LES ACTIVITÉS NUCLÉAIRES : RAYONNEMENTS IONISANTS ET RISQUES POUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT Sont détaillés ci‑dessous certains des enjeux présentés pour la sûreté par les composants du circuit primaire ou des circuits secondaires. Les cuves des réacteurs La cuve, composant essentiel d’un REP, contient le cœur du réacteur, ainsi qu’une partie de son instrumentation. En fonctionnement normal, la cuve est entièrement remplie d’eau, à une pression de 155 bars et une température d’environ 300 °C. Elle est composée d’acier ferritique, avec un revêtement interne en acier inoxydable. Le contrôle régulier de l’état de la cuve est essentiel pour plusieurs raisons : ∙les conséquences de la rupture de cet équipement ne sont pas étudiées dans la démonstration de sûreté du réacteur. Les actions de contrôle contribuent ainsi à la démarche d’exclusion de rupture de cet équipement. Cette démarche repose sur des dispositions particulièrement exigeantes en matière de conception, de fabrication et de contrôle en service afin de garantir sa tenue pendant toute la durée de vie du réacteur, y compris en cas d’accident ; ∙durant son fonctionnement, le métal de la cuve se fragilise progressivement sous l’effet des neutrons issus des réactions de fission dans le cœur. Cette fragilisation rend en particulier la cuve plus sensible aux chocs thermiques sous pression ou aux montées brutales de pression à froid. Cette sensibilité est par ailleurs accrue en présence de défauts technologiques, ce qui est le cas pour quelques cuves qui présentent des défauts apparus sous leur revêtement en acier inoxydable lors de leur fabrication ; ∙la cuve est un composant dont le remplacement n’est pas envisagé, pour des raisons à la fois de faisabilité technique et de coût. Les composants moulés du circuit primaire principal Le circuit primaire de certains réacteurs français comporte plusieurs coudes et piquages en acier inoxydable austéno‑ferritique, fabriqués par moulage. La phase ferritique de cet acier subit un vieillissement en fonctionnement sous l’effet de la température. Certains éléments d’alliage présents dans le matériau, en particulier le molybdène, favorisent cette sensibilité au vieillissement, notamment pour les réacteurs de 900 MWe et les premiers réacteurs de 1300 MWe. Il en résulte une dégradation de certaines propriétés mécaniques, telles que la résilience et la résistance à la déchirure ductile(1). Par ailleurs, ces coudes comportent des défauts inhérents au mode de fabrication par moulage statique. Les effets du vieillissement thermique diminuent les marges de résistance à la rupture brutale en présence de défauts. EDF a mené de nombreux travaux afin d’approfondir sa connaissance de ces matériaux, de leur cinétique de vieillissement et de l’évaluation des marges vis‑à‑vis du risque de rupture brutale. Ces coudes font l’objet d’un suivi attentif de la part de l’ASNR, dans la mesure où la poursuite de l’exploitation de ces composants du circuit primaire doit être justifiée à l’occasion de chaque réexamen périodique, en tenant compte de ce phénomène de vieillissement. Certains coudes moulés des réacteurs de 900 et de 1300 MWe, qui sont connectés directement à la cuve des réacteurs, présentent des enjeux particuliers car ils sont très difficilement remplaçables. Les générateurs de vapeur Les GV sont composés de deux parties, l’une appartenant au circuit primaire et l’autre au circuit secondaire. L’intégrité des principaux éléments constitutifs des GV est surveillée, tout particulièrement celle des tubes qui constituent le faisceau tubulaire. En effet, une dégradation du faisceau tubulaire (corrosion, usure, fissure, etc.) peut créer une fuite du circuit primaire vers le circuit secondaire. De plus, la rupture de l’un des tubes du faisceau conduirait à contourner l’enceinte de confinement du réacteur, qui constitue la troisième barrière de confinement. Les GV font donc l’objet d’un programme spécifique de surveillance en exploitation, établi et 1. Déchirure d’un matériau