Focus sur une cause incidentelle/accidentelle : l'inondation

Les centrales nucléaires, eu égard à la grande quantité d'énergie et de chaleur dégagée lors de la fission des noyaux sont systématique situées à proximité directe d'une source froide (plus généralement, cours d'eau, estuaire, ou mer/océan).

Cette proximité de cette source froide est aussi un risque, nous l'avons vu à plusieurs occasions récentes sur lesquelles je reviens succinctement ci-après avec deux exemples.

Fukushima en 2011

La cause de la perte du site de Fukushima face aux éléments naturels, n'est pas le séisme pourtant à l'origine, mais bien la submersion du site due au tsunami qui s'en suivit. 

L'inondation du site a ainsi (alors même que les bâtiments et équipements avaient bien réagit au séisme initial pourtant évalué à 9.0 sur l'échelle de Richter) induit la perte des équipements de sauvegarde des différentes tranches. 

Des 6 tranches qui composent le site, seules celles à l'arrêt ont été "sauvées". 

En effet, les circuits de sauvegarde sollicités ne sont plus les mêmes que pour une tranche en fonctionnement. Et la perte des circuits de sauvegarde par l'immersion du site dûe au tsunami qui à suivi le séisme, à entraîné par effet cascade, la catastrophe que l'on connait aujourd'hui. 

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En cours de rédaction

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Blayais en 1999

En France, la situation météorologique exceptionnelle du 27/12/1999 à conduit à l'inondation partielle du site du Blayais, situé sur la rive droite de l'estuaire de la Gironde. 

Cet incident à été classé au Niveau 2 de l'échelle INES. 

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En cours de rédaction

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La prise en compte du Retour d'Expérience

Enfin, s'appuyant sur les progrès des connaissances, le Guide relatif à la protection des Installations Nucléaires de Base contre les inondations externes, dit "Guide Inondations" publié par l'ASN vient en remplacement de la Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) I.2.e du 12 avril 1984 avec l'ajout de recommandations qui ont complètement réévalué les aléas et qui doivent permettre d'améliorer les dispositions de protection matérielle et organisationnelle ainsi que leur pérennisation. 

L'IRSN, dans le paragraphe 5.5, p.232 de son Rapport Scientifique et Technique (RST) 2007 explique la genèse du Guide Inondations.

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En cours de rédaction

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Constitution du parc nucléaire francais

Le parc nucléaire français, principalement développé dans les années 1970/1980, est composé de 19 centrales nucléaires, lesquelles regroupent un total de 58 réacteurs, dont 34 produisent chacun une puissance électrique de 900 MégaWatt (MWe), 20 réacteurs de 1300 MWe, et 4 derniers délivrant 1450 MWe chacun.

Un 59ème réacteur, de type EPR (Evolutionary Pressurised water Reactor, réacteur évolutionnaire de 3ième génération) développant une puissance électrique de l’ordre de 1650 MWe, est actuellement en construction sur le site de Flamanville, dans la Manche. .

Les réacteurs actuellement en fonctionnement en France appartiennent tous à la filière des Réacteurs à Eau Pressurisée (REP/PWR) dans laquelle de l’eau sous pression sert à transporter la chaleur produite par les réactions nucléaires.

Actuellement, le parc de production nucléaire d'électricité dispose d’une capacité électrique installée de 63,1 GW et fournit près de 80% de l’électricité produite en France.

12 réacteurs ne sont plus en fonctionnement. Ils appartiennent à d’autres filières que les REP. Parmi eux :

• 9 réacteurs Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG, réacteurs 1ère génération) : ils ont été développés dans les années 1950 pour assurer l’indépendance énergétique française ; 
• 1 réacteur gaz-eau lourde (réacteur 1ère génération) : la centrale de Brennilis, en fonctionnement de 1967 à 1985, est la seule à avoir utilisé ce type de réacteur en France ; 
• 2 réacteurs à neutrons rapides (réacteurs expérimentaux) : le premier est le réacteur de recherche Phénix, construit en 1968 et arrêté en 2009. Le deuxième est le réacteur Superphénix. Mis en service en 1985, il est arrêté en 1997. 

