Source: http://gazettenucleaire.org/2012/265p23.html
Timestamp: 2017-09-21 01:28:47+00:00
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Défauts sur la cuve du réacteur n°3 de la centrale belge de Doel
Paris, le 09 Août 2012
DOSSIER DE L’AFCN
(Autorité belge)
Fiche d'informations sur le réacteur et la cuve du réacteur
Situation à la centrale nucléaire de Doel
Y a-t-il un danger à l'heure actuelle?
Il est, dans tous les cas, essentiel de retenir que le réacteur de Doel 3 est à l'arrêt du fait de la révision et que le combustible a été déchargé du réacteur. Il n'y a donc aucun danger pour la population, les travailleurs et l'environnement.
L'AFCN peut en outre compter en interne sur une solide équipe d'experts et travaille comme toujours en étroite collaboration avec sa filiale Bel V. La décision finale de l'AFCN se basera sur l'évaluation de sûreté du dossier complet, de même que sur les avis de son Conseil Scientifique, et sera sujette à un audit international.
Comment une inspection de la cuve est-elle menée?
Les inspections ordinaires sont réalisées selon les règles du code international ASME XI. Le cycle complet d'inspection est de dix ans: après chaque période de 10 ans, toutes les zones sensibles ont été contrôlées.
Sont inspectées à cette occasion: les zones sensibles aux fissures, c'est-à-dire les zones où de fortes tensions (mécaniques et thermiques) s'exercent, qui pourraient mener au développement d'une fissure. Il s'agit essentiellement des zones de soudures (entre les anneaux,...) et des tubulures des conduites du circuit de refroidissement du réacteur.
Qui réalise cette inspection?
L'inspection est menée par Intercontrole, firme française spécialisée (appartenant au groupe Areva), qui inspecte annuellement un grand nombre de cuves, en suivant les exigences du code ASME (obligatoires et complémentaires) et le retour d'expériences en la matière.
Cette inspection est suivie en première instance par un Inspecteur Agréé (Authorized Inspection Agency) pour les cuves nucléaires sous pression (pour la Belgique, il s'agit d'AIB Vinçotte International) qui doit marquer son accord quant aux conclusions formulées.
Quel est le rôle de l'AFCN dans cette inspection?
Les résultats de l'inspection d'Intercontrole, suivie par l'AIA, doivent être fournis à Bel V et ensuite à l'AFCN. Celle-ci décide en dernière instance de l'autorisation (ou non) de la reprise de l'exploitation.
Qu'a-t-on constaté lors des contrôles supplémentaires à Doel 3?
De nombreuses indications de défauts dans le matériau de base en acier de la cuve ont été constatées fin juin, particulièrement au niveau de l'anneau situé le plus bas.
L'AFCN et Bel V ont été informées de ces résultats et il a été décidé le 5 juillet de procéder à des contrôles supplémentaires afin d'obtenir davantage d'informations sur ces résultats. Ces contrôlés ont été entrepris à partir du 16 juillet.
Que sait-on de ces indications de défauts?
Il s'agit de défauts «laminaires», parallèles à la surface de la paroi et en tant que tels théoriquement pas dangereux, parce qu'ils ne sont normalement pas sujets à des tensions.
Rappelons en outre que le réacteur est actuellement à l'arrêt du fait de la révision en cours sur Doel 3.
Comment se fait-il que ces indications de défauts n'ont pas été détectées plus tôt?
Une nouvelle technique de mesure par ultrason a été utilisée pour la première fois en juin 2012 sur l'entièreté de la surface de la cuve de Doel 3. Cette inspection a été réalisée par une firme française spécialisée sur l'ordre d'Electrabel. C'est la première fois que l'on inspecte en Belgique le matériau de base de la cuve (en-dehors des zones de soudures). On a également inspecté l'entièreté de la paroi de la cuve, alors que les normes ASME XI prescrivent jusqu'ici uniquement le contrôle des zones sensibles.
N'est-il pas urgent de procéder à ce type d'inspection par ultrasons sur les autres réacteurs nucléaires belges?
La cuve du réacteur de Tihange 2 subira précisément la même inspection lors de la révision du réacteur qui commencera mi-août. Les résultats concernant l'implication éventuelle de cette cuve sont prévus pour fin septembre.
Vu la récente décision d'autoriser dix années supplémentaires d'exploitation pour Tihange 1, l'AFCN a déjà imposé une inspection de ce type pour la cuve de ce réacteur en 2013.
Les cuves des centrales les plus récentes, à savoir Doel 4 et Tihange 3 doivent à terme, selon l'AFCN, subir ce type d'inspection.
