Note stratégique. «Long Term Operation» des réacteurs belges

Note stratégique «Long Term Operation» des réacteurs belges

Table des matières 1. Introduction et objectif de la note stratégique... 3 2. Définitions... 3 3. Champ d application... 4 4. Pratiques internationales... 4 5. Long Term Operation des réacteurs de recherche belges... 5 5.1. Vision générale de l AFCN... 5 5.2. Conditions de base... 5 5.3. Méthodologie... 5 5.3.1. Facteur de sûreté «Vieillissement»... 6 5.3.2. Facteur de sûreté «Conception»... 6 5.4. Calendrier... 6 6. Conclusion... 7 7. Références... 7

1. Introduction et objectif de la note stratégique On compte actuellement dans le monde 670 réacteurs de recherche, dont 170 en démantèlement et 250 environ en situation de stand-by. Parmi les quelque 250 réacteurs de recherche en exploitation, deux tiers d entre eux sont âgés de plus de 30 ans. Les réacteurs belges toujours en exploitation sont respectivement âgés de 47 (Venus Guinevere), 50 (BR2) et 55 ans (BR1). Ces dernières années, plusieurs réacteurs plus anciens (Canada, Pays-Bas) ont été mis à l arrêt pendant une période prolongée afin de subir des travaux spécifiques d entretien ou de réparation. Le vieillissement des réacteurs de recherche et/ou de certains de leurs composants importants constitue dès lors un point d attention essentiel en vue de pouvoir prolonger l exploitation de ces réacteurs en toute sûreté. Actuellement, la durée de vie des réacteurs de recherche belges ne fait pas l objet d une réglementation spécifique, contrairement aux réacteurs de puissance dont la durée de vie est limitée à 40 années d exploitation par la loi sur la sortie du nucléaire. Les autorisations d exploitation des réacteurs de recherche ne contiennent pas non plus de date limite d exploitation. A l instar des réacteurs de puissance, les réacteurs de recherche doivent subir, en vertu de leur autorisation, des révisions périodiques de sûreté (Periodic Safety Review, PSR en abrégé). L approche à suivre pour réaliser une PSR est décrite dans la note AFCN 2010-095 [1]. Une évaluation de la gestion du vieillissement fait toujours partie intégrante de cette PSR, mais plus l âge de l installation ou de ses composants essentiels avance, plus cette gestion du vieillissement devient importante. En 2009, l AFCN a rédigé avec l aide de Bel V une note stratégique pour Doel 1, Doel 2 et Tihange 1 [2] en vue de préciser quelles étaient les attentes de l autorité de sûreté par rapport au Long Term Operation (LTO) de ces réacteurs de puissance. L «exploitation à long terme» des centrales nucléaires belges doit être évaluée dans le cadre de la (quatrième) révision périodique de sûreté (après les 40 années d exploitation). Une attention spécifique sera portée aux facteurs de sûreté «conception» et «vieillissement». La présente note stratégique décrit notamment la méthodologie à suivre pour déterminer les modifications/mises à niveau à apporter aux installations et pour assurer le suivi de leur vieillissement. La note précise ensuite la procédure, le calendrier et le contenu du dossier LTO qui sera déposé auprès de l autorité de sûreté. La présente note a pour objectif de fixer, sur le modèle de la note [1], les conditions générales en vue de l utilisation prolongée des réacteurs de recherche belges, étant entendu que celles-ci doivent garantir à ces réacteurs un niveau optimal de sûreté en matière de conception, d exploitation et de gestion. Comme le décrit la présente note, le processus de LTO sera intégré dans la prochaine révision périodique de sûreté. La présente note stratégique a été établie en concertation avec Bel V et elle se base sur une analyse des directives et textes réglementaires en vigueur au niveau international. Elle a également été soumise au Conseil Scientifique. Soulignons que la présente note expose la vision actuelle de l AFCN et de Bel V et qu elle peut être révisée suite à : une concertation avec les parties prenantes concernées ; des évolutions sur le plan technologique ou réglementaire. 2. Définitions Pour mieux comprendre la terminologie utilisée dans la présente note, rappelons tout d abord certaines définitions [3], [4] : Réacteur de recherche : réacteur nucléaire principalement destiné à générer ou à utiliser des neutrons et des rayonnements ionisants à des fins de recherche et autres applications, en ce compris les dispositifs expérimentaux connexes. Les installations dits «critiques» sont également incluses.

