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Timestamp: 2019-01-16 04:21:21+00:00
Document Index: 259475994

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POURSUITE DU FONCTIONNEMENT DU REACTEUR N 4 DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DU BUGEY APRES SON TROISIEME REEXAMEN DE SURETE - PDF
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1 RÉPUBLIQUE FRANÇAISE RAPPORT A L'ATTENTION DE MONSIEUR LE MINISTRE DE L ECOLOGIE, DU DEVELOPPEMENT DURABLE, ET DE L ENERGIE POURSUITE DU FONCTIONNEMENT DU REACTEUR N 4 DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DU BUGEY APRES SON TROISIEME REEXAMEN DE SURETE CODEP-LYO
2 SOMMAIRE RAPPORT A L'ATTENTION DE 1 MONSIEUR LE MINISTRE DE 1 L ECOLOGIE, DU DEVELOPPEMENT DURABLE, ET DE L ENERGIE 1 POURSUITE DU FONCTIONNEMENT DU REACTEUR N 4 1 DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DU BUGEY 1 APRES SON TROISIEME REEXAMEN DE SURETE 1 1 RÉFÉRENCES 5 2 CADRE RÉGLEMENTAIRE 7 3 PRISE EN COMPTE DU RETOUR D EXPERIENCE DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI ACTIONS DE L ASN A LA SUITE DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI LA POURSUITE DU FONCTIONNEMENT AU REGARD DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI 8 4 PRINCIPALES CARACTÉRISTIQUES D'EXPLOITATION PRÉSENTATION GÉNÉRALE DES INSTALLATIONS PARTICULARITES DE LA CENTRALE NUCLÉAIRE DU BUGEY PAR RAPPORT AU RESTE DU PARC EXPLOITATION DU RÉACTEUR GESTION COMBUSTIBLE EXPLOITATION DE LA CUVE EXPLOITATION DU CIRCUIT PRIMAIRE PRINCIPAL EXPLOITATION DES CIRCUITS SECONDAIRES PRINCIPAUX EXPLOITATION DE L'ENCEINTE DE CONFINEMENT EXPLOITATION DES AUTRES MATÉRIELS ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS RÈGLES GÉNÉRALES D'EXPLOITATION Spécifications techniques d'exploitation et règles d'essais périodiques Procédures de conduite en situation incidentelle et accidentelle MODIFICATIONS APPORTÉES AU RÉACTEUR Modifications réalisées lors de la deuxième visite décennale Modifications réalisées entre la deuxième visite décennale et la troisième visite décennale Modifications réalisées lors de la troisième visite décennale APPRECIATION GENERALE DE L ASN SUR L EXPLOITATION 19 5 RÉEXAMEN DE SÛRETÉ DÉMARCHE ADOPTÉE EXAMEN DE CONFORMITÉ Objectifs Principaux résultats des contrôles et examens réalisés lors de la troisième visite décennale Retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais Génie civil Ancrages Supportage des chemins de câbles Ventilation Conclusions de l'examen de conformité 22 2/43
3 5.3 RÉÉVALUATION DE SÛRETÉ Objectifs Résultats des études réalisées au titre de la réévaluation de sûreté Inondations d'origine interne Explosions d'origine interne Incendie Démarche de vérification sismique Agressions d'origine climatique Autonomie des réacteurs vis-à-vis des agressions externes de mode commun Agressions externes dues à l environnement industriel et aux voies de communication Risque de surpression à froid Défaillance passive du circuit d'injection de sécurité Rupture d'un tube de générateur de vapeur et non-débordement en eau Réactualisation de l'étude probabiliste de sûreté relative à l évaluation probabiliste du risque de fusion du cœur Accidents graves, réactualisation de l'étude probabiliste de sûreté relative à l évaluation des rejets en cas d'accident grave Confinement en situation post-accidentelle Comportement des enceintes de confinement Conformité des systèmes de ventilation / filtration vis-à-vis du confinement Opérabilité des matériels nécessaires dans les situations hors dimensionnement Système de surveillance post-accidentelle Vérification des systèmes et des ouvrages de génie civil Fonctionnement du système de mesure de radioactivité Fiabilité du système de refroidissement de la piscine de désactivation Capacités fonctionnelles du système d injection de sécurité Fiabilisation de la fonction de recirculation Résultats des études réalisées en dehors du cadre du réexamen de sûreté Criticité Conséquences radiologiques Nouveau domaine complémentaire Grands chauds Station de pompage Protection du site contre les inondations d'origine externe Conclusions 34 6 CONTRÔLES RÉALISÉS EN VISITE DÉCENNALE PRINCIPAUX CONTRÔLES ET ESSAIS Chaudière nucléaire Épreuve de l enceinte de confinement Contrôles et opérations de maintenance des autres équipements Essais décennaux MISE EN ŒUVRE DES MODIFICATIONS PRÉVUES AU TITRE DE LA RÉÉVALUATION DE SÛRETÉ ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS SURVEILLANCE EXERCÉE PAR L'ASN REDÉMARRAGE DU RÉACTEUR APRÈS LA TROISIÈME VISITE DÉCENNALE36 7 PERSPECTIVES POUR LES DIX ANNÉES À VENIR POLITIQUE DE MAINTENANCE PROGRAMME D'INVESTIGATIONS COMPLÉMENTAIRES Objectifs du programme d investigations complémentaires Risque de réaction sulfatique interne sur l enceinte de confinement et les autres ouvrages de génie civil MAITRISE DU VIEILLISSEMENT Processus retenu Dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey_ Spécificités du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey 39 3/43
4 Bilan des contrôles et inspections réalisés au titre du suivi du vieillissement sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey Position de l'asn TENUE EN SERVICE DE LA CUVE DU RÉACTEUR ACTIONS COMPLÉMENTAIRES DANS LE CADRE DE LA MAÎTRISE DU VIEILLISSEMENT Gestion des compétences Contrôles réalisés par l ASN 41 8 BILAN 41 4/43
5 1 RÉFÉRENCES [1] Code de l environnement [2] Décret du 20 novembre 1972 autorisant la création par Électricité de France des réacteurs n 2 et n 3 de la centrale nucléaire du Bugey dans le département de l'ain et décret du 27 juillet 1976 autorisant la création par Électricité de France des réacteurs n 4 et n 5 de la centrale nucléaire du Bugey dans le département de l'ain [3] Décret n du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives [4] Arrêté du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base [5] Arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l'exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pression [6] Arrêté préfectoral en date du 18 décembre 1995 fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvement et de rejets d'eau dans le Rhône [7] Arrêtés ministériels en date du 17 mars 1978 et du 28 mars 1978 fixant les limites et modalités de rejets dans l environnement des effluents radioactifs liquides et gazeux, modifiés par l'arrêté ministériel en date du 7 août 1978 [8] Courrier DEP-PRES du 1 er juillet 2009 : position de l'asn sur les aspects génériques de la poursuite d'exploitation des réacteurs de 900 MWe à l'issue de la troisième visite décennale [9] Note technique EDF D5110/LET/MSQ/ du 11 avril 2012 : bilan de l'examen de conformité ECOT VD3 900 du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey [10] Note technique EDF D5110/LET/SMF/ du 23 décembre 2011 : dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey [11] Note technique EDF D5110/LET/MSQ/ du 21 décembre 2011 complétée par la note technique D5110/LET/MSQ/ du 23 décembre 2011 : rapport de conclusions du réexamen VD3 du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey [12] Avis IRSN n du 21 juin 2012 : examen du rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey à l'issue de sa troisième visite décennale [13] Courrier DEP-SD2-N du 2 septembre 2005 : réacteurs nucléaires à eau sous pression. Programme d'examen de conformité des réacteurs de 900 MWe dans le cadre du réexamen de sûreté VD3 [14] Courrier DGSNR/SD2 n 760/2003 du 9 octobre 2003 : orientations du réexamen de la sûreté des réacteurs de 900 MWe à l'occasion de leurs troisièmes visites décennales [15] Décision 2011-DC-0213-EDF du Collège de l Autorité de sûreté nucléaire du 5 mai 2011 prescrivant à EDF de procéder à une évaluation complémentaire de la sûreté de certaines de ses installations nucléaires de base au regard de l accident survenu à la centrale nucléaire de Fuskushima Daiichi [16] Courrier EDF D5110/LET/SMF/ du 8 septembre 2011 : rapport d'évaluation complémentaire de sûreté de la centrale nucléaire du Bugey 5/43
