Le Figaro, 15 décembre 2005:

Les pompes de refroidissement de 34 réacteurs français non conformes

La défaillance technique concerne toutes les centrales EDF de 900 MW et devrait être réparée avant avril 2006.

Les moteurs de pompes de refroidissement de secours en cas d'accident des 34 centrales nucléaires EDF de 900 MW ne sont pas en conformité. En cas de fuite sur le circuit primaire de ces réacteurs, il faudrait installer des pompes mobiles au bout de plusieurs dizaines d'heures afin de garantir le bon refroidissement du réacteur. Cet «écart de conformité» n'empêcherait pas «en cas de nécessité» la mise en oeuvre du refroidissement d'un réacteur, souligne EDF. Les modifications nécessaires seront réalisées «d'ici à la fin mars 2006».

L'Autorité de sûreté nucléaire, qu'EDF a informée, a classé cette anomalie en événement générique (commun à plusieurs centrales) de niveau 2 sur l'échelle [médiatique] Ines de gravité des incidents nucléaires, graduée de 0 à 7.

Une autre anomalie

«La défaillance reconnue ce jour, venant s'ajouter à celle des circuits de recirculation, jette un grand doute sur la possibilité de refroidir le coeur d'un réacteur en situation accidentelle, par exemple à la suite d'un séisme», estime de son côté le réseau Sortir du nucléaire. Une autre anomalie générique de niveau 2, constatée en janvier 2004, sur l'obturation des filtres par lesquels passe l'eau du circuit primaire des 58 réacteurs français, n'a en effet toujours pas été résorbée. Les modifications qui devaient être mises en oeuvre à partir de 2005 ont concerné pour l'instant seulement 3 sites (Gravelines, Fessenheim et Dampierre) sur 58. «Les tuyauteries pourraient se briser et les morceaux boucher les circuits de circulation de l'eau», explique Stéphane Lhomme, porte-parole du réseau Sortir du nucléaire.

«Il est certain que ce sont des défaillances qui se cumulent et qui ne sont pas anodines, reconnaît Martial Jorel, responsable de la direction de la sûreté des réacteurs à l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). C'est un problème sur lequel nous avons alerté EDF depuis longtemps et qui ne correspond pas uniquement à une amélioration de la sûreté. C'est pourquoi EDF s'est engagé à procéder aux modifications rapidement et a préféré, pour y procéder, ne pas attendre les visites décennales qui auront lieu à partir de 2008 pour les centrales de 900 MW».

Caroline de Malet


 


14/12/2005
Double défaillances des circuits de secours de 34 réacteurs nucléaires
Le Réseau "Sortir du nucléaire" demande à l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) de prendre ses responsabilités (voir lettre ci-dessous) et de décider de la fermeture conservatoire des 34 réacteurs de 900 MW :

Blayais (Gironde, 4 réacteurs), Chinon (Indre-et-Loire, 4 réacteurs), Saint-Laurent-les-Eaux (Loir-et-Cher, 2 réacteurs), Dampierre (Loiret, 4 réacteurs), Gravelines (Nord, 6 réacteurs), Fessenheim (Haut-Rhin, 2 réacteurs), Bugey (Ain, 4 réacteurs), Cruas (Ardèche, 4 réacteurs), Tricastin (Drôme, 4 réacteurs). [Suite]

 

 

EDF : mise en conformité de pompes de refroidissement

14/12/2005 - Des moteurs de pompes de refroidissement à utiliser en cas d'accident dans une centrale nucléaire ne sont pas en conformité et seront modifiés dans les mois à venir, a annoncé mercredi EDF dans un communiqué.
Cet "écart de conformité", qui porte sur les roulements des moteurs, "n'a aucune conséquence sur le fonctionnement" des centrales et n'empêcherait pas "en cas de nécessité" la mise en oeuvre du refroidissement d'un réacteur, a souligné EDF dans son texte.
Les modifications nécessaires seront réalisées "d'ici fin mars 2006".
L'anomalie décelée concerne les réacteurs de 900 mégawatts, soit 34 des 58 réacteurs exploités dans les centrales françaises.
L'Autorité de sûreté nucléaire a indiqué de son côté qu'elle avait classé cet incident au niveau 2 sur l'échelle de gravité des incidents et accidents nucléaires (Ines), graduée de 0 à 7, "compte tenu de son impact potentiel sur la sûreté des installations". L'Autorité de sûreté précise, dans un communiqué, qu'elle examine les propositions d'EDF pour remédier à cette anomalie et "décidera si EDF doit mettre en oeuvre des actions complémentaires".
Selon le Réseau Sortir du nucléaire, qui revendique quelque 720 associations membres, cette défaillance, qui s'ajoute à celle constatée il y deux ans sur les circuits de recirculation, "jette un grand doute sur la possibilité de refroidir le coeur d'un réacteur en situation accidentelle, par exemple suite à un séisme". "Or, plus encore que le reste du temps, c'est bien en situation accidentelle que les systèmes de sécurité doivent fonctionner", souligne le réseau anti-nucléaire dans un communiqué.
Sortir du nucléaire relève que "les réacteurs vont fonctionner avec, au mieux, un seul système fiable" et que "c'est après trente ans de fonctionnement (...) qu'EDF s'aperçoit du problème".

