1985) Objet Conception du système d aspersion de l enceinte Principaux points et/ou principales divergences La RFS considère comme évidente la nécessité d un tel système et précise les exigences relatives à sa conception. Les Directives Techniques n indiquent rien à ce sujet et aucun système de ce type n existe pour l EPR. Conclusion La RFS numéro II.2.2.a révision 1 est sans objet pour l EPR RFS numéro II.3.8 (08/06/1990) Objet Construction et exploitation du circuit secondaire principal Principaux points et/ou principales divergences La RFS donne des règles pour la construction et l exploitation du circuit secondaire principal. Les exigences relatives à la construction du CSP sont maintenant l objet de l arrêté du 12 décembre 2005 relatif aux équipements sous pression nucléaire (voir 0.2.4). Par ailleurs l Arrêté du 10/11/99 relatif à la surveillance en exploitation des CPP et CSP a abrogé la partie exploitation de la RFS (voir 0.2.4). La RFS n est donc pas applicable. Conclusion La RFS numéro II.3.8 n est pas applicable à l EPR RFS numéro II.4.1.a (15/05/2000) Objet Principes et exigences à prendre en compte pour la conception, la réalisation, la mise en œuvre et l exploitation des logiciels des systèmes électriques classés de sûreté Principaux points et/ou principales divergences La RFS donne les principes et les exigences applicables à la conception, la production, l installation et l exploitation des logiciels des systèmes de sûreté. Les exigences de cette RFS s appuient sur la définition les systèmes de sûreté classés 1E qui n existent pas dans l EPR (voir RFS numéro IV.2.b), Cette RFS n est pas formellement applicables à l EPR, Elle est néanmoins considérée comme applicable aux systèmes de sûreté EPR en considérant les transpositions suivantes : les exigences relatives aux logiciels des systèmes programmés classés auparavant «1E» s appliquent à ceux désormais classés «F1A» les exigences relatives aux logiciels des systèmes programmés auparavant classés de sûreté - non classés 1E à ceux classés désormais «F1B» Conclusion La RFS numéro II.4.1.a n est formellement pas applicable à l EPR. Néanmoins, cette RFS est considérée comme applicable moyennant les transpositions de classement 1E/F1A et classée de sûreté non 1E/F1B RFS numéro IV.1.a (21/12/1984) Objet Classement des matériels mécaniques, systèmes électriques, structures et ouvrages de génie civil Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit ce que signifie classés de sûreté pour tous les équipements ou structures contribuant à l intégrité de l enveloppe de pression du circuit primaire, l arrêt sûr du réacteur, la prévention des accidents et la limitation de leurs conséquences radiologiques. La RFS explique ensuite comment déterminer la classe de sûreté de chaque catégorie d équipements ou de structures : mécanique, électrique, ouvrages de Génie civil. Les Directives Techniques (B.2.1) définissent un classement de sûreté sur une base notablement différente : par exemple, classement fonctionnel, définition d un état contrôlé et d un état d arrêt sûr, classement mécanique pour un rôle de barrières Sans entrer dans des explications plus détaillées, on peut considérer que les deux approches de classement ne sont pas comparables. Conclusion La RFS numéro IV.1.a n est pas applicable à l EPR

64 RFS numéro IV.2.a (21/12/1984) Objet Exigences à prendre en compte dans la conception des matériels mécaniques classés de sûreté, véhiculant ou contenant un fluide sous pression et classés de niveaux 2 et 3 Principaux points et/ou principales divergences Les niveaux de classement 2 et 3 n ont pas de signification conformément aux Directives Techniques. Conclusion La RFS numéro IV.2.a n est pas applicable à l EPR RFS numéro IV.2.b (31/07/1985) Objet Exigences à prendre en compte dans la conception, la qualification, la mise en œuvre et l exploitation des matériels électriques appartenant aux systèmes électriques classés de sûreté Principaux points et/ou principales divergences La RFS donne une liste d exigences concernant les matériels électriques classés de sûreté (1E ou non 1E), en termes de conception, de qualification, d exploitation et d essais périodiques. Les DT (B.2.1) contiennent des exigences semblables (et non identiques) mais qui s appliquent aux systèmes ou aux matériels classés sur une autre base (voir RFS IV.1.a). Le résultat est évidemment différent. Néanmoins, cette RFS est applicable dans ces principes sur la base des transpositions utilisées dans le cadre de l application de la RFS II.4.1.a (voir ). Concernant les exigences de cette RFS présentées au paragraphe 3 de la RFS (classement sismique, redondance, indépendance continuité de la fourniture en énergie électrique qualification et essais périodiques), elles sont applicables aux matériels classés F1A. Les exigences du paragraphe de la RFS sont applicables aux matériels classés F1B. Toutefois, pour