Comme à son habitude, il aura fallu 9 mois de gestation à l'ASN pour répondre à notre dernier courrier. Il est à noter un léger progrès dans la qualité de la réponse mais, la précision et l'exactitude ne sont pas encore la règle. Ci après, nos questions, les réponses et nos commentaires sur les réponses.
Monsieur Alain Schmitt
Directeur-adjoint de la DSIN
Paris, le mardi 5 février 2002.
Monsieur,
Dans l'attente d'une réponse à mon précédent courrier, je souhaiterais disposer de quelques informations sur 3 secteurs très divers.
1 Sur l'inconel 600 : la décision DSIN-BCCN/MP/AR n° 010067 du 5 mars 2001 signale des supports "M" ; je souhaite donc être informé sur ces supports dont je ne connais l'existence et ignore l'emplacement et l'utilité. D'autre part, des incidents antérieurs ont à plusieurs reprises signalé des fissurations sur les brides de fixation des barrières thermiques des pompes primaires et je ne trouve pas trace de ces éléments dans le rapport cité ci-dessus.
2 la DSIN-GRE/SD2/N° 261 2002 du 9 janvier sur Belleville est on ne peut plus floue sur les rejets chimiques. Ainsi quand il est question de "flux journalier en zinc atteignait 82,4 kg pour une limite de 30 kg", comme j'ai une bonne expérience des rejets des Nogent, je sais que le zinc provient de la corrosion et de l'abrasion des tubes de condenseurs, que pour une valeur donnée de zinc on a environ le double en cuivre et qu'à ces valeurs la centrale doit perdre environ de 20 à 25 tonnes de laiton par an en rivière pour un poids total des condenseurs des deux tranches (tubes seuls) de 800 tonnes. Quand on parle de "phosphore", il doit probablement s'agir de phosphate dont il est possible qu'il soit utilisé en substitut de l'acide sulfurique pour éviter l'entartrage. Je souhaite donc avoir des informations nettement plus détaillées sur ces rejets et sur l'état actuel des condenseurs.
3 Quel est le circuit de recyclage des joints de cuve en argent et quel en est le contrôle ? Des informations me sont parvenues ces dernières semaines faisant état d'une refonte que l'on peut qualifier de "douteuse" [].
Je vous serais reconnaissant de me fournir une réponse rapide pour ces questions qui ne devraient pas nécessiter de grandes recherches, et de me préciser sous quel délai je peux espérer obtenir une réponse à mon courrier précédent.
Cordialement
Comité Stop-Nogent.
Claude Boyer
DGSNR/SD2 N° 1235 du 12 novembre 2002
Le directeur général
6, place du Colonel Bourgoin 75572 Paris cedex 12
Monsieur,
Par lettre du 5 février 2002, vous avez posé à
l'autorité de Sûreté Nucléaire diverses
questions relatives aux réacteurs nucléaires à
eau sous pression, notamment concernant les décisions de
l'ASN en date du 5 mars 2001 et du 9 janvier 2002. Je vous prie
de trouver ci-joint des éléments de réponse
à vos interrogations.
Les supports de guidage radial des inférieurs
dits "supports M" - assurent le guidage et le
calage radial des internes inférieurs des cuves des réacteurs
à eau sous pression. Ils ne supportent pas les internes
inférieurs puisque ceux-ci sont suspendus à la bride
supérieure de la cuve. Au nombre de quatre sur le palier
900 MWe et de six sur les paliers 1300 MWe et 1450 Mwe, les supports
M en alliage "Inconel600" sont soudés sur la
paroi interne de la cuve au moyen d'alliage "Inconel 82"
ou "Inconel 182".
La bride de fixation des barrières thermiques des pompes
primaires des réacteurs à eau sous pression est
forgée en acier inoxydable austénitique. C'est pourquoi
les cas de fissuration de cette bride ne sont pas abordés
dans la décision du 5 mars 2001, relative à la corrosion
sous contrainte de l'alliage "Inconel 600".
Les fissures observées à partir de 1992 sur la face
intérieure de certaines brides ont pour origine la fatigue
thermique et non la corrosion sous contrainte. Par ailleurs, des
fissures de fatigue ont été détectées
en racine de la soudure entre la bride et l'enveloppe de barrière
thermique.
