5. GR 21 CR réunion du 21 avril - SFEN...! 5! Un!des!gros!avantages!des!systèmes passifs,!c’est!...
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Pièces jointes au
Date de la réunion : 21 avril2016
Date de diffusion : 2 mai 2016
Lieu de la réunion : Siège de la SFEN au 103 rue Réaumur -‐ Paris 2ème.
Rédacteur : Emilio RAIMONDO
Visa : Maurice MAZIÈRE
Participants : Mmes. COUNAS, DUTHEIL, GORGEMANS. MM. BLANC, CROCHON, GAMA, GRALL, GRENÈCHE, JOLLY, LENAIL, LEROUGE, MAZIÈRE, MERCIER, NAUDET, NIEZBORALA, PATARIN, PERVÈS, RAIMONDO, SCHWARTZ, de SARRAU, de TONNAC. Diffusion : les membres du comité d’action, les représentants régionaux, les membres, les groupes transverses, les sections techniques, Valérie FAUDON, Isabelle JOUETTE, Boris LE NGOC.
I . Le matin (10h30 – 12h30)
Conférence sur l’AP 1000 par Julie GORGEMANS (Westinghouse)
I I. L’après-‐midi (14h00 )
1. Observations sur le précédent compte rendu. 2. Informations générales et questions d’actualité. 3. Tour de table. 4. Examen du programme pour les prochaines journées.
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compte rendu : PJ 1 : Présentation J. GORGEMANS. PJ 2 : J. PERCEBOIS : situation EDF. PJ 3a : J-‐P. SCHWARTZ1. PJ 3b : J-‐P. SCHWARTZ. PJ 3c : J-‐P. SCHWARTZ. PJ 4 : CE Rapport PINC. PJ 5 : CE Note de synthèse PINC. PJ 6 : CE Analyse PINC. PJ 7 : Le réacteur ATMEA C. RINGOT. PJ 8 : Transport des MN C. RINGOT. PJ 9 : Programme colloque ADAPeS. PJ 10 : Résumé́ colloque ADAPeS. PJ 11 : Incident FSH avril 14. PJ 12 : Nucléaire et santé.
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1. Réunion du matin
Conférence sur l’AP 1000 par Julie GORGEMANS (Westinghouse)
Julie GORGEMANS se présente rapidement ; elle travaille actuellement chez Westinghouse sur le « general design assessment » du projet de réacteur AP1000 pour l’Angleterre sur le site de Moorside (projet NUGEM mené en collaboration avec Engie et Toshiba).
1.1. Introduction
L’exposé (dont les planches sont en PJ 1) comprend deux parties : • La première et la plus importante, sera consacrée à la présentation des bases de conception
du modèle AP 1000 à partir des objectifs que s’était fixé Westinghouse dont, notamment, deux éléments importants qui se distinguent par rapport aux conceptions déjà existantes : L’utilisation de systèmes passifs pour la sûreté et une approche modulaire pour la construction.
• La deuxième partie évoquera la situation des projets en cours avec les modèles AP 1000 et AP 600, en Chine aux USA et en Angleterre.
Note : À la demande de l’oratrice des questions sont posées tout au long de l’exposé. Ces questions et réponses sont alors notées en italique dans le cours du texte de ce compte rendu.
1.2. Introduction à la conception de l’AP 1000 a). Objectifs de conception et caractéristiques générales Les premiers pas avec l’AP 1000 datent du milieu des années 80, il s’agissait de réaliser un nouveau modèle de conception intégrée pour l’îlot nucléaire et l’îlot conventionnel. Les objectifs étaient :
• De faire mieux que les concurrents, en termes de marges de sûreté ou opérationnelles. • De vendre ce nouveau modèle, donc d’être compétitif du point de vue coût avec le charbon
aux USA, en particulier, mais aussi vis à vis des autres projets des acteurs du nucléaire. • De viser la simplification en minimisant le nombre d’équipements et de matériel. • De réduire les délais de construction pour, notamment, avoir un meilleur accueil auprès des
investisseurs.