Dispositif expérimental connexe : tout équipement destiné à l utilisation des neutrons et rayonnements ionisants générés par le réacteur de recherche et susceptible d avoir un impact sur la sûreté de son exploitation. Long Term Operation (LTO): operation beyond an established timeframe set forth by, for example, licence term, design, standards, license and/or regulations, which has been justified by safety assessment with consideration given to life limiting processes and features of systems, structures and components. Systèmes, structures et composants de sûreté (SSC) : Les SSC visés ici ont un rapport avec la sûreté ; il s agit des éléments qui font partie d un équipement de sûreté ou des éléments : dont la défaillance ou le mauvais fonctionnement peut entraîner l exposition de personnes sur ou en dehors du site ; qui empêchent que des événements d exploitation normale ne puissent provoquer un accident ; prévus pour limiter les conséquences de la défaillance ou du mauvais fonctionnement de ces SSC. Vieillissement : processus général par lequel les caractéristiques des systèmes, structures et composants (SSC) changent avec le temps. Il convient de considérer deux formes de changement liées au temps : Le vieillissement physique qui se caractérise par une modification des propriétés physicochimiques des structures, systèmes et composants résultant de l impact du temps et de leur utilisation ; L obsolescence des structures, systèmes et composants ; cela signifie qu ils sont obsolètes par rapport aux connaissances et technologies actuelles et que le support technique du fabricant ou l approvisionnement en pièces de rechange peuvent s avérer problématiques. Modification : toute modification intentionnelle de la configuration actuelle du réacteur susceptible d avoir un impact en termes de sûreté, en ce compris les changements apportés aux systèmes de sûreté ou aux équipements, procédures, documentation et conditions d exploitation en rapport avec la sûreté. 3. Champ d application Plusieurs aspects interviennent dans l évaluation de la faisabilité d une exploitation à long terme des réacteurs de recherche : Les aspects de sûreté Les aspects environnementaux Les aspects économiques Les aspects sociaux Les aspects financiers La présente note stratégique se limite aux aspects de sûreté qui relèvent des compétences de l AFCN et de Bel V. Le thème «protection physique» n y est pas abordé, dès lors qu il s inscrit dans un autre cadre. La présente note stratégique est d application pour tous les réacteurs de recherche belges qui sont en exploitation depuis plus de 40 ans, à savoir : BR1 et BR2. Elle ne s applique pas aux réacteurs de recherche qui font l objet d une autorisation de démantèlement (BR3, Thetis) ou dont la conception a récemment été intégralement revue (VENUS-Guinevere). 4. Pratiques internationales Au niveau de l exploitation à long terme des réacteurs de recherche, les lois et dispositions réglementaires varient sensiblement d un pays à l autre. Il existe cependant au niveau international un consensus relativement généralisé selon lequel le LTO des réacteurs de recherche doit faire l objet d un

processus d évaluation spécifique, dans le cadre duquel la PSR est considérée comme un outil pour justifier une prolongation de la durée d exploitation du réacteur. Les autorités canadiennes ont, par exemple, rédigé une série de documents relatifs à l application d une approche graduée pour l'analyse de sûreté, y compris concernant la gestion du vieillissement [9, 10]. Les autorités russes, par contre, disposent de conditions spécifiques relatives au fonctionnement de longue durée des installations nucléaires [11]. L AIEA (Agence internationale de l Energie atomique) préconise notamment dans ses exigences [5] : que la gestion du vieillissement des SSC de sûreté soit mise en œuvre de manière proactive tout au long de la durée de vie du réacteur de recherche, c est-à-dire lors de sa conception, sa construction, sa réception, son exploitation (y compris les modifications), ses périodes de mise à l arrêt de longue durée et son démantèlement. que les aspects importants du vieillissement soient identifiés et documentés dans le rapport de sûreté et dans les documents sous-jacents et ce, tout au long de la durée de vie de l installation. 5. Long Term Operation des réacteurs de recherche belges 5.1. Vision générale de l AFCN Le Long Term Operation des réacteurs de recherche belges doit être évalué dans le cadre de la prochaine PSR. Bien que, dans le Safety Guide de l AIEA NS-G.2.10 [7], l approche en matière de PSR soit davantage axée sur les réacteurs de puissance, la méthodologie qui y est décrite peut également être appliquée pour les réacteurs de recherche, tout en tenant compte du principe d «approche graduée». Il va de soi qu une approche graduée est préconisée et que les exigences doivent être adaptées aux spécificités de l installation. Un commentaire général sur l approche graduée pour les réacteurs de recherche est en préparation à l AIEA [6]. Une approche graduée est une méthode structurée qui permet d adapter la nécessité d appliquer certaines exigences en fonction de circonstances diverses. Il s agit par exemple d une méthode : qui permet de déterminer l importance et la complexité d une installation ; qui permet de déterminer l impact potentiel sur la sûreté, la santé ou l environnement, ainsi que les objectifs de l organisation ; qui prend en compte les implications de la défaillance de l installation. 5.2. Conditions de base Un programme LTO ne peut réussir que s il répond à une série de conditions de base [4]. Les éléments suivants sont considérés comme des conditions de base : Un système de gestion documenté qui intègre la sûreté, la santé, l environnement, la qualité et les objectifs économiques. Par rapport au vieillissement, ce système de gestion doit au moins comporter les éléments suivants : o o Une gestion du vieillissement documentée, Des programmes pour la maintenance, la qualification, les inspections et la vérification des systèmes, structures et composants de sûreté. Des évaluations de sûreté initiales complètes assorties d hypothèses limitées dans le temps, Un dossier de sûreté à jour reprenant clairement toutes les adaptations, modifications apportées. L exploitant procédera à une analyse préalable visant à vérifier si ces conditions de base sont remplies. En cas de besoin, l exploitant initiera les plans d action nécessaires afin de satisfaire à ces conditions de base. 5.3. Méthodologie Conformément à la nouvelle approche en matière de révisions périodiques de sûreté [1], une évaluation globale de la sûreté devra être effectuée lors de la prochaine PSR. Cette évaluation globale devra se concentrer sur 14 facteurs de sûreté dont le «vieillissement» et la «conception», très importants dans le cadre de la présente note stratégique.

