Fiche d'informations sur le réacteur et la cuve du réacteur
Situation à la centrale nucléaire de Doel
Y a-t-il un danger à l'heure actuelle ?
Il est dans tous les cas essentiel de retenir que le réacteur de Doel 3 est à l'arrêt du fait de la révision et que le combustible a été déchargé du réacteur. Il n'y a donc aucun danger pour la population, les travailleurs et l'environnement.
L'AFCN peut en outre compter en interne sur une solide équipe d'experts et travaille comme toujours en étroite collaboration avec sa filiale Bel V. La décision finale de l'AFCN se basera sur l'évaluation de sûreté du dossier complet, de même que sur les avis de son Conseil Scientifique, et sera sujette à un audit international.
Retour en haut de la pageÀ quelle occasion a-t-on contrôlé la cuve du réacteur de Doel 3 ?
Tous les 12 à 18 mois, les centrales nucléaires belges sont soumises à un contrôle de leurs installations ainsi qu'à des opérations d'entretien et de maintenance. Pendant cette révision, le réacteur est mis à l'arrêt et le cœur est partiellement rechargé avec du nouveau combustible.
Lors des périodes de révision, les inspections d'exploitation sont effectuées pour vérifier le bon état de la cuve du réacteur (principalement les zones des soudures entre les élements de la cuve). Des techniques non destructives de mesure par ultrasons sont utilisées. Ces contrôles sont effectués conformément aux normes développées pour la métallurgie par l'American Society of Mechanical Engineers (connues sous le nom de normes ASME XI).
Pour Doel 3, cette révision a commencé début juin 2012. À l'occasion de ce contrôle planifié, des mesures sur la cuve du réacteur ont été réalisées au moyen d'un nouveau type de capteurs ultrasoniques. Sur base de ces premières mesures, des contrôles complémentaires ont été jugés nécessaires.
Comment une inspection de la cuve est-elle menée ?
Les inspections ordinaires sont réalisées selon les règles du code international ASME XI. Le cycle complet d'inspection est de dix ans : après chaque période de 10 ans, toutes les zones sensibles ont été contrôlées.
Sont inspectées à cette occasion : les zones sensibles aux fissures, c'est-à-dire les zones où de fortes tensions (mécaniques et thermiques) s'exercent, qui pourraient mener au développement d'une fissure. Il s'agit essentiellement des zones de soudures (entre les anneaux,...) et des tubulures des conduites du circuit de refroidissement du réacteur.
Qu'entend-on par « ASME » ?
L'American Society of Mechanical Engineers (ASME) est une organisation internationale qui regroupe plusieurs milliers d'ingénieurs, dans un objectif de collaboration et de partage d'expertise technique. Son activité est multiple et couvre le vaste domaine des sciences mécaniques. L'ASME est structurée en différentes sections géographiques, à savoir douze pour les États Unis et une pour l'étranger, divisée elle-même en quatre sous-sections, dont une pour l'Europe.
Parmi leurs activités, les membres de l'ASME développent notamment des codes et des normes relatives à l'ingénierie mécanique, qui sont mises à jour annuellement.
La section XI des normes ASME contiennent les règles pour l'inspection des composants des centrales nucléaires en service.
Qui réalise cette inspection ?
L'inspection est menée par Intercontrole, firme française spécialisée (appartenant au groupe Areva), qui inspecte annuellement un grand nombre de cuves, en suivant les exigences du code ASME (obligatoires et complémentaires) et le retour d'expériences en la matière.
Cette inspection est suivie en première instance par un Inspecteur Agréé (Authorized Inspection Agency) pour les cuves nucléaires sous pression (pour la Belgique, il s'agit d'AIB Vinçotte International) qui doit marquer son accord quant aux conclusions formulées.
Quel est le rôle de l'AFCN dans cette inspection ?
Les résultats de l'inspection d'Intercontrole, suivie par l'AIA, doivent être fournis à Bel V et ensuite à l'AFCN. Celle-ci décide en dernière instance de l'autorisation (ou non) de la reprise de l'exploitation.
Qu'a-t-on constaté lors des contrôles supplémentaires à Doel 3 ?
De nombreuses indications de défauts dans le matériau de base en acier de la cuve ont été constatées fin juin, particulièrement au niveau de l'anneau situé le plus bas.
L'AFCN et Bel V ont été informées de ces résultats et il a été décidé le 5 juillet de procéder à des contrôles supplémentaires afin d'obtenir davantage d'informations sur ces résultats. Ces contrôlés ont été entrepris à partir du 16 juillet.
Que sait-on de ces indications de défauts ?
