Source: http://docplayer.fr/2309478-Briefing-un-incident-majeur-la-degradation-du-couvercle-de-cuve-a-davis-besse-et-ses-consequences.html
Timestamp: 2016-12-10 09:04:57+00:00
Document Index: 274841095

Matched Legal Cases: ['arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ']

⭐Briefing. UN «INCIDENT» MAJEUR La dégradation du couvercle de cuve à Davis Besse et ses conséquences
Briefing. UN «INCIDENT» MAJEUR La dégradation du couvercle de cuve à Davis Besse et ses conséquences
Download "Briefing. UN «INCIDENT» MAJEUR La dégradation du couvercle de cuve à Davis Besse et ses conséquences"
1 Briefing UN «INCIDENT» MAJEUR La dégradation du couvercle de cuve à Davis Besse et ses conséquences Briefing DAB1 Version octobre 2002 Auteur : Mots clés : Abdelkader AMEUR 1, Yves MARIGNAC Davis Besse - couvercle de cuve - corrosion fissures sûreté nucléaire Sommaire : 1. Résumé Description de l incident de la centrale de Davis Besse Le réacteur de Davis Besse Dimensions et localisation de la cavité dans le couvercle de cuve Les hypothèses sur les origines et les processus de défaillance Les origines de la cavité de Davis Besse La problématique des fissures Impact potentiel des fissures sur les couvercles de cuve Les lacunes dans la surveillance La faiblesse des dispositifs de contrôle Contrôle insuffisant et négligence Les origines conceptuelles de l endommagement Montage et soudure des adaptateurs Origine des fissures Types des fissures Réparation des fissures Les limites des dispositifs de sécurité Les parades en cas de rupture due à une fissuration Les limites des dispositifs de sûreté Les répercussions éventuelles sur le parc français Annexes : A1. Illustrations la cavité découverte à Davis Besse...13 A2. Illustrations complémentaires Ce briefing a été finalisé à partir d une note du 22 juillet 2002 préparée par AST (Ameur Sciences et Techniques) pour WISE-Paris. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre2 WISE-Paris Briefing UN «INCIDENT» MAJEUR La dégradation du couvercle de cuve à Davis Besse et ses conséquences 1. Résumé L unique réacteur de la centrale américaine de Davis Besse, dans l Ohio un réacteur à eau sous pression de 837 MWe a connu en mars 2002 un incident majeur sans précédent : une opération de maintenance du couvercle de cuve a permis de découvrir, par hasard, une cavité de 15 cm de profondeur et 17 cm de large. Seuls les 3 mm de peau extérieure, en acier inoxydable, de la cuve ont résisté. La cavité, dont l opérateur, FirstEnergy, évalue le début du creusement à 1998, est expliquée par la corrosion de l acier au carbone de la cuve par de l acide borique, provenant lui-même d une fuite de l eau borée du circuit primaire du réacteur par une fissure sur la paroi externe de la cuve. celle-ci s est produite au niveau de la soudure d un des adaptateurs qui permettent la traversée du couvercle par les barres de contrôle ou les colonnes d instrumentation. Bien que des dépôts d acide borique au niveau de l adaptateur concerné aient été constatés dès 1998, aucune mesure corrective n a été entreprise. Qui plus est, les examens par contrôle télévisuel menés à plusieurs reprises sur la cuve n ont jamais permis de déceler la cavité, qui se développait sur la paroi interne de la cuve. Le problème des fissures sur les adaptateurs est connu depuis les années quatre-vingt dix, où de telles fissures ont été détectées sur plusieurs réacteurs d EDF, en France, après la découverte de la première à la centrale de Bugey, en D autres fissures du même type ont été identifiées, notamment sur des réacteurs américains en 2000 et Ces fissures sont notamment dues à la fragilité des soudures hétérogènes (liaison entre l acier au carbone de la cuve, l acier inoxydable de sa peau externe, et l Inconel, alliage qui compose l adaptateur). La fissure peut apparaître de façon transversale ou circonférentielle, cette seconde étant plus dangereuse du fait du risque de rupture brutale de l adaptateur. Les autorités de sûreté française comme américaine ont toujours jugé peu problématique l apparition de fissures transversales, et très improbable le cas de fissures circonférentielles. L exemple de Davis Besse montre qu une telle fissure peut conduire à une cavité suffisamment grande pour ouvrir une brèche dans la cuve, où la pression peut atteindre 172 bars. Le déchirement de la dernière protection, la membrane en acier inoxydable de quelques millimètres seulement d épaisseur, aurait pu ouvrir une brèche de 200 cm 2 environ, susceptible d entraîner des problèmes très graves comme la perte en eau du réacteur et l éjection d une partie des barres de contrôle ou leur perte de fonction. Un rapport publié le 10 octobre 2002 par l autorité de sûreté américaine, la NRC, met en cause la négligence de l opérateur de Davis Besse mais aussi l incapacité de l agence de contrôle à apprécier la gravité de la situation, conduisant un phénomène évitable à devenir un grave problème de sûreté. Et rien ne permet aujourd hui de garantir que d autres fissures ne se creusent pas de façon similaire sur d autres réacteurs américains. La remarque s applique aussi aux réacteurs d EDF, qui utilisent la même technologie. En France pourtant, la vigilance de l exploitant comme de l autorité de sûreté semble retombée, après l effervescence créée par les premières fissures il y a plus de 10 ans. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre3 2. Description de l'incident de la centrale de Davis Besse 2.1. Le réacteur de Davis Besse La centrale de Davis Besse est située sur la rive du lac Erie à l'est de Toledo à Oak Harbor dans l'ohio aux USA. Elle est constituée d'un seul réacteur à eau pressurisée (PWR) de 873 MWe de puissance nette, fourni par la société Babcock & Wilcox et exploité depuis avril 1977 par son propriétaire la société First Energy Nuclear Operating. Du point de vue sûreté, comme tout réacteur de ce type, il a trois barrières constituant sa défense en profondeur (obstacles physiques à la dispersion des produits radioactifs) agencées comme des poupées russes : la gaine métallique du combustible pour empêcher les produits de fission de passer dans l'eau du circuit primaire, l'enveloppe en acier du circuit primaire comportant entre autres, la cuve du réacteur, pour empêcher l'eau et les produits de fission susceptibles d'être relâchés par la gaine du combustible de se retrouver dans l'enceinte du bâtiment, l'enceinte de confinement (bâtiment réacteur) pour éviter la dispersion des produits radioactifs dans le cas où l'enveloppe du circuit primaire fuit. La cuve du réacteur est faite en acier au carbone (acier ferritique) de 152 mm (6 pouces) d'épaisseur prévue pour résister à une pression de 172 bar (2500 psi). Elle est revêtue sur sa face intérieure d'une couche protectrice en acier inoxydable de 5 mm (3/16 pouce) d'épaisseur à cause de l'eau du circuit primaire qui contient de l'acide borique, substance très corrosive et à laquelle l'acier au carbone ne résiste pas. Le couvercle en acier au carbone de la cuve peut être enlevé lors des opérations de chargement-déchargement du combustible. Il est percé de nombreux trous servant à la mise en place des manchettes d'adaptation pour les mécanismes des grappes de contrôle du réacteur servant à son pilotage et des colonnes d'instrumentation (thermocouples). La figure 5 (Annexe 2) présente le schéma d une de ces manchettes. Ces manchettes, appelées aussi adaptateurs, réalisées dans un alliage nickel-chrome-fer, appelé Inconel 600 2, à très forte teneur en nickel (75 %), sont soudées au couvercle. Elles font partie de l'enveloppe du circuit primaire dont elles permettent de conserver l'intégrité (seconde barrière) et d'assurer le bon fonctionnement des barres pour l'arrêt du réacteur. Les problèmes liés à l interface entre ces adaptateurs et le couvercle de cuve ne sont pas nouveaux 3. Du fait de la courbure du couvercle, la soudure le liant à l'adaptateur présente une excentricité dont le degré varie en fonction de la localisation. L'inclinaison du cordon de soudure par rapport à l'axe de la traversée est plus important pour les traversées les plus périphériques. La soudure produit alors une contrainte inégale sur ces adaptateurs périphériques, les tordant légèrement et les déformant en leur conférant une forme légèrement ovale. 2. Inconel 600 : alliage nickel-chrome de composition minimale 72 % nickel, 14 à 17 % chrome et 6 à 10 % fer, utilisé pour ses propriétés mécaniques à haute température. 