Etant donné l âge des réacteurs de recherche belges, l AFCN tient à ce que ces deux facteurs de sûreté soient considérés avec une attention accrue lors de la prochaine PSR. 5.3.1. Facteur de sûreté «Vieillissement» La note [1] considère tout naturellement le vieillissement comme un des facteurs de sûreté à examiner, mais la méthodologie décrite doit être précisée et différentiée au fur et à mesure que l âge de l installation ou de ses composants augmente. Le document IAEA Safety Reports 57 [8] décrit une méthodologie d évaluation de la sûreté de l exploitation prolongée des réacteurs de puissance, qui peut servir de source d inspiration pour les réacteurs de recherche. A la lecture du document IAEA Safety Guide SSG-10 [4], il est possible de mettre sur pied, pour les réacteurs de recherche, un système adéquat de gestion du vieillissement des systèmes, structures et composants de sûreté. L AFCN souhaite que le résultat de cette approche donne lieu à l établissement d un programme global et systématique de gestion du vieillissement de tous les SSC de sûreté. Ce programme doit être mis en œuvre de manière continue et il sera régulièrement évalué au cours de la suite de l exploitation des réacteurs. 5.3.2. Facteur de sûreté «Conception» L exploitant est tenu de développer une méthodologie en vue d identifier les domaines pour lesquels des améliorations peuvent ou doivent être apportées au niveau de la sûreté de la conception du réacteur de recherche. Une des possibilités consiste par exemple à effectuer une analyse des écarts de la conception du réacteur de recherche par rapport aux critères et exigences les plus récents (voir [3], [5] et [12]). Cette méthodologie sera évaluée par l AFCN et Bel V qui vérifieront notamment si des préoccupations connues en matière de sûreté ont correctement été identifiées. Dans le cadre de la révision périodique de sûreté, un plan d action visant à adapter ou à remettre à neuf le réacteur de recherche sera établi sur base de cette analyse des écarts. A partir de son analyse, l exploitant transmet donc à l AFCN et à Bel V une proposition d améliorations de la conception. Après concertation entre Bel V et l exploitant, une liste d améliorations de la conception est ensuite dressée et assortie d un calendrier précis pour la mise en œuvre de ces améliorations. Cette liste est soumise à l approbation de l AFCN et de Bel V. Le résultat final de cette concertation est baptisé «agreed design upgrade» qui est ensuite mis en œuvre selon le calendrier établi. 5.4. Calendrier La directive de l AFCN relative à la nouvelle approche en matière de PSR [1] dresse un calendrier précis pour la prochaine PSR des réacteurs de recherche du SCK CEN (T 0 = 1 er juillet 2016). La note de méthodologie pour cette PSR doit dès lors être rédigée pour le 1 er février 2013. (=T 0-3,5 ans). La question peut être posée de savoir si ce calendrier est compatible avec un LTO éventuel. Le calendrier d une révision périodique de sûreté normale prévoit que les actions/améliorations définies et les études qui doivent être finalisées doivent être achevées au plus tard 3 ans après la date de référence T 0. Dans le cas d un LTO pour des réacteurs de recherche, il est toutefois recommandé qu au moment de la date de référence T 0, les actions d amélioration («agreed design upgrade») aient été finalisées autant que possible et aient engendré des résultats visibles et que le programme de gestion du vieillissement soit entièrement fonctionnel. Il est dès lors préférable d avancer de quelques années l analyse LTO pour les aspects «vieillissement» et «conception» par rapport au calendrier normal de la révision périodique de sûreté. Au terme de l évaluation globale de tous les facteurs de sûreté dans le cadre de la révision périodique de sûreté (rapport de synthèse pour le 1 er juillet 2016), il se peut bien évidemment que des modifications/adaptations complémentaires soient proposées au niveau de la conception. Ces modifications complémentaires ainsi que les modifications de l «agreed design upgrade» qui n auraient alors pas encore été effectuées doivent être mises en oeuvre selon le calendrier de la

