Source: http://admi.net/archive/120701/www.industrie.gouv.fr/biblioth/docu/dossiers/nucl/wenra2-03.htm
Timestamp: 2018-11-14 18:43:16+00:00
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Wenra2
Documents sur la sûreté
1. La connaissance en Occident des caractéristiques techniques des réacteurs RBMK s'est considérablement accrue depuis l'accident de Tchernobyl en 1986, et surtout depuis 1991 du fait de la participation à des projets d'évaluation de sûreté, de type bilatéral ou multilatéral. Néanmoins, aucun rapport de sûreté complet et en profondeur, fondé sur des modèles validés de manière indépendante, etc., selon les normes occidentales, n'existe à ce jour pour aucun réacteur RBMK, bien que certains, comme par exemple Ignalina, possèdent des documents sur la sûreté plus détaillés que d'autres. En conséquence, l'étendue de la connaissance de ces réacteurs est plus faible que celle des conceptions occidentales.
2. Les 14 réacteurs RBMK en exploitation appartiennent à trois générations différentes et ont été construits selon différentes séries de normes de sûreté de l'ancienne Union soviétique. Il existe des différences considérables entre les divers paliers de réacteurs RBMK et même des différences significatives entre des réacteurs d'un même palier. L'une des conclusions de l'examen international de la sûreté des RBMK est qu'il est très important de procéder à des études de sûreté spécifiques à une centrale, y compris à une étude probabiliste de sûreté de chaque réacteur, en utilisant des méthodes et des codes de calcul informatiques selon les règles de l'art, afin d'avoir une évaluation précise du niveau de sûreté. Toutefois, les éléments de base de la conception du coeur, de la conception du bloc réacteur et de celle du circuit primaire sont communs à tous les réacteurs de type RBMK bien qu'il existe des différences de conception dans les systèmes de sûreté. Ceci implique que certains problèmes de sûreté spécifiques sont communs à toutes les tranches.
3. Le plus important problème de sûreté lié à la conception est l'absence totale ou partielle, selon le palier, d'enceinte de confinement du circuit primaire. Le coeur du réacteur est contenu dans une cavité séparée conçue pour faire face à un endommagement grave affectant un nombre très limité des 1661 canaux de combustible. Contrairement aux conceptions occidentales, la cuve du réacteur n'est pas contenue dans une enceinte conçue pour résister à toute l'énergie qui pourrait se dégager lors d'un accident. Des séquences accidentelles comportant la rupture simultanée de 10 canaux ou plus, conduiraient à des conséquences inacceptables. Même dans les conceptions RBMK les plus modernes, certaines parties importantes du circuit primaire ne sont pas protégées par un confinement complet. De plus, l'efficacité d'un confinement partiel du circuit primaire dans des réacteurs de conception postérieure n'a pas été entièrement validée. Ainsi, les réacteurs RBMK ne possèdent pas les caractéristiques techniques de base exigées pour les réacteurs d'Europe de l'Ouest car la dernière barrière physique, le confinement, n'est au plus que partielle.
4. La complexité générale d'un coeur de grandes dimensions, avec de fortes interactions spatiales entre la thermohydraulique et la neutronique, met un poids particulier sur les systèmes de contrôle commande. La nécessité d'avoir plusieurs systèmes localisés de contrôle du coeur exige l'utilisation de systèmes informatiques puissants pour traiter les données d'exploitation nécessaires au contrôle et à la protection. De plus, il faut des codes complexes 3-D pour le calcul de la dynamique du coeur.
5. A la suite de l'accident de Tchernobyl, une série de modifications techniques a été décidée par les autorités soviétiques. Certaines de ces modifications étaient considérées comme si urgentes qu'elles ont été réalisées dans toutes les centrales. Il était prévu que d'autres modifications attendraient la remise en état à mi-durée de vie du réacteur. Les principales modifications techniques ont conduit à une réduction du coefficient de vide positif, à des améliorations du système de protection du réacteur et à l'affichage de la marge de réactivité. Pour diminuer le coefficient de vide, on a augmenté l'enrichissement du combustible, qui est passé de 2 à 2,4 %, et on a introduit 80 à 100 assemblages absorbants supplémentaires dans le c_ur. Dans les spécifications techniques, le nombre de barres de commande effectives exigées dans le c_ur est passé de 26 à 48. Ces modifications ont fait baisser l'effet de vide à moins de 1 _. En outre, la fiabilité et la vitesse du système d'arrêt ont été améliorées et un nouveau système d'arrêt d'urgence du réacteur à action rapide, avec 24 barres de contrôle, a été installé.