Ces phénomènes de fissuration ont fait l'objet d'un
examen par l'Autorité de Sûreté Nucléaire
qui s'est achevé en 1998 par :
- un engagement d'EDF d'équiper l'ensemble du parc nucléaire
avant fin 2004 avec des barrières thermiques de nouvelle
conception, dont la sensibilité à la fatigue thermique
est beaucoup plus faible et dont le mode de liaison avec l'enveloppe
a été revu,
- la mise en place d'un programme de contrôle en vue de
vérifier périodiquement l'absence de fissures. A
ce jour, les contrôles n'ont révélé
aucune fissure.
Le programme de rénovation des brides de barrière
thermique est suivi de près par l'Autorité de Sûreté
Nucléaire. Son état d'avancement est le suivant
: sur 102 barrières thermiques, 82 auront été
rénovées à la fin de l'année ; les
20 restantes seront traitées au rythme de 15 en 2003 et
de 5 en 2004.
Concernant les rejets de la centrale de Belleville-sur-Loire,
il convient de rappeler que la protection de l'environnement et
des populations vivant à proximité des centrales
nucléaires fait l'objet d'une attention particulière
des pouvoirs publics. En particulier les rejets liés au
fonctionnement normal des installations font l'objet d'une étude
d'impact soumise à enquête publique, sont réglementés
et sont soumis au contrôle de l'Autorité de Sûreté
Nucléaire.
Les rejets en cuivre et en zinc n'échappent pas à
la règle. Ces substances proviennent effectivement de l'usure
des tubes en laiton des condenseurs qui est attribuée aux
phénomènes de corrosion et d'abrasion dus entre
autres à la présence de matières en suspension
abrasives dans l'eau de refroidissement. Ces rejets proviennent
donc du fonctionnement normal de l'installation.
L'arrêté d'autorisation de prélèvement
d'eau et de rejets de la centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire
prévoit des limites de rejets journalières en cuivre
et en zinc respectivement de 70 et 30 kg. Après avoir constaté
des dépassements, l'Autorité de sûreté
nucléaire a mis en demeure, le 21 décembre 2001,
la centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire de respecter
ces normes de rejet en flux avant le 31 juillet 2002 ou de formuler
le cas échéant, sous trois mois, une demande de
modification de l'arrêté.
L'exploitant a déposé en juillet 2002, une demande
de modification de son arrêté. Compte tenu des lacunes
du dossier présenté, l'Autorité de sûreté
nucléaire a, par décision du 16 septembre 2002,
demandé à l'exploitant, sous deux mois, de compléter
son dossier et d'engager un programme d'études visant à
la recherche de solutions alternatives, notamment en ce qui concerne
les rejets de cuivre et de zinc. Les conclusions de ce programme
d'étude devront être rendues sous neuf mois.
Il convient d'indiquer que les méthodes de prélèvement
et d'analyse des échantillons, en vue du dosage du cuivre
et du zinc, ont été améliorées depuis
l'instruction de l'autorisation en vigueur , et permettent d'apprécier
les quantités ajoutées au milieu.
A l'issue du retour d'expérience des mesures disponibles,
il s'avère que les rejets annuels en cuivre et en zinc
représentent des rejets moyens journaliers inférieurs
aux limites autorisées (respectivement 70 et 30 kg). Les
dépassements observés sur les rejets journaliers
sont ponctuels et sont constitués par des pics.
Par ailleurs, les investigations menées par l'exploitant
montrent que les tubes en laiton des condenseurs de la centrale
de Belleville-sur-Loire ne présentent pas d'usure anormale
et que leur état est similaire à celui des autres
centrales nucléaires du val de Loire disposant de ce même
type de condenseurs.
Concernant le phosphore, ainsi que vous le mentionnez, il est
effectivement mesuré dans les rejets à partir de
la détermination de la teneur en phosphates selon la norme
NFT 90 023.
Les phosphates sont utilisés dans le circuit secondaire
en tant qu'inhibiteurs de corrosion et proviennent également
du fonctionnement normal de la station d'épuration de la
centrale nucléaire de Belleville-sur-Loire, bien que dans
ce dernier cas les rejets soient minimes en comparaison avec ceux
provenant du circuit secondaire.
Au cours de l'année 2001, des anomalies sur les rejets
de phosphates provenant de la station d'épuration ont été
constatées. Toutefois, l'exploitant a procédé
aux modifications lui permettant de respecter les limites imposées
par l'arrêté d'autorisation des rejets.