6 [17] Avis de l'asn n 2012-AV-0139 du 3 janvier 2012 sur les évaluations complémentaires de la sûreté des installations nucléaires prioritaires au regard de l'accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi [18] Décision de l ASN n 2012-DC-0276 du 26 juin 2012 fixant à Électricité de France Société Anonyme (EDF-SA) des prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire du Bugey (Ain) au vu des conclusions des évaluations complémentaires de sûreté (ECS) des INB n 78 et 89 [19] Courrier CODEP-DCN du 30 mars 2012 : poursuite de l exploitation des réacteurs de 900 MWe à l issue des troisièmes visites décennales [20] Courrier CODEP-LYO du 10 juillet 2012 : rapport d analyse de l ASN du rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n 2 de la centrale nucléaire du Bugey à l attention de la ministre chargée de la sûreté nucléaire [21] Avis de l ASN n 2012-AV-0155 du 10 juillet 2012 sur la poursuite d exploitation du réacteur n 2 de la centrale nucléaire du Bugey après son troisième réexamen de sûreté [22] Décision de l ASN n 2012-DC-0311 du 4 décembre 2012 fixant à Électricité de France Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire du Bugey (Ain) au vu des conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n 2 de l INB n 78 [23] Courrier CODEP-DCN du 26 juin 2012 : lettre de suite de l ASN à l issue du groupe permanent «Post Fukushima» de novembre 2011 [24] Décision de l ASN n 2013-DC-0361 du 25 juillet 2013 fixant à Électricité de France Société Anonyme (EDF-SA) les prescriptions complémentaires applicables au site électronucléaire du Bugey (Ain) au vu des conclusions du troisième réexamen de sûreté du réacteur n 4 de l INB n 89 [25] Courrier CODEP-LYO du 26 septembre 2011 : lettre de suite de l ASN à l issue de l inspection du 19, 20 et 21 septembre 2011 sur le CNPE du Bugey sur le thème «premier retour d expérience de l accident nucléaire de Fukushima Daiichi» [26] Courrier CODEP-LYO du 7 mars 2012 : lettre de suite de l ASN à l issue de l inspection du 28 février 2012 sur le CNPE du Bugey sur le thème «récolement des actions correctives prises à la suite de l inspection ciblée sur le premier retour d expérience de l accident nucléaire de Fukushima Daiichi menée du 19 au 21 septembre 2011» 6/43
7 2 CADRE RÉGLEMENTAIRE L Autorité de sûreté nucléaire (ASN) exerce un contrôle permanent de l ensemble des installations nucléaires civiles françaises. Ainsi, l ASN effectue tous les ans entre 20 et 30 inspections sur la centrale nucléaire du Bugey. En outre, les écarts déclarés par l exploitant sont analysés par l ASN, ainsi que les actions décidées pour les corriger et éviter qu ils ne puissent se reproduire. Enfin, l ASN assure le contrôle de tous les arrêts de réacteur pour rechargement en combustible et maintenance programmée. En complément de ce contrôle continu, l exploitant est tenu de réexaminer tous les dix ans la sûreté de son installation, conformément à l article L du code de l environnement en référence [1]. Du 5 février 2011 au 25 juin 2011, le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey a fait l objet de sa troisième visite décennale après trente ans d'exploitation. EDF a procédé à cette occasion au réexamen de sûreté de cette installation. Ce réexamen de sûreté avait pour but d'une part d'examiner en profondeur l'état de l installation afin de vérifier qu'elle respecte bien l ensemble des règles qui lui sont applicables et d autre part d améliorer son niveau de sûreté en comparant notamment les exigences applicables à celles en vigueur pour des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents et en prenant en compte l évolution des connaissances ainsi que le retour d expérience national et international. EDF a également présenté dans ce cadre un état précis du vieillissement visant à démontrer l aptitude à la poursuite du fonctionnement de ce réacteur dans des conditions satisfaisantes de sûreté après trente ans de fonctionnement. Conformément à l article L du code de l environnement cité en référence [1], EDF a adressé à l'asn le 21 décembre 2011 le rapport de conclusions du réexamen de sûreté, complété le 23 décembre 2011, du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey après trente années d'exploitation (référence [11]). Le présent rapport constitue l'analyse de l'asn, conformément à l article L du code de l environnement cité en référence [1], du rapport de réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey comprenant l'aptitude à la poursuite du fonctionnement de ce réacteur après son troisième réexamen de sûreté. Ce processus de réexamen de sûreté s est conduit parallèlement aux évaluations complémentaires de sûreté prescrites par décision en référence [15] à la suite de l accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi. Les rapports d évaluations complémentaires de sûreté des 58 réacteurs exploités pas EDF ont été remises le 15 septembre Ils ont été analysés par l IRSN et l ASN qui a remis son avis sur ces évaluations en référence [17] le 3 janvier Cette analyse a conduit l ASN à émettre des prescriptions complémentaires notamment pour l ensemble des 19 centrales nucléaires qui ont été imposées par décision en référence [18] pour la centrale nucléaire du Bugey. En application de l article L du code de l environnement, l ASN impose à EDF des prescriptions par décision en référence [24] fixant de nouvelles conditions d exploitation du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. Ces prescriptions à l issue du troisième réexamen de sûreté du réacteur n 4 tiennent compte notamment : - des prescriptions imposées à EDF sur le réacteur n 2 de la centrale nucléaire du Bugey par décision en référence [22] ; - des exigences applicables à des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents et notamment du décret d autorisation de création (DAC) du réacteur EPR ; - du retour d expérience national ; - du retour d expérience local ; - des diverses affaires en cours de traitement par l ASN, et de son contrôle continu, notamment via des inspections sur le terrain et l analyse des événements significatifs déclarées par l exploitant. Par ailleurs, l ASN a mené sur son site internet, du 4 au 18 juillet 2013, une consultation du public sur ce projet de prescriptions et a pris en considération les commentaires reçus dans ce cadre. 7/43
8 3 PRISE EN COMPTE DU RETOUR D EXPERIENCE DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI 3.1 ACTIONS DE L ASN A LA SUITE DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI L ASN considère qu il est fondamental de tirer les leçons de l accident survenu le 11 mars 2011 sur la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, comme cela a été le cas notamment après ceux de Three Mile Island et de Tchernobyl. Le retour d expérience approfondi de l accident de Fukushima Daiichi sera un processus long s étalant sur plusieurs années. Néanmoins, des premiers enseignements peuvent être tirés dès maintenant. À court terme, l ASN a organisé, en complément de la démarche de sûreté menée de manière pérenne, des évaluations complémentaires de la sûreté des installations nucléaires françaises prioritaires vis-à-vis d événements de même nature que ceux survenus à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi. Ces évaluations complémentaires de sûreté s inscrivaient dans un double cadre : d une part l organisation de «tests de résistance» demandée par le Conseil européen lors de sa réunion des 24 et 25 mars 2011, d autre part, la réalisation d un audit de la sûreté des installations nucléaires françaises au regard des événements de Fukushima Daiichi qui a fait l objet d une saisine de l ASN par le Premier ministre en application de l article L du code de l environnement en référence [1]. Le 5 mai 2011, l ASN a ainsi adopté 12 décisions prescrivant aux exploitants d installations nucléaires françaises la réalisation d une évaluation complémentaire de la sûreté de leurs installations au regard de l accident de Fukushima Daiichi. Conformément à la décision