3. Voir par exemple Greenpeace, La fissuration des traversées de couvercle de cuve des réacteurs nucléaires, mars WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre4 La plupart de ces adaptateurs sont garnis de manchettes thermiques en acier inoxydable. L'intervalle entre l'adaptateur et la manchette thermique, étroit d'environ 3 mm, rend l'inspection difficile sinon impossible pour certaines configurations géométriques. Dans le cas du réacteur de Davis Besse, le couvercle était de plus protégé par une isolation métallique rendant encore plus difficile son inspection visuelle Dimensions et localisation de la cavité dans le couvercle de cuve Au cours d une opération de contrôle du couvercle de cuve menée début 2002, l exploitant de la centrale a constaté que 5 adaptateurs sur les 69 que compte le couvercle présentaient des fissures sur la face extérieure 4. C est en commençant la réparation le 6 mars 2002 que des opérateurs ont découvert, par hasard, une dégradation importante du couvercle de la cuve (à proximité de l'adaptateur n 3) qui n avait pas été décelée auparavant. Le couvercle était creusé, dans presque toute son épaisseur, par une grosse cavité, présentant les dimensions suivantes 5 : mm (6 pouces) de profondeur, mm (5 pouces) de long, mm (7 pouces) de large. Ce trou n'était plus qu'à 38 mm (1,5 pouce) de l'adaptateur n 11. Les figures 1 à 4 (Annexe 1) illustrent l aspect et la localisation de cette cavité. Des investigations supplémentaires ont pu montrer l'existence de deux autres cavités, plus petites que la première, près d'un autre adaptateur Les hypothèses sur les origines et les processus de défaillance 3.1. Les origines de la cavité de Davis Besse Selon la société FirstEnergy 7, propriétaire et exploitant du réacteur, une fissure axiale s'est développée à partir de 1990 dans l'adaptateur n 3 pour déboucher en surface du couvercle en 1995 après avoir parcouru tout l'adaptateur. La formation de la cavité est expliquée alors par le fait que l'acide borique, fuyant continuellement à travers cette fissure, a petit à petit corrodé l'acier ferritique constituant le couvercle. S appuyant sur la découverte de la cavité en 2002 et une concentration anormale de particules d oxyde de fer détectée dans l atmosphère du bâtiment réacteur en 1999, FirstEnergy estime rétrospectivement la vitesse de son expansion à approximativement 2 pouces par an (environ 50 mm/an) et la justifie par les fuites d'eau primaire qui continuaient à se répandre à travers la fissure sur la face externe du couvercle, qui contrairement à la face interne n est pas protégée contre la corrosion. 4. Rapport dit Root Cause Investigation de FENOC (FirstEnergy Nuclear Operation Co.) du 22 mars 2002, cité in Union of Concerned Scientists (UCS), Briefing Davis-Besse: the reactor with a hole in its head, Union of Concerned Scientists (UCS), Briefing Davis-Besse: the reactor with a hole in its head, Nuclear Monitor, Millimeters from disaster, 22 mars UCS, op. cit. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre5 Reste que les opérateurs n'ont pas décelé d'endommagement du couvercle durant les inspections visuelles de 1998 et de FirstEnergy explique cette inefficacité du contrôle en supposant que les cristaux d'acide borique recouvraient le couvercle, masquant ainsi la surface du métal 8. La photographie de la figure 6 (Annexe 2) illustre les conséquences visuelles du dépôt de cristaux d acide borique sur des éléments de couvercle de cuve La problématique des fissures Les problèmes de fissuration des couvercles de cuve sont un phénomène bien connu des spécialistes du nucléaire. Le parc nucléaire français, en particulier, a été largement touché par ce phénomène au début des années quatre-vingt dix. En 1991, EDF (Électricité de France) a révélé au public la détection de la première fissure dans le couvercle de cuve du réacteur de Bugey. Cette détection eut lieu en septembre 1991 lors de l'épreuve hydraulique décennale réglementaire à 207 bar de l'enveloppe du circuit primaire de ce réacteur qui fonctionnait depuis 12 ans 9. La fuite de 1 litre/heure découverte sur un adaptateur en Inconel 600 fut attribuée par EDF à une fissure longitudinale. Elle serait due selon EDF 10 : aux contraintes résiduelles notables dues à l'ovalisation de l'adaptateur lors de sa soudure au couvercle, à la sensibilité de l'inconel 600 au phénomène de corrosion sous contrainte intergranulaire. Les fissures peuvent avoir deux formes : la fissure longitudinale ou axiale qui est susceptible de fuir, donc de donner l'alerte, avant de rompre, la fissure circonférentielle qui, au contraire, peut céder sans avertissement. Les fissures du premier type, estimées comme gérables, ne sont pas considérées comme présentant des risques pour la conduite du réacteur 11. Par contre, celles du second type peuvent s'avérer plus pénalisantes et avoir des implications sérieuses pour la sûreté. En mai 1996, EDF signalait la fissuration dans le couvercle du réacteur n 2 de la centrale de Fesseinheim. La fissure axiale avait les dimensions suivantes 12 : profondeur de 3,2 mm au-dessus de la soudure entre l'adaptateur et le couvercle, longueur inférieure à 3 mm. De 1991 à 1996, EDF reconnaît que 41 adaptateurs sur 2800 inspectés présentaient des fissures 13. L'autorité de sûreté américaine NRC 14 (Nuclear Regulatory Commission) confirmait la position d'edf sur la nocivité des fissures et publiait dans le rapport d'évaluation du 8 UCS, op. cit. 9. Greenpeace, op. cit. 10. Revue Générale du Nucléaire, n 6, novembre-décembre Greenpeace, op. cit. 12. WISE-Paris, Les lacunes de la sûreté nucléaire d'edf Le cas de Cattenom, Briefing, 3 septembre Idem. 14. Nuclear Regulatory Commission (NRC), Circumferential cracking of reactor pressure vessel head penetration nozzles, Office of NRC, Washington DC, OMB control n du 3 août WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre6 19 novembre 1993 que les fissures axiales dans les couvercles de cuve ne présentaient pas un risque majeur 15 pour la sûreté du réacteur. C'est ce type de fissures qui a été encore découvert à : la centrale nucléaire d'oconee, unité 1 (ONS 1) en novembre 2000, la centrale d'arkansas, unité 1 (ANO 1) en février Cependant, récemment aux USA, des fissures circonférentielles autour des adaptateurs ont été identifiées par la présence de petites quantités de dépôt d'acide borique à la centrale d'oconee sur les couvercles de cuve de : l unité 3 en février 2001, l unité 2 en avril Une des fissures circonférentielles de l'unité 3 était particulièrement grande et présentait une implication sérieuse pour la sûreté. Elle entourait l'adaptateur en Inconel 600 sur 165 audessus de la soudure et prenait naissance à son diamètre extérieur. Une autre de ces fissures traversait l'épaisseur de l'adaptateur. Du point de vue cinétique de la fissuration, EDF 16 préconise une vitesse de propagation de 0,5 µm/heure une fois la fissure initiée. L autorité de sûreté nucléaire française 17 confirme ce chiffre en donnant cette vitesse inférieure à 4 mm/cycle (soit environ 3 mm en 8000 h). Mais la découverte des fissures circonférentielles de la centrale d'oconee (unités 2 et 3) a amené la NRC à adopter une attitude plus prudente en supposant que si l'adaptateur fuit, l'eau primaire très concentrée en bore pourrait être oxygénée et accroître le risque d'initiation de fissuration et augmenter le taux de croissance de la fissure. 4. Impact potentiel des fissures sur les couvercles de cuve Une cavité telle que celle découverte à Davis Besse peut avoir des conséquences graves sur la sûreté du réacteur. L'eau du circuit primaire, par le biais de l'acide borique qu'elle contient, a creusé une cavité dans l'épaisseur du couvercle de la cuve pour atteindre le revêtement intérieur en acier inoxydable. La cuve aurait pu alors connaître une rupture due à la pression interne qui y règne (environ 150 bar). Heureusement, le revêtement, bien que mince et soumis à la pression dans la cavité creusée, a plié mais n'a pas rompu, gardant l'eau de refroidissement confinée dans la cuve et sauvegardant donc la seconde barrière du réacteur. Dans le cas où ce revêtement aurait cédé, un accident très grave aurait pu se produire : c'est la perte du réfrigérant du réacteur appelé en anglais LOCA (Loss Of Coolant Accident) qui pourrait conduire à une fusion totale ou partielle du cœur du réacteur. 