révision périodique de sûreté normale (au plus tard le 1 er juillet 2019, 3 ans après la date de référence T 0 ). Lors de la PSR de 2016, il se peut qu une évaluation du programme de gestion du vieillissement soit effectuée, ce programme devant être mis en œuvre à partir de 2013. Dès lors que le Long Term Operation sera intégré à la prochaine révision périodique de sûreté, il est proposé que le calendrier du LTO soit basé sur celui de la PSR (voir [1]) tout en y apportant les modifications suivantes indiquées en italique. Voici une possibilité de calendrier : 2011 Concertation sur la méthodologie et l approche LTO 1 er février 2013 Remise à l AFCN de la note méthodologique sur la PSR (T 0-3,5ans) Remise de la documentation LTO: Réévaluation de la conception ( design ) : proposition d améliorations de la conception assortie d un calendrier Proposition d un programme de gestion du vieillissement ( ageing ): 1 er juillet 2013 (T 0-3 ans) 1 er juillet 2016 (T 0 ) 1 er juillet 2019 (T 0 +3 ans) Approbation de la note méthodologique sur la PSR Définition d une agreed design upgrade Mise en œuvre du programme de gestion du vieillissement Dépôt du rapport de synthèse final PSR avec évaluation globale de la sûreté Mise en œuvre des modifications «agreed design upgrade» Échéance pour la mise en œuvre du plan d action PSR Ce calendrier peut évidemment être complété par des réunions de concertations complémentaires organisées entre Bel V, l AFCN et l exploitant à la demande de ce dernier. 6. Conclusion Les réacteurs de recherche belges sont exploités de manière sûre depuis plus de 40 ans déjà. Etant donné l âge de ces réacteurs et de leurs composants essentiels, une gestion adéquate de leur vieillissement s avère nécessaire pour garantir la sûreté de la suite de leur exploitation. Le «Long Term Operation» des réacteurs de recherche belges sera évalué dans le cadre de la prochaine révision périodique de sûreté et, à cet effet, l AFCN souhaite que la gestion du vieillissement soit abordée de manière globale et systématique et que les exploitants des réacteurs de recherche mettent sur pied une gestion du vieillissement structurée et documentée; qu un programme de modernisation et de mise à niveau des installations («agreed design upgrade») soit mis en œuvre sur base d une analyse des écarts en ce qui concerne la sûreté de la conception du réacteur de recherche. 7. Références [1] Approche relative aux prochaines révisions périodiques de la sûreté des établissements de classe 1, Note AFCN 2010-095 [2] Note stratégique «Long term operation des centrales nucléaires belges : Doel 1/2 et Tihange 1», Note AFCN 008-192 rév.2 [3] Code of Conduct on the safety of Research Reactors, IAEA, 2004 [4] Ageing Management for Research Reactors, IAEA Specific Safety Guide SSG-10, IAEA, 2010 [5] Safety of Research Reactors, IAEA Safety Standards Series N NS-R-4, IAEA, 2005 [6] The Use of a Graded Approach in the Application of the Safety Requirements for Research Reactors, Draft Safety Guide DS351, IAEA, Vienna [7] Periodic Safety Review of Nuclear Power Plants, IAEA Safety Guide NS-G.2.10, 2003. [8] Safe Long Term Operation of Nuclear Power Plants, IAEA Safety Reports Series N 57, 2008 [9] Design of Small Reactor Facilities, CNSC Regulatory Document RD-367, 2011

[10] Deterministic Safety Analysis for Small Reactor Facilities, CNSC Regulatory Document RD- 308, 2011 [11] Extension of Design Service Life-time, NP-024-2000 [12] Arrêté royal portant prescriptions de sûreté des installations nucléaires, Moniteur Belge, 21-12-2011.