en référence [15], EDF a remis le 15 septembre 2011 ses premières conclusions sur l évaluation complémentaire de la sûreté de l ensemble de ses réacteurs nucléaires, dont le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey (rapport en référence [16]). L évaluation complémentaire de sûreté consistait en une réévaluation ciblée des marges de sûreté des installations nucléaires à la lumière des événements qui ont eu lieu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi, à savoir des phénomènes naturels extrêmes (séisme, inondation et leur cumul) mettant à l épreuve les fonctions de sûreté des installations et conduisant à un accident grave. L évaluation portait d abord sur les effets de ces phénomènes naturels ; elle s intéressait ensuite au cas d une perte d une ou plusieurs fonctions de sûreté mises en œuvre à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi (alimentations électriques et systèmes de refroidissement) quelle que soit la probabilité d occurrence ou la cause de la perte de ces fonctions ; enfin, elle traitait la gestion des accidents graves pouvant résulter de ces événements. Trois aspects principaux étaient inclus dans cette évaluation : - les dispositions prises en compte dans le dimensionnement de l installation et la conformité de l installation aux exigences de conception qui lui sont applicables ; - la robustesse de l installation lors de sollicitations allant au-delà de son dimensionnement ; l exploitant identifie à cette occasion les situations conduisant à une brusque dégradation des séquences accidentelles (effets dits «falaise») et présente les mesures permettant de les éviter ; - toute possibilité de modification susceptible d'améliorer le niveau de sûreté de l installation. 3.2 LA POURSUITE DU FONCTIONNEMENT AU REGARD DE L ACCIDENT DE FUKUSHIMA DAIICHI Les premières conclusions de l ASN sur les évaluations complémentaires de sûreté ont été rendues publiques le 3 janvier 2012 dans l avis en référence [17]. À l issue des évaluations complémentaires de sûreté des installations nucléaires prioritaires, l ASN a considéré que les installations examinées présentaient un niveau de sûreté suffisant pour qu elle ne demande l arrêt immédiat d aucune d entre elles. Dans le même temps, l ASN a considéré que la poursuite de leur exploitation nécessitait d augmenter dans les meilleurs délais, au-delà des marges de sûreté dont elles disposent déjà, leur robustesse face à des situations extrêmes. L ASN a imposé par conséquent aux exploitants de mettre en œuvre un ensemble de dispositions et de renforcer les exigences de sûreté relatives à la prévention des risques naturels (séisme et inondation), à la prévention des risques liés aux autres activités industrielles, à la surveillance des sous-traitants et au traitement des non- 8/43
9 conformités. L ASN a imposé notamment la mise en place d un «noyau dur» de dispositions matérielles et organisationnelles permettant de sécuriser les fonctions fondamentales de sûreté dans des situations extrêmes, la mise en place progressive, à partir de 2012, de la «force d action rapide nucléaire (FARN)» proposée par EDF, dispositif national d urgence rassemblant des équipes spécialisées et des équipements permettant d intervenir en moins de 24 heures sur un site accidenté, la mise en place de dispositions renforcées visant à réduire les risques de «dénoyage» du combustible dans les piscines d entreposage des différentes installations ainsi que la réalisation d études de faisabilité de dispositifs supplémentaires de protection des eaux souterraines et superficielles en cas d accident grave dans les centrales nucléaires. Ainsi, la centrale nucléaire du Bugey a fait l objet d un lot de prescriptions prescrit par l ASN dans sa décision en référence [18]. Certaines de ces prescriptions avaient une échéance antérieure au 31 décembre 2012 et en particulier : - la proposition de spécifications associées au «noyau dur» de dispositions matérielles et organisationnelles permettant de sécuriser les fonctions fondamentales de sûreté dans les situations extrêmes ; - la définition de modifications visant à assurer la connaissance de l état de la piscine d entreposage du combustible et la mise en place d outils d aide à la détermination des délais d atteinte de l ébullition par l équipe nationale de crise ; - la vérification de la conformité de la protection volumétrique 1 et la mise en œuvre de dispositions visant à garantir la pérennité de son efficacité ; - la vérification de la conformité de l instrumentation sismique vis-à-vis des exigences applicables ; - la définition de moyens visant à prévenir l agression de matériels requis par la démonstration de sûreté par d autres équipements à la suite d un séisme ; - la définition et la mise en place progressive d un programme de formation des équipes de conduite permettant de renforcer leur niveau de préparation en cas de séisme ; - la réalisation d une étude de robustesse au séisme des protections incendie et la proposition de modifications associées ; - l examen de l opportunité de mettre en place un arrêt automatique du réacteur sur sollicitations sismiques ; - la réalisation d une revue globale de la conception de la source froide vis-à-vis du risque de colmatage ; - la présentation de modifications visant à augmenter notablement l autonomie des batteries ; - la proposition de modifications des installations visant à réduire les risques de «dénoyage» du combustible dans le réacteur, les piscines d entreposage ou au cours de sa manutention ; - la réalisation d une étude de faisabilité en vue de la place de dispositifs techniques visant à s opposer à la contamination des eaux souterraines et superficielles en cas d accident grave ayant conduit au percement de la cuve par le corium ; - l étude de l évolution du comportement des assemblages combustibles et des paramètres chimiques et radiologiques en situation d ébullition associée à une proposition de modifications ; - la définition de modifications permettant d assurer la surveillance et la conduite du site en cas de rejets dans l environnement ; - le renforcement des dispositions matérielles et organisationnelles afin de prendre en compte les situations accidentelles affectant simultanément plusieurs installations du site ; - la définition des actions humaines et des compétences requises pour la gestion des situations extrêmes ; 1 Le périmètre de protection volumétrique, qui englobe les bâtiments contenant les matériels permettant de garantir la sûreté des réacteurs, a été défini par EDF de façon à garantir qu une arrivée d eau à l extérieur de ce périmètre ne conduit pas à une inondation des locaux situés à l intérieur de ce périmètre. Concrètement, la protection volumétrique est constituée des murs, plafonds et planchers. Les protections des ouvertures existant sur ces voiles (portes, trémies ) peuvent constituer des voies d eau potentielles en cas d inondation. 9/43