15.NRC, op. cit. 16. WISE-Paris, op. cit. 17. DSIN, Rapport annuel, La DSIN, Direction de la sûreté des installations nucléaires, est l ancienne appellation de l autorité de sûreté nucléaire française, devenue en mars 2002 la DGSNR, Direction générale de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre7 La brèche aurait mené alors au relâchement d'un débit radioactif eau-vapeur à très haute pression qui aurait pu : amplifier l'endommagement des mécanismes de commande de grappes dans les adaptateurs avec pour conséquence, la création de nouvelles séquences accidentelles non prévues (déformation des adaptateurs bloquant la chute des barres), endommager les équipements de sûreté du réacteur situés au-dessus de la cuve et potentiellement entraîner une onde de choc suffisante pour casser et éjecter les barres de contrôle déjà fissurées qui, à leur tour vont détruire d'autres barres nécessaires à l'arrêt du réacteur. En tous les cas, la déformation des adaptateurs pourrait réduire les possibilités de réglage des barres de contrôle, donc le contrôle de la puissance du réacteur. Cela pourrait donc conduire à la défaillance de son arrêt d'urgence. Dans ce cas, le cœur continuerait à fournir de la puissance qui ne serait certainement pas évacuée totalement. Un risque d'accumulation d'hydrogène par pyrolyse de l'eau et donc d'explosion s'ajouterait au scénario. Bien que les pompes soient supposées continuer à fonctionner normalement en milieu fortement agressif, le combustible pourrait sous de telles conditions connaître au moins une fusion partielle avec des rejets importants d'abord dans le bâtiment réacteur puis dans l'environnement en cas de perte de confinement du bâtiment réacteur. Dans le rapport qu elle a consacré à l accident «Le réacteur qui avait un trou dans la tête», l'union of Concerned Scientists 18 mentionne que : «Dans différentes installations nucléaires aux USA et dans le monde, l'énergie thermohydraulique du mélange eau-vapeur jaillissant dans l'enceinte du réacteur lors d'un accident de type LOCA pourrait détruire des équipements et des canalisations, les débris se retrouveront alors dans le puisard où ils pourront colmater les sorties d'eau vers les pompes d'urgence. Les conséquences d'une brèche, similaire à celle trouvée à Davis Besse, pourraient bloquer les puisards de 46 % des installations existantes aux USA. Celles d'une cavité légèrement plus grande endommageraient 82 % de ces réacteurs.» Greenpeace 19 avait déjà signalé, dans son étude consacrée en 1993 aux phénomènes de fissures observés sur le parc français, que : selon une étude allemande, les petites et moyennes brèches sur le circuit primaire contribuent pour 45 % à la fréquence attendue des fusions de cœur, selon une étude française plus conservatrice, ce chiffre est ramené à la proportion malgré tout très importante de 28 %. Même limitée, la probabilité d'une catastrophe (fusion de cœur) n'est donc pas à exclure dès lors qu on aborde les phénomènes de fissuration sur la cuve et le circuit primaire. Un autre paramètre doit être pris en compte : la corrosion du couvercle n est pas nécessairement restreinte au voisinage d'un seul adaptateur. L'éjection simultanée de plusieurs mécanismes de commande de grappes, risque très important pour la conduite du réacteur, doit donc être envisagée comme le pire cas possible (worst case scenario). 18. UCS, op. cit. 19. Greenpeace, op. cit. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre8 En conclusion, les fissures constituent dans tous les cas une dégradation de la barrière de confinement du circuit primaire, et sont toujours un évènement sérieux. Dans ce domaine, la cavité de Davis Besse représente un avertissement. La NRC a d'ailleurs classé l'incident de Davis Besse au niveau 3 sur l'échelle INES, classement des évènements nucléaires comprenant 8 niveaux (0 pour les événements mineurs, de 1 à 3 pour les incidents, de 4 à 7 pour les accidents). 5. Les lacunes dans la surveillance 5.1. La faiblesse des dispositifs de contrôle Le dépôt d'acide borique sur la surface du couvercle de Davis Besse où le trou fut découvert était connu par la NRC depuis et aucune disposition sérieuse n'a été prise. La corrosion des tubes en Inconel 600 des générateurs de vapeur, par sa similitude, aurait due provoquer la vigilance pour la surveillance du couvercle de cuve. Par ailleurs, First Energy 21 fait remarquer que dès 1999, une concentration anormale de particules d'oxyde de fer a été détectée dans l'atmosphère du bâtiment réacteur, ce qui laisserait penser que le couvercle était déjà bien rongé. Cependant, aucune action n a été initiée. Si l'acide borique s'est retrouvé sur le couvercle, c'est du fait des fuites par les fissures ou par les cavités. Le contrôle télévisuel, à lui seul, n est pas suffisant pour quantifier les fissures à cause de la configuration du couvercle, des différentes protections et des différents dépôts, notamment les couches de cristaux boriques, qui gênent l accès et masquent le débouché des fissures. Ce type de contrôle souffre généralement de la résolution optique des appareils utilisés 22 et connaît les mêmes limites que les autres techniques de contrôle non destructif. En effet, le programme européen PISC (Programme of Investigation of Steel Components, ) a montré une dispersion significative des résultats de contrôle et ce, pour des conditions opératoires largement plus favorables que celles que l'on pourrait rencontrer sur le couvercle d'un réacteur nucléaire. Nécessitant en outre un traitement de surface (nettoyage), le contrôle télévisuel est donc souvent impossible à réaliser correctement du fait des fortes doses d'irradiation susceptibles d'être reçues par les opérateurs. Par ailleurs, lors des opérations prévues de maintenance, les opérateurs avaient pour mission de rechercher des fissures et non la corrosion, mission d'autant plus ardue que le couvercle et les adaptateurs sont recouverts d'une isolation métallique rendant l'accès particulièrement difficile 23. Cette isolation, par contre, n'empêche pas le déversement de l'acide et peut d'ailleurs exacerber son action corrosive. En conclusion, pour Davis Besse, l'examen télévisuel est biaisé et le couvercle n'est pas vérifié correctement. 20. Nuclear Monitor, op. cit. 21. Cité par UCS, op. cit. 22. UCS, op. cit. 23. UCS, op. cit. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre9 5.2. Contrôle insuffisant et négligence Si les examens réguliers de contrôle visuel ne permettaient pas de déceler un phénomène tel que celui découvert à Davis Besse, d autres indications, si elles avaient été prises en compte, auraient pu donner l alerte. En premier lieu, FirstEnergy a noté que la concentration en particules de fer, révélatrice de corrosion, était anormalement élevée dans le bâtiment réacteur. Mais cette indication n a pas été exploitée. Vraisemblablement, d autres aérosols, émanant du circuit primaire, ont dû se retrouver sur les filtres de très haute efficacité en sortie du bâtiment. Mais cela n a visiblement pas généré d alerte. De plus l eau borée, en fuyant à travers le couvercle sous forme vapeur, se condense sur les surfaces froides et augmente anormalement la radioactivité dans le bâtiment. Ce phénomène n a vraisemblablement pas, ou pas suffisamment, été pris en compte. L augmentation de l hygrométrie due aux fuites d eau primaire dans le bâtiment réacteur et la détection de l iode auraient dû alerter les services de radioprotection de la centrale. En effet, une telle augmentation a des répercussions directes sur les filtres en charbon actif, et donc sur les mesures enregistrées qui auraient pu enclencher des actions correctives. Enfin la variation non négligeable du volume du circuit primaire, due aux fuites, aurait dû provoquer une alarme. Comme la sûreté exige que tout composant entrant en contact avec l'eau du circuit primaire soit fabriqué dans un matériau résistant à la corrosion ou protégé par une couche d'acier inoxydable, on ne devait donc pas tolérer de fuites acides sur l'acier au carbone. Un rapport publié le 9 octobre 2002 par le groupe de travail mis en place par la NRC dénonce la responsabilité des acteurs. L insuffisant contrôle de l autorité et la négligence de l opérateur ont transformé un phénomène évitable en véritable problème de sûreté. Ainsi que le résume Ed Hackett, l un des auteurs du rapport, «personne n a connecté les points. ( ) Alors que toute l information était là, elle aurait dû être rassemblée» 24. Le rapport dégage trois causes principales à l absence de détection et d action entre le début supposé du phénomène, en 1998, et la découverte de la cavité en mars 2002 : L autorité de sûreté, l opérateur de la centrale et l industrie nucléaire en général n ont pas suffisamment évalué et intégré l expérience d exploitation dans ce domaine. L opérateur de la centrale a échoué à accorder l attention requise aux problèmes de sûreté de ses installations. La NRC n a pas intégré l information connue ou disponible dans son évaluation de la performance sur le plan de la sûreté de la centrale de Davis Besse. En particulier, le rapport relève que ces acteurs étaient informés des précédents observés en France, dans les années 1990, et aux Etats-Unis (Oconee) en Or la NRC, au lieu d organiser une recherche préventive des fuites, s est contentée de demander aux opérateurs quels étaient leurs plans pour gérer d éventuelles fuites qui surviendraient sur les adaptateurs. De plus, ni la NRC ni l opérateur n ont tiré les conséquences de l apparition des dépôts d acide borique, identifiés dès Cité par Environment News Service, Nuclear agency takes blame for Ohio reactor damage, 10 octobre Traduction WISE-Paris. