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14 décembre 2016 3 14 /12 /décembre /2016 16:38

De la relativité du risque nucléaire.

14 Décembre 2016

Dans une installation nucléaire, la cuve du réacteur est le seul composant dont le remplacement n’est pas envisagé dans le programme de maintenance « normal ».
( les raisons en sont à rechercher auprès des concepteurs des années soixante-dix, cette analyse nous entraînerait trop loin).
On peut par contre remplacer tout le reste, et on ne s’en prive pas au cours de la vie de l’installation.
Générateurs de vapeur, tuyauteries, pompes, soupapes de sureté, pressuriseur, injection d’eau de refroidissement de secours, etc… tous les composants qui interviennent dans la régulation de température et de pression, tous les composants de sécurité, tout cela est remplacé lorsque c’est nécessaire, même le couvercle de la cuve.
Mais la cuve elle-même, non.
C’est donc l’état de cette cuve qui va déterminer le moment du départ en retraite du réacteur.
Sauf si l’exploitant décide d’arrêter plus tôt pour des raisons de coûts de maintenance excessifs, ou pour non-conformité avec les nouvelles règles de sécurité, ou pour tout autre raison.
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S’agissant d’un chaudron en acier avec des parois de 25 centimètres d’épaisseur, on imagine sans peine qu’il peut résister longtemps à de nombreuses sollicitations, pourvu que le matériau soit de bonne facture.
Il contient le combustible nucléaire sous forme de pastilles empilées dans des crayons en alliage de Zirconium.
Comme dans une chaudière de chauffage central, la chaleur dégagée par la réaction nucléaire est évacuée par de l’eau « normale » grâce à des pompes ad-hoc, vers des générateurs de vapeur, laquelle vapeur fait tourner une turbine entraînant un alternateur générateur d’électricité, comme dans n’importe quelle centrale thermique, enfin presque.
La température est d’environ 300 °C et la pression de 150 Kg.
Pas de quoi effrayer une chaudron d’acier avec des parois de 25 cm.
La différence avec votre chaudière, en plus de la température et de la pression élevées, c’est que l’eau est radioactive, contaminée par son passage au sein des crayons de combustible, et rendu acide par l’usage d’acide borique pour contrôler la réaction.
L’acier de cuve est attaqué par l’acide borique. Pour le protéger, l’intérieur de la cuve est tapissé d’un revêtement soudé d’acier inox de 1 cm d’épaisseur.
Le couvercle de la cuve est démontable, pour permettre le remplacement du combustible, tout les 18 mois environ.
On en profite alors pour effectuer un contrôle de l’intérieur avec des instruments sophistiqués capables de détecter des microfissures, ou tout autre anomalie.
Tout les dix ans on procède à une grande « visite décennale » au cours de laquelle une machine spéciale introduite dans la cuve analyse l’évolution de l’acier sous l’effet du vieillissement sous flux de neutrons.
Pour affiner l’évaluation du vieillissement, il y a à l’intérieur de la cuve des éprouvettes d’acier prévues pour être prélevées lors des visites décennales afin de mesurer au banc l’évolution des caractéristiques de l’acier.
On inspecte également particulièrement les soudures, tant des viroles de cuves que des tuyauterie du circuit primaire, et le bon état des passages des barres de contrôle de la réaction, du dispositif de commande des grappes de crayons de combustibles, et des passages de l’instrumentation, pour détecter toute trace de fuite.
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L’exposition de l’acier de cuve au flux de neutrons entraîne une modification des caractéristiques mécaniques du métal, notamment la frontière ductile-fragile, les migrations d’impuretés à l’intérieur de la structure du métal, et la propagation d’éventuelles microfissures.
Tout cela est mesuré lors des visites d’inspection.
Ces données sont indispensables pour évaluer le vieillissement de la cuve.
Des modèles du processus de vieillissement de l’acier à partir de sa composition initiale, et des mesures effectuées périodiquement sur les échantillons prélevés à l’intérieur, permettent de suivre la «vie» du métal.
On comprend que, s’il s’avère que la composition initiale n’était pas conforme au cahier des charges, il devient nécessaire de ré évaluer les modèles pour les pièces en question.
Sans pour autant les condamner à priori; il s’agit en fait de remettre en phase les modèles d’évolution dans le temps.
On ne peut cependant exclure la possibilité que cette « remise en phase » conduise à conclure à la nécessité de réformer la cuve. Le réacteur est alors mis au rebut.
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Une cuve, même âgée, se comporte sans problème dans les conditions « normales » .
Mais, comme une personne d’âge, elle peut ne pas supporter les variations trop brusques de température et de pression.
De telles conditions peuvent survenir dans des conditions accidentelles de perte importante de réfrigérant primaire.
Cet APRP, Accident par Perte de Réfrigérant Primaire, est redouté de tous les exploitants de ce type de réacteur.
Il peut survenir lors d’une rupture (Une « brèche ») importante d’un élément du circuit primaire, tuyauterie, raccord, pompe, pressuriseur, circuits des générateurs de vapeur.
Les tubes échangeurs de chaleur des générateurs de vapeur sont particulièrement vulnérables en raison de la faible épaisseur de leurs parois. Ils sont l’objet d’une surveillance permanente; toute fuite est détectée grâce à une mesure en continu du taux de radioactivité de l’eau secondaire, et à la variation brusque de pression du GV concerné.
On peut alors intervenir rapidement et ainsi éviter un APRP.
(Le GV est alors isolé du circuit primaire, et réparé ou remplacé).
Une brèche importante peut conduire à un APRP.
Lorsque survient un APRP, il est nécessaire d’injecter de l’eau dans la cuve pour maintenir le niveau afin d’éviter que les crayons de combustibles soient dénoyés. Cette eau est évidemment « froide » est crée une brusque variation de température, qui peut ne pas être bien supportée si l’acier de la cuve a mal vieilli.
Rappelons que si les crayons de combustibles restent dénoyés, la situation peut rapidement dégénérer vers une catastrophe type Fukushima.
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Dans le REX (Retour d’EXpérience) il n’y a pas d’exemple connu de rupture de cuve comme élément initiateur d’un APRP.
Par contre, une rupture de cuve peut survenir suite à un APRP.
Si l’APRP est pas ou mal maîtrisé, on peut s’attendre à un percement du fond de cuve par le corium dont la température est extrêmement élevée.
Ce corium violemment radioactif se répand alors dans la nature, sauf si un dispositif de contention et de refroidissement a été prévu sous le réacteur.
(Les REP du parc existant en sont dépourvus, contrairement aux futurs EPR).
Dans ces circonstances on assiste généralement à une explosion liée au dégagement d’Hydrogène.
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Il apparaît finalement que, même en présence d’une cuve de bon aloi, la survenue d’un APRP mal contrôlé conduit à la catastrophe par un enchaînement de circonstances fatales, quel que soit l’état de la cuve.
Le problème est donc certes de surveiller la cuve (et le reste), mais aussi de mettre tout en œuvre pour d’une part éviter que se produise un APRP, et d’autre part prendre toutes les dispositions pour le maîtriser s’il se produit, et en limiter les conséquences.
A ce sujet, la catastrophe de Fukushima a conduit à mieux mesurer l’importance de certains risques, peut-être sous estimés auparavant.
Ce qui a conduit à certains aménagements sur les installations existantes.
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Les études initiales sur la probabilité de rupture de cuve d’un réacteur sont résumées dans le document suivant:
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/15/049/15049924.pdf
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Concernant la contestation de la validité des conclusions officielles sur la sureté des cuves, on peut lire ceci:
http://www.enerzine.com/2/18163+fissures-de-cuves-de-reacteurs-nucleaires---un-probleme-mondial+.html
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Le problème n’est plus de savoir si l’électronucléaire est une technologie dangereuse ou pas. Tchernobyl et Fukushima en ont fait suffisamment la démonstration.
Il n’est plus acceptable désormais de se cacher derrière des analyses de fiabilité prévisionnelles fumeuses.
Continuer dans la même voie c’est clairement accepter le risque d’une telle catastrophe sur notre territoire.
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Pour ce qui est des risques de rupture d’une cuve de réacteur, le texte ci-dessous témoignera de la difficulté de décider si, oui ou non, le risque existe:

« Pour certains spécialistes en effet, l'hypothèse de la non rupture de la cuve est complètement arbitraire, car pourquoi considérer la rupture nette et brutale d'une tuyauterie primaire principale et pas la rupture de la cuve, tout aussi improbable, si ce n'est parce que dans le premier cas on sait construire des enceintes qui résistent, et pas dans le second. Ceci revient à dire que dans ces études d'accident, on ne prend en compte que ce que l'on est capable de prendre en compte. Le concept de l'accident maximum plausible resurgit et le problème est posé d'un consensus autour de ce qui est jugé «vraisemblable». Les deux hypothèses se défendent : les tuyauteries sont des zones de concentration de contraintes au niveau des raccordements et elles sont nombreuses donc il y a plus de raisons qu’un problème survienne au niveau des tuyauteries que sur la cuve. A l'inverse, on peut penser que la cuve est plus soumise à l'irradiation par les neutrons et que par conséquent la fragilisation est nettement plus grande, la probabilité de se trouver dans la zone de rupture fragile est plus grande pour la cuve que pour les tuyauteries qui sont situées plus loin . »

Source:
Archives CEA, Fonds du Haut-Commissaire, F3 23 49, «Réunions programmes 1972-1980», relevé de décisions prise par l'Administrateur Général à la suite de la réunion du programme «sûreté des réacteurs à eau bouillante» tenue au Siège le 21 mai 1974, intervention de Bourgeois sur la sûreté des réacteurs à eau ordinaire.

On peut voir que les avis étaient partagés, et ceci dès le lancement du programme nucléaire.
Quarante  ans plus tard, nous en sommes toujours au même point.
Faudra-t-il consulter madame Irma pour savoir si tel chaudron est sur le point de nous sauter au nez ?
Que penseront nos descendants si, en plus de nos déchets nucléaires qu’ils leur faudra gérer sur des millénaires, nous leur laissons un sol empoisonné et stérile ?

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