Sciences-énergies -environnement /2022 W06/BILLET NUCLEAIRE MI FIGUE MI RAISIN SUITE N°2

Voici l' un des billets les plus difficiles à rédiger que j' ai eu à faire ! Un de mes amis , ancien du nucléaire comme moi s 'est laissé aller à remettre en question la fiabilité des chaudières ( des cuves ) des réacteurs REP récemment .....! Ce premier billet est donc destiné a la fois a rassurer des scientifiques et des gens du grand public .... xxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxxx Précisons d 'abord que l 'épaisseurs cuve est pour les 900MW de 200 mm et que l'acier cuve est recouverte d'un revêtement en acier inoxydable destiné à protéger l'acier de l'eau du circuit primaire chargée d' acide borique corrosif .... . Passons maintenant en revue ce qui se produit dans les parois d une cuve ....La cuve est l’équipement qui contient le cœur du réacteur : elle subit à la fois une température élevée (300°c), une pression importante 155 bars pour les 900 MW et une forte irradiation au cours du fonctionnement . Les propriétés mécaniques de l’acier des cuves sont modifiées par l’irradiation. Sous l’effet des neutrons, l’acier devient plus « fragile » : sa résistance à la rupture en présence d’un défaut est amoindrie. EDF a développé un modèle permettant de prévoir la fragilisation du métal pour une irradiation donnée. Il s’agit d’un modèle dit « générique », qui se base sur un grand nombre de données et est conforme aux pratiques explicitées par l’AIEA. Les résultats théoriques de ce modèle sont complétés par une vérification expérimentale au moyen d’éprouvettes placées dans la cuve et permettant a chaque arret la réalisation d’essais mécaniques. Positionnées spécifiquement dans la cuve pour être plus irradiées que la paroi de la cuve , ces éprouvettes qui sont extraites régulièrement permettent d’anticiper les évolutions des propriétés du métal.. La démonstration de la tenue en service des cuves prend en outre en compte les effets du vieillissement dus la présence éventuelle de défauts de fabrication. Il peut s’agir d'éventuels défauts non détectables - car de taille inférieure aux seuils de détection garantie des procédés de contrôle préalables - ou des défauts mis en évidence plus tard par les contrôles réalisés en service. Certaines cuves du parc français présentent des défauts sous leur revêtement qui sont dus au procédé de fabrication : 33 défauts sous revêtement ont été observés sur 9 cuves, dont 20 sur la cuve du réacteur n°1 de Tricastin. Les défauts présents sur les cuves sont contrôlés régulièrement pour s'assurer de leur absence d'évolution en fonctionnement, ce qui est le cas actuellement. Les mesures prises permettant de ralentir le vieillissement wwwwwwwwwwwwwwww Indiquons en outre que l ' injection massive d'eau froide peut conduire localement à une diminution rapide de la température de la cuve. Cette réaction est appelée « choc froid » etb des procédures sont fixées contre cela xxxxxxxxxxxxxxx L’ASN et son appui technique l’IRSN ont examiné la démonstration de tenue en service des cuves pour s’assurer de sa conformité aux exigences réglementaires et vérifier la validité des calculs et des hypothèses utilisés. L’analyse avait pour but de s’assurer que les résultats fournis à chaque étape du calcul étaient conservatifs et que les marges de sécurité prévues par la réglementation étaient respectées. Les calculs réalisés par EDF ont montré le respect des critères réglementaires pendant la période de 10 ans suivant les VD3. Cependant pour le réacteur Saint Laurent B1, l’ASN a demandé à ce que le réchauffage de l’eau du système d’injection de sécurité soit mis en œuvre lors de sa troisième visite décennale (VD3). A suivre demain soir