Il s'agit de défauts « laminaires », parallèles à la surface de la paroi et en tant que tels théoriquement pas dangereux, parce qu'ils ne sont normalement pas sujets à des tensions. Rappelons en outre que le réacteur est actuellement à l'arrêt du fait de la révision en cours sur Doel 3.
Comment se fait-il que ces indications de défauts n'ont pas été détectées plus tôt ?
Une nouvelle technique de mesure par ultrason a été utilisée pour la première fois en juin 2012 sur l'entièreté de la surface de la cuve de Doel 3. Cette inspection a été réalisée par une firme française spécialisée sur l'ordre d'Electrabel. C'est la première fois que l'on inspecte en Belgique le matériau de base de la cuve (en-dehors des zones de soudures). On a également inspecté l'entièreté de la paroi de la cuve, alors que les normes ASME XI prescrivent jusqu'ici uniquement le contrôle des zones sensibles.
Pourquoi n'a-t-on rien dit à ce sujet à l'occasion des stress tests ?
L'objet des stress tests était d'examiner la résistance des centrales à l'égard de phénomènes externes extrêmes comme des tremblements de terre, des inondations (tsunamis), une chute d'avion, la perte de toute l'alimentation électrique et du refroidissement suite à ces événements,... qui étaient à la base des événements à Fukushima.
Le suivi de la situation de la paroi de la cuve est quant à lui mené selon des schémas règlementaires stricts, suivis à la lettre.
Les résultats des stress tests peut-il encore être considéré comme valable ?
Les résultats des stress tests sont encore tout à fait valables. Ceux-ci avaient d'ailleurs une toute autre finalité.
Si ces indications de défauts sont présentes depuis longtemps, ont-elles pu être à l'origine de rejets radioactifs ?
À l'heure actuelle, l'AFCN peut affirmer que ces indications de défauts dans la cuve de Doel 3 n'ont été à l'origine d'aucun rejet radioactif.
N'est-il pas urgent de procéder à ce type d'inspection par ultrasons sur les autres réacteurs nucléaires belges ?
La cuve du réacteur de Tihange 2 subira précisément la même inspection lors de la révision du réacteur qui commencera mi-août. Les résultats concernant l'implication éventuelle de cette cuve sont prévus pour fin septembre.
Vu la récente décision d'autoriser dix années supplémentaires d'exploitation pour Tihange 1 , l'AFCN a déjà imposé une inspection de ce type pour la cuve de ce réacteur en 2013.
Les cuves des centrales les plus récentes, à savoir Doel 4 et Tihange 3 doivent à terme, selon l'AFCN, subir ce type d'inspection.
De telles constatations sont en principe liées à la construction. Il ne s'agit pas d'un phénomène de vieillissement.
Ces constatations peuvent-elles avoir un impact sur les autres centrales nucléaires dans le monde ?
21 cuves de ce type existent de par le monde (chiffre à confirmer) et l'AFCN se concerte avec les régulateurs des pays concernés pour leur fournir l'information au sujet de Doel 3 et leur demander de mettre leur expérience à disposition de la Belgique.
Actions en cours et à venir
Quelles actions l'AFCN entreprend-elle à l'heure actuelle ?
L'AFCN suit de près l'incident en collaboration avec sa filiale technique Bel V et la firme AIB Vinçotte International qui est l'organisme mandaté en Belgique pour mener ce type d'inspection (in-service inspections).
L'AFCN et Bel V ont eu plusieurs réunions de concertation avec Electrabel à ce sujet afin de rassembler davantage de renseignements.
L'AFCN et Bel V réalisent une évaluation indépendante de ce dossier.
L'AFCN et bel V ont également déjà pris contact avec les autorités de sûreté nucléaire de pays étrangers afin d'échanger des informations et de l'expérience à ce sujet.
Quelles actions l'AFCN attend-elle de l'exploitant ?
- Investigation en profondeur du dossier de construction originel de la cuve du réacteur pour contrôler s'il s'agit de défauts de fabrication.
- Investigation au niveau métallurgique pour détecter la cause et l'explication des éventuels défauts de fabrication.
- Rédaction d'un dossier complet de justification dans le cadre d'un redémarrage. Il sera soumis à l'autorité compétente pour accord. Ce dossier tentera de démontrer que les indications de défauts constatées ne représentent aucun danger pour l'intégrité structurelle de la cuve du réacteur.
L'arrêt pour révision de Doel 3 est momentanément prolongé jusqu'au 31 août 2012 (au minimum).
Pourquoi ne peut-on pas réparer une cuve ?