Pour le parc actuellement en fonctionnement, la standardisation s’est organisée en paliers successifs. Ces paliers respectent les mêmes principes et la même architecture industrielle mais tiennent compte des leçons tirées de l’exploitation et optimisent la puissance des réacteurs.

C’est ainsi que les 58 tranches sont classés en 5 « paliers » de conception :

34 réacteurs de près de 900 MWe :

Palier CP0 : 6 réacteurs (4 au Bugey et 2 à Fessenheim). Ce sont les plus anciens réacteurs en service ;

Palier CPY : 28 réacteurs (Blayais, Dampierre-en-Burly, Gravelines, Tricastin, Chinon, Cruas-Meysse et Saint-Laurent-des-Eaux).

Le palier CPY se distingue du palier CP0 par des améliorations mineures de divers circuits, ainsi que par un pilotage d’exploitation plus souple.

20 réacteurs de près de 1300 MWe :

Palier P4 : 8 réacteurs (Flamanville, Paluel et Saint-Alban) ;

Palier P’4 : 12 réacteurs (Belleville, Cattenom, Golfech, Nogent-sur-Seine et Penly).

Les paliers P4 et P’4 se distinguent du palier CPY par la puissance du réacteur, accompagné d’un circuit primaire à 4 générateurs de vapeur. De plus, leur enceinte de confinement est composée d’une double paroi en béton, au lieu d’une seule doublée d’une peau d’étanchéité en acier pour le palier CPY.

4 réacteurs de près de 1450 MWe :

Palier N4 : 2 réacteurs à Chooz et 2 à Civaux, dont le dernier a été raccordé au réseau électrique fin 1999. Ce sont les réacteurs les plus récents.

Le palier N4 se différencie des paliers précédents par la conception de ses générateurs de vapeur et des pompes primaires, ainsi que par l’utilisation de technologie numérique pour le pilotage des réacteurs.

Voici une vue du calendrier de construction du parc électronucléaire français par palier de conception :

Cette standardisation du parc électronucléaire a permis à l'exploitant EDF ainsi qu’à l’Autorité de Sûreté (ASN) d’accumuler une solide expérience du fonctionnement des réacteurs à eau sous pression. En France, les 19 centrales nucléaires totalisent en effet 1300 ans de fonctionnement. Mais cette situation présente aussi un inconvénient. Si un défaut de conception fondamental apparaît sur l’une des installations, les autres peuvent être potentiellement concernées.

La constitution de ce parc, fait de la France le pays dont le nombre de réacteur par million d'habitants est le plus élevé d'europe comme le montre la carte suivante :

Ce qui classe la France au second rang du nombre de réacteurs (58) par pays après les Etats-Unis (104) et avant le Japon (50). Au 9 mai 2012, la puissance électrique installée du parc nucléaire mondial s’élève à plus de 370 GW. Près de 56% de cette capacité se répartit entre Etats-Unis, France et Japon.

Précisions autours des centrales et réacteurs

Il est courant que le terme de « centrale » nucléaire soit employé à tort au lieu de « réacteur » nucléaire. Cette confusion peut aboutir à des ordres de grandeur biaisés comme ce fut le cas par exemple avec les médias en 2011 à l'occasion de l'accident de Fukushima.

Une centrale nucléaire désigne l’ensemble d’un site nucléaire produisant de l’électricité à partir de la fission de noyaux atomiques. Elle se compose d’un ou de plusieurs réacteurs, organisés en tranches nucléaires.

Chaque tranche est constituée :

• d’une partie « nucléaire » comprenant un réacteur nucléaire, enceinte au sein de laquelle une réaction de fission en chaîne est initiée afin de libérer de la chaleur et de générer de la vapeur ;
• d’une partie « industrielle » au sein de laquelle la vapeur obtenue dans la partie "nucléaire" actionne une turbine couplée à un alternateur, générant ainsi de l’électricité ;
• de bâtiments annexes (salle de commandes, bâtiment dédié au stockage du combustible, etc.).

