334 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 les orientations du premier réexamen de sûreté pour les réacteurs de 1450 MWe, qui concernent en particulier les études probabilistes de sûreté de niveau 1 et les études relatives aux agressions. Les premières visites décennales de ces réacteurs ont commencé en 2009, et se poursuivent actuellement (voir point 5 6). Les enjeux de la poursuite d’exploitation des réacteurs au-delà de 40 ans 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, démontrer la conformité en tout point des réacteurs avec la réglementation applicable. Cette problématique inclut les enjeux de maîtrise du vieillissement et de gestion de l’obsolescence des équipements. D’autre part, 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. L’ASN considère que la poursuite d’exploitation des réacteurs audelà de quarante ans n’est envisageable que si elle est associée à un programme volontariste et ambitieux d’améliorations au plan de la sûreté, en cohérence avec les objectifs de sûreté retenus pour les nouveaux réacteurs et les meilleurs pratiques sur le plan international. 2I 2 I 4 Autoriser les modifications apportées aux matériels et aux règles d’exploitation En application du principe d’amélioration continue du niveau de sûreté des réacteurs, mais aussi pour améliorer les performances industrielles de son outil de production, EDF met en œuvre périodiquement des modifications portant sur les matériels et sur les règles d’exploitation. Ces modifications sont issues par exemple du traitement d’anomalies de conformité, des réexamens de sûreté ou encore de la prise en compte du retour d’expérience. Le décret du 2 novembre 2007 a permis de clarifier les exigences relatives à la mise en place des modifications par EDF et à leur examen par l’ASN. En 2011, les déclarations de modification de matériels reçues par l’ASN ont principalement visé à l’amélioration du niveau de sûreté des réacteurs et à la résorption d’écarts de conformité. Les modifications documentaires sont également soumises à une déclaration préalable auprès de l’ASN au titre de l’article 26 du décret précité lorsqu’elles concernent les chapitres III, VI, IX ou X des règles générales d’exploitation, présentés au point 1 2 2. Les principales modifications documentaires traitées sont présentées aux points 3 1 1, 3 1 2 et 3 2 4. 2I 3 S’assurer de la prise en compte des phénomènes de vieillissement des centrales nucléaires Comme toutes les installations industrielles, les centrales nucléaires sont sujettes au vieillissement. L’ASN s’assure qu’EDF prend en compte, en cohérence avec sa stratégie générale d’exploitation et de maintenance, les phénomènes liés au vieillissement afin de maintenir un niveau de sûreté satisfaisant pendant toute la durée d’exploitation des installations. 2I 3 I 1 L’âge du parc électronucléaire français Les centrales nucléaires actuellement en exploitation en France ont été construites sur une période de temps assez courte : quarante-cinq réacteurs représentant 50 000 MWe, soit les trois quarts du parc, ont été mis en service entre 1979 et 1990 et treize réacteurs, représentant 10 000 MWe supplémentaires, entre 1990 et 2000. En décembre 2011, la moyenne d’âge des réacteurs, calculée à partir des dates de première divergence des réacteurs, se répartit comme suit : – 29 ans pour les trente-quatre réacteurs de 900 MWe; – 23 ans pour les vingt réacteurs de 1300 MWe; – 13 ans pour les quatre réacteurs de 1450 MWe. 2I 3 I 2 Les principaux facteurs de vieillissement Pour appréhender le vieillissement d’une centrale nucléaire, audelà du simple délai écoulé depuis sa mise en service, un certain nombre de facteurs doivent être mis en perspective. La durée de vie des matériels non remplaçables La conception de certains éléments des réacteurs a été établie sur la base d’une durée d’exploitation prédéfinie en raison des coûts de remplacement et plus encore de la radioprotection des travailleurs qui seraient amenés à intervenir. Ces matériels font l’objet d’une surveillance étroite permettant de s’assurer que leur vitesse de vieillissement est bien conforme à celle anticipée. C’est notamment le cas de la cuve, dimensionnée pour résister pendant au moins 40 ans (soit l’équivalent de 32 ans de fonctionnement continu à pleine puissance). Le principal mode de vieillissement de la cuve est l’irradiation, qui modifie les propriétés mécaniques de l’acier dont elle est constituée. L’exploitant doit donc mettre en place des mesures visant à prévoir l’évolution des propriétés de la cuve et à démontrer que, malgré ces évolutions, l’équipement est à même de résister à l’ensemble des situations de fonctionnement normal ou accidentel qu’il pourrait rencontrer, en prenant en compte les marges de sécurité fixées par la réglementation. La cuve fait ainsi l’objet d’une surveillance par « échantillons témoins » de métal prélevés et expertisés à intervalles réguliers (voir point 3 4 3).
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