Présentation
EnglishNOTE DE L'ÉDITEUR
La norme NF EN 288-3 citée dans cet article a été interprétée par les fiches AQUAP/SNCT : Interprétation des normes NF EN 287-1, NF EN 1418, NF EN 288-3, NF EN
ISO 15613, NF EN ISO 15614-1, FD CR ISO/TR 15608, NF EN ISO 15614-8 et NF EN ISO 9606-1 (Révision 2020)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN2007 (Septembre 2020).
Le premier amendement de la norme NF EN ISO 15614-1 de juin 2017 citée dans cet article a été remplacé par NF EN ISO 15614-1/A1 (A89-057-1/A1) : Descriptif et qualification d'un mode opératoire de soudage pour les matériaux métalliques - Épreuve de qualification d'un mode opératoire de soudage - Partie 1: Soudage à l'arc et aux gaz des aciers et soudage à l'arc du nickel et des alliages de nickel - Amendement 1 (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1907 (Septembre 2019).
La norme ISO 15614-1 de juin 2017 citée dans cet article a été complétée d'un premier amendement ISO 15614-1/A1 : Descriptif et qualification d'un mode opératoire de soudage pour les matériaux métalliques - Épreuve de qualification d'un mode opératoire de soudage - Partie 1 : soudage à l'arc et aux gaz des aciers et soudage à l'arc du nickel et des alliages de nickel - Amendement 1 (Révision 2019)
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1906 (juin 2019).
La norme NF EN ISO 15614-1 de juin 2017 citée dans cet article a été remplacée par la norme NF EN ISO 15614-1 (A89-057-1) "Descriptif et qualification d'un mode opératoire de soudage pour les matériaux métalliques - Épreuve de qualification d'un mode opératoire de soudage - Partie 1 : soudage à l'arc et aux gaz des aciers et soudage à l'arc du nickel et des alliages de nickel (2nd tirage) " Révision 2018
Pour en savoir plus, consultez le bulletin de veille normative VN1804 (mai 2018).
RÉSUMÉ
La maintenance d’un réacteur nucléaire permet de garantir le niveau de sûreté revendiqué par l’exploitant nucléaire. Dans le cas des réacteurs à eau pressurisée (REP), l’inspection en service est une des composantes majeures de cette surveillance. Elle permet de détecter les endommagements et dégradations qui menacent le fonctionnement de l’installation. Cet article présente les fondements et la mise en œuvre de cette inspection basée sur trois composantes : la surveillance continue, l’auscultation périodique des matériaux constitutifs et la surveillance exceptionnelle.
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Lire l’articleAuteur(s)
-
François CHAMPIGNY : Docteur Ingénieur de l’Université de Technologie de Compiègne - Électricité de France – Branche Énergies – Division Ingénierie Nucléaire
INTRODUCTION
L’inspection en service des réacteurs à eau pressurisée (REP) est une composante importante de la maintenance des réacteurs nucléaires électrogènes. Elle a pour but de prévenir, par des explorations in situ, dans la très grande majorité des cas non destructives, l’apparition ou le développement d’endommagements (dommage ou dégradation) dont l’une des conséquences est matérialisée par une discontinuité appelée défaut. Cet (ces) endommagement(s) est (sont) susceptible(s) d’atteindre un degré tel que l’installation ne pourrait pas fonctionner sans un risque élevé vis-à-vis de la sûreté, et ce, pendant les phases de fonctionnement normal du réacteur et a fortiori en cas d’incident.
On conçoit donc que l’auscultation périodique des matériaux constitutifs des composants du réacteur soit essentielle tant pour :
-
vérifier que la prise en compte des endommagements lors de la conception est pertinente ;
-
s’assurer, au cours du temps, que le vieillissement des composants des réacteurs ne risque pas de dégrader les structures et les matériaux au-delà d’une limite qui ne serait pas acceptables pour la sûreté.
Ainsi, l’inspection en service est une activité permanente qui doit être gérée tout le long de la vie de l’installation en exigeant un haut niveau de qualité vis-à-vis de la sûreté, mais aussi vis-à-vis de la compétitivité.
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Présentation
1. Besoins et nécessités de l’inspection en service
MWe (mégawatt électrique) : c’est-à-dire la puissance nette délivrée, à ne pas confondre avec la puissance thermique environ 3 fois plus importante.
Les installations nucléaires électrogènes en France (réacteurs de puissance 900 MWe, 1 300 MWe et 1 450 MWe) sont complexes et leur durée de vie, prévue à la conception suppose, pour des temps de fonctionnement de l’ordre de huit mille heures par an pendant quarante années, qu’aucune défaillance grave ne doit survenir pendant cette durée. De ce fait, il ne serait pas admissible qu’une installation présentant des dangers potentiels, en termes de risque de rejet ou de tenue au séisme par exemple, ne puisse faire l’objet d’une vérification périodique destinée à s’assurer qu’aucun endommagement non prévu n’est venu modifier les caractéristiques initiales. La survenue d’un accident grave, en France, aurait des conséquences sanitaires, médiatiques et politiques incalculables sans commune mesure avec les investissements nécessaires pour garantir un niveau de sûreté maximal. Sur un autre plan, la mise en place de mécanismes de concurrence à la production depuis quelques années a obligé l’exploitant nucléaire, Électricité de France, à optimiser ses dépenses de maintenance tout en conservant le haut niveau de sûreté de fonctionnement nécessaire à la garantie d’une crédibilité forte auprès du public et des pouvoirs publics.
L’inspection en service est donc l’une de ces composantes de la maintenance qui concourt à conserver ce niveau de sûreté revendiqué par l’exploitant nucléaire. Elle constitue un aspect essentiel des précautions prises au titre du premier niveau de la défense en profondeur. Elle s’articule dans la stratégie de surveillance en exploitation qui comporte trois composantes : la surveillance continue, la surveillance périodique et la surveillance exceptionnelle. L’inspection en service est redevable des deux dernières.
Les réacteurs à eau pressurisée sont des installations composées d’enceintes (réservoirs, composants, tuyauteries) fonctionnant sous forte pression et dans lesquelles un fluide caloporteur extrait la chaleur d’éléments combustibles dans un circuit primaire pour la céder, sous forme de vapeur, dans un circuit secondaire(1).
le confinement de la...
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