la qualification, seuls les principes sont applicables. Les modalités pratiques de qualification retenues pour EPR sont en évolution par rapport au parc. En particulier, les profils de qualification K1, K2 et K3 ne sont plus proposés en tant que tel pour la qualification des matériels de l EPR aux conditions accidentelles. La démarche de qualification retenue pour l EPR (présentée au chapitre 3.7) s appuie sur une définition plus précise du requis (utilisation de plusieurs familles de condition d ambiance) et sur l utilisation de plusieurs méthodes de qualification (RCC-E, KTA, IEEE notamment). Conclusion La RFS numéro IV.2.b est applicable dans ces principes à l EPR RFS numéro V.1.a (18/01/1982) Objet Détermination de l activité relâchée hors du combustible à prendre en compte dans les études de sûreté relatives aux accidents Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les termes sources à prendre en compte dans les études d accidents pour trois types d accidents : conventionnels, résultant de défaillances multiples ou extrêmes. Un terme source est défini par une fraction de l inventaire du cœur (produits de fission). Par exemple, le terme source niveau 1 concerne les accidents conventionnels et contient 50 % des gaz rares, 50 % des halogènes et 50 % des alcalins. Cette RFS n est plus appliquée et des pourcentages inférieurs sont maintenant utilisés dans les études d accidents pour les centrales existantes, dix fois inférieurs dans l ensemble aux valeurs susmentionnées. Cette RFS peut être considérée comme obsolète. Ce point n est pas explicitement présenté dans les Directives Techniques. Conclusion La RFS numéro V.1.a n est pas applicable à l EPR RFS numéro V.1.b (10/06/1982) Objet Moyens de mesures météorologiques Principaux points et/ou principales divergences La RFS donne une liste des mesures à effectuer sur le site de la centrale ou à proximité : les valeurs mesurées sont utilisées dans l exploitation normale ou pendant les accidents afin d évaluer le transfert des rejets radiologiques dans l environnement. Ce point n est pas explicitement présenté dans les Directives Techniques. Conclusion La RFS numéro V.1.b est applicable à l EPR RFS numéro V.2.b (30/07/1981) Objet Règles générales applicables à la réalisation des ouvrages de génie civil Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document EDF intitulé Recueil des règles relatives au génie civil (RCC G) daté du 01/01/1981. Pour l EPR, les codes applicables sont précisés au chapitre 1.6. Conclusion La RFS numéro V.2.b n est pas applicable pour l EPR RFS numéro V.2.c révision 1 (12/09/1986) Objet Règles générales applicables à la réalisation des matériels mécaniques Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document AFCEN intitulé Recueil des règles de conception et de construction applicables aux matériels mécaniques (RCC M) émis en 1983 et révisé en Pour l EPR, les codes applicables sont précisés au chapitre 1.6. Conclusion La RFS numéro V.2.c n est pas applicable pour l EPR RFS numéro V.2.d révision 1 (23/09/1986) Objet Règles générales applicables à la réalisation des matériels électriques Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document AFCEN intitulé Recueil des règles de conception et de construction des matériels électriques des îlots nucléaires (RCC E) daté de 1981 et révisé en 1982 et en Pour l EPR, les codes applicables sont précisés au chapitre 1.6. Conclusion La RFS numéro V.2.d révision 1 n est pas applicable pour l EPR RFS numéro V.2.e révision 2 (14/12/1990) Objet Règles générales applicables à la réalisation des assemblages combustibles Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document AFCEN intitulé Recueil des règles de conception et de construction applicables aux assemblages combustibles des centrales nucléaires REP (RCC C) daté de septembre Les DT n ont aucune exigence contraire au RCC C. Conclusion La RFS numéro V.2.e révision 2 est applicable à l EPR

65 RFS numéro V.2.f (28/12/1982) Objet Règles générales relatives à la protection contre l incendie Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document EDF intitulé Recueil des règles relatives à la protection contre l incendie (RCC I) daté de mai Pour l EPR, les codes applicables sont précisés au chapitre 1.6. Conclusion La RFS numéro V.2.f n est pas applicable pour l EPR RFS numéro V.2.g (31/12/1985) Objet Calculs sismiques des ouvrages de génie civil Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les caractéristiques des mouvements sismiques de dimensionnement, les méthodes de calcul, les modèles mathématiques pour les calculs, l utilisation des réponses sismiques pour la vérification des ouvrages de génie civil, ainsi que la documentation à présenter. Ce point n est pas explicitement présenté dans les Directives Techniques. Cette RFS est maintenant considérée comme obsolète et sa révision a été décidée. Le Groupe Permanent du 