Concernant le devenir des joints de cuve de
la centrale nucléaire de Saint-Laurent-des-Eaux, il y a
lieu de préciser que les joints métalliques ont
pour fonction d'assurer l'étanchéité entre
le couvercle de cuve et la cuve. Afin de maintenir l'intégrité
de la fonction qu'ils assurent, il est nécessaire de procéder
à leur remplacement périodique.
Les joints de cuves usagés sont des déchets dits
"nucléaires". Leur gestion, comme celle de tous
déchets provenant des centrales nucléaires, doit
faire l'objet d'un suivi particulier. Une fois découpés
en morceaux puis placés soit dans des coques en béton,
soit dans des fûts métalliques, ils sont expédiés
vers le Centre de Stockage de l'Aube dûment autorisé
à recevoir ce type de déchets.
Je vous prie d'agréer, Monsieur, l'expression
de ma considération distinguée.
Le Directeur Général de la Sûreté Nucléaire
et de la Radioprotection
André-Claude Lacoste.
Les rejets en cuivre et zinc :
Ces rejets sont similaires à ceux de
la centrale de Nogent vers le milieu des années 90, alors
que les condenseurs perdaient 20 à 22 tonnes de laiton
par an (deux tiers de cuivre pour un tiers de zinc), pour un poids
total des tubes des condenseurs de 400 tonnes par tranche.
Ce site était à l'époque le plus gros pollueur
en cuivre du bassin de Seine à l'amont de Rouen. Cette
usure due à la corrosion et à l'abrasion, consécutive
à la mauvaise qualité de l'eau de Seine et l'emploi
massif d'acide sulfurique comme détartrant (37 tonnes/jour
de rejet de sulfates en Seine) avait nécessité le
remplacement des condenseurs des tranches 1 et 2 en 1998 et 1999,
par de l'acier inox, avec pour inconvénient la multiplication
d'amibes pathogènes et surtout mortelles ; l'effet biocide
du cuivre ayant disparu.
Ces rejets n'étant pas maîtrisables, la direction
de l'ASN demande à l'exploitant de Belleville, par décision
du 16/9/02, de formuler une nouvelle autorisation de rejet en
conformité avec ses besoins et l'étude d'impact.
Autre curiosité pour cette centrale construite en même
temps que celle de Nogent, sa sur jumelle, le nouvel arrêté
d'autorisation de prise d'eau et rejets d'effluents radioactifs
et chimiques du 4/1/01 ne comporte pas d'autorisation de rejet
de sulfates ; la cerise sur le gâteau.
Le devenir des joints de cuves :
Ces joints plats qui assurent l'étanchéité entre la cuve et son couvercle sont en argent massif. Leur diamètre est d'un peu plus de 4 mètres pour une largeur de 5 centimètres environ et 1 centimètre d'épaisseur. Ils doivent être changés à chaque ouverture du couvercle. Etant donné la valeur commerciale de l'argent et les masses impliquées, on peut s'inquiéter des risques de détournement. Ces joints sont radioactifs ; bien évidemment, ils doivent être stockés en tant que déchets et ne doivent en aucun cas se retrouver dans le circuit commercial, ce qui apporterait un risque d'irradiation pour les utilisateurs. La réponse du directeur de l'Autorité de Sûreté Nucléaire n'est pas très convaincante ; un inventaire des joints déposés des réacteurs, corroboré par celui des joints stockés par l'Andra à Soulaines aurait été plus convaincant.
C.B.
A propos des fissurations des protections thermiques des pompes
primaires des réacteurs 900 mwe :
Importance pour la sûreté
La protection thermique d'une pompe
primaire la barrière thermique- doit empêcher
que le flux de chaleur qui provient du liquide primaire ne remonte
vers les parties supérieures de la pompe, en particulier
vers les joints d'étanchéité placés
autour de l'arbre d'entraînement de la pompe.
Sans entrer dans les détails (se reporter à la Gazette
Nucléaire 155/156 janvier 1997) cette barrière
thermique comporte un circuit de refroidissement (un serpentin
où circule l'eau venant du RRI circuit de refroidissement
intermédiaire) qui est contenu dans une enveloppe et cette
enveloppe est soudée à une bride servant à
fixer sur le corps de pompe l'ensemble du système assurant
l'étanchéité autour de l'arbre d'entraînement.
Cette bride représente la limite du circuit primaire
principal et doit résister à la pression de
155 bars.