Une centrale nucléaire inclut généralement, pour des raisons économiques liées à la construction et à l'exploitation, 2 à 4 réacteurs, exception faite du site de Gravelines qui dispose de 6 tranches nucléaires. Ormis pour le site de Flamanville qui accueille l'EPR, et pour les sites sur lesquels étaient implantés la filière UNGG, la technologie et la puissance de chaque tranche nucléaire présente est la même que sa voisine.

Japon et nucléaire : choix impossible?

Alors que le Japon semble vouloir reprendre le chemin du nucléaire (article du 11/07/2013, article du 20/12/2012, article du 22/04/2015), après avoir stoppé toute production (voir l'article du 14/05/2012) suite à l'accident survenu à Fukushima en mars 2011,

On apprend, dans un article du 13/03/2015 que 20 Minutes relaie de l'AFP, que le pays s’apprête à démanteler 5 réacteurs, en plus des 6 réacteur de la centrale de Fukushima-Daiichi durement touchée par le tsunami du 11/03/2011.

Alors que, contradictoirement, le même article annonce une durée de vie de 60 ans (sous dérogation), le Japon met à l'arrêt définitif 5 de ses unités de production justement à cause de leur age.

Mais Japon et nucléaire sont-ils compatibles?
Tentons d'y voir un peu plus clair...

Nous savons qu'une centrale nucléaire, et peut importe sa filière, à besoin d'une source froide et ce en grande quantité (voir les explications sur les circuits, le troisième appellé "circuit de refroidissement" sur  le site EDF http://energie.edf.com/nucleaire/comment-ca-marche-y/les-grands-principes-de-fonctionnement-48400.html). Ceci constitue le point d'entrée primordiale de toute présence d'une centrale nucléaire. 2 solutions à cela, soit proche d'un fleuve au débit suffisant, soit en bord de mer où la source froide ne fait pas défaut.

Pour le Japon, ça pourrait être simple; il s'agit d'une île.

Maintenant, regardons où se trouvent implantées les centrales nucléaires nippones; en bord de mer. Logique, s'agissant d'une île, d'autant plus volcanique. Ce qui écarte, du fait de son aspect montagneux (voir la carte de l'USGS sur le site http://www.earth-of-fire.com/article-l-archipel-nippon-tectonique-56829118.html) la présence de centrales proches de cours d'eau.

Le problème de la présence de centrales nucléaires en bord de mer devient alors l'activité sismique (voir le site http://www.earth-of-fire.com/article-l-archipel-nippon-tectonique-56829118.html qui explique bien le processus tectonique auquel est soumis le pays). Non pas que les centrales n'y résistent pas. A leur conception, le risque sismique est pris en considération et majoré sur le plus fort séisme connu (voir le guide 2/01 de l'ASN sur la prise en compte du risque sismique à la conception d'ouvrages de génie civil d'INB) . Non, ce sont les effet d'un séisme, dont le tsunami fait parti, qui deviennent alors sensibles pour toute centrale nucléaire. Perte du réseau d' d'alimentation électrique du fait de la chute des lignes aériennes par ex.

Dans le cas de l'accident majeur survenu le 11 mars 2011 à la centrale de Fukushima, les installations ont correctement réagi au séisme par l'arrêt automatique des réacteurs (pour ceux qui étaient en fonctionnement. Pour ceux qui étaient à l'arrêt le problème est autre), et le déclenchement des sources électriques de sauvegarde dû à la perte de l'alimentation électrique.

C'est la vague du tsunami qui à engendré les dégâts qui ont conduits à la catastrophe par le perte de tout moyen de sauvegarde.

Les japonais appellent cet effet cumulé d’événements genpatsu-shinsai.

