321 CHAPITRE LES CENTRALES ÉLECTRONUCLÉAIRES 12 besoin. Il faut également démontrer la faisabilité de leur remplacement éventuel. L’obsolescence des matériels ou de leurs composants Les équipements importants pour la sûreté ont fait l’objet d’une « qualification » qui leur permet d’être installés dans les centrales nucléaires. La disponibilité des pièces de rechange de ces équipements est fortement conditionnée par l’évolution du tissu industriel des fournisseurs. En effet, l’arrêt de la fabrication de certains composants ou la disparition de leur constructeur génère des difficultés d’approvisionnement en pièces d’origine pour certains systèmes. De nouvelles pièces de rechange doivent alors faire l’objet d’une justification de leur niveau de sûreté en préalable à leur montage. Cette justification vise à démontrer que l’équipement reste « qualifié » avec la nouvelle pièce de rechange. Compte tenu de la durée de cette procédure, une forte anticipation est requise des exploitants. La capacité de l’installation à suivre les évolutions des exigences de sûreté L’amélioration des connaissances et des techniques, ainsi que les évolutions du niveau d’acceptabilité du risque dans nos sociétés, sont des facteurs pouvant conduire à juger qu’une installation industrielle nécessite de lourds travaux de rénovation ou, si ceux-ci ne sont pas réalisables à un coût acceptable, une fermeture de l’installation à plus ou moins brève échéance. 2I 3 I 3 La prise en compte par EDF du vieillissement des matériels Cette stratégie, de type « défense en profondeur », s’appuie sur trois lignes de défense. 1) Prévenir le vieillissement à la conception: à la conception et lors de la fabrication des composants, le choix des matériaux et les dispositions d’installation doivent être adaptés aux conditions d’exploitation prévues et tenir compte des cinétiques de dégradation connues ou supposées. 2) Surveiller et anticiper les phénomènes de vieillissement: au cours de l’exploitation, d’autres phénomènes de dégradation que ceux prévus à la conception peuvent être mis en évidence. Les programmes de surveillance périodique et de maintenance préventive, les examens de conformité (voir point 2⏐2⏐1) ou encore l’examen du retour d’expérience (voir point 2⏐2⏐2) visent à détecter ces phénomènes. 3) Réparer, modifier ou remplacer les matériels susceptibles d’être affectés: de telles actions nécessitent d’avoir été anticipées, compte tenu notamment des délais d’approvisionnement des nouveaux composants, du temps de préparation de l’intervention, des risques d’obsolescence de certains composants et de perte de compétences techniques des intervenants. 2I 3 I 4 L’examen de la poursuite d’exploitation Sur le plan strictement réglementaire, il n’y a pas en France de limitation dans le temps à l’autorisation d’exploiter une centrale nucléaire. En contrepartie, l’article 29 de la loi TSN dispose que l’exploitant procède à un réexamen de sûreté de son installation tous les dix ans. Ce réexamen, qui vise en premier lieu à augmenter le niveau de sûreté de l’installation, est aussi l’occasion de réaliser un examen approfondi des effets du vieillissement sur les matériels (voir point 2⏐2⏐3). Le réexamen de sûreté associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe Dans le cadre de la préparation des troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe, l’ASN a demandé à EDF de présenter, pour chacun des réacteurs concernés, un point précis de l’état du vieillissement et de lui démontrer la possibilité d’en continuer l’exploitation au-delà de trente ans dans des conditions satisfaisantes de sûreté. EDF a élaboré un programme de travail relatif à la gestion du vieillissement des réacteurs de 900MWe. En juillet 2009, l’ASN a pris position sur les aspects génériques de la poursuite de l’exploitation des réacteurs de 900 MWe jusqu’à 40 ans après leur première divergence. L’ASN n’a pas identifié d’éléments mettant en cause la capacité d’EDF à maîtriser la sûreté des réacteurs de 900MWe dans cette période. L’ASN considère que le nouveau référentiel de sûreté présenté dans le rapport de sûreté générique des réacteurs de 900MWe et les modifications de l’installation envisagées par EDF sont de nature à maintenir et à améliorer le niveau de sûreté global de ces réacteurs. Toutefois, cette appréciation générique ne tient pas compte d’éventuelles spécificités de réacteurs. Aussi, l’ASN se prononcera ultérieurement sur l’aptitude individuelle de chaque réacteur à la poursuite d’exploitation, en s’appuyant notamment sur les résultats des contrôles réalisés dans le cadre de l’examen de conformité du réacteur lors de la troisième visite décennale et sur l’évaluation du rapport de réexamen de sûreté du réacteur. Ainsi, l’ASN s’est prononcée le 4novembre 2010 sur la conformité du réacteur 1 de la centrale nucléaire du Tricastin aux exigences de sûreté applicables, et les conditions pour sa poursuite d’exploitation pour une période allant jusqu’à 40 ans, à l’issue de sa troisième visite décennale. À titre d’exemple, EDF a mis en œuvre des modifications de conception de ce réacteur afin de réduire les risques de rejet dans l’environnement en cas de vidange rapide de la piscine de désactivation où sont entreposés les assemblages de combustible usagés avant leur évacuation. Ces modifications ont porté en particulier sur le système de mesure du niveau d’eau de la piscine de désactivation et sur l’automate de gestion des pompes de refroidissement. Le réexamen de sûreté associé aux deuxièmes visites décennales des réacteurs de 1300 MWe L’ASN s’est prononcée favorablement en 2006, à l’issue de leur réexamen de sûreté, sur la poursuite de l’exploitation des réacteurs de 1300 MWe jusqu’à leur troisième visite décennale. Les améliorations découlant de ce réexamen de sûreté seront intégrées d’ici 2014. En 2010, les réacteurs de Belleville 1 et de Nogent 2 ont intégré les améliorations issues du réexamen de sûreté dans le cadre de leur deuxième visite décennale. Le réexamen de sûreté associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 1300 MWe L’ASN a défini en 2010 les orientations du réexamen de sûreté associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 1300MWe. Le réacteur 2 de Paluel sera le premier à effectuer
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