La sûreté des installations nucléaires en France, l’impact ... · Martial JOREL -Conférence...

La sûreté des installations nucléaires en France, l’impact de l’accident de Fukushima

Martial Jorel – IRSN/DGDirecteur du management des connaissances

L’IRSN : expert public en matière de recherche et d’expertise sur les risques nucléaires et radiologiques

▌EPIC sous la tutelle conjointe de cinq ministères : 1 700 salariés, dont plus de 1000 spécialistes : chercheurs, doctorants, post-docs, ingénieurs - 293 M€ de budget, 40 % consacrés à la recherche. 3 implantations majeures en France : Fontenay-aux-Roses, Cadarache, Le Vésinet

Trois grandes missions� Recherches et services d’intérêt public (incluant l’information du public),

� Appui et concours techniques aux autorités publiques (activités civiles ou intéressant la défense)

� Prestations contractuelles (expertises, études, mesures) (organismes publics et privés, français et

étrangers.

Des domaines d’activité variés▌ La sûreté nucléaire des installations (réacteurs, cycle du combustible, déchets, applications médicales) et des transports de matières radioactives et fissiles, ainsi que la protection contre les actes de malveillance.

▌ La protection des travailleurs, de la population et de l’environnement contre les risques liés aux rayonnements ionisants

▌ La protection et le contrôle des matières nucléaires

Martial JOREL - Conférence GEP AFTP - 24 octobre 2013

www.irsn.fr

3Martial JOREL - Conférence GEP AFTP - 24 octobre 2013

▌ La gaine du combustible (1ère barrière)

La sûreté des réacteurs : barrières et fonctions de sûreté

▌ Le circuit primaire (2ème barrière)

▌ L’enceinte de confinement (3ème barrière)

- Contrôler la réaction nucléaire (grappes de commande, bore)- Assurer le refroidissement du combustible (maintien en eau, évacuation de l’énergie).

- Maintenir l’inventaire en eau (température et pression …)- Refroidir l’eau par échange thermique - Assurer le confinement de l’eau primaire.

- Maintenir le confinement des produits radioactifs dans toutes les situations- isoler les traversées d’enceinte (IE)- Dépressuriser l’enceinte pour évacuer sa puissance

▌ le contrôle de la réactivité

▌ le refroidissement du combustible

▌ le confinement des produits radioactifs

• Un concept de sûreté historique : la méthode des « barrières »

→ Interposer entre l’environnement et les produits radioactifs dangereux une série de barrières étanches et résistantes.

→ Assurer la tenue de ces barrières dans les situations d’exploitation (normales, incidentelles, accidentelles ..)

BARRIÈRES


▌ La gaine du combustible (1ère barrière)

La sûreté des réacteurs : barrières et fonctions de sûreté

▌ Le circuit primaire (2ème barrière)

▌ L’enceinte de confinement (3ème barrière)

- Contrôler la réaction nucléaire (grappes de commande, bore)- Assurer le refroidissement du combustible (maintien en eau, évacuation de l’énergie).

- Maintenir l’inventaire en eau (température et pression …)- Refroidir l’eau par échange thermique - Assurer le confinement de l’eau primaire.

- Maintenir le confinement des produits radioactifs dans toutes les situations- isoler les traversées d’enceinte (IE)- Dépressuriser l’enceinte pour évacuer sa puissance

▌ le contrôle de la réactivité

▌ le refroidissement du combustible

▌ le confinement des produits radioactifs


Contrôle des accidents de

dimensionnement

systèmes de sûreté et

procédures accidentelles

Contrôle des fonctionnements anormaux et des

défaillances

Systèmes de contrôle, de

limitation et de protection

Prévention des fonctionnements anormaux et des

défaillances

Conception conservative et haute qualité de

constructionet d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

DEMARCHE INITIALE : 3 NIVEAUX DE DEFENSE EN PROFONDEUR

- Développé aux USA dans les années 1960,(constituait notamment la base de la conception desréacteurs Westinghouse).

- Malgré les mesures de prévention, onpostule des incidents et des accidents (et onétudie et met en place les moyens d'y faire face,pour ramener leurs conséquences à des niveaux

jugés acceptables).