Même si j'ai une totale confiance en l'exploitation du nucléaire aujourd'hui (si on retire les causes de l'accident de Tchernobyl en d'autres temps), à la lumière des quelques éléments succins exposés, il me semble que le nucléaire nippon cumule les risques qui s’avèrent fatals en cas d’événements cumulés du type de ceux qui ont conduits à l'accident de mars 2011.

Il en ressort, malgré qu'il faille un accident de cet ampleur pour démontrer que les forces de la nature seront toujours plus puissantes que tous les coefficients de sécurité que l'humain pourra mettre en place pour protéger ses installations, que le retour d'expérience (REX) permet de faire évoluer les institutions, les installations, les équipements, les organisations et les hommes en général.(lien)

Un analyse très détaillée (à mon sens, mais je ne suis pas sismologue), sur ce site.

Prolongement de la durée de vie des centrales

L'allongement de la durée de vie de nos unités serait-il synonyme de dégradation de la sûreté?

Un long débat que Le Monde, dans sa discussion, relance.

Les Autorités de Sûreté Nucléaire tranchent régulièrement sur la poursuite ou non de l'exploitation de chacune des tranches/unités qui composent notre parc de production d'énergie d'origine nucléaire.

Tous les 10 ans, chacune d'elle est visitée en profondeur. Pendant des mois, les différentes et principales parties de l'unité de production sont scrutées, testées, et validées pour les années à venir. Les examens et maintenance qu'elle subit viennent en complément de la maintenance régulière qui est faite, et du programme annuel établit.

Sans compter le remplacement des gros organes (générateurs de vapeur en l’occurrence), qui risque même d'être élargi au couvercle de cuve. Cuve qui contient le réacteur, pièce maîtresse qu'est la chaudière nucléaire.

Sans compter non plus la prise en compte au fil de l'eau des éléments de Retour d'Expérience (REX) comme cela le fut dernièrement avec l'accident de Fukushima.

Tous les aspects réglementaires sont épluchés et soumis à la validation des Autorités.

En dehors des organes internes d'une unité de production, les bâtiments de l’îlot nucléaire sont auscultés. Ils subissent également leur maintenance, d'après un programme établi.

C'est l'ensemble de ces opérations de maintenance que les Autorités vont scruter pour statuer sur le prolongement ou non de l'exploitation d'une tranche nucléaire jusqu'à la prochaine échéance de réexamen.

Plusieurs aspects à ce rallongement...

D'un point de vue économique, et au regard de l'investissement initial qui est loin d'être anodin, l'exploitant optimise la rentabilité de son outil de production.

Est-ce fait au détriment de la sûreté nucléaire?

Non, bien au contraire. La réglementation évolue et toute unité y est soumise a l'instant? Ce qui fait de notre parc de production nucléaire une référence en matière de sûreté. En effet, contrairement à d'autres pays (comme les Etats-Unis qui, par exemple pensent à prolonger l'exploitation de leur parc à 80 ans -lien, lien) ou l'on se base sur la réglementation de l'époque, il est donc moins dangereux, et donc plus sûr ainsi de faire évoluer le parc nucléaire avec la réglementation s'y afférent.

Concernant le démantèlement, rallonger la durée de vie permet affiner et d'éprouver les méthodes et moyens liés aux activités de déconstruction de sites nucléaires (Brenillis, Chinon, Chooz, St Laurent, Bugey, Creys-Malville par ex. pour les sites français).

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En opposition avec le rallongement de la durée de vie des réacteurs français, le site http://www.energie-crise.fr/spip.php évoque au détour de différents articles les raisons qui font que, à consommation constante, le nucléaire à encore toute sa place face aux énergies fossiles et renouvelables.

On peu également citer l'étude de TotalFina-Elf (in Oil & Gaz Science & Technology,56 :389–402, 2001) qui prédit l’évolution des besoins énergétiques d’ici à 2050, ainsi que leur distribution suivant les différentes sources. Une vue graphique résumant cette étude est transcrite dans la figure 2, p.9 de la Thèse de Fabien PERDU.