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre10 Pour Ed Hackett, «l état d esprit de toutes les parties était que les dépôts d acide borique n étaient pas un vrai problème. ( ) Tout le monde croyait que des dégradations de ce type étaient très improbables, alors même que l historique de ce genre de phénomène sur les centrales américaines et étrangères montre que les dégradations peuvent être très rapides» Les origines conceptuelles de l endommagement 6.1. Montage et soudure des adaptateurs Le montage des adaptateurs se fait par frettage. Il nécessite d'abord des logements de grande précision et un état de surface très propre pour garantir un état de contrainte quantifié nécessaire à la qualité de la liaison. L'adaptateur est refroidi à la température de l'azote puis introduit dans son logement où le retour à la température ambiante crée ensuite une contrainte de frettage. Celle-ci ne sera conservée que s'il n'y a pas trop de fluage dans les cycles thermiques que connaît la cuve. D'autre part, un montage par frettage ne peut être considéré comme étanche. Il nécessite une soudure d'étanchéité qu on réalise généralement dans une zone de faibles contraintes. La soudure réalisée sur l'adaptateur à Davis Besse ne correspond pas à ces critères. Elle lie en effet 3 matériaux aux comportements mécaniques et thermiques assez différents, ne serait-ce que par leur dilatation thermique. En elle-même, la soudure d'un acier inoxydable avec un acier au carbone est par essence fragilisante pour l'acier inoxydable du fait de son appauvrissement en carbone. Généralement, l'acier inoxydable perd ses caractéristiques au niveau de cette soudure. Il ne serait pas étonnant que la fissuration commence à ce niveau. Dans la conception il faut aussi noter que cette soudure, de par sa situation à l'intérieur de la cuve, ne peut plus être contrôlée Origine des fissures Il est probable que la fissure soit née au niveau de la soudure entre l'adaptateur, l'acier inoxydable et l'acier au carbone. L'eau borée s'infiltre alors axialement dans l'interstice laissé par le montage par frettage et commence à ronger l'acier au carbone par corrosion électrolytique fer-nickel. Cette corrosion se développe sous forme caverneuse sous la surface du couvercle, ce qui explique l'absence de sa détection par les examens télévisuels. Au bout d'un certain temps, assez long d'ailleurs, cette corrosion apparaît sous forme de cavité telle que celle qui a été trouvée à Davis Besse Types des fissures Très tôt, EDF a affirmé n avoir trouvé et ne pouvoir trouver que des fissures longitudinales sur les couvercles de cuves, fissures réputées ne pas présenter de risque majeur pour la sûreté. La NRC a repris et confirmé cette affirmation en Les détections de fissures circonférentielles sur les couvercles de cuves des unités numéro 1 et 2 de la centrale américaine d Oconee ont infirmé les déclarations d EDF et de la NRC. Elles démontrent que la probabilité d existence de telles fissures dans les couvercles de cuve n est pas du tout négligeable. 25 Idem. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre11 Dans un souci de sûreté, il semblerait aujourd hui préférable de considérer, vu les contraintes, les cycles thermohydrauliques et thermomécaniques, les matériaux en présence et la fatigue des matériaux due aux irradiations, qu une fissure axiale alimentée en eau borée peut évoluer vers une fissure circonférentielle et présenter donc un risque majeur d éjection de l adaptateur et des barres de contrôle Réparation des fissures Une fois détectée, une fissure importante, ou pire encore une cavité telle que celle de Davis Besse, pose un problème difficile à régler. Si la réparation est envisageable, la faisabilité d'une telle opération dépend fortement de l emplacement des dégradations. En effet, pour une fissure sur la surface du couvercle, dans l'acier ferritique, le remède préconisé est d'éliminer la concentration de contrainte en bout de fissure en faisant un trou à chacune de ses extrémités et en arrondissant son corps sous forme de gouttière. En revanche, pour une fissure au pied de l'adaptateur sur la face extérieure du couvercle, cela semble impraticable et sans effet vu l'interstice entre l'adaptateur et le couvercle. Si comme on peut le penser, l'origine est au niveau de la soudure, aucune réparation ne peut être menée sans démontage du couvercle de cuve. 7. Les dispositifs de sûreté et leur limites 7.1. Les parades en cas de rupture due à une fissuration Une fissuration importante, et plus encore une grosse cavité, peut conduire à la perte de réfrigérant du réacteur, qui peut avoir lieu en cas de rupture de la couche inoxydable ou d éjection de l'adaptateur et de tout ce qu il contient. Dans un tel scénario, le principal problème est lié à la menace que le réacteur se vide rapidement de son eau à travers le trou créé dans la cuve. Pour compenser un telle perte d'eau dans le réacteur, des moyens sont prévus lors de son dimensionnement 26 : d'abord l'eau du pressuriseur et celle des accumulateurs se déverseraient dans le circuit primaire et donc dans la cuve, puis, l'eau des bâches de stockage (noté RWST) reprendrait la relève par l'intermédiaire des pompes haute, intermédiaire et basse pression (ces bâches se videraient en 30 à 45 mn), les opérateurs fermeraient alors les vannes entre les pompes et les bâches (RWST) et ouvriraient les vannes entre la pompe d'injection à basse pression et le puisard qui récupère l'eau échappée du couvercle de cuve (la pompe citée (basse pression) aurait pour fonction de reverser cette eau récupérée dans la cuve), un système auxiliaire d'eau froide fournirait également de l'eau à l'échangeur de chaleur pour en extraire la chaleur. Ces dispositifs sont schématiquement représentés dans la figure 7 (Annexe 2) Les limites des dispositifs de sûreté À travers les enseignements tirés de l expérience d exploitation des réacteurs, il faut rester prudent sur les séquences de mise en œuvre des dispositifs de sûreté tels qu'ils sont présentés dans les exercices théoriques. 26. UCS, op. cit. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre12 Bien des écarts aux comportements théoriques des mécanismes d'urgence et à la conduite de la sûreté du réacteur ont été mentionnés dans diverses installations nucléaires américaines : À Three Mile Island (en mars 1979), lors de l'accident, du fait que les instruments indiquaient faussement un trop plein d'eau dans la cuve, les pompes d'urgence furent arrêtées, ce qui a engendré les conséquences que l'on connaît. À Haddam Neck (1996), il a été constaté que la tuyauterie était sous dimensionnée, ne permettant pas un débit suffisant pour noyer le cœur du réacteur à temps et éviter ainsi sa fusion. Cette découverte eut lieu 20 ans après sa mise en service. À Callaway (2001), des débris provenant des bâches de stockage (RWST) ont bouché les pompes les rendant inefficaces. Du point de vue des dispositifs de sécurité, il est nécessaire de doter rapidement les mécanismes des grappes de contrôle du réacteur de systèmes anti-éjection. 8. Les répercussions éventuelles sur le parc français Dès l'apparition de la fissure longitudinale de Bugey en 1991, EDF a prévu différentes mesures : réparer les fissures lorsqu'elles dépassent 4 mm de profondeur 27, surveiller le couvercle de cuve pour détecter les fuites en analysant la teneur en azote 13 de son atmosphère 28, utiliser, pour la fabrication des adaptateurs, l'inconel 690, dont le retour d expérience a montré qu il est moins susceptible à la fissuration que l'inconel 600, changer les couvercles endommagés. À propos du problème de la fissuration des couvercles de cuve, les experts de la sûreté nucléaire français annonçaient dès 1997 : «les fissures pourraient tout au plus conduire à une faible fuite d'eau borée qui pourrait entraîner à terme une dégradation du couvercle» 29. L'incident majeur de Davis Besse montre que l ampleur des dégradations possibles est bien supérieure aux estimations. La technologie française reprenant le même concept, le même type d'incident est à redouter sur le parc de réacteurs à eau sous pression exploité par EDF. Lors d une conférence de presse, le 20 mars 2002, André-Claude Lacoste, directeur de l autorité de sûreté nucléaire française, a estimé que le problème de Davis Besse relevait du même phénomène, en «plus aigu», que celui observé en France au début des années 1990, sans toutefois estimer qu une réévaluation de ce problème soit nécessaire dans l immédiat pour le parc français. Alors qu EDF semble avoir pris du retard dans le programme établi il y a plus de 10 ans, le cas Davis Besse rappelle au contraire que l examen minutieux des couvercles de cuve est au contraire une priorité. Il est indispensable de détecter au plus tôt toutes les fissures des couvercles, et de rechercher d'éventuelles corrosions qui ont pu y prendre naissance. Parallèlement aux opérations de contrôle, EDF doit mener des actions correctives. Ces dernières ont pour but de diminuer les risques de création de fissure. 