6. Ces améliorations, ainsi que les autres problèmes de sûreté, ont été minutieusement analysées et contrôlées par le programme extrabudgétaire de l'AIEA relatif à la sûreté des centrales VVER et RBMK. Le programme prévoyait, par exemple, que les deux systèmes d'arrêt installés ne pourraient pas être considérés comme entièrement indépendants et différents. De plus, le système d'arrêt à action rapide ne pourrait pas maintenir le réacteur dans un état sous-critique en cas d'accident de perte de réfrigérant primaire dans les canaux du système de contrôle et de protection. Un tel accident était considéré par le concepteur comme un accident hors dimensionnement à très faible probabilité. Cependant, on est parvenu à la conclusion que pour assurer une fiabilité satisfaisante de la fonction d'arrêt du réacteur, il est nécessaire d'installer dans tous les réacteurs RBMK un système additionnel d'arrêt indépendant et diversifié.
7. Un nouveau type de combustible avec poison consommable a récemment été introduit dans la plupart des réacteurs RBMK, donnant des caractéristiques de coeur plus stables, sans absorbants supplémentaires ; il a aussi considérablement réduit la nécessité de constamment contrôler la distribution de la puissance du coeur.
Redondance, diversification et séparation des systèmes de sûreté
8. Bien qu'il y ait une grande redondance et diversification de la plupart des systèmes de sûreté de première ligne dans les conceptions RBMK les plus récentes, il convient également de signaler un manque de séparation physique et/ou fonctionnelle de certains systèmes électriques, du système de protection et de contrôle, de certaines soupapes et pompes de refroidissement de secours du coeur. Tout cela rend la plupart des tranches RBMK vulnérables aux défaillances de mode commun.
Caractéristiques du système primaire
9. La conception du coeur, spécifique aux réacteurs RBMK, constitué de blocs de graphite traversés par 1661 canaux de combustible et d'un certain nombre de canaux du système de protection et de contrôle, pose des problèmes particuliers. La grande masse de graphite (2 000 tonnes) fournit une grande capacité d'absorption de chaleur mais un inconvénient certain est qu'il prend aisément feu, comme l'a clairement démontré l'accident de Tchernobyl.
10. Le système primaire comprend de grandes enceintes sous pression distribuant le fluide de refroidissement à de plus petites enceintes et à un grand nombre de tuyauteries parallèles reliant chaque canal du coeur. Le système comprend également un grand nombre de soupapes. Ceci soulève au moins deux problèmes :
la possibilité d'événements de bouchage, notamment le bouchage d'une tête de distribution du groupe, réduisant le débit dans environ 40 canaux de combustible. Dans l'historique de l'exploitation des réacteurs RBMK, on relève un petit nombre d'incidents de bouchage qui, heureusement, ne se sont pas transformés en événements graves. Le bouchage de canaux de combustible est l'un des événements majeurs contribuant à un risque d'accident grave ;
la dégradation de matériel imputable au grand nombre de tuyauteries et de soudures. Le circuit sous pression des RBMK a connu tous les problèmes attendus de matériaux et tous les mécanismes de dégradation, notamment des fissures intergranulaires par corrosion sous contrainte qui ont été constatées dans les réacteurs à eau bouillante occidentaux. De nombreux défauts ont été détectés dans les réseaux de tuyauteries RBMK et des fuites se sont produites.
11. Les réacteurs RBMK présentent certains avantages techniques sur d'autres réacteurs. Par exemple, ils comportent une quantité d'eau environ deux fois supérieure à celle d'un réacteur à eau bouillante occidental classique, tandis que la puissance spécifique du combustible est égale à environ 75 % de celle d'un réacteur à eau pressurisée occidental. Ces éléments jouent un rôle significatif dans la montée en température progressive du combustible lors de nombreux scénarios accidentels. D'autre part, le grand inventaire en eau signifie que l'enceinte de confinement et les systèmes de décharge doivent être capables de gérer davantage d'énergie stockée.