02/02/2006 a approuvé une nouvelle RFS qui sera applicable dès sa publication. Cette nouvelle RFS définit les dispositions de conception parasismique des ouvrages de génie civil et les méthodes acceptables pour : déterminer la réponse sismique de ces ouvrages à retenir pour leur dimensionnement déterminer les mouvements sismiques à considérer pour le dimensionnement des matériels Conclusion La RFS numéro V.2.g n est pas applicable à l EPR, mais la nouvelle RFS, approuvée par le GP du 02/02/2006 sera applicable dès sa publication RFS numéro V.2.h (04/06/1986) Objet Règles générales applicables à la réalisation des ouvrages de génie civil Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document AFCEN intitulé Recueil des règles relatives au génie civil (RCC G) daté d octobre Elle porte sur le même sujet que la RFS numéro V.2.b et peut être considérée comme une révision de cette dernière. Conclusion Pour la même raison que pour la RFS numéro V.2.b, la RFS numéro V.2.h n est pas applicable pour l EPR RFS numéro V.2.j (21/11/1988) Objet Règles générales relatives à la protection contre l incendie Principaux points et/ou principales divergences La RFS définit les conditions d application du document EDF intitulé Recueil des règles relatives à la protection contre l incendie (RCC I) daté d octobre Elle porte sur le même sujet que la RFS numéro V.2.f et peut être considérée comme une révision de cette dernière. Conclusion Pour la même raison que pour la RFS numéro V.2.f, la RFS numéro V.2.j n est pas applicable pour l EPR RFS (26/12/2002) Objet Utilisation des études probabilistes pour la sûreté des installations nucléaires de base. Principaux points et/ou principales divergences Cette règle précise les méthodes acceptables pour le développement des EPS et les applications éprouvées des EPS pour les réacteurs à eau sous pression (REP) du programme électronucléaire français en exploitation ou futur, compte tenu de l expérience nationale et internationale disponible en ce domaine. Les Directives Techniques (C.2.2) sont moins détaillées. Conclusion La RFS est applicable à l EPR Conclusion Le tableau 1.7 TAB 1 donne un récapitulatif de l applicabilité des RFS à l EPR. Toutes les RFS sont applicables, au moins en ce qui concerne leurs objectifs ou leurs principes, à l exception des RFS ci-dessous : RFS sans objet pour l EPR : RFS II.2.2.a (système EAS absent sur EPR). RFS qui ne sont plus appliquées aux centrales existantes : RFS II.3.8, V.1.a, V.2.g (sa révision sera applicable). RFS concernant le classement de l équipement : RFS, IV.1.a, IV.2.a,: (la démarche de classement adoptée pour l EPR est sensiblement différente de celle adoptée pour les centrales françaises existantes). RFS concernant l utilisation de codes : RFS V.2.b, V.2.c, V.2.d rev 1, V.2.f, V.2.h et V.2.j. 1. CONFORMITE AUX EXIGENCES REGLEMENTAIRES La démonstration de la conformité des équipements EPR aux exigences réglementaires mentionnée dans la section du RPS sera apportée à la fin de la phase de conception. LISTE DES REFERENCES [1] Lettre DSIN : DSIN/GRE/BCCN/PM/CL/n du 19/10/99 Règles techniques relatives à la construction des futurs CPP et CSP [2] Lettre DGSNR : DGSNR/SD2/n 0729/2004 du 28/09/04 Options de sûreté du projet de réacteur EPR [3] Lettre DGSNR : DGSNR/SD2/n 0307/2005 du 17/06/05 Réacteur EPR - identification du référentiel réglementaire et para-réglementaire applicable

66 ! ""#!"# $ % $ & ' ( ) * % & & +, * ( -./ &0, 1. 2# 3 * ( % 4#, 5 * ( $ %5 ) 1. & 4 6 $ 5 )5 7 * ( % 4# 8 $ % 1. 4# 9* 4 :,, ; "#."#.#<0# 1. 4 :,, 9 "=.#< # :,, 6 ">.#< :,,, "<.#<0< 4) :,, "?.#<0 1. 4, 1. 4 :,, ; #".#<0? 1. 4 :,, #".#<0= 1. ""!"# ' % A = applicable à l EPR A + DT = l objectif ou le principe de la RFS sont applicables mais la méthode peut être différente, selon les DT N/A = Non Applicable à l EPR : voir explications dans le texte ci-avant S/O = Sans Objet AP = principes de la RFS applicables

67 sous chapitre 1.8 INTERFACES 1. INTERFACES LIEES A LA SURETE ENTRE LES EQUIPEMENTS MECANIQUES DE L ILOT NUCLEAIRE ET LE GENIE CIVIL 1.1. INTRODUCTION Les exigences s appliquent aux connexions entre les équipements mécaniques classés de sûreté et le génie civil. Elles comportent : les supports standard et les amortisseurs, les dispositifs anti-fouettement, les jonctions de pénétration, les barrières, blindages et structures de protection, les ancrages. Les peaux d étanchéité de la piscine sont considérées comme faisant partie des structures et ne sont donc pas prises en compte dans ce chapitre FONCTIONS a) Les supports sont implantés et conçus pour maintenir les contraintes, déformations et vibrations des équipements et tuyauteries dans des limites acceptables leur permettant de conserver leur intégrité et leur opérabilité dans toutes les conditions de fonctionnement de la centrale. b) Les amortisseurs sont conçus pour protéger les équipements et tuyauteries contre les effets