27. WISE-Paris, op. cit. 28. Greenpeace, op. cit. 29. Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN), Anomalies sur les couvercles des cuves des réacteurs à eau sous pression de 900 Mwe et de 1300 Mwe, Fiche Info n 187, avril WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre13 Deux voies peuvent être privilégiées : le choix d'un matériau, moins susceptible à la fissuration, que l'inconel 600 pour l'adaptateur des mécanismes des grappes de contrôle, la redéfinition de la soudure de l'adaptateur au couvercle afin d'éliminer la possibilité de création d'un champ de contraintes favorables à la création de défauts. Cette démarche entraîne logiquement le remplacement des couvercles endommagés ou non. Le risque ne pouvant être supprimé complètement, il reste la possibilité de jouer sur ses conséquences en dotant les grappes de contrôle de systèmes anti-éjection, de façon à assurer l'arrêt d'urgence du réacteur. WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre14 ANNEXES Annexe 1 : Illustrations la cavité découverte à Davis Besse Figure 1 : Photographie de l endommagement découvert Source : Ohio Citizen Action, reproduit par Environment News Service,octobre 2002 Figure 2 : Photographie de l endommagement découvert Source : Union of Concerned Scientists, 2002 WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre15 Figure 3 : Schéma de l endommagement Source : Union of Concerned Scientists, 2002 Figure 4 : Localisation de la cavité sur le couvercle du réacteur Source : NRC, reproduit par Environment News Service, octobre 2002 WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre16 Annexe 2 : Illustrations complémentaires Figure 5 : Manchette d'adaptation pour les mécanismes des grappes de contrôle Figure 6 : Cristaux d acide borique sur la surface d un couvercle de cuve Source : NRC, août 2001 Source : Union of Concerned Scientists, 2002 WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre17 Figure 7 : Schémas des dispositifs de secours d un réacteur du type Davis Besse Source : Union of Concerned Scientists, 2002 WISE-Paris Briefing DAB1-v1, 11 octobre Montrer encore
A B C Accélérateur Egalement appelé pompe de circulation ou circulateur, l accélérateur assure la circulation de l eau de chauffage entre la chaudière et les pièces à chauffer. Les installations très anciennes Plus en détail Conséquences radiologiques et dosimétriques en cas d accident nucléaire : prise en compte dans la démarche de sûreté et enjeux de protection
Conséquences radiologiques et dosimétriques en cas d accident nucléaire : prise en compte dans la démarche de sûreté et enjeux de protection 9 juin 2010 / UIC Paris Présenté par E. COGEZ, IRSN Contexte Plus en détail Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant
Université Ibn Tofail Faculté des Sciences-kénitra Master Techniques Nucléaires et Radioprotection Centrale Nucléaire Nuclear Power Plant Réalisé par YOUNES MEHDAOUI Responsable du Master : Pr. Oum Keltoum Plus en détail LA PRÉVENTION DES RISQUES SUR LES CENTRALES NUCLÉAIRES D EDF
LA PRÉVENTION DES RISQUES SUR LES CENTRALES NUCLÉAIRES D EDF L exploitation d une centrale nucléaire nécessite l utilisation d uranium dont la fission libère de l énergie et crée de la radioactivité. Appelés Plus en détail Présentations GTF. Point de vue d un utilisateur final. Durée de vie des ouvrages : Approche Prédictive, PerformantielLE et probabiliste
Présentations GTF Présenté par : Georges NAHAS Organismes : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN) Paris 26 mai 2009 Introduction Le vieillissement des ouvrages de génie civil et plus Plus en détail DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 16 octobre 2012
RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIVISION DE BORDEAUX Bordeaux, le 16 octobre 2012 Référence courrier : Référence affaire : CODEP-BDX-2012-017020 PINSN-BDX-2012-0805 INSSN-BDX-2012-0856 Monsieur le directeur du CNPE Plus en détail Méthode de monitoring de la corrosion localisée par la technique d émission acoustique : information, diagnostic et aide à la décision.
Matériaux 2014 Méthode de monitoring de la corrosion localisée par la technique d émission acoustique : information, diagnostic et aide à la décision. Alain PROUST, Jean Claude LENAIN, Thierry FAURE - Plus en détail CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION
CONTRÔLE ET PILOTAGE DES RÉACTEURS À EAU SOUS PRESSION Une réaction en chaîne s entretient dans un réacteur nucléaire par la succession de fissions de noyaux qui libèrent à leur tour des neutrons. Mais Plus en détail F <\ 8 ûoo G f- FRAD0C-4_i. FRAMATOHE, 92-Courbevoie prance}
F Plus en détail CODAP 2010, Divisions 1, 2 et 3
CODAP 2010, Divisions 1, 2 et 3 Alain Bonnefoy (SNCT, France abonnefoy@snct.org) Gérard Perraudin (SNCT, France g.perraudin@wanadoo.fr) RESUME Cette nouvelle édition des Divisions 1 et 2 du CODAP propose Plus en détail Intervention notable sur colonne de grande hauteur
A.F.I.A.P. Association française des ingénieurs en appareils à pression Intervention notable sur colonne de grande hauteur Xavier LEBLANC Responsable Inspection GRANDE PAROISSE Gd Quevilly Jean-Noël SIMIER Plus en détail INCIDENT CANALISATION BENZENE LAVERA / FEVRIER 2012. Journées GEMER 2014 P Sebastiani
INCIDENT CANALISATION BENZENE LAVERA / FEVRIER 2012 Journées GEMER 2014 P Sebastiani 1 Sommaire Le Site de Lavéra Rappel des faits et gestion de l incident Caractéristiques de la canalisation Investigations Plus en détail La perte des systèmes de refroidissement La perte des alimentations électriques
La perte des systèmes de refroidissement La perte des alimentations électriques Séminaire IRSN / ANCCLI du 14 septembre 2011 Pascal QUENTIN IRSN - Direction de la sûreté des réacteurs 1 Trois fonctions Plus en détail Entretien préventif du forage de la Mance
Entretien préventif du forage de la Mance Localisation du forage de la Mance. Le forage de la Mance est exploité depuis 1994 (date d exécution du 09/03/1994 au 19/04/1994). Cet ouvrage présente les caractéristiques Plus en détail EXISTANT : ORIGINES, DIAGNOSTIC ET TRAITEMENTS
L HUMIDITÉ DANS LE BÂTI B EXISTANT : ORIGINES, DIAGNOSTIC ET TRAITEMENTS Pour comprendre comment agit l humiditl humidité,, il faut d abord d connaître Comment s effectuent la pénétration et la propagation Plus en détail Montrouge, le 9 février 2015. Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Brossolette 92120 MONTROUGE
RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 9 février 2015 Réf. : CODEP-DCN-2015-002998 Monsieur le Directeur Centre national d équipement nucléaire (CNEN) EDF 97 avenue Pierre Plus en détail CONTROLE DES EQUIPEMENTS D UN VEHICULE ELECTRIQUE OU HYBRIDE SOMMAIRE 1 OBJET ET DOMAINE D APPLICATION... 2
Transports INSTRUCTION TECHNIQUE A 1/13 SOMMAIRE 1 OBJET ET DOMAINE D APPLICATION... 2 2 REFERENCES NORMATIVES ET REGLEMENTAIRES... 2 3 DEFINITIONS ET ABREVIATIONS... 2 4 PRESCRIPTIONS... 5 4.1 TESTS DE Plus en détail Notions sur les différentes Chaudières au sol
TECHNIQUES DES INSTALLATIONS SANITAIRES Nom : ET ENERGIES THERMIQUES Chaudières au sol Section énergétique Mr CHENUIL Notions sur les différentes Chaudières au sol On donne : Un dossier ressource définissant Plus en détail Les différents éléments d un CESI
Les différents éléments d un CESI 1. Capteur Solaires 1.1. Introduction Un capteur solaire thermique est un dispositif qui transforme le rayonnement solaire en énergie thermique. Les caractéristiques générales Plus en détail CIMI - CDT Cellule de Diffusion Technique - p 1 LE SOUDAGE AU SERVICE DE LA MAINTENANCE
CIMI - CDT Cellule de Diffusion Technique - p 1 LE SOUDAGE AU SERVICE DE LA MAINTENANCE CIMI - CDT Cellule de Diffusion Technique - p 2 Le soudage Assemblage de plusieurs éléments suite à la fusion obtenue Plus en détail Rapport d évaluation final sur la problématique des indications de défauts constatées sur les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2
Rapport d évaluation final sur la problématique des indications de défauts constatées sur les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 AFCN Mai 2013 1. Introduction En juin 2012, à l occasion d un nouveau Plus en détail Comité scientifique de l ANCCLI
