Présentation
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NOTE 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)
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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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Conclusion
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3. Évolution de la conception et des fabrications : impact sur les CND et les END
La revue non exhaustive sur l’inspection en service mise en œuvre sur les circuits primaire et secondaires principaux montre que le retour d’expérience est une donnée essentielle complémentaire aux dossiers de conception et à l’état en fin de fabrication.
Au démarrage des tranches nucléaires, ce retour d’expérience était limité et s’est enrichi avec l’acquisition de faits d’observation(9).
le retour d’expérience a pu se développer jusqu’à devenir un outil essentiel de la sûreté nucléaire, par la collecte, la centralisation, la hiérarchisation et le traitement systématique des anomalies, des non-conformités et des incidents, ainsi que les échanges d’information entre exploitants et autorités de sûreté à l’échelle de la planète. On notera que, en France, EDF avec son parc de réacteurs nucléaires standardisés, dispose d’un retour d’expérience unique au monde.
Bien entendu, les endommagements relevés ont été portés à la connaissance des concepteurs et fabricants. Les paliers suivants (1 300 MWe puis 1 450 MWe) ont profité de ce retour d’expérience pour être améliorés.
Sur la conception :
-
certains piquages sur le circuit primaire principal ont été allongés afin de rendre les soudures de raccordement ; notamment celles des tuyauteries, inspectables en service par ultrasons ;
-
l’amélioration de la conception a permis de réduire le nombre de soudures ;
-
l’amélioration de la géométrie (raccordement de tuyauteries entre elles ou avec les composants).
Sur les procédés de soudage :
-
limitation du volume de soudure avec la mise en œuvre des soudures à chanfreins étroits ;
-
dépôt de revêtement avec précautions de soudage (préchauffage, post-chauffage).
Sur les matériaux :
-
des matériaux sensibles à la corrosion ou à l’érosion ont été remplacés par d’autres mieux adaptés et peu ou pas sensibles à la corrosion ;
-
le remplacement de tuyauteries en acier ferritique par des tuyauteries en composite pour le circuit d’eau brute secourue.
Ces évolutions...
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