Problèmes de fermeture des espaces annulaires
12. Un problème spécifique du vieillissement des RBMK est celui de la fermeture des espaces annulaires en gaz. Le tube de force dans chaque canal de combustible est soutenu à l'intérieur du canal dans le bloc de graphite par une série d'anneaux de graphite. Il est disposé de manière à ce qu'il y ait un espace de 3 mm entre le bloc de graphite et les anneaux au début de la vie de la centrale. Dans cet espace, on fait circuler un mélange d'hélium et d'azote pour améliorer le transfert thermique du graphite au fluide de refroidissement et pour contrôler l'intégrité du tube. Le fonctionnement normal sous irradiation conduit à la diminution lente de cet espace. Continuer l'exploitation du réacteur après fermeture de l'espace annulaire peut mettre en cause l'intégrité des canaux de combustible et rendre impossible la réparation du tube. Le délai de fermeture de l'espace annulaire varie de 15 à 20 années. réacteur selon les conditions d'exploitation. Sur les RBMK, il a été prévu une réparation du tube à mi-vie, ce qui a été fait pour les tranches 1 à 3 de Leningrad et pour la tranche 1 de Koursk.
2. Hall S. F. & Gabaraev B. A. RBMK Safety Review. Volume 1: Executive Final Report, March 1994.
3. Review of Safety Issues for NPPs with RBMK Reactors of 1st and 2nd Generation. IAEA Report RBMK-SC-053, March 1998.
1. Les premiers réacteurs VVER ont été construits à Rheinsberg en Allemagne et à Novovoronezh en Russie. Rheinsberg, qui avait une puissance nominale de 70 MWe, a fonctionné entre 1966 et 1990. Les deux tranches de Novovoronezh, qui avaient une puissance nominale de 197 MWe et de 336 MWe, ont été exploitées respectivement entre 1964 et 1988 et entre 1970 et 1990.
2. Le premier palier VVER standardisé a une puissance nominale électrique de 440 MW et le deuxième une puissance de 1000 MW.
3. Il existe deux générations de réacteurs VVER 440 qui ont été conçues selon des philosophies de sûreté différentes. De la plus vieille génération VVER 440/230, onze réacteurs sont encore en exploitation et cinq sont définitivement à l'arrêt. Quinze tranches de la deuxième génération de VVER du type 440/213 fonctionnent actuellement.
4. En outre, deux tranches VVER 440 non standard sont en service en Finlande depuis 1977. Le contrat relatif à ces centrales prévoyait que le vendeur soviétique devait satisfaire aux réglementations finlandaises qui s'inspiraient des dispositions américaines de sûreté. La conception VVER d'origine a donc été modifiée en y intégrant des éléments de sûreté assurant la défense en profondeur contre le même type d'accidents de dimensionnement que ceux pris en compte dans les centrales de conception occidentale. Les systèmes de protection et de contrôle ont été conçus et fournis par des sociétés occidentales. De nombreux composants mécaniques vitaux ont également été achetés auprès de fabricants occidentaux. La disposition de la centrale, le génie civil (y compris les systèmes de ventilation et de protection contre l'incendie) et les systèmes électriques ont été conçus par les ingénieurs de l'exploitant. Un système d'assurance de la qualité de type occidental a été appliqué durant toute la période de construction, y compris au contrôle de la qualité dans les usines de l'ancienne URSS.
5. Au sein du palier VVER 1000, les cinq installations les plus anciennes ont connu un développement technique progressif, alors que les VVER 1000/320 en exploitation se ressemblent tous. Il existe 20 VVER 1000 en service.
Étendue et validation de l'analyse d'accidents pour les VVER
6. Une évaluation de sûreté approfondie des VVER-440 a été effectuée dans un certain nombre de pays. Elle comprend l'analyse d'accidents et de transitoires hypothétiques par des codes informatiques validés. Une analyse accidentelle des centrales VVER-440 finlandaises a été effectuée dès le début des années 1970 par plusieurs équipes finlandaises et par un consultant allemand.
7. Le comportement prévu du coeur du réacteur VVER 440 a été confirmé dans les centrales finlandaises par une instrumentation et un système de suivi exhaustifs. Des études sur du combustible irradié finlandais ont confirmé ses propriétés prévues. La capacité à calculer le comportement de la chaudière nucléaire en exploitation normale et au cours de transitoires peu sévères (comme par exemple l'arrêt d'urgence du réacteur, l'arrêt de la pompe primaire et la perte d'eau alimentaire) a été vérifiée par de nombreux tests de mise en service et analyses d'événements d'exploitation.