Les concepteurs sont donc partis sur un modèle de type « passif », sans que cela n’ait été un objectif de départ en soi, et sur un mode de construction modulaire « à ciel ouvert », par étages successifs, pour réduire les délais de construction et réaliser des économies. L’idée d’envisager une série du même modèle était également retenue pour partager les coûts et le futur retour d’expérience. Sur le plan « licensing », il a été décidé de soumettre le dossier à des revues par différentes autorités de sûreté en commençant par les États Unis avec la NRC. Puis sont venues la Chine et l’Angleterre ainsi qu’une « pre-‐licensing review » avec les Canadiens. D’autres éléments pris en compte dès le départ ont consisté à privilégier l’utilisation d’équipements déjà éprouvés, tenir compte des leçons des générations passées pour améliorer la disponibilité mais aussi le
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design pour la maintenance et les inspections (limiter le niveau d’exposition aux radiations). En résumé, comme cela est repris sur la planche (6), trois termes caractérisent ce nouveau modèle : sûreté – simplicité – standardisation (effet de série).
b). Des systèmes de sûreté passifs Les principales avancées en matière de sûreté tiennent au fait que tous les systèmes qui sont nécessaires pour faire face aux accidents de référence (matériels de classe 1) sont passifs. C’est à dire qu’ils n’utilisent pas d’alimentation électrique, d’équipement rotatifs ou dynamiques (pas de pompes, pas d’air comprimé etc..) et permettent une autonomie d’au moins 72 heures avant une nouvelle intervention. La seule énergie dont on a besoin est celle qui provoque le déclenchement en changeant la position d’une vanne dont la manœuvre peut être faite par des batteries, ce qui rend inutile l’utilisation de diesels. Les batteries étant de taille raisonnable peuvent être logées dans l’îlot nucléaire où elles sont mieux protégées qu’à l’extérieur.
Aucune action de l’opérateur n’est nécessaire pendant un accident, même s’il contrôle le déroulement des opérations et s’il peut toujours intervenir. Pour tous les événements qui ne sont pas des brèches, les systèmes passifs vont automatiquement s’enclencher en cas de perte des alimentations électriques. Pour les situations de fonte de cœur, la stratégie retenue pour l’AP 1000 est différente de celle mise en oeuvre sur l’EPR par exemple. On laisse le cœur fondu se repositionner dans le fond de la cuve qui est refroidie par l’extérieur. On a visé aussi l’obtention de marges plus importantes que dans les conceptions précédentes et utilisé les études probabilistes de sûreté, de manière assez intensive, pour s’assurer que l’on dispose bien de lignes de défense multiples.
Question : D’où vient le choix de la puissance de 1000 MW ? Réponse : C’est l’empreinte au sol qui a été déterminante, les premières études de systèmes passifs ont été faite sur un modèle AP 600 (un peu moins de 700 MWe) mais comme avec ce modèle on arrivait à un coût du MWh incompatible avec l’objectif on est passé à 1000 MW en gardant la même empreinte au sol et en augmentant la hauteur de l’enceinte de confinement. Le fait de limiter l’empreinte au sol était motivé par le fait de pouvoir installer ce nouveau modèle sur de petits sites (l’exemple existe en Angleterre sur le site de Moorside, voir § 1.3). Question : Il s’agit bien d’un modèle deux boucles ? Réponses : Il y a en fait deux branches froides et deux branches chaudes
Question : En passant du 600 MW au 1000 MW n’a-‐t-‐on pas réduit les marges cœur ? Réponse : On n’a pas vraiment réduit les marges car les dimensions des équipements ont changé. Cela est notamment le cas avec l’échangeur passif de chaleur résiduelle dont les dimensions des tuyauteries d’amenée ont été augmentées pour maintenir les marges tout en augmentant la puissance du cœur. Par ailleurs les hauteurs ont également changé ainsi que la taille de l’enceinte de confinement pour garder les mêmes marges notamment en cas de brèche secondaire. Pour passer à des puissances supérieures à 1000 MW il faudrait faire alors plus de changements ; c’est ce qui se produit avec les chinois qui ont lancé un modèle passif basé sur l’AP 1000 (voir §1.3) c). La simplification des systèmes conduit à une importante réduction des volumes.
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Un des gros avantages des systèmes passifs, c’est le caractère compact de leur configuration (voir schéma ci-‐dessous). Les systèmes qui sont nécessaires pour l’injection de sécurité sont tous logés dans l’enceinte de confinement contrairement à ce qui se passe sur les PWR classiques. L’avantage, c’est que l’on ne recircule pas de fluide à l’extérieur de l’enceinte en cas d’accident.
Schéma d’un PWR classique AP 1000
La planche ci-‐dessous montre une comparaison des empreintes au sol d’un PWR classique (Sizewell B, à droite) et d’un AP 1000 de même puissance (à gauche). Cela est encore plus significatif pour l’empreinte des systèmes de sûreté dans les deux cas ; pour l’AP 1000 la quantité de bâtiments qui contiennent des systèmes de sécurité est moindre et cela diminue en proportion l’empreinte sismique correspondante.