10 - la définition précise des modalités d organisation et de mise en place de la «force d action rapide nucléaire (FARN)», dispositif national d urgence rassemblant des équipes spécialisées et des équipements permettant d intervenir en moins de 24 heures sur le site ; - l opérabilité de ce dispositif «FARN» sur un des réacteurs du site ; - la vérification de la résistance des locaux de gestion des situations d urgence à une inondation et un séisme ; - la mise en place de moyens de communication autonomes permettant un contact direct avec l organisation nationale de crise. L ASN contrôle le respect par EDF des prescriptions dont l échéance est dépassée. Ellen examine les propositions faites par EDF, notamment celles associées au «noyau dur» sur lesquelles elle prendra position en En complément des évaluations complémentaires de sûreté, l ASN a engagé en 2011 une campagne d inspections ciblées sur des thèmes en lien direct avec l accident de Fukushima Daiichi. Ces inspections menées sur l ensemble des installations nucléaires jugées prioritaires visaient à contrôler sur le terrain la conformité des matériels et de l organisation de l exploitant au regard du référentiel de sûreté existant. Ainsi, une inspection ciblée s est déroulé sur la centrale nucléaire du Bugey du 19 au 21 septembre Elle a fait l objet de trente demandes d actions correctives et douze compléments d information dans la lettre de suite en référence [25]. L ASN a mené le 28 février 2012 une inspection de récolement destinée à vérifier que les actions correctives définies par EDF en réponse aux demandes formulées par l ASN à la suite de l inspection ciblée des 19, 20 et 21 septembre 2011 avaient effectivement été mises en œuvre. Cette inspection de récolement n a révélé aucun écart par rapport aux engagements pris par l exploitant. Elle a fait l objet de douze demandes d actions correctives et de huit compléments d information dans la lettre de suite en référence [26]. Au-delà, l ASN rappelle que le retour d expérience approfondi de l accident de Fukushima Daiichi pourra prendre une dizaine d années et pourra éventuellement la conduire à modifier ou compléter les premières prescriptions qu elle aura déjà prises. 4 PRINCIPALES CARACTÉRISTIQUES D'EXPLOITATION Le présent paragraphe fournit un panorama de l'historique d'exploitation du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey au moment de sa troisième visite décennale. 4.1 PRÉSENTATION GÉNÉRALE DES INSTALLATIONS La centrale nucléaire du Bugey comprend quatre réacteurs à eau pressurisée (REP) de conception identique (palier "CP0") numérotés de 2 à 5 et d une puissance électrique de 900 MWe chacun. La mise en service de ces quatre réacteurs date des années 1978 et La création de la centrale nucléaire du Bugey a été autorisée par les deux décrets en référence [2]. Les réacteurs n 2 et n 3 constituent l'installation nucléaire de base (INB) n 78 et les réacteurs n 4 et n 5 constituent l'inb n 89. Le réacteur n 1 est un réacteur de la filière "uranium naturel graphite-gaz". Il constitue l INB n 45 et est en cours de démantèlement. Le site du Bugey possède une installation de stockage de combustible neuf destinée aux réacteurs des centrales nucléaires françaises à eau pressurisée. Cette installation appelée magasin inter-régional (MIR) constitue l INB n 102. Sur le site du Bugey, au sud du réacteur n 1, une installation de conditionnement et d entreposage de déchets activés (ICEDA) est en construction. Elle est conçue pour conditionner par cimentation (après découpage si nécessaire) des déchets activés en provenance des centrales nucléaires exploitées par EDF. Le décret d autorisation de création de l INB ICEDA (décret n ) est paru le 23 avril /43
11 La centrale nucléaire du Bugey est située sur le territoire de la commune de St-Vulbas, dans le département de l'ain, à 40 km à l'est de Lyon. Elle occupe une superficie de 100 hectares sur la rive droite du Rhône. La plus proche frontière avec la Suisse est à 70 km environ à vol d'oiseau. Les rejets ainsi que le prélèvement et la consommation d'eau de la centrale nucléaire du Bugey sont fixés par les arrêtés ministériels et préfectoraux datant de 1978 et 1995 en références [6] et [7]. La centrale nucléaire du Bugey a déposé le 9 août 2011 un dossier de déclaration portant sur le renouvellement des autorisations de rejets d'effluents liquides et gazeux et de prélèvement d'eau au titre de l article 26 du décret en référence [3]. L ASN examine actuellement ce dossier qui fera l objet de prescriptions spécifiques. 4.2 PARTICULARITES DE LA CENTRALE NUCLÉAIRE DU BUGEY PAR RAPPORT AU RESTE DU PARC Avec 34 réacteurs du palier 900 MWe (composés des réacteurs des paliers CP0 et CPY), 20 réacteurs du palier 1300 MWe et 4 réacteurs du palier 1450 MWe, le parc électronucléaire d EDF est très standardisé. Ainsi, de nombreuses similitudes existent entre les centrales nucléaires d un même palier, voire de deux paliers différents. Il n en reste pas moins que chaque centrale nucléaire, voire chaque réacteur, possède, en raison de son implantation géographique, de choix d ingénierie particuliers, d opportunités diverses ou de justifications. La suite de ce paragraphe énumère les particularités les plus notables pour la centrale nucléaire du Bugey par rapport au reste du parc électronucléaire exploité en France par EDF. La plupart des risques associés au réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey étant identiques à ceux du réacteur n 2, certaines de ces particularités ont d ores et déjà fait l objet de prescriptions de l ASN le 4 décembre 2012 dans sa décision en référence [22] à la suite du troisième réexamen de sûreté du réacteur n 2. Particularités techniques : Risques particuliers de perte de refroidissement de la piscine de désactivation des assemblages combustibles (piscine BK) D une manière générale, les risques pour la sûreté dans le bâtiment de désactivation des assemblages combustibles peuvent provenir des principaux initiateurs suivants : - perte de l'inventaire en eau consécutive à la vidange de la piscine BK via un des circuits connectés à cette dernière, à la suite d une erreur humaine et/ou une défaillance matérielle ; - agressions internes ou externes susceptibles d'entraîner soit des dommages sur les assemblages combustibles, soit une perte de refroidissement ou d'inventaire en eau résultant d'une brèche sur une tuyauterie ; - perte de refroidissement provenant soit de la perte intrinsèque du circuit de traitement et de réfrigération des piscines (PTR), soit de la perte d'un système support (source froide ou alimentation électrique). Sur le palier CP0, et plus spécifiquement sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, des différences de conception et des différences fonctionnelles du circuit PTR par rapport au palier CPY sont à signaler. Ces différences sont essentiellement géométriques (diamètre des collecteurs et géométrie de la 11/43
12 ligne d aspiration à la piscine de stockage des assemblages combustibles). Elles induisent des pertes de charges significatives à l'aspiration des pompes du circuit PTR sur le palier CP0 par rapport au palier CPY qui ont un impact positif sur l ensemble des scénarios de vidange gravitaire puisque le circuit PTR du palier CP0 est plus résistif que le circuit PTR du palier CPY. Sur le plan de la géométrie des piscines vis-à-vis des manutentions d assemblages combustibles, des différences d altimétrie des points hauts des assemblages en cours de manutention existent également entre le palier CP0 et le palier CPY. Cette altimétrie constitue l un des paramètres prépondérants de l analyse des conséquences fonctionnelles des scénarios de vidange puisqu elle permet de calculer les délais avant découvrement des assemblages combustibles. Ainsi l altimétrie maximale pour le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey est de 17,16 mètres alors qu elle est de 16,56 mètres sur le palier CPY. Par conséquent, à niveau d eau identique dans les piscines, la marge disponible sur le palier CP0 avant découvrement d un assemblage combustible en cours de manutention est plus faible que pour le palier CPY. Les scénarios de vidange de la piscine du bâtiment combustible les plus pénalisants restent les scénarios de vidange par les pompes du circuit PTR. Dans le cadre de l analyse des conclusions des évaluations complémentaires de sûreté menées par EDF à la suite de l accident de la centrale nucléaire Fukushima Daiichi, l ASN a pris, le 26 juin 2012, la décision en référence [18] fixant à la centrale nucléaire du Bugey des prescriptions complémentaires qui vont conduire au renforcement significatif des marges de sûreté au-delà du dimensionnement de l installation. Parmi les prescriptions fixées figure la mise en œuvre d un ensemble de dispositions techniques permettant de renforcer la prévention du risque de vidange accidentelle de la piscine du bâtiment combustible. Autonomie des réacteurs à l'égard des agressions externes en mode commun En situation de perte totale de la source froide, la centrale nucléaire du Bugey