A un autre horizon, à plus court terme celui-là, le groupe anglais BP (anciennement British Petroleum), affiche cette projection d'ici à 20 ans.

Pénétrations fond de cuve

Alors que AREVA informe l'ASN d'un problème d'homogénéité dans l'acier composant la cuve réacteur de l'EPR francais, 

Une nouvelle fois les zones sensibles que représentent les pénétrations fond de cuve (PFC) et surtout leur liaison avec la cuve, semblent mises en défaut.

Déjà en 2004, la SFEN, au travers du n°1 de sa revue RGN, relatait une note de la NRC datant d’août 2003 identifiait des problèmes possibles sur les PFC des REP comme suite aux dégradations survenues sur la tranche 1 de la centrale américaine de South Texas Project (STP).

Puis en 2011, c'est en France sur la cuve du réacteur n°1 de la centrale de Gravelines qu'une PFC inquiète un temps les autorités qui, par l'IRSN considèrent le niveau de sûreté retrouvé suite à la réparation.

Nos voisins belges ne dérogent pas non plus avec des fissures découvertes à l'été 2012 sur les unités Doel3 et Tihange2 où, sans parler de PFC, les cuves de réacteur présentaient des défauts autrement plus sévères que ceux relevés en France.

Défense en profondeur et sûreté de conception

L'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) publie en date du 7 avril 2015 un communiqué de presse par lequel AREVA l'a informé d’une anomalie de la composition de l’acier dans certaines zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur de l’EPR de Flamanville.

La réglementation en vigueur relative aux équipements sous pression nucléaires (ESPN) impose au fabricant de maîtriser les risques d’hétérogénéité des matériaux utilisés pour fabriquer les composants les plus importants pour la sûreté.

Dans la conception des réacteurs à eau sous pression français, trois « barrières » de confinement sont interposées entre les produits radioactifs contenus dans le combustible et l’environnement. Il s’agit, dans l’ordre :

• de la gaine de protection des crayons de combustible,
• du circuit primaire, circuit d'eau confiné dans l'enceinte qui refroidit le coeur du réacteur,
• de l’enceinte de confinement.

La cuve du réacteur contribue à la défense en profondeur et est un élément de la 2ième barrière.

Les zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur qui présenteraient des défauts dans l'homogénéité de leur acier peuvent être importantes s'agissant en particulier des traversées de couvercle et des pénétrations fond de cuve (PFC) dont des défauts ont déjà été enregistrés sur le parc français, 

L'ASN, dans son communiqué précise que :

"Pour répondre à cette exigence technique, AREVA a mené des essais chimiques et mécaniques sur un couvercle de cuve similaire à celui du réacteur EPR de Flamanville. Les résultats de ces essais ont montré, fin 2014, la présence d’une zone présentant une concentration importante en carbone et conduisant à des valeurs de résilience mécanique plus faibles qu’attendues. Des premières mesures ont confirmé la présence de cette anomalie dans le couvercle et le fond de la cuve de l’EPR de Flamanville. AREVA a proposé à l’ASN de réaliser à partir d’avril 2015 une nouvelle campagne d’essais approfondie sur un couvercle représentatif pour connaître précisément la localisation de la zone concernée ainsi que ses propriétés mécaniques.

"L’ASN se prononcera sur le programme d’essais, contrôlera sa bonne réalisation et instruira le dossier que présentera AREVA pour démontrer la résistance de la cuve du réacteur EPR de Flamanville. Elle fera notamment appel à son appui technique, l’IRSN, et au Groupe permanent d’experts dédié aux équipements sous pression nucléaires.

"L’ASN a informé ses homologues étrangères concernées par la construction d’un réacteur EPR."

France Bleue, mercredi 08/04/2015

Ouest France, mardi 07/04/2015

France 3 Basse-Normandie, mardi 07/04/2015
Sciences et Avenir, vendredi 17/04/2015

Les évaluations complémentaires de sûreté françaises

Des principaux accidents nucléaires, Three Mile Island en 1979 et Tchernobyl en 1986, nous en tirons les enseignements. Nous l'appelons retour d'expérience (REX).

