344 des travailleurs étrangers, aux durées du travail, aux risques liés à la co-activité et à la prise en compte du retour d’expérience du parc de réacteurs en exploitation lors de la conception de ce réacteur. Le contrôle de la fabrication des équipements sous pression nucléaires Au cours de l’année 2010, l’ASN et les organismes agréés ont poursuivi l’examen des dossiers relatifs à la conception et à la fabrication des équipements des circuits primaire et secondaires du réacteur EPR qui sont pour la plupart actuellement en cours de fabrication (cuve, pompes primaires, mécanismes de commande de grappe, pressuriseur, générateurs de vapeur, ainsi qu’une partie des tuyauteries, vannes et robinets). L’ASN et les organismes agréés ont par ailleurs réalisé 776 inspections pour surveiller la fabrication de ces équipements, ce qui correspond à plus de 1000 jours de présence dans les usines du fabricant AREVA NP, ainsi que de ses fournisseurs et de leurs sous-traitants. En fin d’année 2010, l’ASN et les organismes agréés ont surveillé par ailleurs la réalisation des épreuves de tenue à la pression qui marqueront la fin de fabrication des premiers ESPN ou composants d’ESPN destinés au réacteur EPR Flamanville 3 (corps de cuve, robinets, tuyauteries). 5⎮ 2 L’ASN engage la revue des options de sûreté du nouveau réacteur ATMEA 1 Plusieurs pays dans le monde envisagent la construction de nouvelles centrales nucléaires. Dans ce contexte, la société ATMEA, coentreprise formée par l’industriel français AREVA et l’industriel japonais Mitsubishi Heavy Industries (MHI), a sollicité l’ASN afin de réaliser une revue des options de sûreté d’un nouveau réacteur à eau sous pression dénommé ATMEA 1. Ce réacteur de moyenne puissance (1100 MWe) est, selon ATMEA, destiné principalement à l’exportation. L’ASN a répondu favorablement à la demande d’ATMEA et a signé une convention qui précise cette revue. L’objectif de cette revue des options de sûreté, réalisée avec l’appui de l’IRSN, est d’évaluer si les options de sûreté d’ATMEA 1 sont conformes à la réglementation française. Initié à l’été 2010, cet examen est mené dans les mêmes conditions que pour une INB ayant vocation à être construite en France. Au cours de l’examen technique, l’ASN consultera le Groupe permanent d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR). L’ASN rendra publiques les conclusions de cet examen fin 2011. Cette revue permettra également à l’ASN d’assister, le cas échéant, les Autorités de sûreté des pays où serait construit ce réacteur. 5⎮ 3 Faits marquants relatifs aux risques d’incendie et d’explosion Les incendies de transformateurs Deux incendies de transformateurs se sont déclarés sur des centrales en 2010. Le transformateur est situé à l’extérieur de la zone nucléaire et permet, à partir de l’énergie produite par le réacteur, d’alimenter le réseau électrique. Dans les deux cas, l’exploitant a déclenché son plan d’urgence interne (PUI) afin de mobiliser l’ensemble des ressources nécessaires à la gestion de l’événement. Le premier incendie s’est déclaré le 8 avril 2010 sur le transformateur principal du réacteur 3 de la centrale de Paluel. Le second s’est déclaré le 25 juillet 2010 sur l’un des pôles du transformateur principal du réacteur 2 de la centrale du Tricastin. Ces deux événements ont fait l’objet d’inspections de l’ASN. Les inspecteurs ont notamment examiné le déroulement de l’événement, les actions engagées pour l’arrêt du réacteur, ainsi que le déroulement de l’intervention de lutte contre l’incendie mené conjointement par l’équipe d’intervention du site et le Service départemental d’incendie et de secours (SDIS). Les études de risque d’incendie Au 31 décembre 2009, l’ASN a reçu les études de risque d’incendie des 19 sites conformément aux délais fixés par l’article 11 de l’arrêté du 31 janvier 2006 modifiant l’arrêté du 31 décembre 1999 fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques Gestion de l’incendie d’un transformateur électrique sur la centrale de Paluel – Avril 2010 Le dossier d’options de sûreté, élaboré par un industriel permet de présenter à l’ASN les principales caractéristiques et choix de conception générale retenus en termes de sûreté. Ce dossier, établi au stade des études d’avantprojet du réacteur, présente notamment : - les objectifs de sûreté du réacteur ; - l’approche de sûreté utilisée pour sa conception ; - la description générale du réacteur, des procédés et systèmes mis en œuvre ; - les conditions de fonctionnement envisagées ainsi que des paramètres clés de l’installation ; - les accidents et agressions pris en compte à la conception et les méthodes de traitement de ces situations.
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