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Quelques chiffres significatifs caractérisent cette différence ; pour une puissance identique, l’AP 1000 requiert moins de 100 000 tonnes de béton contre 520 000 pour une conception classique ; il en est de même pour la quantité de ferraillage, 12 000 tonnes contre 65 000. Question : Au bout de combien de temps le système passif peut-‐il jouer pleinement son rôle en cas d’accident ? Ne risque-‐t-‐on pas de perdre une partie du cœur avant Réponse : L’échangeur passif qui fait 450 m2 de surface d’échange et les générateurs de vapeur sont dimensionnés pour équilibrer la chaleur résiduelle, et il n’y aura pas de début de fonte de cœur. Question : Comment s’assure-‐t-‐on que les systèmes passifs fonctionneront le moment venu lorsqu’on en aura besoin ? Y-‐a-‐t-‐il des essais périodiques de prévu ? Réponse : Ce point sera vu plus tard (en fait nous ne sommes pas revenus sur cette question, mais la réponse est forcément positive).
d). Configuration du circuit primaire Le circuit primaire est schématisé sur la planche ci-‐dessous. Du point de vue combustible, internes et cuve c’est très similaire aux cuves qui ont été déployées à Doel 4, Tihange 3 en Belgique et South Texas aux USA. Une des grosses différences est l’absence de pénétrations en fond de cuve pour l’instrumentation du cœur. Cette disposition permet la rétention du corium en fond de cuve en cas d’accident sévère. La fabrication de la cuve tient compte du retour d’expérience pour les aspects matériau et positionnement des soudures.
Les générateurs de vapeur sont identiques aux derniers modèles utilisés pour les remplacements dans les centrales existantes. Le gros changement concerne les pompes primaires, deux par boucle, qui sont dépourvues de garnitures (pompes à rotor noyé) ; formule qui avait déjà été utilisée pour les premiers réacteurs commerciaux de Westinghouse aux USA puis abandonnée. Les applications militaires utilisent toujours cette solution qui a été reprise et augmentée pour l’AP 1000. Pour les projets chinois et américains (voir §1.3) c’est un constructeur de Pennsylvanie qui est le fournisseur; pour les projets européens c’est un partenariat avec KSB (Allemagne) qui a été retenu. Ce sont ces pompes qui ont créé quelques soucis à Westinghouse car le savoir-‐faire avait été un peu perdu. Ces pompes possèdent aussi un volant d’inertie et une partie fonctionnelle identique aux
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pompes classiques, sauf qu’il n’y a plus besoin d’une injection aux joints. Un autre avantage de ces pompes est l’absence
de lubrification, ce qui limite aussi les matières combustibles dans l’enceinte de confinement.
Comme ces pompes ont été simplifiées, elles sont directement fixées sur le fond du générateur de vapeur ce qui réduit la dimension de la boucle primaire. Les pompes primaires peuvent être installées ou retirées même si les GV sont en place. Question : Quels sont les problèmes rencontrés sur les pompes (primaires) Réponse : Des problèmes de vibrations et, la première fois qu’un moteur a été monté, des frottements ont produit des particules fines. C’était davantage un problème de réalisation que d’ingénierie. Un autre souci a aussi été rencontré sur un échangeur à eau externe qui refroidit le moteur ; ici c’est la circulation naturelle qui a été difficile à obtenir en cas de perte d’alimentation. Pour la tête de série, ce modèle de pompe a subi des tests sur une durée de 10 000 heures. Sur le pressuriseur le contrôle commande fonctionne par bandes et non sur des points de consigne précis pour chaque niveau de puissance. Des charges et des décharges sont faites uniquement pour ajuster la concentration en bore ; cela est fait deux fois par semaine, ce qui limite le volume d’effluents.
Une dernière simplification sur le circuit primaire concerne le pressuriseur dont le volume a été augmenté pour n’utiliser qu’un seul type de soupape de sûreté classique, éliminant ainsi les soupapes à commande électrique qui ont souvent été des sources de difficultés. D’autres éléments ont également fait l’objet de prise en compte au moment de la conception, avec l’aide d’exploitants : les aspects maintenance et inspection ainsi que les accès et cheminements à emprunter dans l’enceinte de confinement. De la même façon les séparations physiques réglementaires ont été améliorées entre les différentes zones radioactives, incendie et classes de matériel. Question : Qui sont les fabricants des cuves de l’AP 1000 ? Réponse : Les fabricants sont retenus projet par projet, les Japonais ou les Coréens. Il n’y a pas de partenariat privilégié. Souvent les équipements sont fondus au Japon et envoyés pour assemblage en Corée. Les Chinois ont des problèmes d’accréditation ASME, ils ont amélioré leur « supply chain » mais n’ont pas encore toutes les compétences et s’appuient alors sur des fournisseurs étrangers à la Chine. L’approche qui consiste à envisager une série de tranches, comme en France, a été retenue. Des paramètres enveloppes sur plusieurs sites ont été considérés pour la conception ainsi que des approches réglementaires différentes.