Le concept de défense en profondeur (toujours d’actualité) :

- L’approche initiale ne prenait pas encompte la fusion du cœur (probabilité jugéetrop faible)



dimensionnement




défaillances




défaillances



Niv.1

Niv.2

Niv.3







� Une démarche « cas de charge » pour les agressions externes naturelles.

� Inondations : une Crue Majorée de Sécurité (CMS) obtenue par cumul de phénomènes (Crue de rivière principale, rupture de barrage, niveau marin extrême (marée + surcote))

� Séisme : un Séisme Maximal Historiquement Vraisemblable (SMHV). Les séismes majorés de sécurité (SMS) sont obtenus en majorant l’intensité du SMHV de 1 et la magnitude de 0,5 afin de tenir compte des incertitudes inhérentes à la définition du SMHV (zonages et sismicité historique).

• Fonctions mises en œuvre par des matériels et systèmes (protection du réacteur, sauvegarde …)

• Disponibilité et opérabilité de ces matériels et systèmes ( + supports) requise pour l’ensemble des situations de dimensionnement.

• Des exigences : redondance, secours électrique, qualification, tenue aux agressions …



dimensionnement




défaillances




défaillances



Niv.1

Niv.2

Niv.3







� Une démarche « cas de charge » pour les agressions externes naturelles.

� Inondations : une Crue Majorée de Sécurité (CMS) obtenue par cumul de phénomènes (Crue de rivière principale, rupture de barrage, niveau marin extrême (marée + surcote))

� Séisme : un Séisme Maximal Historiquement Vraisemblable (SMHV). Les séismes majorés de sécurité (SMS) sont obtenus en majorant l’intensité du SMHV de 1 et la magnitude de 0,5 afin de tenir compte des incertitudes inhérentes à la définition du SMHV (zonages et sismicité historique).

• Fonctions mises en œuvre par des matériels et systèmes (protection du réacteur, sauvegarde …)

• Disponibilité et opérabilité de ces matériels et systèmes ( + supports) requise pour l’ensemble des situations de dimensionnement.

• Des exigences : redondance, secours électrique, qualification, tenue aux agressions …

▌Les études de situations « hors dimensionnement » (1975).

Des études de fiabilité mettent en évidence un risque de perte des systèmes redondants (initiateurs ~10-5/r.an).

▌Mise en place de matériels et procédures « H » (perte source froide, perte totale de sources électriques, perte refroidissement GV …)

▌Hypothèses : perte limitée à une tranche, durée de perte limitée …)

▌Dispositions valorisées lors de la perte totale de source froide à CRUAS (1/12/2009) après 1500 années*réacteur.


197071

727374

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82

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85868788899091

92

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949596

9798

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Classe 900 Mwe34 unités



Type CP1 Type CP2 Type P4 Type P’4 Type N4

BugeyFessenheim

Tricastin, GravelinesDampierre, Blayais

St LaurentChinonCruas

PaluelSt Alban

Flamanville

CattenomBelleville

Nogent, PenlyGolfech

Chooz BCivaux

Sûreté réacteur : les grands accidents du passé

ACCIDENT DE TMI

TCHERNOBYL


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Type CP1 Type CP2 Type P4 Type P’4 Type N4

BugeyFessenheim

Tricastin, GravelinesDampierre, Blayais

St LaurentChinonCruas

PaluelSt Alban

Flamanville

CattenomBelleville

Nogent, PenlyGolfech

Chooz BCivaux

Sûreté réacteur : les grands accidents du passé

ACCIDENT DE TMI

TCHERNOBYL

1986 : Accident grave - explosion du

cœur - rejets trèsImportants

Pompe de Circulation

Ballons séparateurs

Machine de chargement

Coeur du réacteur

Piscines de suppression de pression

Diamètre : 12 mHauteur 7 m

Zones de confinement

Dalle du réacteur

1979 : Accident grave - fusion du

cœur- rejets très

faibles

Respect des règles, culture de sûreté

Conception

Situations Post accidentelles

Accidents réactivité

Opérateurs Conduite

Etudes AG

Crise

Précurseurs

10

Niveau 4Contrôle des accidents

graves

Dispositions complémentaires et

gestion des accidents graves

Contrôle des accidents de dimensionnement

systèmes de sûreté et procédures

accidentelles


défaillances



Réduction des conséquences radiologiques sur la population

Contre-mesures de protection

de la population (évacuation,

confinement…)