des phénomènes dynamiques, typiquement un séisme, tout en permettant des déplacements lents comme la dilatation thermique ou les déplacements différentiels lents. c) Les dispositifs anti-fouettement sont des structures conçues pour éviter ou réduire les conséquences d un déplacement libre ou «fouettement» de tronçons de canalisations supposées rompues. Elles sont mises en place pour remplir une ou plusieurs des fonctions de dimensionnement suivantes : éviter une charge d impact excessive sur les structures de génie civil environnantes, empêcher une autre canalisation ou un autre composant de subir l impact et d être endommagé, limiter l ouverture de la brèche et par conséquent le gradient de dépressurisation à l intérieur du circuit fluide. d) Il existe essentiellement 3 types de pénétrations : les pénétrations mécaniques, les pénétrations électriques, les pénétrations spéciales : sas matériel, sas et tube de transfert du combustible. e) Les barrières, blindages et casemates protègent contre les effets inadmissibles des incendies, inondations, projectiles, fouettements et jets provoqués par une rupture de tuyauterie DESCRIPTION DU DIMENSIONNEMENT MECANIQUE a) En principe, les supports et amortisseurs sont conçus pour : rester élastiques dans des conditions de fonctionnement normales et anormales : - charges de poids mort, - charges de dilatation thermique, - charges dues à un écoulement. rester globalement élastiques en conditions accidentelles, incluant : - le cas échéant, les charges dues aux ruptures de tuyauterie, y compris les conditions ambiantes. Les effets de collision du jet et les charges de poussée sont généralement calculés pour une brèche doublement débattue appelée brèche 2A (c est-à-dire avec séparation complète des deux extrémités rompues). S il existe un dispositif anti-fouettement limitant le déplacement des deux extrémités rompues, de telle manière que la surface d écoulement à travers laquelle le fluide s échappe soit plus petite que la section de la canalisation (ou si la canalisation rompue est assez rigide pour conduire au même résultat), une surface réaliste plus petite peut être adoptée pour évaluer les charges dues à la collision du jet et à la poussée. - les charges sismiques aux endroits où les équipements supportés sont conçus pour résister au séisme de dimensionnement. Le RCC-M (voir chapitre 1.6) donne les règles de conception applicables à ces supports. b) Les critères précédents ne s appliquent pas aux dispositifs antifouettement destinés à ne faire face qu une fois aux effets de la rupture pour laquelle ils ont été conçus. Les parties destinées à absorber l énergie libérée par le fouettement de la canalisation sont généralement conçues pour devenir extrêmement plastiques à cet effet. Les autres dispositifs et ancrages sont conçus selon les mêmes règles que les supports pour les situations de 4ème catégorie. c) Une jonction de pénétration avec l enveloppe de confinement intérieure est habituellement constituée d une bride soudée d un côté à la canalisation elle-même et de l autre côté à un manchon cylindrique encastré (conçu conformément à l Eurocode 2). Une jonction de pénétration avec l enveloppe de confinement extérieure est généralement un dispositif flexible soudé à la fois à la canalisation et au manchon. d) La jonction de pénétration avec l enveloppe intérieure est un point de support «fixe» pour la canalisation. Elle découple mécaniquement l intérieur de l extérieur. Elle est conçue pour s adapter à toutes les charges qui pourraient être transmises par la canalisation, qu elles proviennent de l intérieur ou de l extérieur. Ceci inclut une rupture de la canalisation elle-même, des charges sismiques et toutes les charges de fonctionnement ainsi que la pression maximale qui peut être atteinte à l intérieur de l enceinte. Les effets d une rupture de canalisation à prendre en compte comprennent : les forces directement transmises par la canalisation ellemême, les forces de collision du jet, la surpression locale à l intérieur du manchon. e) En outre, tous les équipements sont conçus pour empêcher la propagation d une rupture de canalisation, conformément aux exigences du paragraphe relatif aux agressions internes EXIGENCES RELATIVES AUX INTERFACES Supports et amortisseurs a) Les plaques d ancrage support doivent être assez grandes pour répartir la charge au sein de la structure de génie civil de telle manière que les contraintes dans le béton restent dans des limites acceptables. Les exigences d interface entre les ancrages et les structures en béton se trouvent dans Eurocode 2. b) Les ancrages traversant n importe laquelle des deux enceintes de confinement en béton doivent être conçus de façon à être étanches. Ils doivent être évités dans la mesure du possible. c) Les supports doivent être conçus de manière à respecter les limites de température du béton comme spécifié dans Eurocode 2.