8. La validation des codes d'analyse accidentelle pour les VVER est effectuée depuis le milieu des années 1970 par plusieurs organismes de divers pays. Elle se fonde sur des expériences intégrales conduites sur des installations de tests thermohydrauliques spécifiques aux VVER, comme REWET et PACTEL en Finlande et PMK en Hongrie.
9. L'analyse globale la plus récente des installations finlandaises VVER-440 a été faite en 1997 lors du renouvellement de l'autorisation de fonctionnement, avec un code informatique puissant et validé. Des calculs indépendants ont été effectués par l'Autorité de sûreté finlandaise et ses consultants afin de vérifier l'analyse. Des analyses similaires ont été réalisées pour d'autres VVER 440 par des équipes compétentes, notamment en Hongrie et en République Slovaque.
10. Le comportement en transitoire et en cas d'accident et du réacteur VVER-1000 a également fait l'objet de recherches approfondies. Ainsi une étude de faisabilité sur la possibilité de délivrer une autorisation réglementaire à un VVER 1000 amélioré a été effectuée en 1992 en Finlande. Elle comportait une analyse détaillée d'événements hypothétiques inclus dans le dimensionnement. Cette analyse a été mise à jour en 1995 par une équipe finlandaise en vue d'une demande de construction d'une centrale similaire en Chine.
11. D'autres analyses de VVER-1000 ont été effectuées par des experts occidentaux, par exemple en Allemagne pour une centrale qui n'a jamais été achevée et en République Tchèque pour la centrale de Temelin en construction.
12. En conclusion, l'analyse accidentelle des VVER-440 et VVER-1000 est considérée comme suffisante pour fournir une bonne compréhension des caractéristiques génériques de sûreté des centrales.
VVER 440/230
13. Dans les pays candidats de l'Union européenne, il existe six tranches de ce type, quatre en Bulgarie et deux en Slovaquie.
14. La conception des VVER 440/230 est fondée sur l'hypothèse qu'une rupture guillotine doublement débattue de la ligne principale de circulation ou de la ligne d'expansion du pressuriseur dans le système de refroidissement du réacteur est exclue. En revanche, l'accident hypothétique de dimensionnement pour les systèmes de sûreté a été la rupture d'une tuyauterie directement connectée aux principales lignes de circulation. Partant de cette hypothèse de base, tous les raccordements aux lignes principales de circulation ont été munis de dispositifs de réglage. Ceci limite le taux maximum de fuite provenant d'une rupture de tuyauterie du circuit primaire à l'équivalent d'une rupture guillotine de 32 mm de diamètre. Tous ces éléments sont à la base de la conception des systèmes de sûreté VVER 440/230 et, en conséquence, la capacité des systèmes de refroidissement de secours du coeur est très faible. Cela signifie également que la conception ne comporte pas une enceinte importante, de type occidental, autour du système primaire dans le but de limiter les rejets radioactifs potentiels suite à une brèche primaire. Le système d'enceinte des VVER 440/230, tel que construit, a une faible capacité de surpression et ses caractéristiques d'étanchéité sont médiocres.
15. Bien qu'aucune rupture importante du circuit primaire ne se soit jamais produite dans une centrale nucléaire, une grosse brèche primaire est généralement prise en compte dans le dimensionnement pour les systèmes de sûreté des centrales de conception occidentale.
16. Outre le caractère inadéquat des systèmes de sûreté, les VVER 440/230 sont confrontés à deux problèmes majeurs de sûreté :
· les agressions internes, telles que les incendies ou les inondations, et les agressions externes comme les événements sismiques ou les chutes d'avion, ne sont pas suffisamment prises en compte dans le dimensionnement. Ainsi les voies redondantes des systèmes de sûreté n'étant pas suffisamment séparées les unes des autres, elles sont vulnérables aux défaillances de mode commun. Certains systèmes importants pour la sûreté ont été installés près de systèmes de haute énergie ou dans des secteurs à haut risque d'incendie (par exemple dans la salle des machines). En conséquence, un événement dans une partie de la centrale pourrait se traduire par une perte complète des fonctions vitales de sûreté ;
· les systèmes auxiliaires, tels que les systèmes de refroidissement ou d'alimentation, ont été conçus avec une redondance inadéquate. Ainsi, la défaillance unique d'un composant critique d'un système auxiliaire pourrait se traduire par la perte de la fonction support ainsi que de la fonction de sûreté principale.
