Bibliographie & annexes
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RÉSUMÉ
La notion de durée de vie d’une centrale nucléaire de production d’électricité recouvre des réalités fort différentes et des aspects très variés : durée de vie technique (mécanismes de vieillissement physique des installations), économique (coûts de production), réglementaire (autorisation)… On peut même compléter cette liste en évoquant une durée de vie socio-politique, qui s’achève lorsque les citoyens et leurs représentants n’acceptent plus cette forme de production. Toutes ces problématiques et menaces existent, elles doivent être anticipées, suivies, évaluées, gérées, elles nécessitent donc l’implication de compétences multiples : recherche et développement, exploitant, ingénierie, maîtrise d’ouvrage.
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Jean-Pierre HUTIN : Directeur des Programmes EDF Recherche et Développement
INTRODUCTION
Aucun obstacle rédhibitoire ne s’oppose à envisager une exploitation des centrales nucléaires actuelles pendant 40 ans et même plus. En revanche, des menaces existent et nécessitent, pour y faire face, la mobilisation de nombreuses compétences.
La gestion optimisée du capital qu’est le potentiel de durée de vie d’une tranche, est l’affaire de tous, depuis l’exploitant qui doit avoir en permanence la préoccupation « durée de vie » présente à l’esprit (comme il a aussi les préoccupations sûreté ou compétitivité) jusqu’à la recherche et développement qui doit aider à identifier et à résoudre les problèmes avant même qu’ils n’arrivent et explorer des pistes nouvelles d’amélioration des performances, en passant par l’ingénierie qui doit maîtriser l’évolution des règles et des exigences et offrir sa compétence de maître d’ouvrage pour réaliser les grandes opérations de maintien du patrimoine.
Les facteurs influençant la gestion de la durée de vie sont de natures très variées. Beaucoup – et parmi les plus « lourds » – ne relèvent pas du monde traditionnel de la « technique ». Ils peuvent cependant être gérés au travers de démarches explicites et robustes, intégrant tous les acteurs.
Cela dit, la maîtrise de la durée de vie commence quand même par la maîtrise des problématiques techniques et en particulier du vieillissement physique des installations. Cette maîtrise passe nécessairement par des capacités de prévision et d’anticipation qui, elles-mêmes, se fondent sur une compréhension des phénomènes en jeu.
Enfin, n’oublions pas que c’est une exploitation sûre, propre, performante et compétitive au quotidien, qui peut le mieux garantir une longue vie pour une centrale nucléaire.
L'expertise technique et scientifique de référence
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- Version courante de juil. 2017 par Jean-Pierre HUTIN
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Matériels réputés remplaçables3. Matériels réputés non remplaçables
3.1 Cuve
La cuve du réacteur fait partie du circuit primaire principal qui constitue la deuxième barrière de confinement. Il s’agit d’un réservoir cylindrique de quatre mètres de diamètre, fermé par un couvercle boulonné, dont les parois en acier ferritique (200 mm d’épaisseur) sont revêtues intérieurement d’acier austénitique (épaisseur environ 8 mm). Ce composant, qui contient les assemblages combustibles, est soumis à la pression (155 bar) et à la température du fluide primaire (environ 290 ˚C à l’entrée et 325 ˚C à la sortie). Il est essentiel de s’assurer que la ruine de cet équipement ne peut, à aucun moment, survenir.
Or, la paroi de la cuve est soumis à une irradiation qui la fragilise et qui pourrait donc accroître le risque de rupture. Rappelons qu’une rupture brutale est rendue possible par la conjonction de trois éléments :
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un défaut préalablement existant (par exemple, du type fissure) ;
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un effort important appliqué à ce défaut (par exemple, du fait d’un transitoire thermo-hydraulique violent) ;
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et un matériau dont la ténacité est faible (acier travaillant dans son domaine fragile).
Pour une cuve, seul ce dernier élément évolue avec le temps. En effet, les défauts de fabrication existant dans la paroi au droit du cœur (là où l’acier va se fragiliser) n’ont pas de raison d’évoluer (protection de la corrosion par le revêtement et sollicitations de fatigue négligeables) et les transitoires accidentels possibles sont les mêmes tout au long de la vie du réacteur.
À la conception, le constructeur a justifié l’absence de risque de rupture brutale des cuves en appliquant les règles industrielles en vigueur qui demandent de démontrer qu’un défaut, situé dans la paroi et soumis aux situations accidentelles les plus sévères, reste stable même en fin de vie, lorsque l’acier a vu sa température de transition décalée par l’irradiation.
Le défaut pris en compte dans l’analyse de conception est un défaut conventionnel d’une taille supérieure...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - HUTIN (J.-P.) - Integration of Plant Life Management in Operation and Maintenance - . Proceedings of IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (novembre 2002).
-
(2) - Methodology for the Ageing Management of Nuclear Power Plant Components Important to Safety - . Technical Report Series no 338 International Atomic Energy Agency, Vienna (1992).
-
(3) - Implementation and Review of Nuclear Power Plant Ageing Management Programme - . Safety Report Series no 15, International Atomic Energy Agency, Vienna (1999).
-
(4) - Matériaux du Nucléaire - . Académie des Sciences, RST no 5, juillet 2000, Ed. TEC&DOC.
-
(5) - MOINEREAU (D.), BEZDIKIAN (G.), al - French Reactor Pressure Vessel PTS Assessment - . Proceedings of IAEA Symposium on Nuclear Power Plant Life Management, Budapest (nov. 2002).
-
(6) - TSUKADA (T.), al - Research...
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