Question : Quel est le niveau de qualification sismique ? Réponse : 0.3g, avec un ensemble de type de sols différents pour retenir un spectre enveloppe. Pour des sites particuliers il est toujours possible de reprendre les études avec des accélérations supérieures pour modifier la tenue des équipements. e). L’approche « Sûreté » Le premier niveau de la défense en profondeur fait appel à des dispositifs actifs qui supportent le fonctionnement normal et qui sont actionnés lorsque les premiers seuils d’alarme sont atteints. C’est le cas, notamment, du système de refroidissement du réacteur à l’arrêt (RRA et RRI). Ces systèmes actifs ont une classification moindre car la démonstration de sûreté repose exclusivement sur les
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systèmes passifs. Ainsi les exigences sur ces systèmes actifs sont relâchées ; par exemple on peut retenir du matériel standard de l’industrie non nucléaire pour les réaliser. On conserve la notion de redondance car cela a une signification en termes de disponibilité ; il y a toujours des diesels sur le site mais ils ne sont pas de classe 1 et n’ont donc pas besoin d’être qualifiés au séisme. C’est seulement le deuxième niveau de la défense en profondeur qui fait appel aux systèmes passifs pour lesquels on a utilisé des approches PSA afin d’être bien sûrs que l’on dispose de diversité fonctionnelle. Question : Les systèmes équivalent au RRI et RRA sont-‐ils dans l’enceinte ? Réponse : Non, ils sont à l’extérieur de l’enceinte ; le RRA est dans un bâtiment sismique car il joue un rôle de barrière de confinement mais tous les systèmes en aval, RRI et eau de mer, n’ont plus besoin d’être qualifiés au séisme.
Question : Comment est gérée la pression en cas d’accident ? Réponse : En cas d’accident sévère, l’enceinte de confinement est noyée par gravité avec de l’eau qui vient d’une bâche située en hauteur et tombe en pluie dans l’enceinte (IRSWT). Pour le refroidissement de la cuve, l’eau qui, par un dispositif de trappes dans le puits de cuve, est introduite entre l’isolation de la cuve et la cuve elle-‐même, va chauffer, et amorcer une circulation par convection naturelle avec l’eau froide extérieure au puits de cuve. L’eau chaude ou la vapeur s’échappant par le haut est remplacée par de l’eau froide arrivant par le bas. La cuve est ainsi refroidie et il n’y a pas de problème de pression à gérer. Par ailleurs, l’enceinte de confinement est une enceinte métallique, et la vapeur d’eau éventuellement formée dans celle-‐ci se condense à son contact et est récupérée. Deux questions : Que faire pour que le cœur ne fonde pas, quel est le premier système qui fonctionne ? Que faire s’il fond ? Réponse : À la suite d’un événement grave, les fonctions de base sont d’abord de retirer la chaleur résiduelle du cœur et d’enclencher l’injection de sécurité pour s’assurer que l’on a une concentration en bore acceptable. Dans l’AP 1000 ce sont les systèmes passifs qui assurent ces fonctions. Pour cela il est utilisé la bâche IRSWT, située au sommet de l’enceinte de confinement, qui permet de noyer l’enceinte en cas d’accident sévère. De plus un échangeur de chaleur, qui utilise la même technique qu’un générateur de vapeur, est submergé dans la bâche ci-‐dessus. L’entrée de cet échangeur est reliée à l’une des boucles chaudes alors que la sortie, raccordée au fond d’un des GV, est en équilibre thermique avec l’enceinte de confinement, donc à une température moindre (environ 30°C). Une circulation naturelle pourra donc s’établir entre les deux colonnes grâce aux différences de densité de l’eau, chaude à l’entrée de l’échangeur et froide à la sortie. Cette circulation pourra, selon la sévérité du problème initiateur, chauffer l’eau de la bâche jusqu’à la faire bouillir et faire que de la vapeur soit relâchée dans l’enceinte de confinement. Cette vapeur pourra alors condenser au contact de la surface de l’enceinte qui est métallique ; un système de collection d’eau le long de l’enceinte permettra son recyclage vers une autre
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bâche en eau perdue ; ces systèmes sont dimensionnés pour un fonctionnement passif pendant 72 heures. C’est ainsi que le cœur est refroidi de façon passive. Les vannes et le matériel de contrôle commande utilisés pour l’ouverture de ces circuits, répondent aux critères réglementaires de redondance et de diversité ; les vannes elles-‐mêmes sont alimentées électriquement par des batteries. Les vannes utilisées sont d’un modèle à servomoteur pneumatique qui s’ouvre dans tous les cas avec un ressort en cas de panne électrique ou absence d’air.