D'après l'autorité de sûreté (Conseil
supérieur de la sûreté et de l'information
nucléaire CSSIN séance du 10 décembre 1996)
"Les conséquences potentielles de la rupture d'une
enveloppe ou de la bride de barrière thermique sont le
blocage du rotor de la pompe, l'émission de corps migrants
métalliques dans le circuit primaire ainsi qu'un
risque d'accident de perte de réfrigérant primaire
par dégradation du circuit RRI ou, dans un cas extrême,
par une rupture de la bride" [c'est moi qui souligne].
Ainsi, le risque potentiel est une perte de refroidissement
du cur, le plus redouté de tous les incidents graves pouvant
conduire à la fusion du coeur si les systèmes de
refroidissement de secours s'avèrent inopérants.
Et à l'accident
L'intégrité de tout le système de barrière
thermique est donc un problème essentiel du point de vue
de la sûreté. Le citoyen ordinaire peut penser que
si des défauts sont détectés ils seront rapidement
corrigés sinon le réacteur devrait être arrêté.
Erreur de conception. Le délai entre
la mise en évidence d'un problème et les solutions
mises en uvre par EDF.
Nous allons examiner succinctement l'historique des fissurations
ayant entraîné un programme de rénovation
des barrières.
Les enveloppes de barrières thermiques. Les problèmes
de fissurations dans les protections thermiques remontent en fait
à 1990 lorsque ont été détectées
des fissures sur l'enveloppe du réacteur 2 de Fessenheim
lors de la première visite décennale. L'extension
du contrôle par ultrasons montre ensuite des fissures sur
la face interne de plusieurs enveloppes de barrières thermiques
des réacteurs 900 MWe, "un phénomène
de fatigue dû à l'existence de fortes contraintes
thermiques serait à l'origine du défaut ".
Les brides. Puis, des fissurations par fatigue thermique sont
trouvées en 1992 sur la face interne des brides, comme
l'indique M. Lacoste. Mais il nous paraît important d'ajouter
qu'elles n'ont été décelées qu'après
le démontage des enveloppes en vue de leur remplacement
car ces fissures étaient dans des endroits inaccessibles
et non contrôlables sans démontage...
En 1996 d'autres fissures dues à la fatigue thermique ont
été trouvées sur les brides, au niveau de
leur soudure à l'enveloppe, et se sont avérées
avoir un caractère générique (un problème
commun à tous les réacteurs 900 MWe).
Qu'il s'agisse de l'enveloppe ou de la bride
il y a donc eu erreur de conception au départ, les phénomènes
de fatigue thermique et de vieillissement n'ayant pas été
pris en compte.
Le rapport CSSIN de décembre 1996 indique que "devant
le caractère générique des fissurations la
DSIN [Direction de la sûreté des installations
nucléaires] a demandé à EDF de lui présenter
un programme de contrôles et de réparations ou remplacements
ainsi qu'une étude du comportement dans le temps des fissures
observées".
Ainsi, pour l'enveloppe de barrière thermique des modifications
ont été envisagées par EDF, tant pour les
méthodes de contrôle par ultrasons que pour la définition
des dimensions critiques des défauts au-delà desquelles
il faut la remplacer et, en 1996, 9 enveloppes ont été
remplacées préventivement. De nouvelles pièces
moins susceptibles à la fatigue thermique sont conçues
qui, à terme, remplaceront les anciennes. En attendant,
des études confirment l'absence de risque de "progression
instable des défauts" (décryptons : qui
pourrait conduire à une rupture brutale).
Pour les brides, des études sont menées afin de
pouvoir détecter les fissures sans avoir besoin de démonter
les barrières thermiques (ce qui est très pénalisant
pour l'exploitant EDF) et aussi des études pour essayer
de limiter le phénomène à l'origine du vieillissement.
D'après ce rapport CSSIN de 1996 la Direction de la sûreté
des installations nucléaires (DSIN) demandait, outre les
contrôles, "qu'un remplacement de l'ensemble
des brides soit effectué dans un délai de 5 ans
à compter des arrêts de tranche 1997".
Voilà qui nous menait en 2002.
Or si le rapport d'activité de 1997 de l'Autorité
de sûreté nucléaire indique qu'EDF, en 1997,
a mis en uvre le contrôle par ultrasons des brides sur 8
réacteurs sans nécessité de démonter
l'hydraulique, il indique aussi "la modification de la
conception actuelle des brides pour supprimer le phénomène
à l'origine du vieillissement sera progressivement mis
en uvre à compter des arrêts de réacteurs
de 1998". On est passé de 1997 à 1998.