qui se produit sous l’effet des contraintes qui lui sont appliquées, au terme de sa déformation. révisé périodiquement par EDF et examiné par l’ASNR. À la suite des contrôles, les tubes présentant des dégradations trop importantes sont bouchés pour être mis hors service. Les GV ont tendance à s’encrasser au cours du temps en raison des produits de corrosion issus des échangeurs du circuit secondaire. Sur les tubes, la couche de dépôt de produits de corrosion (encrassement) diminue l’échange thermique. Au niveau des plaques entretoises, les dépôts (colmatage) empêchent la libre circulation du mélange eau‑vapeur, ce qui crée un risque d’endommagement des tubes et des structures internes et peut dégrader le fonctionnement global du GV. Plusieurs solutions peuvent être mises en œuvre pour limiter les dépôts métalliques dans le circuit secondaire : lançages à l’aide de jets hydrauliques, nettoyages chimiques préventifs, remplacement de certains matériaux utilisés pour la fabrication des faisceaux tubulaires des condenseurs (remplacement du laiton par de l’acier inoxydable ou un alliage de titane, plus résistants à la corrosion), modification des produits chimiques de conditionnement des circuits et augmentation du pH. Certaines de ces opérations nécessitent l’obtention d’une autorisation de l’ASNR, car elles impliquent des rejets de substances dangereuses. Depuis les années 1990, EDF conduit un programme de remplacement des GV ayant les faisceaux tubulaires les plus dégradés. La campagne de remplacement de GV concernant 26 réacteurs et dont le faisceau tubulaire était en Inconel 600 non traité thermiquement est désormais achevée. Elle se poursuit par le remplacement des GV dont le faisceau est en Inconel 600 traité thermiquement (21 réacteurs sont encore concernés). 2.2.4 – L’évaluation de l’exploitation des équipements sous pression nucléaires La surveillance de l’exploitation des circuits primaires et secondaires principaux des réacteurs L’ASNR considère que la surveillance menée par EDF de l’exploitation des CPP et CSP reste un point de vigilance. En particulier, EDF a poursuivi en 2025 ses contrôles définis après la détection d’un phénomène de corrosion sous contrainte sur des tuyauteries auxiliaires des circuits primaires (voir focus n°1). Par ailleurs, en 2025, une fuite par fatigue vibratoire sur une tuyauterie de faible diamètre a été détectée sur une tuyauterie connectée au circuit primaire du réacteur 1 de la centrale nucléaire de Flamanville. Cette tuyauterie, qui ne fait pas l’objet d’un suivi en service, a été expertisée et réparée. Le phénomène de fatigue vibratoire est connu et fait l’objet d’une surveillance spécifique d’EDF sur certains types de piquages, ce qui n’était pas le cas de la tuyauterie concernée. L’ASNR suit les investigations réalisées par EDF pour en déterminer les causes et l’évolution éventuelle de son programme de surveillance en la matière. Des contrôles supplémentaires seront mis en œuvre par EDF à partir de 2026. D’une manière générale, EDF prévoit, au travers des programmes d’investigations complémentaires réalisés sur ces circuits à l’occasion de chaque réexamen périodique, des contrôles adaptés pour tenir compte du risque présenté par d’éventuels phénomènes de dégradation non redoutés a priori, en complément des programmes de surveillance courants. La détection depuis 2021 de fissures de corrosion sous contraintes dans des zones où elles n’étaient pas redoutées confirme l’intérêt de tels programmes d’investigations, dont le contenu est régulièrement analysé par l’ASNR. Par ailleurs, EDF a découvert en 2025 des indications lors de contrôles radiographiques de soudures du circuit d’alimentation en eau des GV sur le réacteur 1 de la centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine. Ces indications ont nécessité des investigations complémentaires pour en déterminer la nature et conclure à 296 Rapport de l’ASNR sur l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2025
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