Les systèmes d’injection de sécurité sont basés sur les mêmes principes que ceux utilisés dans les modèles non passifs, avec une injection haute pression, des accumulateurs et une injection basse pression. En revanche, leur fonctionnement est passif en ce sens que leurs raccordements au circuit primaire est fait de telle sorte qu’une circulation naturelle s’établisse, lorsqu’on l’enclenche, entre une entrée chaude et une sortie froide, toujours selon le même principe. Une différence notable entre l’AP 1000 et les autres modèle, est que l’injection de sécurité ne se fait pas par les branches froides mais par des branches spécifiques qui arrivent directement à la cuve, ce qui présente un avantage en cas de grosse brèche sur le circuit primaire. Question : À quelle température monte l’enceinte (en cas d’accident) ? Réponse : La pression peut monter jusqu’à 59 psig (environ 4 atmosphères), on peut considérer que la température sera celle de la vapeur saturée à cette pression. Pour les accidents avec brèche, on a un système de dépressurisation du circuit primaire pour les petites brèches ; c’est un système à quatre étages ; les trois premiers sont raccordés sur des vannes électriques logées sur le sommet du pressuriseur ; celles-‐ci vont décharger dans la bâche principale au sommet de l’enceinte, à travers un diffuseur pour limiter les contraintes. Le 4ème train, de plus grosse dimension (35 cm de diamètre), est raccordé directement sur une branche chaude et est équipé de vannes « explosives », le but de ce train est d’arriver à équilibrer la pression primaire avec la pression de l’enceinte pour rendre possible l’injection par gravité. Un petit film d’animation montre comment ces différentes opérations se déroulent. La bâche principale dans l’enceinte de confinement (IRWST) fait environ 2000 m3.
Pour les cas de fonte de cœur, la question de présence d’hydrogène est réglée par l’utilisation d’igniteurs pour les accidents grave avec forte production d’hydrogène et des recombineurs catalytiques passifs pour les accidents avec faible production d’hydrogène. En cas d’explosion vapeur, on démontre que la cuve conserve son intégrité structurelle.
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Question : A-‐t-‐on besoin de dégonfler l’enceinte, auquel cas a-‐t-‐on besoin de filtres ? Réponse : Non. Question : Et si ces systèmes s’enclenchent intempestivement ? Réponse : Les matériels et les logiques utilisés sont soigneusement étudiés ; par exemple on utilise le même principe que pour les sièges éjectables dans les avions de chasse. Des tests pourront être faits avant le chargement du combustible pour parfaire le design et pour développer des outils d’études et des codes. Les procédures opérationnelles sont validées sur simulateur. Se reporter aux planches 20 et 21 qui montrent des exemples de tests qui peuvent être effectués, dont notamment un test en soufflerie et des maquettes sur lesquelles sont faites des simulations. f). Retour d’expérience de Fukushima (voir planche 22) Quand on a voulu tirer les leçons de Fukushima, des revues on été faites sur l’AP 1000 par différentes autorités de sûreté américaines et chinoises qui ont conclu qu’il n’est pas nécessaire de faire de changements fondamentaux sur la conception. De la même manière les capacités sismiques ont été vérifiées avec succès par rapport aux sévérités observées à Fukushima (0,5g). On est indépendant par rapport aux alimentations électriques et aussi par rapport aux circuits d’eau de refroidissement ultime, du type eau de mer ou de rivière, qui peuvent être plus impactés par des événements externes que la bâche située au dessus de l’enceinte de confinement. Le fait que la majorité des systèmes de sécurité se trouve à l’intérieur de l’enceinte, les rend moins vulnérables aux événements externes. Question : Et le risque aérien, notamment sur la bâche en sommet d’enceinte ? Réponse : Des études de crash d’avion sur différentes parties de la centrale ont été conduites aux USA et en Angleterre. Ces études montrent qu’il n’y a pas de perforation avec un avion militaire ou un avion de ligne. Question : Utilisez-‐vous l’approche « leak before break » (LBB) ? Réponse : Oui, nous utilisons le LBB : on doit démontrer qu’en cas de séisme, on maintient l’intégrité du circuit primaire. Il faut aussi signaler que dans le design de l’AP 1000 on n’a pas, contrairement aux centrales classiques, de longues tuyauteries qui peuvent faire d’énormes battements en cas de rupture. Question : Que nous dire sur la piscine combustible ? Réponse : La piscine de l’AP 1000 est très similaire à celle des PWR classiques, la seule différence relève de son refroidissement passif. En cas d’accident, la piscine monte en température jusqu’à ce que l’eau se mette à bouillir, des systèmes de relâchement de vapeur évitent la mise en pression du bâtiment, et des systèmes d’appoint passifs en eau démarrent pour toujours maintenir un niveau acceptable dans la piscine.