68 d) Les supports doivent être conçus de manière à permettre l inspection en service des composants et tuyauteries qu ils supportent et de ceux qui se trouvent dans leur voisinage Dispositifs anti-fouettement et antidébattement a) Les dispositifs anti-débattement doivent être conçus pour maintenir les charges, transmises à la structure support (une structure en béton dans la plupart des cas) et au composant auquel la canalisation rompue peut être connectée, à un niveau suffisamment faible pour que la structure support et le composant puissent remplir la fonction de sûreté qu ils peuvent avoir à assurer dans ces circonstances. b) L espace entre le dispositif anti-débattement de la canalisation et la canalisation elle-même doit être assez grand pour empêcher un contact mécanique entre eux dans tous les cas autres que celui pour lequel la butée a été installée et en particulier pour empêcher ce type de contact dans toutes les conditions normales de fonctionnement. c) Ces butées doivent être conçues de telle manière que la température atteinte par le béton reste dans les limites autorisées (voir Eurocode 2). d) Elles doivent permettre l inspection en service requise des équipements Jonctions de pénétration a) Les pénétrations de l enceinte font partie intégrante de l enceinte et doivent donc respecter les critères du paragraphe Les pénétrations doivent rester étanches dans le cas d un rejet de radioactivité à l intérieur de l enceinte ou en cas de séisme. En particulier, elles doivent être conçues de manière à rester étanches dans les conditions de température et de pression associées à un APRP ou à un accident grave. b) Etant donné que les jonctions de pénétration sont fixées rigidement à une des deux enveloppes de confinement (habituellement l enveloppe intérieure), la jonction de pénétration réalisant l étanchéité entre l élément pénétrant (canalisation, câbles, sas, etc.) et l autre enveloppe doit être souple afin de supporter tous les déplacements différentiels susceptibles de se produire entre les deux enveloppes de confinement en conditions normales, conditions de test ou conditions accidentelles. c) Les jonctions de pénétration doivent être conçues de telle manière que la température atteinte par le béton reste dans des limites acceptables. d) Elles doivent également permettre les essais périodiques d étanchéité de l enceinte Barrières, blindages et casemates Ces structures doivent être conçues de manière à résister, sans s effondrer, et à transmettre aux structures du bâtiment toutes les charges qui leur sont imposées (charges résultant de l agression contre laquelle elles assurent une protection). 2. INTERFACES LIEES A LA SURETE ENTRE LES MATERIELS ELECTRIQUES ET LE GENIE CIVIL 2.1. INTRODUCTION Les exigences concernent les liaisons entre le matériel électrique classé de sûreté (EE1 et EE2) et le génie civil. Ces liaisons concernent : les supports et les ancrages du matériel électrique, et les pénétrations électriques du bâtiment réacteur FONCTIONS a) Le terme «support» englobe les dispositifs mécaniques : fixations, visserie, etc. nécessaires pour absorber les charges du matériel électrique (moteurs, câbles, armoires, panneaux, boîtes et petit matériel) et les transmettre aux structures porteuses (structures en béton, charpentes métalliques, équipements mécaniques, etc.). b) Les supports (et ancrages) doivent contrecarrer les effets des contraintes et des déformations susceptibles d affecter les équipements supportés pour que celles-ci ne nuisent pas au fonctionnement de ces équipements. c) Les ancrages assurent la liaison entre les structures en béton et les supports des équipements. d) Les pénétrations électriques du bâtiment réacteur assurent un passage étanche à travers les murs du bâtiment pour tous les conducteurs électriques dans les conditions spécifiées dans les exigences d interface CONCEPTION DES SUPPORTS DES EQUIPEMENTS MECANIQUES Pour la conception mécanique des supports, ancrages et pénétrations, les critères appliqués sont tels qu ils permettent au matériel électrique de remplir ses fonctions de manière satisfaisante dans toutes les conditions de fonctionnement pour les charges suivantes : charges de poids mort, charges résultant du fonctionnement du matériel ou de certains de ses composants, 83 charges dues : - aux déplacements imposés, - à la dilatation thermique, - aux transitoires électriques, charges sismiques lorsque le matériel supporté ou ancré est affecté à une classe sismique EXIGENCES RELATIVES AUX INTERFACES Supports et ancrages a) L analyse des supports et ancrages