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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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4. Principales options de sûreté des REP évolutionnaires
Tous les réacteurs à eau pressurisée de nouvelle génération disposent d’un système de dépressurisation directe du circuit primaire. Les caractéristiques de ce système varient avec la gamme des événements dans lesquels son intervention est envisagée. Alors qu’une mise en service manuelle et une démonstration de bonne fiabilité peuvent suffire si l’on compte uniquement éliminer le risque de fusion en pression, l’utilisation du système dans les accidents de dimensionnement nécessite, a minima, de lui accorder les qualités d’un système de sauvegarde (cas du CE 80 +). Si, comme c’est le cas pour l’AP 600, le fonctionnement du système de dépressurisation est en outre requis pour permettre au système d’injection de sécurité de remplir sa mission, l’automatisation peut devenir nécessaire sous certaines contraintes de dimensionnement (délai d’intervention de l’opérateur très long).
4.1 EPR
Les principales caractéristiques du projet EPR sont fournies dans l’article Réacteurs à eau ordinaire sous pression. Le projet EPR [BE 3 102]. Seules sont rappelées ci-après celles permettant une comparaison avec le CE 80 + et l’AP 600 :
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circuits de sauvegarde organisés de manière générale en quatre trains mécaniques séparés, chaque train étant alimenté par une division électrique secourue par générateur Diesel classé ;
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circuit d’injection de sécurité comportant un étage moyenne pression et un étage basse pression alimentés à partir d’une réserve d’eau borée située dans le confinement (IRWST). L’évacuation de puissance résiduelle en cas d’accident de dimensionnement est réalisée au niveau de la partie basse pression du système ;
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circuit de dépressurisation primaire avec mise en service manuelle, pour éviter le risque de fusion en pression ;
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circuit d’aspersion dédié pour les accidents graves permettant de limiter l’activité en suspension dans l’enceinte et d’évacuer la puissance résiduelle ;
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enceinte de confinement...
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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.
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(2) - Reactor Safety Study. - Nuclear Regulatory Commission. WASH 1400 - Oct. 1975.
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(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.
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(6) - VITTON (F.) - Démarche Sûreté Nucléaire Pour la Conception du Palier 1 450 MWe. - Électricité de France-SEPTEN.
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