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g. La construction modulaire Toute la centrale n’est pas construite de façon modulaire, cette approche s’applique surtout sur l’îlot nucléaire et un peu sur l’îlot conventionnel ; par exemple le bâtiment diesel est classique. Des modules d’équipement comportant des vannes, des pompes et des tuyauteries arrivent entièrement construits sur site ; c’est le cas aussi pour nombre de modules structurels volumineux. Cette idée de mener des constructions en parallèle sur site et en usine permet de raccourcir les délais de construction. Cette méthode présente aussi l’avantage de réduire les travaux sur site et donc de réduire la logistique correspondante ainsi que le nombre de personnel de chantier. Par ailleurs, tout ce qui est réalisé en usine le sera dans un environnement où il est plus facile de gérer la qualité. Enfin, dans le cas de fourniture de plusieurs tranches, on bénéficie d’une fabrication en séries répétitives. La fabrication et la construction modulaire, en revanche, supposent que les études d’ingénierie soient terminées plus tôt que dans les cas classiques et, qu’une chaîne d’approvisionnement bien établie soit en place. Un module est une unité d’ingénierie en soi qui suppose des études supplémentaires. Les modules sont installés et on coule le béton après.
Assemblage de modules structurels Module sommet du pressuriseur Les planches 33 et 34 montrent des exemples de modules prévus, relatifs aux projets chinois.
1.3. Les projets en cours : Chine, USA et Angleterre
• Le projet chinois comporte la réalisation de deux unités sur chacun des deux nouveaux sites côtiers dont un (Sanmen) est proche de Shanghai et l’autre (Haiyang) un peu plus au nord. La construction est terminée sur le site de Sanmen 1 (voir les planches 38 et 39) ; les choses sont prêtes pour les essais de démarrage puis le chargement du cœur. Le délai global sur ce projet est de 7 ans et on compte encore 6 mois pour les essais (considéré très court pour une tête de série !). La construction est bien avancée sur le deuxième site, où les pompes sont en cours d’installation. À noter que le délai de départ était de 4 ans. Ce contrat chinois couvre l’ingénierie et les fournitures principales, ce sont les Chinois qui assurent la maîtrise d’œuvre et certaines fournitures locales, voir aussi planches 40 et 41.
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Sanmen 1 Haiyang 1
• Le projet américain comporte aussi la construction de deux unités implantées sur deux sites situés à l’intérieur des terres dans le sud-‐est des USA (Vogtle et V.C. Summer). La construction ici est moins avancée qu’en Chine. On voit l’enceinte de confinement (planche 42), le début de l’îlot conventionnel et la piscine de stockage du combustible usé. Il faut encore compter un ou deux ans de construction, voir les planches 43 et 44.
Site de Vogtle Site de V.C. Summer
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• En Angleterre. Le projet Moorside, de centrale nucléaire NuGen*, prévoit la construction de trois réacteurs Westinghouse AP1000, pour une capacité totale de 3,4 gigawatts, à Sellafield.
*Le consortium NuGeneration Ltd (NuGen) est détenu à 60 % par Toshiba et à 40 % par ENGIE, La première étape est de finir le « General Design Assessment » (GDA). Pour tous les nouveaux projets, une revue doit être réalisée afin d’examiner les problèmes logistiques soulevés par ces nouvelles constructions ainsi que l’impact sur l’environnement pendant la construction et l’exploitation. Le site de Moorside est au milieu des champs dans le nord-‐ouest de l’Angleterre et ne dispose d’aucune infrastructure pour l’instant, notamment le bord mer devra être aménagé pour les transports et livraisons des modules de construction. Il doit aussi être créé un fonds pour sécuriser les coûts de démantèlement et ceci doit être fait avant le début de la construction (ce type de disposition n’existe pas aux USA). Dans la phase actuelle, Westinghouse produit le travail d’ingénierie qui supporte tous ces aspects préparatoires à la décision de cet investissement qui devrait être prise vers fin 2018. Le contrat final couvrira l’ingénierie, les approvisionnements et la construction.
