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1 - SÛRETÉ RECHERCHÉE PAR LA CONCEPTION

2 - SÛRETÉ RECHERCHÉE EN EXPLOITATION

3 - ÉVALUATION PROBABILISTE DE LA SÛRETÉ

  • 3.1 - Intérêt des études probabilistes de sûreté
  • 3.2 - Principaux résultats
  • 3.3 - Évolution des études probabilistes

4 - SÛRETÉ CONSTATÉE

5 - RÉEXAMEN PÉRIODIQUE DE LA SÛRETÉ

  • 5.1 - Principes et pratique des réexamens décennaux
  • 5.2 - Résultats obtenus

6 - CONCLUSIONS

Article de référence | Réf : BN3820 v1

Évaluation probabiliste de la sûreté
Sûreté des réacteurs français en service

Auteur(s) : Jacques LIBMANN

Date de publication : 10 janv. 2000

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Auteur(s)

  • Jacques LIBMANN : Ancien ingénieur à l’IPSN (Institut de Protection et de sûreté Nucléaire) - Consultant à l’AIEA (Agence Internationale pour l’Énergie Atomique)

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INTRODUCTION

Les réacteurs de production d’électricité exploités en France à la fin des années 1990 sont tous de la filière utilisant de l’oxyde d’uranium légèrement enrichi, éventuellement mélangé à de l’oxyde de plutonium, modérés et refroidis à l’eau légère sous pression, la vapeur entraînant la turbine étant produite dans des générateurs de vapeur. Ce sont donc des réacteurs à eau sous pression (REP).

Comme cela est présenté dans d’autres articles (B 3 800 et B 3 810 notam- ment) c’est l’exploitant qui est le premier responsable de la sûreté de son installation. Il doit cependant en justifier devant l’autorité de sûreté française représentée par la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN). Ces principes sont conformes aux recommandations internationales et, notamment, à la Convention Internationale sur la Sûreté, ratifiée par la France. L’analyse technique des dossiers justificatifs présentés par les exploitants est effectuée par des organismes d’expertise dont, principalement, l’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN). Cet article ne revient pas sur cette organisation ni sur les procédures d’autorisation décrites par ailleurs mais se centre sur des aspects plus techniques.

La sûreté des centrales nucléaires actuellement en service dépend :

  • de leur conception d’origine et de la qualité de leur réalisation ;

  • du vieillissement des installations ;

  • des améliorations apportées au cours du temps à cette conception ;

  • des conditions de leur exploitation et, plus généralement, de la culture de sûreté de l’ensemble des intervenants et de leur hiérarchie.

Le respect des règles de conception et d’exploitation définies pour ces installations est destiné à leur assurer un niveau de sûreté élevé.

Il est ensuite possible d’évaluer, par le calcul, la probabilité de fusion du cœur, accident susceptible de provoquer des rejets significatifs dans l’environnement. Grâce aux précautions de conception, de construction et d’exploitation ce phénomène est rare et l’expérience ne permet pas de vérifier la pertinence du résultat global de ces calculs.

Par contre, l’observation de l’exploitation d’un parc important de centrales nucléaires et les incidents et anomalies qui se produisent sont des indicateurs du niveau de sûreté. Leurs conséquences radiologiques réelles sont le plus souvent nulles. L’analyse de ces incidents, dont certains peuvent avoir un caractère précurseur de situations plus sérieuses, permet de définir des mesures correctives propres à éviter leur répétition. L’homme joue évidemment un rôle essentiel dans la prévention, la détection et la gestion de ces anomalies et incidents. Il peut quelquefois aussi les provoquer.

Enfin la sûreté n’étant pas une notion figée, des examens globaux périodiques (tous les 10 ans environ) permettent de s’assurer que le niveau de sûreté recherché à l’origine est bien atteint et ne s’est pas dégradé — notamment du fait du vieillissement des installations — et que le retour d’expérience a bien été utilisé. La comparaison avec les objectifs de sûreté les plus récents peut conduire à décider des améliorations supplémentaires sans qu’il s’agisse de demander aux installations ayant un certain âge d’être conformes à ce qui est demandé aux installations actuelles et futures. Pourtant, si le décalage s’avérait inacceptable et impossible à combler, une décision d’arrêt pourrait être prise. Ce n’est pas le cas actuellement.

Retour d’expérience, réexamen de la sûreté, évaluations probabilistes conduisent à un bilan de sûreté favorable à ce jour. Aucun rejet significatif de produits radioactifs vers l’environnement ne s’est produit en quelques 800 années-réacteurs de fonctionnement des réacteurs à eau français. Mais ces performances ne seront maintenues que par la poursuite et le développement de l’attitude de vigilance de tous les acteurs de la sûreté (personnels d’exploitation et de maintenance, organismes centraux de l’exploitant, concepteurs et organismes de sûreté) qui manifesteront ainsi leur culture de sûreté.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3820


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3. Évaluation probabiliste de la sûreté

Après avoir utilisé des évaluations probabilistes pour certains risques d’agression externes comme les chutes d’avions puis pour évaluer la probabilité de défaillance totale de fonctions particulières, il était normal de développer cette technique pour l’ensemble de l’installation. Ces études ont été lancées en France dans les années 1980 et ont débouché sur un premier ensemble de résultats relatifs aux réacteurs de 900 et de 1 300 MWe Études probabilistes de sûreté et Analyse de sûreté. Principes et pratiques. Les études se sont d’abord limitées à l’évaluation de la probabilité de fusion de leur cœur.

Ces études ont été les premières au monde à explorer et chiffrer les risques dans les situations d’arrêt du réacteur et pendant de longues durées après le déclenchement des situations accidentelles.

Elles évoluent maintenant notamment vers la prise en compte des risques liés aux incendies dans les installations, le calcul de la probabilité de rejets significatifs dans l’environnement et vers la mise en œuvre de nouveaux supports de calculs.

3.1 Intérêt des études probabilistes de sûreté

Même si ces études débouchent sur des résultats globaux qui peuvent être entachés de larges incertitudes, l’intérêt essentiel des études probabilistes est d’être des outils d’analyse de la sûreté des installations permettant de pondérer l’importance des différents initiateurs possibles et l’importance des matériels dans leur rôle de prévention et de mitigation des accidents.

L’importance d’un matériel donné contribue à déterminer l’objectif de fiabilité minimale qu’il faut lui fixer, la périodicité d’essais périodiques et de maintenance ainsi que la durée maximale pendant laquelle ce matériel peut être indisponible...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - BOURGEOIS (J.), TANGUY (P.), COGNÉ (F.), PETIT (J.) -   La sûreté nucléaire en France et dans le monde.  -  Polytechnica 1996.

  • (2) - LIBMANN (J.) -   Éléments de sûreté nucléaire.  -  IPSN, Les Éditions de Physique 1996.

  • (3) - INSAG 10 -   La défense en profondeur en sûreté nucléaire.  -  Rapport du groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire. Agence Internationale de l’Énergie Atomique, Vienne 1997.

  • (4) - FAURÉ (J.) -   Approche de la sûreté des sites nucléaires.  -  IPSN, Les Éditions de Physique 1995.

  • (5) - INSAG 4 -   Culture de Sûreté.  -  Rapport du groupe consultatif international pour la sûreté nucléaire. Agence Internationale de l’Énergie Atomique, Vienne 1991.

  • (6) -   *  -  Contrôle,...

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