Une éventuelle réparation de la cuve est pratiquement impossible et, d'après l'AFCN, n'est pas l'option à retenir, parce qu'il est à craindre qu'une telle opération fasse apparaître de nouvelles tensions dans la paroi de la cuve, ce qu'il faut absolument éviter.
Pourquoi ne peut-on pas remplacer une cuve ?
Un remplacement de la cuve est extrêmement difficile (dose élevée de rayonnements,...) et n'a jamais eu lieu où que ce soit dans le monde.
Informations techniques
Fiche d'identité de Doel 3
- Mise en exploitation de Doel 3 : 1982
- Capacité électrique nette : 1003 MWe
- Type de réacteur : Réacteur à Eau Pressurisée (PWR)
- Constructeur : Framatome en association avec ACEC et Cockerill (FRAMACECO)
La cuve du réacteur de l'unité 3 de la centrale nucléaire de Doel a été fabriquée début des années 1970 par la firme Rotterdamsche Droogdok Maatschappij (NL).
Quels sont les différents niveaux de protection d'un réacteur ?
Pour assurer le confinement des matières radioactives, trois barrières physiques résistantes et étanches sont interposées entre celles-ci et l'environnement, de manière à former un triple écran contre les radiations et à contenir la radioactivité à l'intérieur de l'installation en toute circonstances :
Première barrière : la gaine de l'élément combustible
La pastille de céramique combustible, qui retient déjà la majeure partie des produits radioactifs, est enfermée dans une gaine métallique étanche.
Deuxième barrière : l'enveloppe du circuit primaire
Elle est constituée de l'enveloppe en acier épais du circuit de refroidissement primaire du réacteur. La cuve du réacteur représente donc une partie essentielle de cette seconde barrière.
Troisième barrière : l'enceinte de confinement
L'ensemble du circuit primaire (ainsi que d'autres composants du réacteur) est entouré par un bâtiment en béton de forte épaisseur capable de résister à une certaine pression et à des agressions externes.
Les centrales nucléaires belges ont été pourvues d'une double enceinte qui isole du monde extérieur le circuit primaire et le combustible nucléaire actif qui s'y trouve.
Quelle est la fonction de la cuve d'un réacteur nucléaire ?
C'est dans la cuve (reactor vessel) que l'eau du circuit primaire principal circule à travers le cœur, où elle est chauffée par le combustible nucléaire. L'eau transfère ensuite sa chaleur au circuit secondaire dans le générateur de vapeur, avant de retourner vers le réacteur. La vapeur ainsi formée est destinée aux turbines et à la production d'électricité.
La cuve joue un rôle essentiel vis-à-vis des trois fonctions de sûreté du réacteur :
- confinement de la matière radioactive ;
- maîtrise géométrique de la criticité ;
- refroidissement du cœur.
Comment se présente une cuve de réacteur nucléaire ?
La cuve d'un réacteur nucléaire se présente sous la forme d'un cylindre fermé à sa partie inférieure par un fond hémisphérique. En partie supérieure, elle est coiffée par un couvercle démontable en forme de calotte sphérique. Cette conception donne accès à l'intérieur de la cuve après enlèvement du couvercle à l'arrêt du réacteur et, en particulier, aux assemblages combustibles pour en effectuer le remplacement.
Le couvercle est maintenu sur le corps de la cuve par un ensemble de goujons (58 à Doel 3) vissés dans la bride de cuve, les écrous s'appuyant sur la face supérieure de la bride du couvercle.
Les trois boucles du circuit de refroidissement du réacteur sont connectées à la cuve. L'entrée et la sortie de l'eau primaire se font par 6 tubulures.
Comment est-elle fabriquée ?
La cuve d'un réacteur nucléaire est composée d'un corps de cuve et d'un couvercle. Le corps de cuve est un ensemble d'environ 13 mètres de haut (couvercle inclus) et 4.4 mètres de diamètre externe pour un poids total de 330 tonnes (couvercle et goujons inclus). L'épaisseur de la paroi de la partie cylindrique de la cuve atteint 20 centimètres.
La cuve est constituée de composants forgés et usinés en acier faiblement allié. Les principaux composants de la cuve (viroles, brides et tubulures) sont obtenus par des opérations de forgeage et d'usinage métallurgiques. Ces pièces sont soudées entre elles et protégées de la corrosion par un revêtement mince (environ 7 millimètres) en acier inoxydable déposé par soudage sur la surface intérieure, généralement en deux couches. La cuve subit, en fin de fabrication, une épreuve à une pression supérieure à la pression maximale de service afin de vérifier sa résistance. Ces contrôles sont menés en adéquation avec les normes américaines ASME.
| Dernière mise à jour |
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| 16/08/2012 - 10:56 |