prévoit, pour assurer le passage et le maintien de ses quatre réacteurs en état d'arrêt sûr, d'utiliser l'eau des bâches dédiées à la lutte contre l'incendie (JPC) en complément des bâches d'eau déminéralisée (SER) pour réalimenter les bâches d'alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG). En effet, la centrale nucléaire du Bugey présente la particularité de ne pas disposer avec les seules capacités de stockage des bâches SER de la quantité d'eau suffisante pour assurer un repli à l'état sûr de ses quatre réacteurs en situation de perte totale de la source froide causée par un phénomène de frasil 1 (situation dont la durée est la plus importante des situations à l origine de la perte totale de la source froide). L'ASN considère que la suffisance d'une telle mesure compensatoire doit être démontrée afin de garantir les réserves nécessaires en eau du circuit secondaire principal et l'autonomie en eau de la piscine de désactivation ( ). Particularités liées à la situation géographique de la centrale nucléaire : Concernant la situation de la centrale nucléaire vis-à-vis du risque d inondation externe Dans le cadre de la prise en compte du retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais (Gironde) en 1999 et conformément à la règle fondamentale de sûreté référencée RFS 1.2.e, EDF a revu les études associées à la protection du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey contre le risque d'inondation afin de prendre en compte d'une part le niveau d'eau en cas de crue millénale majorée de 15% et d'autre part le niveau atteint par la conjonction des ondes d'une crue centennale sur la rivière Ain cumulée à une crue historique du Rhône et de l'effacement de l ouvrage de retenue le plus contraignant (effacement du barrage de Vouglans). La cote d'eau atteinte par une crue millénale majorée de 15% sur le Rhône est de 196,47 mngf au niveau de la station de pompage. La cote d'eau atteinte par l'effacement du barrage de Vouglans sur la rivière Ain cumulé à une crue historique du Rhône est de 197,35 mngf au niveau de la station de pompage (et 197,37 mngf à l'amont du site). Le niveau d'eau maximal issu de la plus grande de ces deux valeurs est appelé cote majorée de sécurité (CMS) et correspond au niveau d'eau maximal face auquel la centrale nucléaire doit être protégée. La centrale nucléaire du Bugey est notamment protégée vis-à-vis de la CMS par : 1 Cristaux ou fragments de glace entraînés par le courant et flottant à la surface d un cours d eau. 12/43
13 - une digue au nord du site (initialement conçue comme digue anti-bruit des tours aéroréfrigéantes des réacteurs n 4 et 5) dont le point bas est à la cote 204,75 mngf ; - un talus au sud du site dont le point le plus bas est à la cote 199,75 mngf ; - une rehausse à l'est du site, constituée d'un muret béton, dont le point le plus bas est à la cote 197,52 mngf ; - des dispositions sur les ouvrages situés en interface avec le Rhône telles que des batardeaux ou des barbacanes. À la suite de l analyse du rapport d évaluation complémentaire de sûreté en référence [16] ( 3.2), l ASN a prescrit par décision en référence [18] un ensemble d exigences visant à assurer que les ouvrages protégeant la plate-forme de la centrale nucléaire du Bugey vis-à-vis de la CMS sont conformes aux règles qui leur sont applicables et conservent dans le temps leur aptitude à assurer leur fonction décrite dans la démonstration de sûreté. Par ailleurs, les exigences prescrites par l ASN à EDF par décision en référence [18] prévoient également que la centrale nucléaire du Bugey renforce sa protection contre l inondation pour les scénarios au-delà du dimensionnement, notamment en cas de pluies de forte intensité majorée ou d inondation induite par la défaillance d équipements internes au site sous l effet d un séisme. Concernant la situation de la centrale nucléaire vis-à-vis du risque séisme Dans le cadre de son réexamen de sûreté après trente années de fonctionnement, le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey est soumis au référentiel de la règle fondamentale de sûreté RFS Il est retenu comme séisme maximum historique vraisemblable (SMHV), un séisme présentant les mêmes caractéristiques que le séisme du 19 février 1822 qui s est produit à 12 km du site. Le séisme majoré de sécurité (SMS) est déduit du SMHV en majorant l'intensité de sa magnitude de 0,5 sur l'échelle de Richter (à iso-localisation et iso-profondeur focale). Par rapport au spectre sismique (correspondant à une accélération horizontale de 0,1g) retenu initialement à la construction du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, le spectre retenu dans le cadre de la règle fondamentale de sûreté RFS a été augmenté de 45% (soit une accélération horizontale de 0,145g). En conséquence, la centrale nucléaire du Bugey et par conséquent son réacteur n 4 ont fait l'objet de nombreux travaux de renforcement mis en œuvre entre 2009 et 2011 et notamment à l occasion de la troisième visite décennale. Ces renforcements ont concerné les matériels (renforcement de supports de ligne de tuyauterie, de gaine de ventilation, etc.) ou le génie-civil des bâtiments (création de voiles, poutres supplémentaires ou renforcement de fondations). EDF a établi la conformité de ses installations par rapport à son référentiel en vigueur pour le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey à la suite des travaux de conformité et de la démonstration de la tenue au séisme des ancrages. 4.3 EXPLOITATION DU RÉACTEUR Les principales étapes d'exploitation du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey sont présentées ci-après : Étapes d'exploitation Dates Première divergence 17 février 1979 Premier couplage au réseau d électricité 8 mars 1979 Mise en service initiale 17 juin 1979 Visite complète n 1 Du 7 aout 1980 au 20 novembre 1980 Visite décennale n 1 Du 4 aout 1990 au 20 janvier 1991 Visite décennale n 2 Du 9 juin 2001 au 01 octobre 2001 Visite décennale n 3 Du 5 février 2011 au 25 juin /43
14 4.4 GESTION COMBUSTIBLE Le mode de gestion du combustible du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey a évolué au cours des trente premières années d'exploitation. Les principales étapes de cette évolution sont décrites ci-après : - à la mise en service, gestion du combustible par "tiers de cœur" avec un combustible enrichi à 3.25% ; - passage en gestion du combustible en mode GARANCE (gestion par quart de cœur, combustible enrichi à 3.7%) en 1994 ; - passage en gestion du combustible en mode CYCLADES (gestion par tiers de cœur, combustible enrichi à 4.2 %) en 2001 lors de la deuxième visite décennale. Par ailleurs, l ASN a prescrit dans sa décision en référence [24] une mesure concernant la gestion des assemblages combustibles de conception antérieure aux assemblages combustibles de référence et présents dans l installation à la date de la publication de la décision. Le projet de prescription a évolué à la suite de la consultation du public menée par l ASN sur son site internet du 4 au 18 juillet EXPLOITATION DE LA CUVE Comme l ensemble des équipements sous pression du circuit primaire principal, la cuve d'un réacteur électronucléaire subit, à l issue de sa fabrication, une première épreuve hydraulique au titre de la fin de construction de la chaudière nucléaire, une seconde dans les trente premiers mois après le premier chargement en combustible puis une épreuve tous les dix ans. Avant la réalisation de la troisième visite décennale, la cuve du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey a par conséquent fait l'objet de quatre épreuves hydrauliques en 1978 (visite complète en fin de construction), 1980 (visite complète), 1990 (visite décennale n 1) et (visite décennale n 2) à une pression de 225 bar relatifs pour l épreuve hydraulique de fin de construction puis de 207 bar relatifs lors des visites complètes et décennales. Les contrôles menés en 2001 à l'occasion de la deuxième visite décennale du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ont permis de mettre en évidence la présence de deux indications de type défaut sous revêtement (DSR) dans les zones contrôlées auxquelles s ajoutent onze indications de type défaut sous revêtement identifiées lors des contrôles menés antérieurement : - en zone de cœur, aucune indication répondant aux critères de recherche de défauts plans de la cuve avec l'outil de contrôle VPM (25 premiers millimètres) n'a été notée ; - hors zone de cœur, les examens des tubulures ont révélé la présence des treize défauts de type DSR. Ces treize défauts de type DSR ont été revus sans évolution lors de la troisième visite décennale. La tenue mécanique de ces défauts et l absence de risque de rupture brutale de la cuve dans toutes les catégories de situations ont été justifiées pour la période de dix ans suivant la troisième visite décennale du réacteur. Le couvercle de cuve était initialement équipé de traversées en alliage de type Inconel 600 non-traité thermiquement et présentant une forte sensibilité à la corrosion sous contrainte. Il a été remplacé en mai 1997 et est désormais équipé de traversées en alliage de type 690 moins sensible à la corrosion sous contraintes. 