Moorside
Question : Quels sont les délais et les coûts pour ce projet ? Réponse : Pour les coûts, l’information n’est pas donnée. Pour les délais, 52 mois sont retenus par exemple pour la première unité chinoise et 48 pour les suivantes. Question : Avez vous d’autres projets dans d’autres pays que la Chine, les USA et l’Angleterre ? Réponse : Pas d’autres pays envisagés avec ce niveau d’avancement ; en revanche, en Chine il y a ce que l’on appelle les « vagues 2 et 3 » avec respectivement 8 et 4 centrales dans lesquelles nous serons moins impliqués que sur les premières réalisations. En Inde des discussions ont eu lieu et des offres faites, mais un groupe privé comme Westinghouse, qui n’a pas les accès gouvernementaux comme peut les avoir AREVA avec l’État français actionnaire, rencontre plus de difficulté à être bien introduit.
Question : Les Chinois travaillent-‐ils sur un modèle 1400 MW tiré de l’AP 1000 ? Réponse : Nous avons, dans les contrats actuels, des clauses de transfert de technologie, mais il n’y a pas d’accord de licence avec les Chinois pour leurs propres projets futurs. Par ailleurs ils ne peuvent pas construire d’AP 1000 en dehors de la Chine, c’est pour cela qu’ils envisagent ce nouveau modèle de 1400 MW de leur conception.
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Les participants remercient chaleureusement Julie GORGRMANS pour sa présentation et ses réponses aux questions posées.
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2. Réunion de l’après midi
2.1. Observations sur le précédent compte rendu Pas d’observation
2.2. Politique de l’information de la SFEN Bernard LEROUGE a souhaité que nous abordions une discussion relative à la politique de l’information de la SFEN. Ce que l’on peut retenir, à la suite d’une discussion assez longue et animée entre les participants, ce sont les quelques points suivants :
• Les faits montrent que depuis quelques années, la SFEN est davantage présente, et de façon régulière, sur les réseaux sociaux et dans la publication périodique d’informations sur Internet (site, blog et emailing, notamment).
• En revanche, depuis le départ de Francis SORIN, la présence de la SFEN sur les médias classiques (TV, articles de presse etc.), affiche un certain manque de rigueur technique dans les messages. À ce titre, Bernard LEROUGE cite l’exemple d’un texte de la SFEN sur Tchernobyl où il est dit que l’accident est dû à un manque de refroidissement alors qu’il s’agit évidemment d’un accident de réactivité !
• Il faut savoir que la ligne éditoriale de la SFEN est dictée, de toutes façons, par ses principaux sponsors EDF, le CEA et AREVA. À propos des EnR, la SFEN ne peut pas s’afficher activement contre les renouvelables ; « ils constituent avec le nucléaire une partie de la solution au changement climatique » (cf les messages de Nuclear for Climate).
• La question de messages simples sur les avantages du nucléaire dans la compétitivité des énergies est nécessaire pour donner une information précise qui est toujours difficile à faire passer auprès des médias.
• Un excellent papier de PERCEBOIS traitant de la politique énergétique est cité, il est joint en PJ 2 • Jean-‐Pierre PERVÈS a fait une étude comparative, montrant le montant des investissements par
MW installé, entre les EnR et le nucléaire. • Jean-‐Pierre SCHWARTZ a de son côté rédigé un article pour la revue des ingénieurs des Mines
qui s’intitule : « Énergie : une politique essentielle pour notre avenir », voir PJ 3. • Maurice MAZIÈRE se propose de démarrer la rédaction d’un papier de synthèse, en intégrant les
données ci-‐dessus. Il donnerait des éléments factuels chiffrés et des messages simples et clairs. Cette note de synthèse pourrait être ensuite utilisée par tous pour diffuser l’information par des réseaux de proximité (familles, amis, associations, conférences, …) ce qui est toujours un moyen efficace de diffusion.