doit prendre en compte les effets des charges sismiques lorsque le matériel supporté ou ancré est affecté à une classe sismique. b) Les exigences relatives aux ancrages sont couvertes par celles relatives au génie civil. c) Les supports et ancrages doivent être conçus de manière à permettre l inspection en service du matériel électrique, si nécessaire. d) Pour les moteurs classés de sûreté possédant des supports séparés des équipements entraînés, le RCC-M (voir chapitre 1.6) s applique à la liaison mécanique entre les supports et les ancrages des supports Pénétrations électriques de l enceinte Les pénétrations doivent faire partie intégrante de l enceinte et satisfaire aux critères de conception de l enceinte de confinement (voir Eurocode 2). Elles doivent, en particulier, être conçues de manière à rester étanches : dans toutes les conditions de fonctionnement, y compris les PCC et les RRC, en présence des charges sismiques générées par le séisme de dimensionnement, pour les courts-circuits dans les pénétrations d alimentations électriques. Remarque : La conception de la bride se conforme au RCC-M (voir chapitre 1.6). 1.8

69 3. INTERFACES LIEES A LA SURETE ENTRE L ILOT NUCLEAIRE ET LA PARTIE NON NUCLEAIRE DE LA CENTRALE 3.1. PRINCIPES GENERAUX Le principe de base doit être la séparation entre l îlot nucléaire et la partie non nucléaire de l installation. Elle doit être obtenue en prenant des mesures adéquates mises en œuvre pour éviter des effets inadmissibles de la partie non nucléaire sur l îlot nucléaire. Les paragraphes suivants listent les exigences d interface pour les : systèmes fluides, systèmes électriques, contrôle-commande, autres interfaces Elles seront davantage détaillées lors de la phase d études détaillées SYSTEMES FLUIDES Les systèmes suivants, déjà décrits dans d autres chapitres, ont des interfaces avec l îlot nucléaire et la partie non nucléaire de l installation: Système de vapeur principale, Système d eau alimentaire, y compris la pompe de démarrage et d arrêt, Système de purge des générateurs de vapeur, Système d eau brute secourue, Système de purification, dégazage, stockage et traitement du fluide primaire, Système de lutte contre l incendie, Stockage et distribution des gaz, Système de traitement des effluents liquides. Les critères d interface du système de distribution d eau déminéralisée et du système de distribution d eau chaude seront fixés lors du Detailed Design. Les critères d interface du système d extraction des condensats (CEX) dépendent de la conception de l îlot conventionnel SYSTEMES ELECTRIQUES Comme mentionné dans les principes généraux, les effets inadmissibles de la partie non nucléaire de l installation sur l îlot nucléaire doivent être évités grâce à des mesures de découplage. Les interfaces suivantes sont définies : Deux liaisons au réseau indépendantes doivent être mises en place : - Une liaison au réseau principal, équipée d un disjoncteur de groupe du côté très haute tension du transformateur principal avec une puissance suffisante pour le démarrage et l arrêt normal de la centrale. - Une liaison au réseau auxiliaire pour l arrêt de la centrale via le circuit secondaire. La mise en service manuelle d une pompe primaire doit être possible. La puissance résiduelle est évacuée par l ouverture partielle du contournement au condenseur avec, au minimum, une pompe d extraction, une pompe de circulation et une pompe de démarrage et d arrêt en fonctionnement. Une pompe alimentaire doit pouvoir être également redémarrée. Les deux connexions au réseau doivent être suffisamment indépendantes l une de l autre pour qu une panne électrique d une des connexions ne puisse pas affecter la seconde. La turbine doit être capable d alimenter les circuits électriques de l îlot nucléaire après îlotage. En cas de panne électrique de la connexion au réseau principal, la séquence doit être la suivante : - ouverture du disjoncteur de ligne, îlotage, - en cas d échec, basculement sur la ligne auxiliaire, - en cas d échec, ouverture des disjoncteurs 10 kv entre les jeux de barres de secours de l îlot conventionnel et de l îlot nucléaire, démarrage des diesels de secours. La structure et le nombre de trains du circuit d alimentation électrique normal de l îlot conventionnel doivent être tels que la perte d un train de l îlot conventionnel due à une panne électrique ne puisse affecter qu un seul train d alimentation de secours de l îlot nucléaire CONTROLE-COMMANDE Le contrôle du fonctionnement de toute la centrale doit être possible depuis la salle de commande principale, via les