4.6 EXPLOITATION DU CIRCUIT PRIMAIRE PRINCIPAL À la suite de la mise en évidence au début des années 1990 du phénomène de corrosion sous contrainte affectant les équipements sous pression fabriqués en alliage de type Inconel 600 non-traité thermiquement, les générateurs de vapeur du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ont été remplacés en Ils sont désormais équipés de tubes en alliage de type Inconel 690 moins sensible aux phénomènes de corrosion sous contrainte. Les trois nouveaux générateurs de vapeur du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey n'ont fait l'objet d aucun bouchage de tubes depuis leur installation en Le seul bouchon présent sur le générateur de vapeur n 2 a été installé en usine avant son montage sur la centrale nucléaire du Bugey. Ainsi, un seul bouchon est présent sur le générateur de vapeur n 2 du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, soit un taux de 1 L épreuve hydraulique a bénéficié d un sursis d épreuve d une durée de 11 mois en raison du report jusqu au mois de juin 2009 de l arrêt pour rechargement de ce réacteur (courrier d accord de l ASN du 22 septembre 2000 référencé DIN 00/1226). 14/43
15 bouchage de 0,03%. Par ailleurs, les générateurs de vapeur du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ne sont pas concernés par le phénomène de colmatage observé sur d autres réacteurs exploités par EDF en France sur la partie secondaire de ces appareils en raison notamment de la mise en œuvre d un conditionnement à haut ph de l eau secondaire de l installation. Les autres éléments constitutifs du circuit principal primaire (tuyauteries primaires, piquages, pressuriseur, groupe motopompe primaire, soupapes, organes de robinetterie) ne présentent ni de spécificité ni de sensibilité particulière au vieillissement. Conformément aux exigences réglementaires applicables, EDF assure un suivi des régimes transitoires subis par la chaudière nucléaire. Lors du démarrage du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, EDF a justifié la tenue mécanique du circuit primaire pour une durée de quarante ans d'exploitation sur la base d'un nombre alloué défini de régimes transitoires. Ce suivi montre qu'aucune situation n a atteint le nombre de régimes transitoires alloués dans le dossier d'analyse du comportement. Au vu du bilan de consommation, aucun dépassement n'est prévisible pour l ensemble des autres situations dans le cadre d'une période de fonctionnement de quarante ans. À ce jour, 5 situations ont atteint ou dépassé 50 % des occurrences qui leur sont allouées et font l objet d une surveillance particulière. 4.7 EXPLOITATION DES CIRCUITS SECONDAIRES PRINCIPAUX Les circuits secondaires principaux ont subi quatre épreuves hydrauliques en 1978, 1988, 1997 et en 2007 à la suite du remplacement des trois générateurs de vapeur. Les robinets, soupapes et vannes installés sur les circuits secondaires principaux ainsi que les soupapes des générateurs de vapeur ne présentent pas de spécificité ni de sensibilité particulière au vieillissement tel qu étudié de manière générique par EDF. Ce constat s'applique également aux tuyauteries. 4.8 EXPLOITATION DE L'ENCEINTE DE CONFINEMENT L'enceinte de confinement du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey est constituée d'une paroi de béton précontraint revêtue d'une peau métallique de faible épaisseur. Cette enceinte a fait l'objet de cinq épreuves en 1978, 1980, 1990 et Le taux maximal de fuites, soit 6,6 Nm 3 /h ± 2 Nm 3 /h incertitudes comprises pour un critère maximal fixé à 14,4 Nm 3 /h, a été observé en L'enceinte de confinement du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey présente une spécificité relative à la présence d'une étanchéité bitumineuse recouvrant le dôme de l'enceinte et permettant de s'affranchir des effets de la fissuration du béton du dôme ainsi que des risques induits de corrosion des armatures. L'enceinte de confinement du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ne présente pas de sensibilité particulière au vieillissement. 4.9 EXPLOITATION DES AUTRES MATÉRIELS Dans le cadre de la déclinaison du programme national de gestion du vieillissement, EDF a procédé à une analyse des éventuelles spécificités des équipements du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. Il en ressort que ces matériels, regroupant les matériels mécaniques, électriques, l'instrumentation et les structures de génie civil, n'ont pas présenté par le passé de spécificité ni de sensibilité particulière au vieillissement ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS Au cours des trente premières années d exploitation, des écarts aux règles d exploitation et aux référentiels de sûreté ont été détectés sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. Ces écarts ont été décelés grâce aux actions mises en œuvre par EDF et aux vérifications systématiques demandées par l ASN. 15/43
16 Depuis 1991, les événements significatifs déclarés par EDF sont classés sur l échelle internationale INES graduée de 0 à 7. Le panorama des événements relatifs à la sûreté et ayant concerné le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey depuis le 1 er avril 1994 est synthétisé ci-après : Niveau sur l échelle INES Evénements affectant le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey depuis la mise en place de l échelle INES Événements affectant spécifiquement le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey Événements affectant le réacteur n 4 et d autres réacteurs exploités par EDF ( * ) Nota : pour les incidents classés aux niveaux 1 et plus de l échelle INES, les avis d'incidents correspondants sont consultables sur le site internet de l'asn ( * Evénements classés niveau 2 sur l échelle INES affectant le réacteur n 4 et d autres réacteurs exploités par EDF : Incident du 31 décembre 2003 concernant le risque de colmatage des filtres des puisards situés au fond du bâtiment du réacteur ayant affecté l ensemble du par EDF Incident du 7 juillet 2004 concernant une anomalie susceptible d affecter certains coffrets de raccordement électrique ayant également affecté l ensemble du parc EDF Incident du 9 décembre 2005 concernant les vibrations anormales sur les pompes RIS et EAS, ayant affecté l ensemble des réacteurs de 900 MWe. Conformément aux modalités de déclaration des événements significatifs, EDF a informé l ASN après leur détection et procédé pour chacun d entre eux à une analyse approfondie des causes. EDF a également défini les actions pour corriger la situation et pour éviter le renouvellement des événements déclarés, dont il est rendu compte dans les rapports d analyse transmis à l ASN. L ASN considère que les événements s étant produits sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ont fait l objet d un traitement adapté et ne remettent pas en cause l aptitude à la poursuite du fonctionnement de ce réacteur RÈGLES GÉNÉRALES D'EXPLOITATION Les règles générales d'exploitation sont un recueil de règles qui définissent le domaine de fonctionnement de l'installation. Elles comprennent notamment : - les spécifications techniques d'exploitation définissant les limites de fonctionnement normal de l'installation, les fonctions de sûreté nécessaires et les conduites à tenir en cas de dépassement d'une limite de fonctionnement normal ou d'indisponibilité d'une fonction de sûreté requise ; - les règles des essais périodiques destinés à vérifier le bon fonctionnement des matériels importants pour la sûreté et la disponibilité des systèmes sollicités en situation accidentelle ; - les règles de conduite permettant de ramener le réacteur dans un état stable et de l'y maintenir en cas de situation incidentelle ou accidentelle Spécifications techniques d'exploitation et règles d'essais périodiques 16/43