Prévention des fonctionnements anormaux

et des défaillances

Conception conservative et

haute qualité de construction

et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Une évolution de la défense en profondeur (3 à 5 niveaux)Des outils et méthodes pour expertiser chaque niveau de défenseUne évolution de la défense en profondeur (3 à 5 niveaux)


CRISE

AG : ETUDES, PROCEDURES, MATERIELS

OPERATEURS CONDUITE,

DEFAILLANCES MULTIPLES

PRECURSEURS

TMI - 1979

Matériaux fondus

Matériaux fondus

Croûte

Cavité

Grille supérieureendommagée

Enveloppe du cœur

Tubes d'instrumentation

Zone de débris

POST-ACCIDENTEL

ACCIDENTS REACTIVITE

CONCEPTION

RESPECT REGLES

CULTURE SURETE

Pompe de Circulation

Ballons séparateurs

Machine de chargement

Coeur du réacteur

Piscines de suppression de pression

Diamètre : 12 mHauteur 7 m

Zones de confinement

Dalle du réacteur

TCHERNOBYL -1986

11


graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Vérification de la conformité des

installations

Validation de la conception

enseignements des incidents

Avancées des études de sureté pour la prévention de la fusion du cœur : les EPS

de niveau 1



12


graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5


installations




de niveau 1

La R&D et les études de sureté (EPS de niveau 2) de réduction des rejets

radioactifs



13


graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5


installations




de niveau 1

La R&D et les études de sureté (EPS de niveau 2) de réduction des rejets

radioactifs

Organisation et moyens de crise robustes : analyses,

exercices (communication, intervention,

instrumentation, moyens externes, …)




▌Les études et la R&D de l’IRSN ont contribué à laprise en compte des accidents avec fusion du cœur sur les réacteurs

Implantation mesure H2

Renforcement boulons TAM

Détection percée cuve

▌Modifications VD3 « en

cours » (décidées avant

l’accident de FUKUSHIMA)

LES ACTIONS DE L’IRSN DANS LE DOMAINE DES ACCIDENTS GRAVES

▌Analyse

récupérateur

corium EPR

Contre expertise de la conception au moyen des connaissances acquises

Mise en place d’un filtre à sable pour contrôler les rejets en situation d’AG

Mise en place de recombineurs d’hydrogène.

Fiabilisation des soupapes du circuit primaire pour dépressuriser en situation d’AG

▌Modifications réalisées

U4 – prévention fuites par le radier

Isolement du confinement (U2)

Secours mutuel RIS-EAS (H4/U3)

15

Les grands accidents (TMI, Tchernobyl) ont été précédés d’incidents précurseurs sans conséquences graves : « pas de conséquences = pas d’importance »

Les enjeux du retour d’expérience

On est encore surpris par de

nouveaux scenarios ou accidents

qui n’étaient pas inaccessibles à

l’analyse préalable

Il est important de détecter et « traiter » les incidents sans conséquences importantes qui peuvent constituer un maillon du scénario d’un accident grave.


� Appréciation des points forts et des points faibles des installations pour homogénéiser le niveau de sûreté

� Validation ou modification des règles déterministes et/ou probabilistes utilisées à la conception (parl’observation du fonctionnement des matériels, l’examen des incidents et le suivi de la fiabilité)

� Importance des mesures compensatoires du fait du délai entre incident et mesures correctives, vérification del’efficacité des mesures correctives

La détection des « dérives de sûreté » constitue un enjeu important de prévention de survenue d’incidents ou d’accidents.