Comité scientifique de l ANCCLI Suivi des visites décennales des installations nucléaires de base et implication dans le suivi de leur fonctionnement Guide méthodologique à l intention des commissions Plus en détail Annexe 13 Réexamens de sûreté et visites décennales des réacteus à eau sous pression
Annexe 13 Réexamens de sûreté et visites décennales des réacteus à eau sous pression 10 juin 2011 Réexamens de sûreté et visites décennales (VD) Sur le plan réglementaire, il n y a pas en France de limitation Plus en détail PROTECTION EN CAS D URGENCE DANS L ENVIRONNEMENT DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DE CATTENOM
PROTECTION EN CAS D URGENCE DANS L ENVIRONNEMENT DE LA CENTRALE NUCLEAIRE DE CATTENOM Informations pour la population de Rhénanie-Palatinat Editeur: Aufsichts- und Dienstleistungsdirektion Willy- Brandt- Plus en détail CONFÉRENCE DE PRESSE. 3 septembre 2015. Jean-Bernard LÉVY Président-Directeur Général
CONFÉRENCE DE PRESSE 3 septembre 2015 Jean-Bernard LÉVY Président-Directeur Général Xavier URSAT Directeur Exécutif Ingénierie et Projets Nouveau Nucléaire EDF, ÉLECTRICIEN RESPONSABLE CHAMPION DE LA CROISSANCE Plus en détail Manuel d installation et entretien Panneau SOLAIRE THERMIQUE
Manuel d installation et entretien Panneau SOLAIRE THERMIQUE Octobre 0 index RÉCEPTION DU MATÉRIEL SÉCURITÉ INSTRUCTIONS DE MANIPULATION ET DE STOCKAGE Réception du matériel Sécurité Manipulation et stockage Plus en détail La sécurité des canalisations de transport de gaz. Ministère de l'écologie, de l'énergie, du Développement durable et de la Mer
La sécurité des canalisations de transport de gaz Ministère de l'écologie, de l'énergie, du Développement durable et de la Mer CARACTERISTIQUES DU GAZ NATUREL Le gaz naturel contient essentiellement : Plus en détail Eau chaude sanitaire FICHE TECHNIQUE
FICHE TECHNIQUE Eau chaude sanitaire 2 5 6 6 CONNAÎTRE > Les besoins d eau chaude sanitaire > Les modes de production > La qualité de l eau > Les réseaux de distribution > La température de l eau REGARDER Plus en détail Axel Laprise et Guillaume Larouche Groupe 022140 Enveloppe 221-C40-CH ANALYSE D'UNE TOITURE DE RÉSIDENCE. Présenté à: Jean-René Cloutier-Ménard
Axel Laprise et Guillaume Larouche Groupe 022140 Enveloppe 221-C40-CH ANALYSE D'UNE TOITURE DE RÉSIDENCE Présenté à: Jean-René Cloutier-Ménard Technologie de l'architecture 21 septembre 2010 Table des Plus en détail APTITUDE DE LA THERMOGRAPHIE INFRAROUGE À DÉTECTER LES FISSURES ET NIDS D ABIELLE DANS LE BÉTON
APTITUDE DE LA THERMOGRAPHIE INFRAROUGE À DÉTECTER LES FISSURES ET NIDS D ABIELLE DANS LE BÉTON J. RHAZI, S. NAAR Groupe de Recherche sur l Auscultation et l Instrumentation Département de génie civil Plus en détail Ce document a été numérisé par le CRDP de Montpellier pour la Base Nationale des Sujets d Examens de l enseignement professionnel
Ce document a été numérisé par le CRDP de Montpellier pour la Base Nationale des Sujets d Examens de l enseignement professionnel Ce fichier numérique ne peut être reproduit, représenté, adapté ou traduit Plus en détail Etude du comportement en mécanique de la rupture de l acier T91 en milieu sodium liquide
Etude du comportement en mécanique de la rupture de l acier T91 en milieu sodium liquide Samuel HEMERY (2 e année) Directeur de thèse: Thierry Auger (CNRS) Encadrant CEA: Jean Louis Courouau (DPC/SCCME/LECNA) Plus en détail Chapitre 4 Soudage à l arc sous gaz avec électrode de tungstène
Chapitre 4 Soudage à l arc sous gaz avec électrode de tungstène Objectifs pédagogiques Après l étude de ce chapitre, vous pourrez : Différencier les effets des polarités CCDP, CCPI et c.a. sur le nettoyage Plus en détail Montrouge, le 18 juillet 2014. Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel 93 282 SAINT-DENIS CEDEX
RÉPUBLIQUE FRANÇAISE DIRECTION DES CENTRALES NUCLEAIRES Montrouge, le 18 juillet 2014 Réf. : CODEP-DCN-2014-018653 Monsieur le Directeur Division Production Nucléaire EDF Site Cap Ampère 1 place Pleyel Plus en détail RELEVE D ETAT DU PONT DES GRANDS-CRÊTS. On a procédé une auscultation visuelle entre le 23 et le 29 mars 2007.
RELEVE D ETAT DU PONT DES GRANDS-CRÊTS On a procédé une auscultation visuelle entre le 23 et le 29 mars 2007. Pour mieux comprendre les résultats ici une petit plan où il y a signalées les différentes Plus en détail Phase avant-projet : Performances thermiques d'une construction résidentielle à ossature légère en acier
Phase avant-projet : Performances thermiques d'une construction résidentielle à Ce document décrit comment obtenir une performance thermique satisfaisante dans une construction légère en acier par l'application Plus en détail RAPPORT SUR LA VISITE DÉCENNALE N 2 DU RÉACTEUR 1 DU SITE DE FESSENHEIM
RAPPORT SUR LA VISITE DÉCENNALE N 2 DU RÉACTEUR 1 DU SITE DE FESSENHEIM Jean Marie BROM, Gérard GARY, Monique SENÉ, Raymond SENÉ Groupement de Scientifiques pour l'information sur l'énergie Nucléaire 6 Plus en détail Etude d un cas concret Scénario de démantèlement. Michel TACHON CEA - Marcoule
Etude d un cas concret Scénario de démantèlement Michel TACHON CEA - Marcoule Local effluents : implantation Fosse effluents 12 m 5 m Entreposage déchets radioactifs hall principal (zone contrôlée) Local Plus en détail Levée du point d arrêt lié au permis de la centrale nucléaire de Pickering d Ontario Power Generation
Levée du point d arrêt lié au permis de la centrale nucléaire de Pickering d Ontario Power Generation Présentation au Comité de la santé nucléaire de Durham Le 14 novembre 2014 Miguel Santini Directeur, Plus en détail NOTE TECHNIQUE. Figure 1 : schéma des réseaux d alimentation électrique externes et interne des réacteurs
REPUBLIQUE FRANCAISE Paris, le 17 février 2010 NOTE TECHNIQUE Le rôle pour la sûreté des groupes électrogènes de secours à moteur diesel des réacteurs de 900 MWe et la problématique de l usure prématurée Plus en détail CANALISATIONS A L AIR LIBRE OU DANS LES PASSAGES COUVERTS, OUVERTS SUR L'EXTERIEUR SOMMAIRE
CAHIER DES CHARGES AFG CANALISATIONS A L AIR LIBRE OU DANS LES PASSAGES COUVERTS, OUVERTS SUR L'EXTERIEUR RSDG 5 15 décembre 2002 SOMMAIRE 1. - REGLES GENERALES 2 1.1. - Objet du cahier des charges 2 1.2. Plus en détail INSTRUCTIONS D ENTRETIEN
INSTRUCTIONS D ENTRETIEN Pompe à chaleur Danfoss DHP-R VUBME104 VUBME104 Sommaire 1 Important... 4 1.1 Consignes de sécurité...4 1.2 Protection...4 2 Généralités... 5 2.1 Description du produit...5 2.2 Plus en détail La protection respiratoire à adduction d air
7Fiche technique La protection respiratoire à adduction d air La pompe à air ambiant Dans les ateliers de carrosserie, le décapage au jet d abrasif et la pulvérisation de produits contenant des isocyanates Plus en détail Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique
Avis DSR/2010-065 26 février 2010 Avis de l IRSN sur la tenue en service des cuves des réacteurs de 900 MWe, aspect neutronique et thermohydraulique Par lettre du 19 février 2009, l Autorité de sûreté Plus en détail Le bac à graisses PRETRAITEMENT. Schéma de principe. Volume du bac à graisses. Pose
Le bac à graisses Schéma de principe Lorsqu on a une longueur de canalisation importante entre la sortie des eaux de cuisine et la fosse septique toutes eaux, il est fortement conseillé d intercaler un Plus en détail Transformer L énergie
Chapitre IV : Les récepteurs hydrauliques. IV.1 Introduction : Les récepteurs hydrauliques transforment l énergie hydraulique en énergie mécanique. On distingue : - Les récepteurs pour mouvement de translation Plus en détail Les matériels des centrales électronucléaires sont
1La sûreté des réacteurs 1 3 Le vieillissement des centrales électronucléaires F. VOUILLOUX (IRSN) P. RÉGNIER (BASP) O. MORLENT (SAMS) G. CATTIAUX (BAMM) S. BOUSQUET (BASME) Les matériels des centrales Plus en détail Autorité de sûreté nucléaire et Bilan du contrôle de la centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice en 2013
Autorité de sûreté nucléaire et Bilan du contrôle de la centrale nucléaire de Saint-Alban / Saint-Maurice en 2013 CLI de Saint-Alban / Saint-Maurice l Exil 19 mai 2014 19/05/2014 1 L Autorité de sûreté Plus en détail THERMOCOUPLE ETENDUES D'EMPLOI. En service intermittent, il est possible d'augmenter la température maximale d'utilisation de 5% à 20%
THERMOCOUPLE GENERALITE Un couple thermo-électrique doit satisfaire aux conditions suivantes pour permettre une utilisation industrielle: - Développer des forces électromotrices qui ne diffèrent que de Plus en détail Synthèse du rapport de l IRSN sur l examen de la démarche de classement de sûreté du réacteur EPR de Flamanville
29 Avril 2014 Synthèse du rapport de l IRSN sur l examen de la démarche de classement de sûreté du réacteur EPR de Flamanville Contexte Le classement de sûreté constitue la démarche formalisée et structurée Plus en détail GS301-A Notice d installation et d utilisation.
