CHAPITRE LES CENTRALES ÉLECTRONUCLÉAIRES 12 327 centrale nucléaire considérée. Concernant les dossiers relatifs à la conception des équipements et aux études qui s’y rapportent, l’interlocuteur de l’ASN est en premier lieu la DIN. La DIN est également l’interlocuteur privilégié de l’ASN pour les sujets relatifs aux réexamens de sûreté, à travers notamment ses services d’ingénierie spécialisés. Les dossiers traitant des combustibles et leur gestion font, en complément, l’objet d’échanges avec une troisième division chargée de ces questions : la Division combustibles nucléaires (DCN). 1I 2 I 2 L’examen par l’ASN des documents d’exploitation Les centrales nucléaires sont exploitées au quotidien conformément à un ensemble de documents. L’ASN porte une attention particulière à tous ceux qui concernent la sûreté. En premier lieu, il s’agit des règles générales d’exploitation (RGE) auxquelles sont soumis les réacteurs en exploitation. Elles décrivent les conditions d’exploitation en traduisant les hypothèses initiales et les conclusions des études de sûreté issues du rapport de sûreté en règles opératoires. Les RGE comportent plusieurs chapitres dont les plus importants pour la sûreté font l’objet d’un examen attentif de la part de l’ASN : – le chapitre III décrit les spécifications techniques d’exploitation (STE) qui délimitent le domaine de fonctionnement normal du réacteur, en particulier la plage admissible pour les paramètres d’exploitation (pressions, températures, flux neutronique, paramètres chimiques et radiochimiques…). Les STE précisent également la conduite à tenir en cas de franchissement de ces limites. Les STE définissent aussi les matériels requis en fonction de l’état du réacteur et indiquent les actions à mettre en œuvre en cas de dysfonctionnement ou d’indisponibilité de ces matériels. – le chapitre VI comprend les procédures de conduite en situation d’incident ou d’accident. Il prescrit la conduite à adopter dans ces situations pour maintenir ou restaurer les fonctions fondamentales de sûreté (maîtrise de la réactivité, refroidissement, confinement des produits radioactifs) et ramener le réacteur dans un état sûr. – le chapitre IX définit les programmes de contrôles et d’essais périodiques des matériels et systèmes importants pour la sûreté mis en œuvre pour vérifier leur disponibilité. En cas de résultat non satisfaisant, la conduite à tenir est précisée par les STE. Ce type de situations peut parfois obliger l’exploitant à arrêter le réacteur pour réparer le matériel défaillant. –enfin, le chapitre X définit le programme des essais physiques relatifs au cœur des réacteurs qui permettent d’assurer la surveillance du cœur pendant le redémarrage et l’exploitation du réacteur. En second lieu, il s’agit des documents décrivant les actions de contrôle en service et de maintenance à mettre en œuvre sur les matériels. Sur la base des préconisations des constructeurs, EDF a défini des programmes d’inspection périodique des composants ou des programmes de maintenance préventive (voir point 3 2 1), en fonction de la connaissance des défaillances potentielles des matériels. Leur mise en œuvre fait appel, particulièrement pour les équipements sous pression, à des méthodes de contrôle non destructives (radiographie, ultrasons, courants de Foucault, ressuage...) dont l’application est confiée à du personnel spécialement qualifié. 1I 2 I 3 Le contrôle par l’ASN des arrêts de réacteur Les réacteurs doivent être arrêtés périodiquement pour renouveler le combustible qui s’épuise pendant le cycle de fonctionnement. À chaque arrêt, un tiers ou un quart du combustible est renouvelé. La durée des cycles de fonctionnement dépend de la gestion du combustible adoptée. Ces arrêts rendent momentanément accessibles des parties de l’installation qui ne le sont pas pendant son fonctionnement. Ils sont donc mis à profit pour vérifier l’état de l’installation en réalisant des opérations de contrôle et de maintenance, ainsi que pour mettre en œuvre les modifications programmées sur l’installation. Ces arrêts peuvent être de deux types : – arrêt pour simple rechargement (ASR) et arrêt pour visite partielle (VP) : d’une durée de quelques semaines, ces arrêts sont consacrés au renouvellement d’une partie du combustible et à la réalisation d’un programme de vérification et de maintenance ; – arrêt pour visite décennale (VD) : il s’agit d’un arrêt faisant l’objet d’un programme de vérification et de maintenance très important. Ce type d’arrêt, qui intervient tous les dix ans, est également l’occasion pour l’exploitant de procéder à des opérations lourdes telles que la visite complète et l’épreuve hydraulique du circuit primaire, l’épreuve de l’enceinte de confinement ou l’intégration des évolutions de conception Surveillance du chantier de remplacement des générateurs de vapeurs à l'occasion de la 3e visite décennale de la centrale nucléaire de Fessenheim – Septembre 2011
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