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Les grands accidents (TMI, Tchernobyl) ont été précédés d’incidents précurseurs sans conséquences graves : « pas de conséquences = pas d’importance »

Les enjeux du retour d’expérience

On est encore surpris par de

nouveaux scenarios ou accidents

qui n’étaient pas inaccessibles à

l’analyse préalable

Il est important de détecter et « traiter » les incidents sans conséquences importantes qui peuvent constituer un maillon du scénario d’un accident grave.


� Appréciation des points forts et des points faibles des installations pour homogénéiser le niveau de sûreté

� Validation ou modification des règles déterministes et/ou probabilistes utilisées à la conception (parl’observation du fonctionnement des matériels, l’examen des incidents et le suivi de la fiabilité)

� Importance des mesures compensatoires du fait du délai entre incident et mesures correctives, vérification del’efficacité des mesures correctives

La détection des « dérives de sûreté » constitue un enjeu important de prévention de survenue d’incidents ou d’accidents.

http://homer.ornl.gov/sesa/Analysis/ll/Columbia-DavisBesse_DOE_ACTIONPLAN.pdf

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2

Un incident précuseur : l’inondation du site du BLA YAIS (27/12/1999)


- Arrêt d’urgence des réacteurs 1 et 2 (initialement à 100% Pn)- Activation de l’organisation de crise, passage en état de repli en situation dégradée

(perte partielle refroidissement, sources électriques externes, indisponibilité des systèmes de sauvegarde).


Une amélioration de la robustesse vis-à-vis de l’im pact des inondations

� Protection des équipements et des locaux.� surveillance et maintenance des dispositifs de

protection� moyens de détection d’eau dans les locaux

�Traitement des risques de perte de la source froide et/ou des alimentations électriques externes du CNPE en situation d’inondation. (Approche évènementielle : impact sûreté)

�augmentation de l’autonomie des sites dans ces situations par mise en place de réserves (eau, fioul,…). Fiabilisation groupes électrogènes …


11 mars 2011 : l’accident de FUKUSHIMA


11 mars 2011 : l’accident de FUKUSHIMA

1ers enseignements « à chaud » de l’accident

� Dimensionnement inapproprié de la

centrale face aux agressions naturelles

� Pertes durables du refroidissement et

des alimentations électriques

� Défaillances affectant toutes les

installations d’un site – difficultés de la

gestion de crise à long terme.


Le contexte des ECS : un calendrier extrêmement contraint

▌ 7-8-9 novembre 2011GPR + GPU4 novembre

Rapport IRSN

▌ 15 septembre réponses exploitants aux ECS

▌ Juin 2012prescriptions ASN

Juin/Oct : 110j inspections ASN+IRSN

▌ 5 mai : Cahier des Charges ASN (avec S/T)

▌ 26 avril 2012, approbation ENSREG des rapports.

▌ Janv-Avril 2012Peer reviewEuropéenne

▌ Janvier 2012, remise rapport ASN à l’ENSREG

▌ 4 Octobre 2012 conclusions de la Commission Européenne

▌ Décembre 2012GPR : « Noyau dur + exigences EdF »

fin novembre 2012 Rapport IRSN

22

Contenu du cahier des charges (décisions de l’ASN)

3 volets

Perte de fonction

Situation d’AG

Agression

Aspect site

Aspect LUDD

Etat « réel »

Configurationspossibles

Piscine/réacteurs

▌La robustesse aux agressions

▌La robustesse aux pertes de refroidissement ou d’alimentations électriques

▌La robustesse des moyens prévus pour gérer un accident grave et la situation de crise

Une approche graduée

Jugement de l’ingénieur

Améliorations


23

Contenu du cahier des charges (décisions de l’ASN)

3 volets

Perte de fonction

Situation d’AG

Agression

Aspect site

Aspect LUDD

Etat « réel »

Configurationspossibles

Piscine/réacteurs

▌La robustesse aux agressions

▌La robustesse aux pertes de refroidissement ou d’alimentations électriques

▌La robustesse des moyens prévus pour gérer un accident grave et la situation de crise