"L'objectif d'EDF consiste à réhabiliter
la quasi-totalité des barrières thermiques avant
2004 au plus tard. Ces nouvelles propositions de l'exploitant
seront examinées par la Section permanente nucléaire
au début de l'année 1998". On est passé
de 2002 à 2004
En conclusion :
que nous apprend toute cette histoire ?
Dans sa réponse du 12 novembre 2002, M. Lacoste nous précise
que c'est bien en 1998 que l'examen des phénomènes
de fissuration a été terminé par l'Autorité
de Sûreté Nucléaire. Les premières
fissurations sur les brides ont été observées
pour la première fois en 1992 il a donc fallu 6 ans ! Pas
de doute, il faut que l'Autorité de sûreté
puisse embaucher de toute urgence de nombreux métallurgistes
! Mais ce n'est pas si simple : dans ce phénomène
de fatigue par contraintes thermiques intervient aussi le vieillissement
par le facteur temps. Or l'expérimentation en laboratoire
sur un matériel prototype n'est jamais de très longue
durée. De plus il faudrait pouvoir simuler tous les aléas
de fonctionnement, les arrêts de tranche non programmés
avec les coups de bélier sur les pompes par exemple. De
fait, et c'est important pour comprendre ce qu'implique la notion
de sûreté nucléaire, c'est le réacteur
en fonctionnement qui fournit, par l'expérimentation réelle,
l'évolution des paramètres en fonction du temps
de tous les matériaux et matériels utilisés
et leur corrélation. C'est ainsi que, peu de temps après
démarrage, Civaux-1 a inauguré les fuites sur le
circuit RRA, (refroidissement du réacteur à l'arrêt)
dues à des fissurations engendrées par contraintes
thermiques dans les partie coudées de tuyauteries dont
la géométrie avait été changée
lors de la conception des nouveaux réacteurs du palier
N4. Les défauts métallurgiques ont été
trouvés après coup sur Chooz 1 et 2 et il a fallu
décharger leur combustible.
Ceci incite à conclure que les problèmes pouvant
conduire à un accident majeur ne seront finalement identifiés
et compris qu'après que l'accident ait eu lieu.
Sous une autre forme, M. Tanguy, alors Inspecteur Général
pour la Sûreté et la Sécurité Nucléaire
à la Direction Générale d'EDF, a dit publiquement
que "s'il doit se produire un accident ce sera celui que
l'on n'aura pas prévu" (Colloque Nucléaire,
Santé Sécurité, Conseil Général
du Tarn et Garonne, Montauban, 21-23 janvier 1988)
M. Lacoste confirme dans sa lettre l'engagement
d'EDF de 1998 d'équiper l'ensemble du parc par les barrières
de nouvelle conception avant la fin 2004. Il ajoute "Le
programme de rénovation des brides de barrière thermique
est suivi de près par l'Autorité de Sûreté
Nucléaire. Son état d'avancement est le suivant
: sur 102 barrières thermiques 82 auront été
rénovées à la fin de l'année ; les
20 restantes seront traitées au rythme de 15 en 2003 et
de 5 en 2004 ".
Il y a en France 34 réacteurs de 900 MWe ayant chacun 3
pompes primaires soit 102 barrières thermiques et la rénovation
ne sera terminée, au mieux, qu'en 2004.
On ne peut qu'être soulagés et très heureux
que des enveloppes de barrières thermiques aient été
démontées et qu'on ait pu s'apercevoir à
cette occasion en 1992 que des brides étaient fissurées
à des endroits inaccessibles aux contrôles. Mais
c'était peut-être encore le bon temps quand il n'y
avait pas les impératifs liés à la libéralisation
du marché de l'électricité. Qu'en serait-il
de nos jours ? Il est encore trop tôt pour affirmer que
les pièces de nouvelle génération tiendront
beaucoup mieux que les anciennes qu'elles remplacent. Avec des
arrêts de tranche plus espacés qu'autrefois, les
contrôles sont espacés d'autant, ce qui peut masquer
une évolution de défauts plus rapide que prévu.
Pourquoi l'Autorité de Sûreté a-t-elle accepté
qu'EDF ne respecte pas le planning initial ? Entre 2002 et 2004
espérons qu'il n'y ait pas d'imprévu avec "progression
instable des défauts" pour les réacteurs dont
les barrières thermiques ne sont pas "rénovées"
à la date d'aujourd'hui
B. B.