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Auteur(s)
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Michel VIDARD : Chef du Projet Évaluation-Innovation Programme REP 2000 EDF-SEPTEN
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Lire l’articleINTRODUCTION
La technologie des réacteurs refroidis à l’eau ordinaire remonte aux années 1950, leur développement industriel aux années 1960. Dès le début des années 1970, certains incidents survenus sur les tranches en exploitation, et les résultats issus des premières évaluations probabilistes de risques, ont montré que des séquences incidentelles plus complexes que celles prévues dans la phase de conception pouvaient se produire, et que le risque de fusion du cœur en cas d’accident, bien que demeurant très faible, était néanmoins plus important qu’initialement prévu.
Les accidents de Three Mile Island Tranche 2 (TMI 2) et de Tchernobyl Tranche 4 ont fait prendre conscience de l’importance du facteur humain en cas de crise et de la nécessité de se doter des moyens permettant une gestion efficace des situations dans lesquelles l’exploitant pourrait être confronté à une dégradation importante du cœur du réacteur.
Les pays disposant de la technologie nucléaire ont rapidement réagi à ces défis nouveaux. En fonction de facteurs indigènes les électriciens et les autorités de sûreté ont fait porter les efforts d’amélioration sur la prévention du risque de perte précoce du confinement, les modifications matérielles permettant de faire face à une plus grande variété de situations dégradées ou sur les procédures permettant de gérer les situations très complexes allant jusqu’à une dégradation profonde du cœur.
Vers le milieu des années 1980, les principaux pays industrialisés, souhaitant maintenir l’option nucléaire ouverte malgré un contexte économique favorable aux énergies fossiles ou des difficultés d’acceptation par le public dans la plupart d’entre eux, ont entrepris une phase de rationalisation de leur approche de sûreté (avec le double objectif de bénéficier pleinement du retour d’expérience et du progrès des connaissances en matière de sûreté et de réduire les coûts) dans le cadre de programmes de développement nationaux ou internationaux associant concepteurs, électriciens et autorités de sûreté et visant à définir les caractéristiques des moyens de production nucléaires appelés à remplacer, au début du XXI e siècle, les tranches actuellement en fonctionnement.
On décrit dans cet article les démarches entreprises par les électriciens, les principaux industriels occidentaux et les autorités réglementaires au stade de la conception des ouvrages. Par ailleurs, il est évident que, pour les réacteurs futurs comme pour ceux en service aujourd’hui, la sûreté reposera pour beaucoup sur l’exploitation et sur l’homme : d’où les efforts considérables sur l’interface homme-machine, décrits dans d’autres articles. Enfin, on se limitera, en ce qui concerne les exemples décrits, aux réacteurs à eau sous pression.
Le lecteur pourra se reporter aux références , aux articles Contrôle-commande des réacteurs et des usines : architecture générale et Procédures de conduite et interface homme-machine pour l’interface homme-machine et à l’article Réacteurs à eau ordinaire bouillante pour les réacteurs à eau bouillante.
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3. Approche de sûreté franco-allemande
Elle confirme l’approche de défense en profondeur comme le principe fondamental de sûreté pour les réacteurs de la nouvelle génération, et la nécessité de concevoir les tranches sur la base d’une démarche déterministe complétée par l’utilisation d’évaluations probabilistes.
Elle insiste de plus sur la nécessité de réduire les rejets de produits radioactifs dans l’environnement dans toutes les situations accidentelles concevables, y compris celles conduisant à une fusion du cœur.
Elle préconise l’adoption d’une voie évolutionnaire pour bénéficier de l’expérience d’exploitation accumulée sur les réacteurs en fonctionnement et des enseignements bénéfiques, tant sur le comportement des systèmes et composants que sur les réactions des opérateurs, qui en ont été retirés.
Relativement au fonctionnement normal ou accidentel, il est demandé :
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un effort de réduction des doses individuelles et collectives ;
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de porter une attention particulière aux accidents pouvant se produire dans les états d’arrêt, ou pouvant conduire à un bipasse du confinement (rupture de tubes de générateur de vapeur).
Cependant, l’aspect le plus novateur concerne la prise en compte des accidents graves et de certaines agressions externes à un stade précoce de la conception. Pour les accidents graves, il est recommandé que :
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les séquences pouvant conduire à des rejets importants à court terme soient pratiquement éliminées par conception :
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bipasses du confinement,
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accidents de réactivité résultant de l’injection d’eau froide ou non borée dans le circuit primaire,
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accidents en état d’arrêt avec confinement ouvert,
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séquences conduisant à une fusion du cœur, avec circuit primaire en pression,
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détonation globale d’hydrogène,
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explosions vapeur, en cuve et hors cuve, de grande ampleur ;
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relativement aux scénarios se produisant lorsque le circuit primaire est à basse pression, des contre-mesures hors site très limitées sont tolérées pour les cas les plus pénalisants. Le recours à un déplacement permanent des populations et des restrictions à long terme de consommation de produits agricoles sont exclus.
Ces exigences conduisent...
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BIBLIOGRAPHIE
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(1) - Technical Report on Anticipated Transients Without Scram for Water Cooled Power Reactors. - Regulatory Staff. WASH 1270 - US Atomic Energy Commission.
-
(2) - Reactor Safety Study. - Nuclear Regulatory Commission. WASH 1400 - Oct. 1975.
-
(3) - Status of Advanced Light Water Cooled Reactor Designs in 1996. - IAEA TECDOC 968.
-
(4) - European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants. - Rev. B - Nov. 1995.
-
(5) - INSAG-3 - Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants. - International Atomic Energy Agency. Safety Series no 75.
-
(6) - VITTON (F.) - Démarche Sûreté Nucléaire Pour la Conception du Palier 1 450 MWe. - Électricité de France-SEPTEN.
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