Une approche graduée

Jugement de l’ingénieur

Améliorations

▌Des propositions qui doivent concerner tous les volets de l’évaluation

Eviter la perte d’une fonction fondamentale de sûreté

Eviter la survenue d’une situation redoutée

Possibilité de gestion d’un accident grave dans des situations extrêmes


24

– Dans l’approche déterministe initiale, les agressions externes ne sont pasconsidérées comme pouvant initier un accident grave



graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Niveau 5

Niveau 4

Niveau 3

Niveau 2

Niveau 1

(Moyens fctt normal)Aléa du

référentielNiveau d’aléa

« Limitation des conséquences des AG »

« Gestion de la crise »

« Préventiondes AG »

Marges

Ecarts de conform

ité

25




graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Niveau 5

Niveau 4

Niveau 3

Niveau 2

Niveau 1






Marges

Ecarts de conform

ité

– Nécessité de définir une approche complémentaire pour démontrer la capacitédes installations à faire face à des agressions ou des situations extrêmes (maisnon impossibles)

– Objectif : Compléter la protection contre les agressions externes

� Une liste réduite de matériels et systèmes nécessaires pour éviter lesconséquences importantes à l’extérieur de l’installation

� Matériels qualifiés ou protégés pour des aléas extrêmes, permettent de gérer dessituations accidentelles de longue durée affectant plusieurs installations d’un site

� Conserver le principe de défense en profondeur (plusieurs niveaux de défense)

26




graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Niveau 5

Niveau 4

Niveau 3

Niveau 2

Niveau 1





Niveau ECS à définir(démarche post-ECS)


Marges

Ecarts de conform

ité

Noyau dur ECS (nombre limité de fonctions vitales)

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graves





accidentelles


défaillances






confinement…)





et d’exploitation

Niv.1

Niv.2

Niv.3

Niv.4

Niv.5

Niveau 5

Niveau 4

Niveau 3

Niveau 2

Niveau 1





Niveau ECS à définir(démarche post-ECS)


Marges

Ecarts de conform

ité

Cette approche préfigure, pour l’IRSN,

une évolution de la démarche de sûreté

Un noyau dur autant que possible indépendant des systèmes de sûreté existants

Fournir l’énergie et l’eau pour assurer les fonctions de sûreté essentielles :Refroidissement et confinement

Aptitude à résister aux aléas au-delà du dimensionnement

Noyau dur ECS (nombre limité de fonctions vitales)

28

Niveau 5(Moyens « crise »)

Niveau 4(Moyens « AG »)

Niveau 3(Moyens « sauvegarde »)

Niveau 2(Moyens « détection »)

Niveau 1(Moyens fctt normal)

Niveau d’aléaauquel tiennentles dispositions

Dispositions permettantde gérer dessituations de plus en plus dégradées

Marges

Ecarts de

conform

ité

Interventions humaines ensituations accidentelles

4. La démarche post-ECS : cas des réacteurs en exploitation


Maintien en conformité,Maintenance

Réexamen des aléas du référentiel,

Aspects multitranches + longue durée

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Niveau 5(Moyens « crise »)

Niveau 4(Moyens « AG »)

Niveau 3(Moyens « sauvegarde »)

Niveau 2(Moyens « détection »)

Niveau 1(Moyens fctt normal)

Niveau d’aléaauquel tiennentles dispositions

Dispositions permettantde gérer dessituations de plus en plus dégradées

Marges

Ecarts de

conform

ité

Interventions humaines ensituations accidentelles

4. La démarche post-ECS : cas des réacteurs en exploitation

L’ILL a évalué la hauteur d’eau qui serait observée sur le site du Réacteur à Haut Flux de Grenoble en cas de rupture des 4 barrages situés en amont . Une série de mesures seront mises en place à court terme pour contrôler l’installation dans une telle situation.


Maintien en conformité,Maintenance

Réexamen des aléas du référentiel,

Aspects multitranches + longue durée

EdF met en place un dispositif de Force d’Action Rapide Nucléaire (une base nationale, 4 bases régionales) :

- Déploiement d’équipes et moyens en 12h

- Déploiement de moyens mobiles d’appoint (eau, électricité, air comprimé, éclairage…) en 24h pour garantir une autonomie du site >72h.

- Ressources partagées au-delà de 72h.

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