IMPORTANT: LIRE ENTIEREMENT CETTE NOTICE ET LA COMPRENDRE. GARDER CETTE NOTICE EN LIEU SUR ET IMMEDIATEMENT ACCESSIBLE. Alarme Périphérique Infra-Rouge GS301-A Notice d installation et d utilisation. Description Plus en détail TRAITEMENT DES SURFACES INTERIEURES D UNE CUVE DE STOCKAGE D UN CHAUFFE EAU SOLAIRE ALGERIEN
TRAITEMENT DES SURFACES INTERIEURES D UNE CUVE DE STOCKAGE D UN CHAUFFE EAU SOLAIRE ALGERIEN CHIKHI Mourad 1, SELLAMI Rabah 1 et Merzouk Kasbadji Nachida 1 1: Unité de Développement des Equipements Solaires Plus en détail Bepac eau chaude sanitaire à capteur sol. Bepac. Ecs 300LT CAPTEUR SoL
Ecs 300LT CAPTEUR SoL 1 Pose du Capteur Manuel d installation et utilisation Le capteur se pose à 80 cm de profondeur, il doit être installé dans le sol et sera recouvert de terre.(tolérance du terrassement Plus en détail APPLICATION RULES Fication mecanique de l étancheite
APPLICATION RULES Fication mecanique de l étancheite AR-09 APPLICATION RULES 1.1 GENERALITES Avec un complexe d étanchéité fixé mécaniquement, on peut considérer trois familles de techniques : A. Les panneaux Plus en détail Conseil économique et social
Nations Unies Conseil économique et social ECE/TRANS/WP.15/AC.1/2014/30 Distr. générale 31 décembre 2013 Français Original: anglais Commission économique pour l Europe Comité des transports intérieurs Plus en détail Indications de défauts dans les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport intermédiaire 2014
2014 Indications de défauts dans les cuves des réacteurs de Doel 3 et Tihange 2 Rapport intermédiaire 2014 FANC-AFCN 16-12-2014 Table des matières 1. Introduction... 3 2. Historique... 3 3. Evolution des Plus en détail Remplacement des chaudières dans les immeubles d appartements
Remplacement des chaudières dans les immeubles d appartements Xavier Kuborn 7 octobre 2014 Avec le support de la guidance technologique éco-construction et développement durable de la Région de Bruxelles-Capitale Plus en détail Équilibrage hydraulique automatique des systèmes de chauffage et de refroidissement
Équilibrage hydraulique automatique des systèmes de chauffage et de refroidissement Débit adapté grâce à la régulation électronique par pièce Dr. Christoph Kummerer, Gauting D'après les estimations, seules Plus en détail Cahier technique professionnel. Dispositions spécifiques applicables aux équipements à paroi vitrifiée
A.F.I.A.P. Association française des ingénieurs en appareils à pression Cahier technique professionnel Dispositions spécifiques applicables aux équipements à paroi vitrifiée Edition février 2005 Pour tout Plus en détail Calcul d un vase d expansion à pression variable Flexcon pour une installation de chauffage central
Calcul des vases d'expansion pour les installations de chauffage central Calcul d un vase d expansion à pression variable Flexcon pour une installation de chauffage central Pour le calcul de vases d expansion Plus en détail GUIDE DE BONNES PRATIQUES POUR LA COLLECTE DE PILES ET ACCUMULATEURS AU LUXEMBOURG
GUIDE DE BONNES PRATIQUES POUR LA COLLECTE DE PILES ET ACCUMULATEURS AU LUXEMBOURG Version 1.0 1 Avant-propos Ce guide de bonnes pratiques a été préparé pour fournir des informations concernant la collecte Plus en détail Rapport RHF n 501. Définition de conditions particulières d application du titre III du décret 99-1046 à l équipement «Caisson Sous Ballast SFV»
Définition de conditions particulières d application du titre III du décret 99-1046 à l équipement «Caisson Sous Ballast SFV» Page : 2/29 TABLE DES MATIERES I. PREAMBULE/OBJECTIFS... 3 II. DESCRIPTION Plus en détail La machine d'inspection en service pour le suivi des cuves de réacteurs nucléaires
La machine d'inspection en service pour le suivi des cuves de réacteurs nucléaires Introduction : problématique Les installations de production électrique par l'énergie nucléaire sont prévues pour être Plus en détail LA PURGE DES CIRCUITS HYDRAULIQUES J-M R. D-BTP
LA PURGE DES CIRCUITS HYDRAULIQUES J-M R. D-BTP 2006 1 Solubilité de l air dans l eau Les causes de la présence des gaz Effet de la présence des gaz L élimination des gaz Les différents systèmes de purge Plus en détail Quel avenir pour l énergie énergie nucléaire?
Quel avenir pour lénergie l énergie nucléaire? Origine de l énergie nucléaire État critique du réacteur Utilité des neutrons retardés Quel avenir pour le nucléiare? 2 Composant des centrales nucléaires Plus en détail SOLUTIONS HYDRAULIQUES
01DOC1050 TABLE DES MATIÈRES OBJECTIFS ET EXIGENCES RELATIVES À L INSTALLATION 4 PRÉSENTATION DES SOLUTIONS HYDRAULIQUES 5 SOLUTIONS HYDRAULIQUES 6-9 RACCORDEMENT EN SÉRIE AVEC INJECTION - CHAUDIÈRE AVEC Plus en détail commandes de reproduction). DEMANDE DE BREVET D'INVENTION N 74 29544
ikictttht lu m n iia i INSTITUT NATIONAL DE LA PROPRIÉTÉ INDUSTRIELLE n'utiliser que pour les commandes de reproduction). PARIS A i DEMANDE DE BREVET D'INVENTION N 74 29544 Dispositif de supportage de Plus en détail Rec. UIT-R P.527-3 1 RECOMMANDATION UIT-R P.527-3 * CARACTÉRISTIQUES ÉLECTRIQUES DU SOL
Rec. UIT-R P.527-3 1 RECOMMANDATION UIT-R P.527-3 * CARACTÉRISTIQUES ÉLECTRIQUES DU SOL Rec 527-3 (1978-1982-1990-1992) L'Assemblée des radiocommunications de l'uit, considérant a) que la propagation de Plus en détail STANDARD DE CONSTRUCTION CONDUITS, ATTACHES ET RACCORDS DE
, ATTACHES ET RACCORDS DE PARTIE 1 - GÉNÉRALITÉS 1.1 EMPLACEMENT DES 1.1.1 Les conduits posés devraient être indiqués sur les plans. Ils devraient être installés perpendiculairement aux lignes du bâtiment. Plus en détail CHAUFFAGE URBAIN CAHIER DES PRESCRIPTIONS TECHNIQUES POUR LE RACCORDEMENT AU RESEAU DE CHALEUR SCDC. VERSION C du 03/07/2013 Rédaction : A.