 

 


Les circuits de secours ne fonctionneraient
pas en cas de rupture du circuit primaire.

INCROYABLE MAIS VRAI : les débris véhiculés par l'eau des puisards en cas de rupture du circuit primaire boucheraient les buses d'aspersion de l'enceinte de confinement !

En 1992, sur une installation nucléaire à Bärseback en Suède, un réacteur de type à eau bouillante, différent de nos réacteurs à eau pressurisée, l'exploitant avait constaté le colmatage des filtres d'une piscine de condensation par des débris provenant de calorifugeages. Onze ans plus tard, ce " vieil incident " refait fortuitement surface dans l'actualité des textes de sûreté nucléaire.
Sur un réacteur à eau pressurisé, le colmatage des filtres de reprise d'eau de refroidissement de secours en cas de rupture du circuit primaire provoquerait une perte de refroidissement, ce qui conduirait à la fusion du coeur. Connu de longue date, il aura fallu attendre 11 ans pour que les experts, exploitants nucléaires et autorité de sûreté officialisent le problème et daignent enfin " pondre " une note à destination d'EDF le 9 octobre 2003.

 Schéma de principe des circuits
de recirculation (RIS) et d'aspersion (EAS)

image du site de l'Autorité de sûreté nucléaire :
http://www.asn.gouv.fr/data/communique/02_2004_ndi.asp
 

UN ACCIDENT QUI RENDRAIT INUTILE
L'ENCEINTE DE CONFINEMENT.

Cet incident en apparence banal est en réalité d'une gravité extrême. L'eau du circuit primaire exporte la chaleur du réacteur vers le circuit secondaire, les turbines et les condenseurs. Elle est portée à une température de 324°C avec une pression de 155 bars. En cas de rupture du circuit, la dépressurisation entraînerait instantanément l'ébullition de l'eau qui se vaporiserait dans l'enceinte de confinement, ainsi qu'une perte de refroidissement du coeur du réacteur.
Pour parer à cette éventualité, il est prévu deux circuits : le circuit RIS (injection de sécurité) et le circuit EAS (aspersion de l'enceinte). Alimentés par un réservoir de secours de 2000 m3 - ou plus selon les types - d'eau fortement borée (donc neutrophage) afin d'assurer le refroidissement de secours du coeur et l'extinction de la réaction nucléaire. Une partie de l'eau du RIS, additionnée de soude caustique, est aspergée en fines gouttelettes au travers de tuyauteries installées sous le dôme de l'enceinte de confinement (EAS), afin de condenser la vapeur qui s'échappe pour faire baisser la pression dans l'enceinte qui est conçue pour résister à une pression de seulement 5 bars (la soude servant à condenser certains produits radioactifs volatils comme l'iode).
Mais une fois le réservoir de secours vidé, ce qui peut être très rapide en fonction du débit de la fuite, il devient nécessaire de récupérer l'eau utilisée pour la réinjecter à nouveau en la repompant au travers de puisards en fond d'enceinte, lesquels sont équipés de grilles de filtrage de 2,5 mm de trame pour arrêter les débris (calorifugeages, peinture, béton...). Le problème étant qu'à diverses reprises, ces grilles ont été trouvées obturées par des débris, ce qui rend de fait très aléatoire le fonctionnement de ce circuit d'ultime secours.
L'autorité de sûreté a donné un délai à EDF jusqu'à 2005 pour trouver et commencer à mettre en place une parade à l'obturation des filtres (remplacement de certains calorifugeages, renforcement des filtres, mise en place de chicanes et pré-filtres sur le cheminement des débris, adaptation de la conduite accidentelle). Nous n'avons pas d'information sur les procédés qui seraient employés et nous pouvons donc douter de leur efficacité. Même à supposer qu'ils parviennent à extraire les débris d'une taille égale ou supérieure au maillage des grilles filtrantes, cela ne règlera pas le problème : nous avons incidemment appris cette année, lors de la réunion de la CLI de Nogent de présentation du bilan 2003, que les buses d'aspersion sous le dôme ont un diamètre de 0,6 mm et seraient donc très rapidement obturées par des débris de taille comprise entre 0,6 et 2,5 mm.
Nous n'avons à ce jour trouvé aucun document de sûreté nucléaire traitant de l'obturation des buses d'aspersion.
Privé du seul procédé de condensation de la vapeur, l'exploitant serait alors contraint de dépressuriser l'enceinte de confinement en libérant la vapeur fortement radioactive à l'air libre au travers de filtres à sable, dits " filtres rustiques " que seule la France utilise et qui font sourire la communauté internationale des experts de sûreté nucléaire, tant leur efficacité est contestable. C'est, en quelque sorte, comme si l'enceinte de confinement n'était d'aucune utilité pour ce type d'accident.