De telles constatations sont en principe liées à la construction. Il ne s'agit pas d'un phénomène de vieillissement.
Ces constatations peuvent-elles avoir un impact sur les autres centrales nucléaires dans le monde?
21 cuves de ce type existent de par le monde et l'AFCN se concerte avec les régulateurs des pays concernés pour leur fournir l'information au sujet de Doel 3 et leur demander de mettre leur expérience à disposition de la Belgique.
Quelles actions l'AFCN entreprend-elle à l'heure actuelle?
L'AFCN suit de près l'incident en collaboration avec sa filiale technique Bel V et la firme AIB Vinçotte International qui est l'organisme mandaté en Belgique pour mener ce type d'inspection.
L'AFCN et Bel V ont eu plusieurs réunions de concertation avec Electrabel à ce sujet afin de rassembler davantage de renseignements.
L'AFCN et Bel V réalisent une évaluation indépendante de ce dossier.
L'AFCN et Bel V ont également déjà pris contact avec les autorités de sûreté nucléaire de pays étrangers afin d'échanger des informations et de l'expérience à ce sujet.
Quelles actions l'AFCN attend-elle de l'exploitant?
- Investigation en profondeur du dossier de construction originel de la cuve du réacteur pour contrôler s'il s'agit de défauts de fabrication.
- Investigation au niveau métallurgique pour détecter la cause et l'explication des éventuels défauts de fabrication.
- Rédaction d'un dossier complet de justification dans le cadre d'un redémarrage. Il sera soumis à l'autorité compétente pour accord. Ce dossier tentera de démontrer que les indications de défauts constatées ne représentent aucun danger pour l'intégrité structurelle de la cuve du réacteur.
L'arrêt pour révision de Doel 3 est momentanément prolongé jusqu'au 31 août 2012 (au minimum).
Pourquoi ne peut-on pas réparer une cuve?
Une éventuelle réparation de la cuve est pratiquement impossible et, d'après l'AFCN, n'est pas l'option à retenir, parce qu'il est à craindre qu'une telle opération fasse apparaître de nouvelles tensions dans la paroi de la cuve, ce qu'il faut absolument éviter.
Pourquoi ne peut-on pas remplacer une cuve?
Un remplacement de la cuve est extrêmement difficile (dose élevée de rayonnements,...) et n'a jamais eu lieu où que ce soit dans le monde.
Fiche d'identité de Doel 3
Mise en exploitation de Doel 3: 1982
Capacité électrique nette: 1003 MWe
Type de réacteur: Réacteur à Eau Pressurisée (PWR)
Constructeur: Framatome en association avec ACEC et Cockerill (FRAMACECO)
La cuve du réacteur de l'unité 3 de la centrale nucléaire de Doel a été fabriquée début des années 1970 par la firme Rotterdamsche Droogdok Maatschappij (NL).
Quels sont les différents niveaux de protection d'un réacteur?
Pour assurer le confinement des matières radioactives, trois barrières physiques résistantes et étanches sont interposées entre celles-ci et l'environnement, de manière à former un triple écran contre les radiations et à contenir la radioactivité à l'intérieur de l'installation en toute circonstances:
Première barrière: la gaine de l'élément combustible
La pastille de céramique combustible, qui retient déjà la majeure partie des produits radioactifs, est enfermée dans une gaine métallique étanche.
Deuxième barrière: l'enveloppe du circuit primaire
Elle est constituée de l'enveloppe en acier épais du circuit de refroidissement primaire du réacteur. La cuve du réacteur représente donc une partie essentielle de cette seconde barrière.
Troisième barrière: l'enceinte de confinement
L'ensemble du circuit primaire (ainsi que d'autres composants du réacteur) est entouré par un bâtiment en béton de forte épaisseur capable de résister à une certaine pression et à des- agressions externes.
Les centrales nucléaires belges ont été pourvues d'une double enceinte qui isole du monde extérieur le circuit primaire et le combustible nucléaire actif qui s'y trouve.
Quelle est la fonction de la cuve d'un réacteur nucléaire?
C'est dans la cuve que l'eau du circuit primaire principal circule à travers le cœur, où elle est chauffée par le combustible nucléaire. L'eau transfère ensuite sa chaleur au circuit secondaire dans le générateur de vapeur, avant de retourner vers le réacteur. La vapeur ainsi formée est destinée aux turbines et à la production d'électricité.
La cuve joue un rôle essentiel vis-à-vis des trois fonctions de sûreté du réacteur:
- confinement de la matière radioactive;
- maîtrise géométrique de la criticité;
- refroidissement du cœur.