17. D'autres problèmes de sûreté sont communs à tous les VVER en exploitation dans les pays souhaitant faire partie de l'Union Européenne :
· la qualité d'origine de l'équipement électrique et de l'équipement de contrôle commande est insuffisante, et l'équipement n'est pas qualifié pour fonctionner dans des conditions accidentelles ;
· la paroi de la cuve du réacteur est exposée à une irradiation par les neutrons rapides plus élevée que la plupart des cuves de conception occidentale. En conséquence, la fragilisation du matériau de la cuve est plus rapide ;
· la conception de la principale barrière séparant les fluides réfrigérants primaire et secondaire dans les générateurs de vapeur (collecteur primaire) est moins robuste que la plaque tubulaire dans les REP occidentaux et la possibilité d'une grosse fuite du circuit primaire vers le secondaire doit donc être prise en compte dans la conception des systèmes de sûreté.
18. Les problèmes de sûreté des VVER 440/230 sont examinés de manière détaillée dans un rapport de l'AIEA (réf. 1). Toutes les centrales ont été confrontées à divers degrés à ces problèmes qu'elles ont résolus par des améliorations ou des modifications de conception.
19. En effectuant une analyse de sûreté globale des VVER 440/230, il convient de noter que ces centrales, comme toutes celles du type VVER 440, présentent quelques caractéristiques de sûreté inhérentes qui sont supérieures à celles des centrales occidentales les plus modernes. La principale caractéristique de sûreté de toutes les centrales VVER 440 est le grand volume de fluide de refroidissement primaire. Ces réacteurs ont un volume réfrigérant plus de deux fois supérieur par mégawatt à celui d'une centrale de conception occidentale. Ainsi, les transitoires majeurs, comme par exemple la perte totale d'alimentation de la centrale pendant 6 heures au moins ou une perte complète de source froide pendant une durée similaire, n'engendrent pas d'endommagent du coeur du réacteur. Ce volume important de réfrigérant diminue également les transitoires anticipés si bien que la pression du réfrigérant est bien au-dessous du seuil d'ouverture des soupapes de sûreté. Cette caractéristique de sûreté constitue une réelle protection contre la possible dérive de nombreux transitoires vers des événements plus graves.
20. Il existe d'autres caractéristiques de sûreté inhérentes significatives telles que :
· coeur du réacteur petit et robuste : toute oscillation dans la distribution de la puissance spatiale disparaît rapidement et ne requiert pas de réglage actif comme c'est le cas pour des coeurs de réacteur plus grands ;
· faible température maximale du combustible avec une bonne rétention des gaz de fission à l'intérieur des pastilles de combustible en céramique ;
· faible flux de chaleur dégagé par le combustible vers le réfrigérant, ce qui donne une grande marge par rapport au flux critique de chaleur en fonctionnement normal et pendant des transitoires incidentels, et une faible augmentation de température en cas de brèche primaire ;
· conception robuste des principaux composants et tuyauteries, y compris les lignes principales de circulation du circuit primaire qui sont en acier inoxydable austénitique ;
· capacité d'isoler une boucle défaillante du circuit primaire et, après isolement, de ramener la centrale à l'arrêt sûr en utilisant des procédures d'exploitation normales ;
· par rapport aux réacteurs à eau sous pression occidentaux, les risques durant l'arrêt associés à une quantité réduite de réfrigérant, sont limités dans les VVER 440 puisqu'il n'est pas nécessaire de faire baisser le niveau d'eau dans le circuit primaire durant les phases de rechargement de combustible ou de maintenance.
21. En ce qui concerne la sûreté des VVER 440/230, on peut tirer les conclusions suivantes :
· dans la conception d'origine de ces centrales, certains systèmes ne sont pas appropriés pour faire face à des accidents potentiels et leur sûreté n'est pas acceptable au regard des normes en Europe de l'Ouest.