LES SUITES PREVISIBLES DE L'ACCIDENT
APRES LE MAUVAIS FONCTIONNEMENT DES
CIRCUITS DE RECIRCULATION ET D'ASPERSION.

Une rupture du circuit primaire est possible. Le 12 mai 1998 sur le tout nouveau réacteur de Civaux 1, une brèche s'est ouverte sur une tuyauterie de refroidissement à l'arrêt. La pression n'était qu'à 28 bars et la température de l'eau à 180°C. Plus de 8 heures avaient été nécessaires à l'exploitant pour qu'il localise la fuite après avoir relâché à l'atmosphère la vapeur d'eau afin de permettre à un technicien de pénétrer dans l'enceinte, puis placer le réacteur dans un état sûr. Par chance, l'installation avait connu un certain nombre d'aléas et n'avait fonctionné que l'équivalence de 8 jours à pleine puissance depuis son démarrage, fin décembre 97. L'eau du circuit primaire était donc peu radioactive. La rupture provenait d'une fatigue thermique du métal, issue d'une erreur de conception. Tous les réacteurs identiques du palier des 1450 MWe étaient semblablement dégradés. Plus récemment, le 9 août 2004, sur le réacteur 3 de Mihama au Japon, une tuyauterie d'alimentation en eau d'un générateur de vapeur a éclaté à une pression de 9,5 bars et à une température de 140°C.
Le vieillissement des installations et des matériaux, les turbulences hydrauliques et les vibrations qu'elles engendrent, la diminution de la qualité de la maintenance et l'augmentation probable de la puissance d'exploitation pour raisons de productivité et de compétitivité d'une économie libérale, ne peuvent que favoriser l'amorce de ce genre d'évènement.
Dès la rupture du circuit primaire, le premier problème qui se déclenche est la crise d'ébullition. L'eau à très haute température qui se dépressurise se met à bouillir le long des gaines de combustible, formant une couche de vapeur d'eau au contact des gaines de combustible, entraînant l'isolation thermique et la montée en température du combustible. En cas de défaillance des circuits de recirculation d'eau de secours, le problème suivant provient de la production d'hydrogène qui peut engendrer une explosion (déflagration ou détonation)*.
Et pour clore ce paragraphe sur les enchaînements de problèmes, signalons que nous avons posé à plusieurs reprises la question de savoir quelle était la réaction entre l'acide borique et la soude caustique dans l'eau de recirculation. Á supposer que cela entraîne une précipitation du bore, et donc le dépôt en fond de cuve et d'enceinte, l'extincteur de réaction nucléaire serait alors inopérant, rendant ainsi possible la reprise de la réaction en chaîne, ce qui aggraverait fortement la situation déjà très accidentelle. Nous attendons toujours la réponse.

Le puisard et les deux rangées de filtres
image du site de l'Autorité de sûreté nucléaire : http://www.asn.gouv.fr/data/communique/02_2004_ndi.asp


LES INCIDENTS ANTERIEURS SUR
LES FILTRES DES PUISARDS.