À quelle occasion a-t-on contrôlé la cuve du réacteur de Doel 3?
Tous les 12 à 18 mois, les centrales nucléaires belges sont soumises à un contrôle de leurs installations ainsi qu'à des opérations d'entretien et de maintenance. Pendant cette révision, le réacteur est mis à l'arrêt et le cœur est partiellement rechargé avec du nouveau combustible.
Lors des périodes de révision, les inspections d'exploitation sont effectuées pour vérifier le bon état de la cuve du réacteur (principalement les zones des soudures entre les éléments de la cuve). Des techniques non destructives de mesure par ultrasons sont utilisées. Ces contrôles sont effectués conformément aux normes développées pour la métallurgie par l'American Society of Mechanical Engineers (connues sous le nom de normes ASME XI).
Pour Doel 3, cette révision a commencé début juin 2012. À l'occasion de ce contrôle planifié, des mesures sur la cuve du réacteur ont été réalisées au moyen d'un nouveau type de capteurs ultrasoniques. Sur base de ces premières mesures, des contrôles complémentaires ont été jugés nécessaires.
Comment se présente une cuve de réacteur nucléaire?
La cuve d'un réacteur nucléaire se présente sous la forme d'un cylindre fermé à sa partie inférieure par un fond hémisphérique. En partie supérieure, elle est coiffée par un couvercle démontable en forme de calotte sphérique. Cette conception donne accès à l'intérieur de la cuve après enlèvement du couvercle à l'arrêt du réacteur et, en particulier, aux assemblages combustibles pour en effectuer le remplacement.
Le couvercle est maintenu sur le corps de la cuve par un ensemble de goujons (58 à Doel 3) vissés dans la bride de cuve, les écrous s'appuyant sur la face supérieure de la bride du couvercle.
Les trois boucles du circuit de refroidissement du réacteur sont connectées à la cuve.
L'entrée et la sortie de l'eau primaire se font par 6 tubulures (H1,2,3 et G1,2,3).
La cuve d'un réacteur nucléaire est composée d'un corps de cuve et d'un couvercle. Le corps de cuve est un ensemble d'environ 13 mètres de haut (couvercle inclus) et 4.4 mètres de diamètre externe pour un poids total de 330 tonnes (couvercle et goujons inclus). L'épaisseur de la paroi de la partie cylindrique de la cuve atteint 20 centimètres.
La cuve est constituée de composants forgés et usinés en acier faiblement allié. Les principaux composants de la cuve (viroles, brides et tubulures) sont obtenus par des opérations de forgeage et d'usinage métallurgiques. Ces pièces sont soudées entre elles et protégées de la corrosion par un revêtement mince (environ 7 millimètres) en acier inoxydable déposé par soudage sur la surface intérieure, généralement en deux couches. La cuve subit, en fin de fabrication, une épreuve à une pression supérieure à la pression maximale de service afin de vérifier sa résistance. Ces contrôles sont menés en adéquation avec les normes américaines ASME.
Découverte de défauts sur la cuve du réacteur n° 3
de la centrale nucléaire de Doel (Belgique).
À la suite de la découverte de défauts sur la cuve du réacteur de Doel 3 situé près d’Anvers en Belgique, l’ASN fait le point sur le contrôle des cuves des réacteurs en service en France. Les résultats de ces contrôles, réalisés en fin de fabrication puis tous les 10 ans, ne montrent pas d’anomalies similaires.
De nombreux défauts ont été détectés sur la cuve de Doel 3 lors de contrôles réalisés en juillet 2012. Si l’analyse des résultats de ces contrôles n’est pas achevée, il apparaît déjà que la cuve présente de nombreuses indications qui « pourraient s'assimiler à de potentielles fissures » selon les termes de l’Agence fédérale de contrôle nucléaire belge (AFCN). Ces défauts, dont l’origine n’est pas précisément établie à ce jour, seraient dus à des anomalies de fabrication.
Les défauts détectés à Doel 3 en 2012 ont été mis en évidence lors d’un contrôle par ultrasons de toute la zone fortement irradiée de la cuve. Ce procédé était utilisé pour la première fois sur la cuve Doel 3 et a été mis en œuvre à la demande de l’AFCN.
L’AFCN prendra position sur le redémarrage du réacteur de Doel 3 après examen des résultats des contrôles complémentaires qu’elle a demandés et des éléments du dossier apportés par l’exploitant pour justifier que ces défauts ne portent pas atteinte à la sûreté.
L’ASN, ainsi que son appui technique l’IRSN, et plusieurs de ses homologues étrangers apporteront leur appui à l’AFCN pour l’instruction de ce sujet. L’ASN s’assurera également que les exploitants et fabricants d’équipements nucléaires tireront le retour d’expérience de cet événement afin de garantir l’intégrité des équipements concernés.