CHAUFFAGE URBAIN SOCIETE CHAMBERIENNE DE DISTRIBUTION DE CHALEUR SCDC CAHIER DES PRESCRIPTIONS TECHNIQUES POUR LE RACCORDEMENT AU RESEAU DE CHALEUR VERSION C du 03/07/2013 Rédaction : A. SIEBENBOUR SOMMAIRE Plus en détail MESURES DE DILATOMETRIE SUR DEUX NUANCES D ACIER INOX : 1.4542 ET 1.4057 le 04/01/00
1 EIDGENÖSSISCHE TECHNISCHE HOCHSCHULE LAUSANNE POLITECNICO FEDERALE DI LOSANNA SWISS FEDERAL INSTITUTE OF TECHNOLOGY LAUSANNE DEPARTEMENT DE MICROTECHNIQUE INSTITUT DE PRODUCTION MICROTECHNIQUE CH - 1015 Plus en détail EQUIPEMENTS SOUS PRESSION
EQUIPEMENTS SOUS PRESSION GENERATEUR DE VAPEUR TYPE HA 54X - BRULEUR GAZ PRODUCTION HORAIRE : 3000 kg / vapeur PRESSION MAXIMALE (admissible) EN SERVICE : 14 bars EXTINCTEUR A EAU AVEC ADDITIF : FS9 EV Plus en détail Couvertures métalliques
FICHE TECHNIQUE Couvertures métalliques 2 4 5 CONNAÎTRE > Les métaux utilisés > Compatibilité des matériaux > Mise en œuvre > Supports > Ventilation REGARDER > L état de la couverture > L état des supports Plus en détail Chapitre II : Propriétés thermiques de la matière
II.1. La dilatation thermique Chapitre II : Propriétés thermiques de la matière Lorsqu on chauffe une substance, on provoque l augmentation de l énergie cinétique des atomes et des molécules, ce qui accroît Plus en détail Accidents nucléaires De Three Mile Island à Fukushima
FORMATION CONTINUE DES ENSEIGNANTS EN GÉOGRAPHIE DU CYCLE D'ORIENTATION SUR LA THÉMATIQUE DU NUCLÉAIRE Accidents nucléaires De Three Mile Island à Fukushima Walter Wildi FACULTE DES SCIENCES, UNVERSITE Plus en détail Chaudière Colónia II
74 COLONIA CHAUDIÈRES INDUSTRIELLES Chaudière Colónia II Principales caractéristiques Température maximale de sortie d'eau chaude: 90ºC. Éléments de fonte et trois pas de fumées offrant un excellent transfert Plus en détail APTITUDE AU SERVICE. Martin RICHEZ GEMER 2014
APTITUDE AU SERVICE Martin RICHEZ GEMER 2014 PLAN 1. Introduction 2. Informations nécessaires pour l application de ces méthodes 3. API 579-1/ASME FFS-1 Fitness for service 4. ASME PCC-2 - Repair of Pressure Plus en détail Avis et communications
Avis et communications AVIS DIVERS COMMISSION GÉNÉRALE DE TERMINOLOGIE ET DE NÉOLOGIE Vocabulaire de l ingénierie nucléaire (liste de termes, expressions et définitions adoptés) NOR : CTNX1329843K I. Termes Plus en détail RESUME NON TECHNIQUE DE L'ETUDE DES DANGERS
a RESUME NON TECHNIQUE DE L'ETUDE DES DANGERS Synthèse de l'inventaire des accidents pour le secteur d'activité de la société MARIE DIDIER AUTOMOBILES Il ressort de l inventaire des accidents technologiques Plus en détail Vu la loi modifiée du 21 juin 1976 relative à la lutte contre la pollution de l atmosphère ;
Projet de règlement grand-ducal complétant les annexes I, II et III du règlement grandducal modifié du 24 février 2003 concernant la mise en décharge des déchets Nous Henri, Grand-Duc de Luxembourg, Duc Plus en détail CALCULS MULTI PHYSIQUES D UNE STRUCTURE POUR VANNE DE FOND CALCULS FLUIDES ET MECANIQUES D UNE STRUCTURE MECANOSOUDEE. Rédacteur : Sylvain THINAT
CALCULS MULTI PHYSIQUES D UNE STRUCTURE POUR VANNE DE FOND CALCULS FLUIDES ET MECANIQUES D UNE STRUCTURE MECANOSOUDEE POUR UNE VANNE DE FOND DE L AMENAGEMENT ROUJANEL Rédacteur : Sylvain THINAT Révision Plus en détail PPRT Les principes généraux Les effets d un phénomène dangereux et leur incidence sur les structures
PPRT Les principes généraux Les effets d un phénomène dangereux et leur incidence sur les structures Journée PPRT - CNFPT Marseille - 19 juin 2014 INERIS Benjamin Le Roux Effets d un phénomène dangereux Plus en détail Sommaire 1. INTRODUCTION...4 2. RECOMMANDATIONS DE L ASN POUR L APPLICATION DE L ARRETE RELATIF AUX EQUIPEMENTS SOUS PRESSION NUCLEAIRES...
Préambule La collection des guides de l ASN regroupe les documents à destination des professionnels intéressés par la réglementation en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection (exploitants, utilisateurs Plus en détail Synthèse des audits EDF / ARTELIA sur les CESI (2006 / 2013) 17 avril 2014
EDF / ARTELIA sur les CESI (2006 / 2013) 17 avril 2014 SOMMAIRE Contexte de la mission confiée à ARTELIA Synthèse des audits Satisfaction usagers Implantation Mise en œuvre des capteurs et cuves Circuits Plus en détail RAPPORT D ENQUÊTE AÉRONAUTIQUE A05W0205 PERTE DE PUISSANCE ET DÉFECTUOSITÉ MÉCANIQUE
RAPPORT D ENQUÊTE AÉRONAUTIQUE A05W0205 PERTE DE PUISSANCE ET DÉFECTUOSITÉ MÉCANIQUE DE L HÉLICOPTÈRE BELL 205A1 N205HQ EXPLOITÉ PAR HELIQWEST AVIATION INC. À 21 NM AU SUD-EST DE TUMBLER RIDGE (COLOMBIE-BRITANNIQUE) Plus en détail LE TRANSPORT DU GAZ NATUREL PAR GAZODUC. Fiabilité des canalisations haute pression. Rémi Batisse
Médiathèque GDF SUEZ /CHARLES STUDIO LE TRANSPORT DU GAZ NATUREL PAR GAZODUC Fiabilité des canalisations haute pression Rémi Batisse remi.batisse@gdfsuez.com 18 novembre 2010 Plan de l exposé Une très Plus en détail Se protéger contre la contamination par les micro-organismes. Gazole, gazole non routier et fioul domestique Cuves de stockage et réservoirs
0193 exe TOTAL A5 contamination_mise en page 1 20/09/11 15:41 Page1 Se protéger contre la contamination par les micro-organismes Gazole, gazole non routier et fioul domestique Cuves de stockage et réservoirs Plus en détail PERFORMA 280.5 PROCEDE DE ZINC-NICKEL ALCALIN (12 15 % NI) Page Date Création Révisé par Approbation Index Observations
Coventya S.A.S. NOTICE TECHNIQUE TDS00330 FR IMDS N 736126 PERFORMA 280.5 PROCEDE DE ZINC-NICKEL ALCALIN (12 15 % NI) Destinataires FR Page Date Création Révisé par Approbation Index Observations 12/2007 Plus en détail Assemblage et maintenance
Assemblage et maintenance Vaste gamme provenant d'une source unique. Conceptions durables uniques. Performances rapides et fiables. Type Nbr de modèles Page Pompes d'épreuve 2 9.2 Gel tubes électriques Plus en détail Connecteur câblé de la gamme 8NA
Connecteur câblé de la gamme 8NA Les fiches câblées de la gamme 8NA répondent aux exigences liées aux normes RCC-E 2005 et IEEE pour les matériels résistant à l accident de référence et dédiés à une utilisation Plus en détail FICHE TECHNIQUE ENERGIE «Air Comprimé»
FICHE TECHNIQUE ENERGIE «Air Comprimé» A. ETAT DE L ART 1. Caractéristiques générales De façon générale, tous secteurs d activités confondus, l air comprimé représente en moyenne 10 à 15 % de la facture Plus en détail 58. ASPHALTE COULÉ. 58.11 RETRAIT CONTRARIE (version 02/2013) 58.12 RESISTANCE A L'ORNIERAGE (version 04/2013)
58. ASPHALTE COULÉ 58.11 RETRAIT CONTRARIE (version 02/2013) 58.12 RESISTANCE A L'ORNIERAGE (version 04/2013) 58.11 RETRAIT CONTRARIE (version 02/2013) 1. BUT DE L'ESSAI Caractériser, par un essai de retrait Plus en détail Technologie de pompe : Une meilleure efficacité énergétique dans les installations de froid
ETUDE SPECIALISEE Une meilleure efficacité énergétique dans les installations de froid Conformément aux recommandations EDL (Efficacité et prestations de service énergétiques) des mesures ciblées doivent Plus en détail Autoclave rapide de Classe B pour instruments rotatifs, dynamiques et chirurgicaux
Autoclave rapide de Classe B pour instruments rotatifs, dynamiques et chirurgicaux Stérilisateur rapide de Classe B pour instruments rotatifs et dynamiques La stérilisation des pièces à main, contre-angles Plus en détail Tests de résistance belges. Rapport national pour les centrales nucléaires. Evénements liés à l activité humaine. («man-made events»)
Tests de résistance belges Rapport national pour les centrales nucléaires Evénements liés à l activité humaine («man-made events») Ce rapport national est fourni par l autorité de sûreté belge dans le Plus en détail FIBER CATALOGUE TECHNIQUE TUBES & ACCESSOIRES. COUV PPR:MAQUETTE2 03/10/12 17:30 Page1 INDUSTRIE DU PLASTIQUE ET ACCESSOIRES
COUV PPR:MAQUETTE2 03/10/12 17:30 Page1 FIBER CATALOGUE TECHNIQUE TUBES & ACCESSOIRES Résistance à la corrosion Utilisation haute pression Utilisation haute température Pas d incrustation de calcaire Faible Plus en détail Technicien en Inspection Visuelle (T.I.V.)
Conditions de candidature Technicien en Inspection Visuelle (T.I.V.) - Etre titulaire de la licence FFESSM, - Etre âgé au moins de 18 ans, - Faire acte de candidature auprès du Président du club, - Etre Plus en détail La Réfrigération mécanique. Journée de consultation sur les systèmes de réfrigération dans les arénas et clubs de curling
La Réfrigération mécanique Journée de consultation sur les systèmes de réfrigération dans les arénas et clubs de curling Par : Madiha Kotb, ingénieure, Régie du bâtiment du Québec Date : 9 décembre 2010 Plus en détail LA CORROSION SOUS CONTRAINTE (CSC) :
1 - Définition: COURS ENSITM LA CORROSION SOUS CONTRAINTE (CSC) : La corrosion sous contrainte résulte de l action conjuguée d une contrainte mécanique de tension et d un milieu corrosif généralement aqueux, Plus en détail 2016 © DocPlayer.fr Politique de confidentialité | Conditions de service | Feed-back