322 sa troisième visite décennale, en 2015. L’ASN veille à ce que ce réexamen de sûreté, qui est le premier dont la préparation est postérieure à la loi TSN, réponde scrupuleusement aux exigences de la loi. Le réexamen de sûreté des réacteurs de 1450 MWe associé à leur première visite décennale L’ASN s’est prononcée en 2008 sur l’orientation du premier réexamen de sûreté pour les réacteurs de 1450 MWe, qui concerne en particulier les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et les études relatives aux agressions. En 2010, le réacteur de Chooz B1 a intégré les modifications issues du réexamen de sûreté réalisé à l’occasion de sa première visite décennale. Les enjeux de la poursuite d’exploitation des réacteurs Dans les années à venir, les réacteurs actuels cohabiteront avec des réacteurs de type EPR ou équivalent, dont la conception vise un niveau de sûreté significativement plus élevé. La question de l’acceptation de la poursuite d’exploitation des réacteurs au-delà de 40 ans, alors qu’il existe une technologie disponible plus sûre, se pose alors. Deux objectifs s’imposent: tout d’abord, réévaluer le niveau de sûreté au regard de celui exigé actuellement pour les réacteurs de type EPR ou équivalent, en proposant de mettre en œuvre sur les réacteurs des améliorations significatives et pertinentes. D’ores et déjà, les efforts de R&D en France comme à l’étranger dégagent des pistes de réponses, et des améliorations qui limiteraient significativement les rejets en cas d’accident grave sont à l’étude. D’autre part, la conformité en tout point des réacteurs à la réglementation applicable doit être démontrée. En parallèle, le vieillissement et l’obsolescence des équipements doivent être gérés. Sur ces deux points, l’ASN attend de l’exploitant des propositions ambitieuses. Dans la perspective d’une demande de poursuite d’exploitation d’un réacteur au-delà des 40 ans, l’ASN a saisi le GPR qui se réunira fin 2011 pour définir les exigences en matière de sûreté auxquelles les réacteurs devront satisfaire au moment de leur quatrième visite décennale. 2⎮ 4 Le réacteur EPR Flamanville 3 Après une période d’une dizaine d’années sans construction de réacteur nucléaire en France, EDF a déposé en mai 2006, auprès des ministres chargés de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, une demande d’autorisation de création d’un réacteur de type EPR d’une puissance de 1600 MWe sur le site de Flamanville, déjà équipé de deux réacteurs d’une puissance de 1300 MWe. Le réacteur EPR est un réacteur à eau sous pression qui s’appuie sur une conception « évolutionnaire » par rapport aux réacteurs actuellement en exploitation en France, lui permettant ainsi de répondre à des objectifs de sûreté renforcés. Le Gouvernement en a autorisé la création par le décret n° 2007534 du 10 avril 2007, après un avis favorable rendu par l’ASN à l’issue de l’instruction réalisée avec ses appuis techniques. Après délivrance du décret d’autorisation de création (DAC) et du permis de construire, les travaux de construction du réacteur de Flamanville 3 ont débuté au mois de septembre 2007. Les premiers travaux de coulage du béton pour les bâtiments de l’îlot nucléaire ont eu lieu en décembre 2007. Depuis, les travaux de génie civil se poursuivent. La mise en place des premiers composants (réservoirs, canalisations, câbles et armoires électriques…) a débuté en 2010. Parallèlement aux activités du chantier sur le site de Flamanville, la fabrication des systèmes, des composants et des équipements sous pression, notamment ceux constitutifs des circuits primaire (cuve, pressuriseur, pompes, robinetterie, tuyauteries…) et secondaires (générateurs de vapeur, robinetterie, tuyauteries…), est en cours dans les ateliers des fabricants. Au cours de l’été 2010, EDF a annoncé qu’il prévoyait désormais la mise en service de Flamanville 3 en 2013. 2I 4 I 1 Les étapes jusqu’à la mise en service En application du décret du 2 novembre 2007 (voir point 3⏐1⏐3 du chapitre 3), l’introduction du combustible nucléaire dans le périmètre de l’installation et le démarrage de cette dernière sont soumis à l’autorisation de l’ASN. Conformément à l’article 20 de ce même décret, l’exploitant doit adresser à l’ASN, un an avant la date prévue pour la mise en service, un dossier comprenant le rapport de sûreté, les règles générales d’exploitation, une étude sur la gestion des déchets de l’installation, le plan d’urgence interne et le plan de démantèlement de l’installation. Sans attendre la transmission du dossier complet de la demande de mise en service, l’ASN a engagé, avec l’IRSN, un examen anticipé: – des référentiels techniques nécessaires à la démonstration de sûreté, à la finalisation de la conception détaillée du réacteur; – de la conception détaillée de certains systèmes importants pour la sûreté présentée dans le rapport de sûreté; – de certains éléments constitutifs ou guidant la constitution du dossier de demande de mise en service. Cette instruction anticipée est destinée à préparer l’instruction du dossier de demande de mise en service. En parallèle à cette instruction technique anticipée, l’ASN assure également le contrôle de la construction de l’installation de manière à se prononcer sur la qualité de la réalisation de l’installation et son aptitude à répondre aux exigences définies. L’examen anticipé des documents réglementaires En 2010, l’ASN et l’IRSN ont poursuivi les instructions engagées en 2009 essentiellement sur les futures règles générales Inspection par les inspecteurs de l’ASN du chantier EPR à Flamanville
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