systèmes de niveau 2 et de niveau 1. Comme mentionné dans les principes généraux, les effets inadmissibles de la partie non nucléaire de la centrale sur l îlot nucléaire doivent être évités par des mesures de découplage. Les signaux suivants fournis par la partie non nucléaire de l installation à l îlot nucléaire doivent, au minimum, être : les signaux de verrouillage et de protection échangés entre l îlot conventionnel et l îlot nucléaire, commande de la turbine et du générateur, déclenchement de la turbine, arrêt des pompes d eau alimentaire, autres signaux permettant la surveillance de grands composants (pas encore fixés), par exemple les pompes d eau alimentaire, le système des condensats, signal de disponibilité du condenseur, position des vannes d arrêt de la turbine, signaux de commande du circuit de relâchement de vapeur au condenseur, signaux de niveau de puissance secondaire, signaux de pression du premier étage de la turbine, signaux de régulation de la vitesse des moteurs des pompes ARE (si nécessaire), signaux de commande du ou des disjoncteurs de commande des grappes, instrumentation en cas d incident : instrumentation météorologique de la partie non nucléaire de l installation 3.5. AUTRES INTERFACES Tuyauteries, ventilations Comme mentionné dans les principes généraux, les effets inadmissibles de la partie non nucléaire de la centrale sur l îlot nucléaire doivent être évités grâce à des mesures de découplage adaptées. Ceci doit être obtenu grâce à des dispositions constructives (par exemple, points fixes pour faire face aux charges dues aux défaillances consécutives) et à l implantation de dispositifs d isolement. Les interfaces suivantes peuvent être définies au stade actuel : Bâtiments de sauvegarde : - Mise en place de branchements de tuyauteries pour le circuit d eau brute secourue depuis l extérieur jusqu à chaque bâtiment de sauvegarde, - Branchement de tuyauteries entre le bâtiment de sauvegarde numéro 4 et le bâtiment d accès pour le système de traitement des effluents liquides. Casemate des vannes vapeur principale/vannes d eau alimentaire : - Branchement de la tuyauterie de vapeur principale et d eau alimentaire

70 Bâtiments de sauvegarde, bâtiment combustible, bâtiments des auxiliaires nucléaires, bâtiments diesels : - Mise en place de branchements pour le circuit de lutte contre l incendie. Bâtiments des auxiliaires nucléaires : - Mise en place de branchements pour les circuits auxiliaires (par exemple, eau déminéralisée, air comprimé, etc.) via une gaine technique provenant de l extérieur du bâtiment des auxiliaires nucléaires, - Branchements entre le bâtiment des auxiliaires nucléaires et le bâtiment de traitement des effluents pour les circuits précédents et les circuits aboutissant au bâtiment de traitement des effluents (système de purification du réfrigérant, système de traitement du réfrigérant, etc.), - Branchement de la ventilation entre le bâtiment d accès et le bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) via le bâtiment de sauvegarde division 4, - Branchement de la ventilation entre le BAN et le bâtiment des effluents. Bâtiments diesels : - Mise en place de branchements pour les circuits auxiliaires (par exemple, air comprimé, etc.) en provenance de l extérieur vers les bâtiments diesels Orientation de la turbine L implantation de matériel de sûreté à l intérieur de la zone d éjection de projectiles de la turbine basse pression initiale, à ± 25 par rapport à l axe de la turbine, doit généralement être évitée. Néanmoins, si des équipements ou travaux de constructions redondants classés de sûreté se trouvent dans cette zone, une séparation géographique doit être mise en place de telle manière que l on puisse considérer qu un seul de ces équipements (ou travaux de constructions) redondants pourra être endommagé Génie civil L hypothèse d un effondrement total des bâtiments qui ne sont pas conçus comme des bâtiments de classe sismique 1 conduisant à des débris n est pas envisagée. Pour les parties des bâtiments qui ne sont pas monoblocs dans la zone non protégée, par exemple les éléments préfabriqués, des défaillances consécutives à un séisme doivent être envisagées. Des structures protectrices (par exemple des dalles en béton armé) peuvent être mises en place en fonction de l analyse des dommages que leur défaillance est susceptible d induire sur les matériels de classe sismique Bâtiment de traitement des effluents Le bâtiment de traitement des effluents est commun aux tranches 3 et Gestion des déchets solides (exigences d interface) Cette section décrit