L’industriel hollandais qui a fabriqué la cuve de Doel 3 n’a forgé aucune pièce destinée à des cuves du parc nucléaire français.
En France, l’ASN assure le contrôle de la fabrication et du suivi en fonctionnement des principaux équipements sous pression des réacteurs nucléaires, et notamment la cuve.
Un suivi spécifique de la construction de ces équipements est mis en place depuis 1974. Pour l’ensemble des composants de la cuve des réacteurs français, des contrôles visant à détecter les défauts dans les pièces forgées ont été réalisés en cours de fabrication.
DOSSIER IRSN
Lors de l’arrêt pour visite décennale du réacteur n°3 de la centrale belge de Doel en juin 2012, un contrôle au moyen de sondes à ultrasons a été réalisé sur l’ensemble de la partie cylindrique de la cuve.
Ce type de contrôle, employé pour la première fois sur une cuve de réacteur en Belgique, visait à détecter d’éventuels défauts dans l’acier de la cuve, dont l’épaisseur est d’environ 200 mm. Les défauts détectés, de type DDH (défauts dus à l’hydrogène), auraient pour origine un processus de forgeage mal maîtrisé lors de la fabrication de la cuve.
Le réacteur n°2 de la centrale belge de Tihange étant équipé d’une cuve de même provenance, des contrôles seront réalisés sur cette cuve lors de son arrêt programmé en septembre 2012.
En France, le même type de contrôle que celui réalisé à Doel est effectué lors de chaque visite décennale des réacteurs. A ce jour, aucun défaut comparable n’a été mis en évidence sur un réacteur en service en France. Au cours des 30 dernières années, quelques composants destinés au parc électronucléaire français ont présenté lors de leur élaboration des défauts de même type, mais ceux-ci ont toujours été détectés lors des contrôles de fabrication et les pièces concernées ont été mises au rebut. Enfin, les cuves équipant le parc nucléaire français ne proviennent pas du même fournisseur que celle de Doel 3.
L’IRSN pourra apporter son appui technique aux organismes de sûreté belges à la demande de ceux-ci, et ne manquera pas de réunir par ailleurs toutes les informations qui pourraient être utiles pour le contrôle de la fiabilité des installations nucléaires françaises.
Selon des informations transmises par l’autorité de sûreté belge, d’autres cuves de réacteurs en service dans le monde ont été fabriquées par le même constructeur. Une information a été diffusée à ce sujet par les organismes de sûreté belges à l’ensemble des autorités de sûreté concernées via l’AIEA.
Le groupe hollandais (Rotterdamsche Droogdok Maatschappij) a fourni 22 cuves dans les années 1970.
10 aux Etats-Unis, 2 en Allemagne, 2 en Belgique, 2 en Espagne, 2 aux Pays-Bas, 1 en Suède, 2 en Suisse.
La construction a été assurée par Framatome en association avec ACEC et Cockerill (FRAMACECO) : collaboration Franco-Belge.
Les réacteurs français n’ont pas toujours été surveillés après la construction. En effet pour les 900 et en particulier les premiers les premières vérifications sont intervenues en visite décennale 2 (1999-2008). La liste des défauts (2008) sur les tubulures chaudes et froides (H et G) et sur les zones plein cœur est présentée dans les tableaux ci-après. Après les VD3, il faudra actualiser le fameux tableau.
Les contrôles sont effectués par une filiale d’AREVA: Intercontrôle. EDF l’utilise également pour les contrôles de cuve.
Les défauts de la cuve de DOEL3 sont bien présents et je vous rappelle notre citation de l’IRSN page 8 de cette gazette «compte tenu de la sous-estimation de la fragilisation aux fluences élevées et de la dispersion sous-évaluée des mesures de fragilisation, l'IRSN a recommandé qu'EDF augmente le niveau de fragilisation estimé à 40 ans à l'aide de ses nouvelles formules en relevant de 10°C la RTNDT des viroles de cuves, et de 3°C celle des soudures, la RTNDT étant le paramètre retenu pour évaluer la fragilisation. Cette augmentation pourrait avoir un impact sur la durée de fonctionnement des réacteurs.». Cette dernière phrase est soulignée par le GSIEN.
En conséquence, ces indications belges doivent nous faire réfléchir et vite.
Doel 3: Répartition des DSR sur les tubulures
(entrée H ou branche froide et sortie G ou branche chaude) par tranche et par dimension
Nombre - DSR: Zone de coeur (viroles C)