15 septembre 2011: l'ILL remet son rapport "stress tests" à l'ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire)

Voir ici le rapport intégral (265 pages) au format pdf, et un résumé ci-dessous.

Le 11 mars 2011, un séisme de magnitude 9 suivi d’un tsunami a provoqué un grave accident nucléaire à la centrale nucléaire de Fukushima Daïchi, au Japon. Au regard de ces événements, l’Autorité de Sureté Nucléaire française (ASN) a décidé de lancer une démarche d’évaluation complémentaire de la sûreté des toutes les Installations Nucléaires de Base (INB) françaises. Dans ce cadre, l’ASN a demandé  à l’Institut Max Von Laue – Paul Langevin (ILL), institut de recherche exploitant le Réacteur à Haut Flux (INB n° 67), de procéder à des évaluations complémentaires communément appelées « Stress Tests ».

Ces études visent à analyser le comportement de l’installation en réponse  à des agressions de plus en plus sévères. Le cahier des charges impose  d’examiner les sujets suivants, en relation directe avec les évènements du Japon :

• Séisme
• Inondation
• Perte des alimentations électriques
• Perte du refroidissement
• Gestion opérationnelle des situations accidentelles.

Les situations étudiées sont extrêmes : les séismes considérés sont d’une ampleur telle que la ville de Grenoble serait gravement endommagée,  la rupture de tous les barrages situés sur le Drac noierait le centre de Grenoble sous 10 mètres d’eau.

L'ILL a analysé le comportement du réacteur en présence de ces agressions naturelles. Les résultats sont présentés dans le dossier d'évaluation que l'ILL a remis le 15 septembre 2011 à l'ASN. 

L'IRSN va maintenant procéder à l'instruction de ce dossier et soumettre son avis aux membres des Groupes Permanents "Réacteurs" et "Usines" (experts indépendants) pour analyse et validation lors de sa réunion des 8, 9 et 10 novembre 2011.

Dans les jours qui suivront, l’ASN  rendra publique sa position sur le dossier présenté par l'ILL et les recommandations des Groupes Permanents ses conclusions dans le courant de l’automne.

Par ailleurs l’ASN a également procédé à des inspections ciblées sur les mêmes thèmes : séisme, inondation, perte des alimentations électrique et perte du refroidissement, gestion de crise. Un bref compte rendu de ces inspections est disponible ici.

Vous trouverez ci-dessous un résumé du rapport rédigé par l’ILL.

Le rapport complet (265 pages) est également disponible au format pdf.

L’étude est constituée de 9 chapitres:

L’accent est mis sur les spécificités des Structures, Systèmes et Composants (SSC) de l’installation, importants pour la sûreté. Le format de cette partie est imposé par le cahier des charges de l’ASN.

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L’étude présentée dans ce chapitre n’est pas formellement requise par le cahier des charges de l’ASN ; elle a été proposée pour des raisons méthodologiques par l’ILL et acceptée par l’ASN en conclusion de la réunion des experts du « Groupe Permanent » du 6 juillet 2011.
Face à des agressions de plus en plus sévères, le rapport étudie le comportement de l’installation sans considération probabiliste. Il s’agit donc d’étudier des situations largement au-delà de celles retenues pour la conception du réacteur, en poussant progressivement l’analyse jusqu’à la défaillance de l’ensemble des lignes de défense (protections) de l’installation. On détecte ainsi à partir de quel niveau d’agression la réponse de l’installation s’aggrave notablement, ce niveau d’agression déclenchant alors ce que l’on dénomme un « effet falaise ».

Dans ce cadre, l’ILL a proposé une « étude de sûreté macroscopique » dont l’objectif est d’identifier de façon  naturelle  et synthétique les SSC clés, SSC dont la perte peut potentiellement mener à un effet falaise. L’intérêt de cette étude est de pouvoir limiter les études de résistance aux agressions présentées dans les chapitres suivants aux agressions des SSC clés. Cette étude de sûreté macroscopique fait l’objet du second chapitre. Elle analyse la perte postulée de façon déterministe, indépendamment de toute probabilité d’occurrence, de chacune des trois fonctions de sûreté d’un réacteur : maîtrise de la réactivité, maîtrise du refroidissement et maîtrise du confinement - de façon indépendante, puis cumulée. Pour chacune des situations qui en découlent, l’analyse est poussée jusqu’aux estimations des conséquences radiologiques dans l’environnement. Cette méthode permet alors d’identifier directement les SSC clés, c'est-à-dire les SSC qui, lorsqu’ils sont perdus, conduisent à un effet falaise.

La définition de l’effet falaise est : « effet correspondant à tout événement (perte de disposition de protection, perte de fonction de sûreté, défaillance d’équipement) qui conduit à une forte discontinuité dans le scénario entraînant une aggravation notable de son déroulement ».  L’ILL a pris la décision de traduire les notions de « forte discontinuité » et d’« aggravation notable » de la façon suivante : L’on considère qu’il y a  « effet falaise » dans l’étude macroscopique lorsque les conséquences radiologiques dans l’environnement sont telles que la zone « de danger immédiat » dépasse celle du Plan Particulier d’Intervention (PPI).

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Un premier paragraphe décrit le dimensionnement au séisme et examine la conformité de l’installation par rapport à ce dimensionnement. Le deuxième paragraphe, qui constitue le cœur de ce chapitre, examine les marges dont disposent les SSC clés identifiés au chapitre 2, en particulier vis-à-vis de l’endommagement du combustible et vis-à-vis de la perte du confinement. Ces marges étant déterminées, le troisième paragraphe conclut sur le niveau de séisme auquel résistent les différents SSC Clés et discute le caractère plausible du niveau de séisme à partir duquel apparaissent les éventuels effets falaise. Des propositions de renforcements sont présentées lorsqu’il apparaît que la robustesse de l’installation peut être améliorée pour faire face à un niveau de séisme plausible.

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Ce chapitre est construit de la même façon que le chapitre précédent consacré au risque sismique : dimensionnement, marges, proposition de renforcement(s) éventuel(s).

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Pour l’ILL, l’inondation de très loin la plus pénalisante est due à la rupture de tous les barrages sur le Drac. La situation analysée correspond au cumul d'un séisme suivi d’une rupture de ces barrages. De ce point de vue, cette situation est très proche de celle vécue à Fukushima, où le site a subi un très fort séisme suivi d’un tsunami de grande ampleur.

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Les défaillances, postulées de façon déterministe, y sont étudiées en tant que telles et non comme conséquences d’un séisme ou d’une inondation.

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Un premier paragraphe décrit les procédures de gestion du refroidissement du combustible. Un deuxième paragraphe décrit les procédures, après endommagement du combustible, de gestion du confinement. Un troisième paragraphe est spécifiquement consacré aux éléments combustibles usés entreposés en piscine de décroissance. Enfin, les éventuels effets falaise, issus de l’analyse de sûreté macroscopique, dus au délai d’intervention ou à l’inadéquation des mesures de gestion existantes y sont discutés.

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On présente les modalités de choix des prestataires, la maîtrise de leurs conditions d’intervention et les modalités de surveillance.

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Ce dernier chapitre conclut sur la robustesse d’ensemble de l’installation au regard de ce « stress test ». Il synthétise également l’ensemble des renforcements proposés par l’ILL dans le cadre de cette évaluation complémentaire de la sûreté.

[voir détails ici]