une partie de la gestion des déchets radioactifs solides résultant du fonctionnement normal et incidentel de la tranche. La description se limite au transport hors de l îlot nucléaire. Les déchets radioactifs solides sont transférés du BAN vers le bâtiment de traitement des effluents (BTE) qui y est accolé où ils sont collectés, stockés, traités et contrôlés. Les circuits qui véhiculent la radioactivité susmentionnée sont : La ventilation de l espace entre enceintes, Le traitement et refroidissement de l eau des piscines, Le circuit de contrôle volumétrique et chimique, Le circuit de purification du fluide primaire, La ventilation dans les zones contrôlées, Le circuit de purge des générateurs de vapeur, Le circuit de traitement des effluents gazeux. sous chapitre 1.9 RECRUTEMENT ET FORMATION DU PERSONNEL D EXPLOITATION 1. RECRUTEMENT DU PERSONNEL Le personnel recruté par l exploitant de la tranche nucléaire peut être issu d autres métiers internes à l entreprise ou de l extérieur et peut avoir des formations de base variées. Lors d un examen attentif de l aptitude des candidats à occuper une fonction de leur spécialité, l autorité hiérarchique chargée du recrutement évalue les capacités et les compétences des personnes retenues. Cette diversité dans les origines nécessite d effectuer un recrutement à tous les niveaux hiérarchiques, suffisamment tôt pour qu une formation complémentaire complète soit donnée avant le démarrage de la tranche PRINCIPES GENERAUX DE LA FORMATION COLLECTIVE Des plans de formation qui définissent les actions de formation obligatoires pour le personnel sont élaborés au niveau de chaque service, pour chaque fonction et prennent en compte les orientations de formation définies au niveau national et au niveau de la centrale. Ces plans sont révisés annuellement afin de prendre en compte les évolutions du parc, les changements sur les installations et afin de compenser les écarts éventuellement constatés. De tels plans contiennent les actions de formation liées aux habilitations et en particulier «l habilitation sûreté nucléaire» qui est particulièrement importante pour toutes les activités sur l installation nucléaire. Il n est pas possible d effectuer dans la tranche EPR, certaines activités sans la ou les habilitations associées. Ces plans contiennent également les formations concernant l ensemble du personnel, comme celles relatives au plan d urgence interne (PUI), au comportement en cas d incendie, à la prévention des risques FORMATION INDIVIDUELLE Les actions de formation et de professionnalisation sont définies individuellement. Elles sont tracées. Le personnel fait l objet d un suivi individuel MOYENS DE FORMATION Les formations à l instar de ce qui existe aujourd hui, mettent en œuvre des moyens diversifiés et reconnus pour leur qualité : simulateurs représentatifs d une ou de plusieurs fonctions, simulateur d ensemble du fonctionnement de la tranche EPR («full scope»), chantiers école, maquettes diverses à l échelle 1 (exemple : manutention de combustible) Il fait appel pour la mise en œuvre de ces formations, à des organismes internes à l entreprise ou externes choisis pour leurs compétences techniques et pédagogiques et leurs références

71 La formation par compagnonnage est un moyen important pour les nouveaux embauchés et des tuteurs sont formés spécialement pour cela. Différentes formes d enseignement assisté par ordinateur (EAO) sont aussi disponibles. Elles font appel au concept d «auto formation dirigée». Elles sont particulièrement adaptées à l autocontrôle, au maintien des connaissances, à la remise à niveau, à la préparation de certains stages CONTROLES Les contrôles de l acquisition des connaissances nécessaires aux habilitations sont effectués par les entités en charge de la réalisation de la formation. La hiérarchie met en place un dispositif de suivi de l acquisition et du maintien des connaissances jugées nécessaires à l exercice du métier, et de délivrance des habilitations. Les habilitations peuvent être suspendues en cas d événement l alertant d une insuffisance de compétences. Des audits de la formation sont organisés par le service «sûreté qualité» du CNPE. La conformité de la mise en œuvre des actions de formation aux principes précédents est systématiquement contrôlée lors des audits du niveau national de l entreprise. Période de mise en service. Avant l arrivée de la première charge de combustible nucléaire, l activité de formation des personnels d exploitation est intensifiée afin d être assuré que le personnel dispose des habilitations requises