LES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES : RAYONNEMENTS IONISANTS ET RISQUES POUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT Chacune de ses lignes est capable d’assurer seule, dans certaines situations, l’évacuation de la chaleur du réacteur vers la source froide ; ∙le circuit de réfrigération et de purification de l’eau des piscines (PTR), qui permet en particulier d’évacuer la chaleur résiduelle des éléments de combustible entreposés dans la piscine du bâtiment du combustible. La source d’eau ultime mise en place dans le cadre des suites de l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima permet également d’injecter de l’eau en situation extrême dans la piscine du bâtiment du combustible, en cas de perte du système PTR et des systèmes d’appoint en eau ; ∙les systèmes de ventilation, qui assurent le confinement des substances radioactives par la mise en dépression des locaux et la filtration des rejets ; ∙les circuits d’eau destinés à la lutte contre l’incendie ; ∙le système de contrôle‑commande, qui traite les informations reçues de l’ensemble des capteurs de la centrale. Il utilise des réseaux de transmission et donne des ordres aux actionneurs à partir de la salle de commande, grâce à des automatismes de régulation ou à des actions des opérateurs. Son rôle principal vis‑à‑vis de la sûreté du réacteur consiste à contrôler la réactivité, à piloter l’évacuation de la puissance résiduelle vers la source froide et à participer au confinement des substances radioactives ; ∙les systèmes électriques, qui sont composés des sources et de la distribution électriques. Les réacteurs électronucléaires français disposent de deux sources électriques externes : le transformateur de soutirage et le transformateur auxiliaire. À ces deux sources externes s’ajoutent deux sources électriques internes : les groupes électrogènes de secours à moteur diesel. En cas de perte totale de ces sources externes et internes, chaque réacteur dispose d’un groupe électrogène de secours à moteur diesel par réacteur, dit « d’ultime secours » (DUS) implanté après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, complété d’une source ultime dont la nature varie selon la centrale considérée. A ces matériels peut être ajouté selon les centrales, un autre groupe électrogène, constitué d’un turbo-alternateur. 1.9 Le « noyau dur » améliorant la résistance aux événements extrêmes Après l’accident de la centrale nucléaire de Fukushima, l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a prescrit à EDF de mettre en place sur chaque réacteur, un « noyau dur » de dispositions matérielles et organisationnelles robustes visant, pour les situations extrêmes étudiées dans le cadre des évaluations complémentaires de sûreté réalisées en 2011 (perte totale des alimentations électriques, perte totale de la source froide, agressions externes d’intensité extrême), à : ∙prévenir un accident avec fusion du combustible ou en limiter la progression ; ∙éviter les rejets radioactifs massifs ; ∙permettre à l’exploitant d’assurer les missions qui lui incombent dans la gestion d’une situation d’urgence. Le « noyau dur » est principalement constitué pour chaque réacteur : ∙d’un DUS ; ∙d’une source d’eau ultime ; ∙d’un moyen d’injecter de l’eau borée dans le circuit primaire lorsque ce dernier est à haute pression ; ∙d’une disposition pour l’évacuation de la chaleur par les GV ; ∙d’un moyen d’appoint à la piscine d’entreposage du combustible, depuis la source d’eau ultime ; ∙d’un système de refroidissement complémentaire de la piscine d’entreposage du combustible, qui s’appuie en partie sur des moyens mobiles ; ∙d’une disposition ultime de refroidissement de l’enceinte de confinement, qui s’appuie en partie sur des moyens mobiles ; ∙de dispositions visant à stabiliser le corium sur le radier, en cas d’accident avec fusion du cœur et percée de la cuve ; ∙d’un système de contrôle‑commande ultime, d’une distribution électrique et de l’instrumentation nécessaire. Ces dispositions sont en cours de déploiement sur chacun des sites dans le cadre des réexamens périodiques. De plus, pour la gestion des situations d’urgence, chaque site sera doté d’un nouveau centre de crise local, capable de résister à des agressions extrêmes d’origine externe. 1.10 Les spécificités du réacteur EPR de Flamanville Le réacteur EPR de Flamanville est un REP de troisième génération de 1600 MWe. Il possède quatre boucles de refroidissement et utilise du combustible UO2. Son enceinte de confinement est constituée de deux parois en béton et d’un revêtement métallique (voir schéma page précédente) qui recouvre l’ensemble de la face interne de la paroi interne. Une « coque » en béton armé recouvre les bâtiments les plus sensibles : bâtiment du réacteur, bâtiment d’entreposage du combustible, salle de commande et deux des quatre bâtiments des auxiliaires de sauvegarde. Comme pour les autres réacteurs, il possède des systèmes ou circuits importants pour la sûreté nécessaires au fonctionnement du réacteur, dont les principales spécificités sont les suivantes : ∙la plupart des systèmes de sauvegarde disposent de quatre « trains » redondants. Toutefois, pour certains systèmes, chaque train n’assure que 50 % de la fonction de sûreté ; ∙les sources d’alimentation électriques sont indépendantes les unes des autres : alimentation électrique principale, alimentation électrique auxiliaire, quatre groupes électrogènes de secours principaux et deux groupes électrogènes d’ultime secours ; ∙l’IRWST (In Containment Refueling Water System Tank) est un réservoir implanté dans l’enceinte et contenant une grande quantité d’eau borée pouvant être injectée dans le circuit primaire en cas d’accident ; ∙pour limiter les conséquences d’une fusion du cœur qui pourrait entraîner la rupture de la cuve et l’écoulement de matériaux fondus hors de la cuve, un récupérateur en béton très épais, destiné à recueillir le combustible fondu et à le refroidir, est installé sous la cuve du réacteur ; ∙la piscine d’entreposage du combustible est refroidie par deux systèmes de refroidissement redondants complétés par un troisième dispositif diversifié. 2 – Le contrôle de la sûreté nucléaire des réacteurs en fonctionnement 2.1 Le combustible 2.1.1 – Le combustible en réacteur L’étanchéité des gaines des crayons de combustible, présents à raison de plusieurs dizaines de milliers dans chaque cœur et qui constituent la première barrière de confinement, fait l’objet d’une attention particulière. En fonctionnement normal, l’étanchéité est suivie par EDF par la mesure de l’activité des radioéléments contenus dans le circuit primaire. L’augmentation notable de l’activité est le signe d’une perte d’étanchéité de gaines des assemblages. Si l’activité dans le circuit primaire dépasse un seuil prédéfini, les règles générales d’exploitation (RGE) imposent l’arrêt du réacteur avant la fin de son cycle normal. 294 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025
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