Dans une note non signée du 7 janvier 2004, consultable sur le site http://www.asn.gouv.fr, l'autorité de sûreté nucléaire déclare que suite à l'anomalie de 1992 à Barsebäch en Suède, " les analyses menées [] sur les réacteurs à eau sous pression, n'avaient pas conclu, pour les réacteurs français, à l'existence d'une anomalie ". Il aura fallu attendre 2003 pour disposer des premiers résultats d'études réalisées au plan international et par l'IRSN depuis 1997 (alors IPSN) pour " s'interroger sur la pertinence des règles d'études utilisées pour la conception des systèmes de filtration ". Voyons-y voir de plus près pour bien mettre en valeur l'ampleur du mensonge.
- 1990, Pierre Tanguy, inspecteur général de sûreté nucléaire à EDF, rapport annuel page 11 et suivantes à propos de défauts de montages constatés par l'autorité de sûreté de l'époque (SCSIN)** sur les filtres de puisards : [...] " sur des filtres placés sur les puisards des circuits de recirculation de l'eau dans les systèmes de sûreté qui interviendraient après un accident de perte d'eau de refroidissement du circuit primaire. [...] Il n'y a pas eu d'incident, les circuits n'ayant jamais été sollicités. Là aussi, la sûreté est concernée : si on avait eu besoin du circuit, il aurait pu ne pas fonctionner parfaitement ; de plus l'anomalie, avec des non conformités d'ampleurs variables, était générique sur nombre de tranches en service. [...] Ces défaillances du contrôle trouvent sans doute aussi leur origine dans le fait que les agents qui en étaient responsables ne devaient pas avoir une claire idée de l'importance que jouaient ces filtres vis-à-vis de la sûreté de la centrale. [...] Mais cette affaire des filtres puisards a révélé un autre dysfonctionnement de la sûreté, interne à l'organisation EDF, qui me paraît très sérieux. Notre politique à toujours été de ne laisser passer aucun événement, même minime, sur une de nos tranches sans étudier rapidement s'il concerne d'autres tranches (cette politique a passablement régressé depuis, ndr). C'est là un des bénéfices majeurs de la politique des paliers, et nous ne devons pas avoir besoin de rappels venant des Autorités de Sûreté. Or cette affaire s'est " perdue dans les sables ", sans raison très déterminante, et malgré une demande officielle du SCSIN** ".
- 1996 sur le 3614 MAGNUC (l'ancêtre minitel du site internet de l'autorité de sûreté nucléaire) : Fessenheim 1, 17 juillet : Découverte de protections en vinyle obturant le filtre des deux voies du circuit de recirculation. Ces protections avaient été placées pour le chantier d'arrêt de tranche. Elles ont été découvertes par hasard par des inspecteurs de sûreté quelques heures avant le chargement du combustible, situation ou la disponibilité des circuits de recirculation est requise. Aucune procédure n'était établie pour vérifier leur retrait. Les deux circuits de recirculation auraient été inopérants en cas d'accident.
- Toujours sur le 3614 MAGNUC, Cattenom 4 le 19 mai 1996 : Découverte d'un morceau de plastique dans le puisard d'une des 2 voies du circuit de recirculation. Cette fois c'est l'exploitant qui a découvert le morceau de vinyle lors d'un arrêt de tranche dans le cadre d'un contrôle programmé. Il résultait d'une déficience du contrôle lors d'un arrêt de tranche antérieur. Cette tranche avait donc fonctionné depuis au moins un an avec une des deux voies de recirculation indisponible.
- Puis vient une longue liste d'incidents à caractère générique sur différents sites, provoqués par des débris divers découverts dans les puisards, le plus souvent des peintures de revêtement du béton, qui auraient pu obturer les filtres si le circuit de recirculation avait été sollicité lors d'un accident de rupture du circuit primaire.
- On peut aussi se poser légitimement la question de la fiabilité du fonctionnement en eau des moteurs des pompes des puisards : lors de l'inondation du site du Blayais provoquée par la tempête de fin décembre 1999, l'eau avait pénétré dans l'installation et noyé, entre autre, les deux pompes basse pression du circuit RIS et les deux pompes d'aspersion EAS, les rendant indisponibles (dossier IPSN sur l'incident publié dans
La Gazette nucléaire 181/182 avril 2000). Il est ainsi concevable d'imaginer qu'une fuite importante du primaire puisse créer un niveau d'eau dans l'enceinte suffisamment important pour noyer les moteurs des pompes des puisards, rendant indisponible cet ultime recours.

Il est donc tout à fait stupéfiant qu'on nous informe par voie de presse en 2004 d'une possibilité de dysfonctionnement d'un circuit de secours que la communauté internationale des experts de sûreté nucléaire aurait découvert à la suite d'un incident dans une centrale nucléaire suédoise en 1992***. Nul besoin de sortir de l'hexagone, les rapports annuels de l'inspecteur général de sûreté d'EDF, le service minitel sur les incidents nucléaires en France puis le site internet de l'autorité de sûreté ne sont pas confidentiels et ils sont consultables par tous. L'incident s'était déjà produit chez EDF avant même celui du réacteur suédois et les risques inhérents parfaitement identifiés. Faire du sensationnel avec un vieux problème, même très grave, et prétendre que c'est du neuf, relève de la manipulation ; sauf qu'antérieurement, face à la complexité technique d'une solution satisfaisante, les exigences des experts et de l'autorité de sûreté s'étaient quelque peu " perdues dans les sables " ; EDF est maintenant tenue de réduire ce dysfonctionnement. Certains suggèrent qu'il s'agirait là d'une réponse " diplomatique " des experts et de l'ASN qui n'auraient pas apprécié l'autopromotion de politiciens et de hauts dirigeants d'EDF au rang d'éminents spécialistes en l'art de prédire une durée de vie de 40 ans pour les centrales nucléaires.

Claude Boyer,
Lettre d'information du Comité Stop Nogent-sur-Seine n°105.

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* Lire l'article sur le risque " hydrogène "
** Nom de l'Autorité de sûreté nucléaire de l'époque (Service Central de Sûreté des Installations Nucléaires).
*** Pour mieux comprendre les motivations des responsables du nucléaire, lire l'article sur les fondements de la sûreté nucléaire en France