· néanmoins, tous les réacteurs VVER 230 actuellement en exploitation ont fait l'objet de modifications significatives à divers degrés par rapport à la conception d'origine. Pour qu'ils soient acceptables au regard des normes occidentales, il faudrait qu'ils atteignent un niveau de protection comparable à celui des réacteurs VVER 213 entièrement améliorés et qu'ils fassent l'objet d'améliorations considérables du système de refroidissement de secours du coeur, du système de refroidissement du réacteur à l'arrêt et des fonctions de confinement. La faisabilité technique de ces programmes d'amélioration reste à démontrer et doit faire l'objet d'une analyse. En conséquence, la sûreté existante ou anticipée, après réalisation de toutes les modifications, devrait être considérée sur une base individuelle ;
· les questions génériques de sûreté soulevées par l'AIEA ont été traitées à divers degrés dans toutes les centrales ;
· on peut résoudre la plupart des problèmes de sûreté par une remise à niveau, mais un plus grand investissement est nécessaire. Cependant il ne semble pas envisageable d'intervenir dans des centrales afin d'installer une enceinte dont l'étanchéité pourrait atteindre le niveau d'étanchéité préconisé dans les réacteurs à eau sous pression occidentaux. Cela signifie que la protection contre des accidents menant à un dégagement d'activité dans l'enceinte ne peut être garantie comme on l'exige dans les centrales d'Europe de l'Ouest, et que les taux de fuite actuels ne réduiraient probablement pas les conséquences de brèches primaires importantes et d'accidents graves, comme l'exige la pratique en vigueur en Occident ;
· compte tenu des caractéristiques de sûreté inhérentes à la conception des VVER 440, les transitoires et les accidents causés par des défaillances de matériels sont moins graves et leur taux de progression est relativement faible par rapport aux REP occidentaux, ce qui donne aux exploitants davantage de temps pour prendre des mesures correctives. Néanmoins, il est difficile de quantifier le gain de sûreté ainsi réalisé.
22. Dans les pays candidats à l'Union Européenne, il existe 11 tranches de ce type, quatre en Hongrie, quatre en République Tchèque et trois en Slovaquie. Une tranche supplémentaire devrait être mise en service en 1999 en Slovaquie.
23. Les accidents pris en compte dans le dimensionnement des systèmes de sûreté VVER 440/213 sont similaires à ceux pris comme hypothèse dans les installations occidentales, notamment la rupture guillotine doublement débattue de la ligne principale de circulation dans le circuit primaire. Les systèmes de sûreté sont similaires à ceux des REP en Occident. Ils sont constitués, pour la plupart, de trois voies redondantes et chacune d'elles pourrait assurer la fonction de sûreté visée. Cela va au-delà des nombreuses centrales de conception occidentale dont les systèmes de sûreté n'ont que deux voies redondantes.
24. Les réacteurs VVER 440/213 ont des enceintes à suppression de pics de pression du type condenseur à barbotage. C'est une conception soviétique originale pour laquelle il subsiste des doutes quant à son efficacité dans les accidents de dimensionnement. Bien que cela ait été étudié de manière analytique et avec des tests sur maquettes, on attend de voir les résultats confirmés par des essais à grande échelle.
25. Un autre problème est celui de l'étanchéité de l'enceinte car les taux de fuite mesurés par des tests d'ensemble ont été, d'une manière générale, sensiblement plus élevés que les taux préconisés en Occident. D'autre part, la comparaison avec les enceintes occidentales n'est pas possible en raison du système de suppression de la pression. A ce jour, le comportement de l'enceinte avec condenseur à barbotage n'a pas encore été traité dans des conditions accidentelles graves.
26. Par rapport aux anciens réacteurs VVER 440/230, les améliorations de conception concernent les points suivants :
· les agressions internes et externes ont été traitées à divers degrés sur une base spécifique à la centrale, des différences techniques majeures existant entre les différentes centrales. Il subsiste encore quelques problèmes dans ce domaine mais en plus petit nombre que pour les VVER 440/230 ;
· la protection contre les défaillances uniques dans les systèmes auxiliaires et de sûreté a été généralement prévue à la conception, bien que des améliorations sur des points de détail aient été exigées.
27. Les problèmes de sûreté des VVER 440/213 ont été examinés en détail dans un rapport de l'AIEA (voir réf. 2 et 4). La plupart de ces problèmes ont été traités sur une base spécifique propre à l'installation.