17 Au cours des trente premières années d'exploitation, les spécifications techniques d'exploitation et les règles d'essais périodiques du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ont évolué conformément aux orientations fixées par l'asn. Elles ont également été adaptées pour prendre en considération la mise en œuvre de modifications matérielles réalisées sur le réacteur. Les modifications décidées par EDF et mises en œuvre sur l ensemble des réacteurs du palier 900 MWe comprenant le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey depuis la deuxième visite décennale sont indiquées ci-après : : intégration du dossier d'amendement relatif à la protection contre une canicule ; : intégration des dossiers d'amendement relatifs à la surveillance du déséquilibre azimutal de puissance neutronique, à la prise en compte du remplacement des générateurs de vapeur et à la conduite du réacteur en situation de brèche intermédiaire en branches primaires ; : intégration du dossier d'amendement lié aux prescriptions d'utilisation du tampon matériel de l'enceinte du bâtiment réacteur ; : intégration des dossiers d'amendement liés à la réalisation d échelons de puissance au secondaire, à l'arrêt du suivi de charge en cas d'indisponibilité de la mesure de l'activité sur les vannes vapeur principales, aux modifications de certaines spécifications chimiques et aux conditions d'ouverture du tampon matériel de l'enceinte du bâtiment réacteur ; : intégration du dossier d'amendement lié à l amélioration de la conduite normale ; : intégration du dossier d'amendement associé aux modifications matérielles mises en œuvre dans le cadre de la troisième visite décennale ; : intégration du dossier d amendement lié à l injection de zinc dans le circuit primaire et à la relaxation de la spécification silice dans le circuit primaire Procédures de conduite en situation incidentelle et accidentelle À l'origine, les procédures de conduite en situation incidentelle et accidentelle ont suivi une approche "événementielle", fondée sur une liste conventionnelle d accidents. Ainsi, à un type d'incident ou d'accident donné correspondait une consigne. L'accident survenu le 28 mars 1979 sur la centrale nucléaire de Three Mile Island (États-Unis) a montré les limites de l'approche événementielle et EDF a alors développé une approche "par état" consistant à élaborer des stratégies de conduite en fonction de l'état physique identifié de la chaudière nucléaire, quels que soient les événements ayant conduit à cet état. Un diagnostic permanent permet, si l'état se dégrade, d'abandonner la procédure ou la séquence en cours, et d'appliquer une procédure ou une séquence mieux adaptée. L'approche par état a été progressivement introduite au sein du parc nucléaire exploité par EDF sur le territoire français. Le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey en a été doté en MODIFICATIONS APPORTÉES AU RÉACTEUR À la suite d'études menées par les services d'ingénierie d'edf en vue d'améliorer la sûreté, des modifications ont été mises en œuvre sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. Les modifications les plus récentes ont été réalisées au cours de la deuxième visite décennale en 2001 ainsi qu entre la deuxième et la troisième visite décennale et lors de la troisième visite décennale qui s'est déroulée en Modifications réalisées lors de la deuxième visite décennale À la suite des revues de conception de systèmes importants pour la sûreté menées dans le cadre du réexamen de sûreté associé à la deuxième visite décennale du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, des modifications ont été réalisées. Elles avaient pour objectifs : - le renforcement des piquages des circuits d'injection de sécurité (RIS) et d'aspersion dans l'enceinte (EAS) vis-à-vis des vibrations ; 17/43
18 - l'amélioration des circuits RIS-EAS: remplacement des échangeurs EAS, fiabilisation de l'aspiration des pompes de recirculation ; - la mise en conformité et la qualification vis-à-vis du séisme de divers équipements comme les machines tournantes (pompes), les matériels électriques, la robinetterie ou les machines de chargement ; - la mise à niveau vis-à-vis du séisme-événement des supportages du circuit de ventilation et des circuits de refroidissement du réacteur à l arrêt (RRA) et de refroidissement intermédiaire (RRI) ; - l'amélioration du système de refroidissement de la piscine de désactivation ; - la rénovation du système de mesure de flux neutronique ; - la modification de la gestion des alarmes, l'optimisation des informations retransmises en salle de commande ; - la rénovation du circuit d alimentation en fioul des diesels de secours ; - l'amélioration de la fiabilité du turboalternateur de secours Modifications réalisées entre la deuxième visite décennale et la troisième visite décennale Les modifications apportées au réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey entre 2001 et 2011 avaient pour objectifs principaux : - la protection du site vis-à-vis du risque d'inondation d'origine externe par la mise en œuvre d'un périmètre de protection volumétrique ; - la mise en œuvre de protections passives au niveau des locaux (portes, cloisons) ainsi que la création d'une sectorisation au niveau de la ventilation par clapets coupe-feu vis-à-vis du risque d'incendie ; - le remplacement des générateurs de vapeur ; - le renforcement de piquages identifiés comme sensibles à la fatigue vibratoire sur des circuits importants pour la sûreté ; - l'installation d'un nouveau système de filtration des puisards de recirculation de l'enceinte afin d'éliminer le risque de colmatage ; - la qualification à l'ambiance "enceinte dégradée" d'une chaîne d'automatisme pour garantir l'arrêt des trois pompes primaires sur signal d'isolement de l'enceinte deuxième phase ; - la mise en œuvre d un arrêt automatique des pompes du circuit primaire principal sur un signal représentatif d une rupture du circuit primaire caractérisé par une brèche intermédiaire ; - la mise en œuvre de la modification "sur-remplissage des accumulateurs du circuit d'injection de sécurité" d'environ 3 m 3 permettant de retrouver des marges de sûreté en cas de grosse brèche du circuit primaire principal ; - la mise en place de recombineurs auto-catalytiques passifs d'hydrogène dans l'enceinte de confinement pour mieux maîtriser en cas d'accident grave le dispositif de décompression volontaire de l'enceinte et garantir ainsi l'intégrité de la troisième barrière ; - la mise en place d une mesure de pression de l enceinte de confinement à gamme élargie afin de permettre en cas d accident grave de mieux maitriser le dispositif de décompression volontaire de l enceinte pour garantir l intégrité de la troisième barrière de confinement Modifications réalisées lors de la troisième visite décennale Les modifications apportées au réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey à l occasion de sa troisième visite décennale réalisée en 2011 avaient pour objectifs principaux : - la protection contre le séisme par l'amélioration des ancrages ou la mise à niveau de la qualification "séisme" de certains matériels ; - la protection contre l'incendie avec la mise en œuvre d'un plan d'action dédié ; 18/43