Fukushima en 2011 n'en déroge pas, et le REX qui en découle est un processus long de plusieurs années.

A titre d'exemple, le retour d'expérience (REX) de l'accident de Three Mile Island en 1979 fera qu'un phénomène initialement non prévu à la conception des centrales REP, à savoir la fusion totale ou partielle du combustible avec le percement de la cuve du réacteur, sera intégré dès la conception des derniers réacteurs de génération III lors du lancement notamment du projet EPR (Europeen Pressurized water Reactor) en 1993.

A court terme, l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) à organisé des Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) des installations nucléaires civiles françaises vis-à-vis d'événements de même nature que ceux survenus à Fukushima.

Ces évaluations complémentaires de sûreté s'inscrivent dans un double cadre :

• d'une part l'organisation de "tests de résistance" (ou "stress tests") demandée par le Conseil Européen lors de sa réunion des 24 et 25 mars 2011 et,
• d'autre part, la réalisation d'un audit de la sûreté nucléaire des installations nucléaires civiles françaises au regard des événement de Fukushima qui a fait l'objet d'une saisine de l'ASN par le Premier ministre en application de l'article 8 (aujourd'hui abrogé) de la Loi TSN.

En France, l'ASN à ainsi prescrit à l'exploitant de proposer un noyau dur de dispositions matérielles et organisationnelles avec pour objectif, dans des situations extrêmes étudiées dans le cadre des ECS, de renforcer la gestion des situations de pertes totale d'eau et d'électricité de longue durée sur tous les réacteurs d'un même site.

Cela entend des modifications transitoires dans un premier temps (diesels provisoires, appoints supplémentaires en eau, etc.) à visée plus définitive sur la durée de vie des installations.

En parallèle, les moyens d'intervention en cas d'accident sont complétés par la mise en place de la Force d'Action Rapide du Nucléaire (FARN) dont le gréement à été initié dès 2012 au lendemain de l'accident de Fukushima sur le site de Civaux dans la Vienne, dernier site du programme électronucléaire français.

Vers Les ECS publiées par EDF

Vers Les ECS par l'IRSN

Échelle de classement des incidents et accidents

L'AIEA a mis en place l'échelle INES (de l'anglais International Nuclear Event Scale) pour qualifier la gravité d'un événement lié au nucléaire. Elle est utilisée au niveau international depuis 1991. Graduée selon 8 niveaux (de 0 à 7), elle se base sur des critères objectifs et subjectifs pour caractériser un événement.

Cette échelle est utilisée depuis 1991, ce qui signifie que la plupart des accidents (niveau supérieur ou égal à 4) ont été classés après coup.

Cette échelle peut servir notamment de critère pour savoir si un incident peut être qualifié d'accident ou d'incident nucléaire. Les « accidents nucléaires » sont des événements impliquant une contamination radiologique plus ou moins importante.

Pour l'échelle INES, les « accidents » à proprement parler sont principalement ceux qui ont une incidence en dehors du site, exposant le public à une contamination radiologique. Sont également comptés comme « accidents » les événements provoquant une destruction partielle ou totale d'un réacteur, même lorsqu'il n'y a pas eu d'exposition du public.

Un accident nucléaire est qualifié « d’incident » nucléaire si l'on juge que sa gravité et ses conséquences sur les populations et l'environnement sont très faibles.

Avant l'échelle INES, la France utilisait l'échelle suivante à 6 niveaux.

C'est cette échelle, initialement mise en place à l'initiative du Conseil Supérieur de la Sûreté et de l'Information Nucléaires (CSSIN) en 1987, et adoptée en France d'avril 1988, et jusqu'en avril 1994, que le ministère chargé de l'Industrie, autorité en matière de sûreté, mentionnait au cas par cas le niveau de gravité des incidents et accidents concernant les Installations Nucléaires de Base (INB).