28. Toutes les caractéristiques de sûreté inhérentes aux VVER 440/230 sont également valables pour les VVER 440/213. De nombreux tests sur maquettes et analyses de sûreté ont été effectués dans divers pays, y compris des analyses récentes avec des codes informatiques sophistiqués. Ces analyses ont confirmé le comportement sûr du coeur du réacteur et de son système de refroidissement lors de tout transitoire incidentel. De plus, il a été confirmé que ces installations peuvent être ramenées à l'arrêt sûr à la suite d'accidents qui sont généralement pris en compte dans la conception des installations modernes.
29. En ce qui concerne la sûreté des VVER 440/213, les conclusions sont les suivantes :
· la conception d'origine présente des anomalies de sûreté qui ne sont pas acceptables au regard des normes en vigueur en Europe de l'Ouest. Pour tous les réacteurs, la plupart des anomalies de sûreté ont fait l'objet d'améliorations et de modifications ;
· un problème général non résolu est celui de l'efficacité de l'enceinte du réacteur pendant les accidents de dimensionnement. Les tests expérimentaux correspondants sont prévus dans le cadre d'un projet Phare ;
· si l'efficacité des fonctions de confinement était clairement démontrée, il devrait être possible de porter la sûreté des VVER 440/213 à un niveau comparable à celui de nombreuses centrales actuellement en exploitation en Europe de l'Ouest. Cette amélioration devrait résoudre tous les problèmes de sûreté signalés par l'AIEA.
VVER 1000/320
30. Dans les pays candidats à l'Union européenne, il existe deux tranches de ce type en exploitation, toutes deux en Bulgarie. En République Tchèque, deux autres tranches de conception similaire sont en construction mais avec des modifications considérables.
31. Les réacteurs VVER 1000 ont été conçus de manière à s'aligner sur les critères de sûreté des installations occidentales, avec des systèmes de sûreté équivalents. Néanmoins, il est peu probable que le niveau de sûreté global des VVER 1000 soit aussi élevé que celui des VVER 440/213. La raison en est que les centrales VVER 1000 à puissance plus élevée ont perdu les dispositions de sûreté inhérentes aux VVER 440 de plus petites dimensions.
32. Le principal problème des VVER 1000 en matière de sûreté est celui de la qualité et de la fiabilité des équipements individuels, notamment le matériel de contrôle commande. De plus, la fragilisation de la cuve du réacteur requiert une attention continue et il faudra envisager des mesures si elle se rapproche du niveau dangereux.
33. La principale barrière entre les réfrigérants primaire et secondaire à l'intérieur des générateurs de vapeur constitue un souci de sûreté plus important que sur les VVER 440 et il a été nécessaire de remplacer un certain nombre de générateurs de vapeur lorsque des défaillances ont été observées sur cette barrière. Il reste à démontrer par une expérience en exploitation satisfaisante que les améliorations techniques ont résolu ces problèmes.
34. L'aménagement de la centrale présente des points faibles qui rendent certains éléments des systèmes redondants vulnérables aux interactions dangereuses entre systèmes et aux défaillances de mode commun résultant d'incendies, d'inondations internes ou agressions externes.
35. Les problèmes de sûreté sur les VVER 1000 ont été examinés en détail dans un rapport de l'AIEA (réf. 3, et aussi réf. 5).
36. En ce qui concerne la sûreté des VVER 1000, les conclusions sont les suivantes :
· la conception d'origine présente des faiblesses qui ne sont pas acceptables au vu des normes préconisées en Europe de l'Ouest. Dans toutes les centrales, une grande partie de celles-ci ont été résolues par des améliorations ou des modifications ;
· il est possible d'améliorer la sûreté des VVER 1000 et de la porter à un niveau comparable à celui de nombreuses centrales en exploitation en Europe de l'Ouest. Ces améliorations devraient concerner tous les problèmes de sûreté identifiés par l'AIEA.
2. IAEA-EBP-WWER-03, Safety issues and their ranking for WWER-440 model 213 nuclear power plants, April 1996.
3. IAEA-EBP-WWER-05, Safety issues and their ranking for WWER-1000 model 320 nuclear power plants, March 1996.
4. Sicherheitsbeurteilung des Kernkraftwerks Greifswald, Block 5, WWER-440/W-213, GRS-83, August 1991.
5. Sicherheitstechnische Bewertung des Kernkraftwerkes Stendal, Block A, Type WWER-1000/W-320, GRS-99, May 1993.