19 - la prévention du risque d explosion avec la mise en place de détecteurs d'hydrogène et d'équipements participant à la protection des installations asservies sur ces détecteurs d'hydrogène ; - la mise en place d'un arrêt automatique des pompes primaires sur signal représentatif d'une perte du circuit intermédiaire de refroidissement ; - la rénovation complète du contrôle commande du système d instrumentation du cœur ; - la protection des matériels vis-à-vis des projectiles générés par les grands vents ou par un séisme ; - l'amélioration de la sûreté du réacteur vis-à-vis de situations accidentelles par la qualification d'une pompe d'ultime secours du circuit d'aspersion dans l'enceinte du réacteur ou par le renforcement des puisards de recirculation des effluents issus de l'aspersion dans l'enceinte vers le circuit d'injection de sécurité APPRECIATION GENERALE DE L ASN SUR L EXPLOITATION Dans son «Rapport annuel sur l état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France» de 2012, l ASN considère que les performances de la centrale nucléaire du Bugey en matière de rigueur d exploitation ont montré des signes de faiblesse concernant le respect des spécifications techniques d exploitation et la préparation et la réalisation d essais périodiques ou de certaines activités de maintenance. Le réacteur n 4 peut cependant être considéré comme "exploité avec une rigueur satisfaisante". 5 RÉEXAMEN DE SÛRETÉ 5.1 DÉMARCHE ADOPTÉE Les deux premiers alinéas de l article L du code de l environnement prévoient : «L'exploitant d'une installation nucléaire de base procède périodiquement au réexamen de la sûreté de son installation en prenant en compte les meilleures pratiques internationales. Ce réexamen doit permettre d'apprécier la situation de l'installation au regard des règles qui lui sont applicables et d'actualiser l'appréciation des risques ou inconvénients que l'installation présente pour les intérêts mentionnés à l'article L.593-1, en tenant compte notamment de l'état de l'installation, de l'expérience acquise au cours de l'exploitation, de l'évolution des connaissances et des règles applicables aux installations similaires.» Par ailleurs, l article L du code de l environnement prévoit : «L'exploitant adresse à l'autorité de sûreté nucléaire et au ministre chargé de la sûreté nucléaire un rapport comportant les conclusions de l'examen prévu à l'article L et, le cas échéant, les dispositions qu'il envisage de prendre pour remédier aux anomalies constatées ou pour améliorer la sûreté de son installation. Après analyse du rapport, l'autorité de sûreté nucléaire peut imposer de nouvelles prescriptions techniques. Elle communique au ministre chargé de la sûreté nucléaire son analyse du rapport.» Dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, EDF a : - procédé à un examen de conformité, en examinant en profondeur la situation de l'installation afin de vérifier qu'elle respecte bien l'ensemble des règles qui lui sont applicables selon un programme défini en amont ; - amélioré le niveau de sûreté de l'installation en comparant notamment les exigences applicables à celles en vigueur pour des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents et en prenant en considération l'évolution des connaissances ainsi que le retour d'expérience national et international. S'agissant du réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe ayant fonctionné pendant trente ans après leur première divergence, la standardisation des installations exploitées par EDF l'a conduite à adopter une approche comprenant une première phase générique, c'est-à-dire traitant des aspects communs à tous ces réacteurs, et une seconde propre à chaque réacteur. 19/43
20 L'ASN et l'institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), son appui technique, ont analysé les études génériques menées par EDF. L'ASN s'est appuyée sur l'avis formulé par le groupe permanent d'experts pour les réacteurs à l'issue de sa réunion du 20 novembre 2008 et a transmis à EDF, par courrier en référence [8], sa position sur les aspects génériques de la poursuite du fonctionnement des réacteurs de 900 MWe à l'issue de leur troisième visite décennale. Sous réserve du respect des engagements pris par EDF et de la prise en compte des demandes formulées par l'asn dans le courrier en référence [8], l'asn n'a pas identifié d'éléments mettant en cause la capacité d'edf à maîtriser la sûreté des réacteurs de 900 MWe jusqu'à quarante ans après leur première divergence. EDF a intégré ces réserves dans le cadre du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. À l'issue de la troisième visite décennale du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey, EDF a adressé à l'asn le bilan de l'examen de conformité (référence [9]), le dossier d'aptitude à la poursuite d'exploitation (référence [10]) et le rapport de conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey (référence [11]). Saisi par l'asn, l'irsn a rendu son avis (référence [12]) sur : - les conclusions du réexamen de sûreté spécifique au réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey ; - les résultats de l'examen de conformité de ce réacteur ; - les modifications intégrées dans le cadre de la réévaluation de sûreté sur le réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey à l'issue de sa troisième visite décennale et les délais de mise en œuvre proposés par EDF pour celles devant encore être réalisées ; - l'appropriation par EDF du processus de maîtrise du vieillissement et des dispositions techniques mises en place dans le cadre de la poursuite du fonctionnement de ce réacteur. Sur la base de l'examen de ces documents, l'asn expose ci-après l'analyse des conclusions du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey. En application de l article L du code de l environnement en référence [1], l'asn a imposé à EDF des prescriptions techniques adaptant les conditions d'exploitation issues du réexamen de sûreté du réacteur n 4 de la centrale nucléaire du Bugey afin d en améliorer le niveau de sûreté. 5.2 EXAMEN DE CONFORMITÉ Objectifs L'examen de conformité consiste en la comparaison de l état de l installation au référentiel de sûreté et à la réglementation applicables, comprenant notamment son décret d autorisation de création et l ensemble des prescriptions de l ASN. Cet examen de conformité vise à s assurer que les évolutions de l installation et de son exploitation, dues à des modifications ou à son vieillissement, respectent l ensemble de la réglementation applicable et ne remettent pas en cause son référentiel de sûreté. Cet examen décennal ne dispense cependant pas l'exploitant de son obligation permanente de garantir la conformité de son installation. Selon les thématiques abordées, EDF s'est notamment assuré de la bonne intégration des dispositions ou des modifications programmées par ses centres d'ingénierie, de la bonne réalisation des opérations de maintenance et des essais périodiques prévus par les documents d'exploitation, de la prise en compte du risque sismique pour la tenue de certains équipements et de la conformité par rapport aux plans. L'examen de conformité, qui a pu prendre la forme de contrôles documentaires ou in situ, a porté sur dix thèmes sur lesquels l'asn a donné son accord en septembre 2005 (courrier en référence [13]) : - quatre thèmes ont été examinés sans contrôle spécifique in situ : le retour d'expérience de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais (Gironde) en 1999, le risque d'incendie, le génie civil et la tenue du tube transfert du combustible entre les bâtiments réacteur et combustible ; - trois thèmes ont été examinés par des contrôles majoritairement matériels réalisés sur le réacteur : les ancrages, le supportage des chemins de câbles et la ventilation ; 20/43