Bernard LEROUGE soulève également le problème de l’accès à des informations sur tous les domaines qui ont trait au nucléaire et à l’énergie (technique, sociologique, santé, etc.). Il existe aujourd’hui plusieurs sites qui disposent de ces informations (SFEN, GASN, UARGA, AEPN, etc.). Comme il paraît difficile de créer un nouveau site pour regrouper tous ces textes, il est proposé de se rapprocher du GASN pour voir s’il serait possible de créer une base de données organisées par thème et qui regrouperait les informations existantes. Sans sous-‐estimer la difficulté de tenir à jour une telle base, nous proposons d’organiser une rencontre avec les représentants du GASN qui n’ont pas pu participer à la réunion (Patrick MICHAILLE et Gilbert BRUHL) pour examiner si le GASN pourrait héberger cette base
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de données. Maurice MAZIERE se charge de monter la réunion à laquelle participeraient Bernard LEROUGE, Bernard LENAIL et Emilio RAIMONDO. Cette réunion pourrait se tenir à Fontenay aux Roses. Pour terminer cette discussion Bernard LEROUGE nous informe qu’il est abonné à l’AFIS (Association Française pour l’Information Scientifique) qui a produit 4 articles remarquables sur les rayonnements et les effets pathogènes des faibles doses. Ces articles peuvent être retrouvés sur le site de l’AFIS avec le lien suivant << https://www.afis.fr/pages/accueil.aspx >>.
2.3. Informations générales et questions d’actualité
• Le texte préparé par B. LEROUGE, A. AURENGO et J-‐P. SCHWARTZ sur les conséquences sanitaires de l’accident de Tchernobyl a été publié dans l’hebdo nucléaire n°54 de la SFEN qui vient de sortir.
• La Commission européenne vient de publier son programme indicatif sur le nucléaire (PINC). Cette communication qui constitue une obligation inscrite à l'article 40 du traité Euratom, donne une vue d'ensemble des investissements réalisés dans l'UE pour toutes les étapes du cycle de vie des installations nucléaires. Il s'agit du premier rapport présenté depuis l'accident survenu à Fukushima Daiichi, en mars 2011. Ce rapport adopte un ton équilibré sur la place du nucléaire dans le mix énergétique européen. On notera un long développement sur les applications non électrogènes du nucléaire. Il mentionne le fait que le cumul de production d’électricité d’origine nucléaire et renouvelable fait de l’UE l’une des trois zones économiques majeures qui produisent plus de la moitié de leur électricité sans émettre de gaz à effet de serre. Il aborde aussi les sujets du traitement-‐recyclage et celui du coût du démantèlement. Sous l’angle des possibles initiatives, la Commission poursuit son idée de parvenir à une harmonisation des procédures de licensing en Europe (avec l’aide d’ENSREG et d’ETSON), et de normalisation accrue des composants et codes. On trouvera en pièce jointe copie de ce rapport (PJ 4), d’une note de synthèse (PJ 5) et d’une note d’analyse du contenu (PJ 6).
• Claude RINGOT nous a communiqué une fiche, établie en collaboration avec le GASN (Groupe Argumentaire Sur le Nucléaire de l’association des retraités du groupe CEA), sur le réacteur ATMEA et ses concurrents (PJ 7).
• Claude RINGOT nous a également communiqué une note sur les transports de matière nucléaire (MN). Elle rappelle l’origine de la réglementation sur les transports de MN, les principes de sûreté, les actions qui sont mises en œuvre lors des transports suivant les différentes catégories de MN et l’intervention en cas d’accident (PJ 8).
• Colloque sur l’avenir du nucléaire :
L’association ADAPeS a organisé le jeudi 31 mars un colloque sur le thème de l’avenir du nucléaire français. Plusieurs intervenants d’EDF (D. MINIÈRE, X. URSAT, H. MACHENAUD), du ministère des affaires étrangères (Y. KALUZNY), de l’académie des Technologies (A. BUGAT) et également J. PERCEBOIS, A.C. LACOSTE et Ch. BATAILLE. On trouvera en PJ9 et PJ10, le programme du colloque et un résumé des principaux messages des orateurs.
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• J. PERCEBOIS a publié fin mars 2016 un article intitulé « le nucléaire français tiraillé entre contraintes financières et enjeux industriels » (PJ 2 citée plus haut au § 2.2). Cet article donne un panorama complet et très clair de la situation actuelle en faisant apparaître les contradictions du système français qui met EDF en situation délicate au moment où elle doit engager des investissements importants (grand carénage, Hinkley Point). Il pointe aussi la nécessité de revoir le mécanisme de soutien aux renouvelables et de réfléchir à de nouvelles règles de fonctionnement sur le marché de gros.
• Bernard LENAIL nous fait part d’une analyse de la situation des dissolveurs-‐évaporateurs de La Hague qui outre des problèmes de diminution de leur surépaisseur de corrosion sont confrontés à la prise en compte de l’arrêté ESPN (équipements sous pression nucléaire) qui s’applique désormais à ces équipements bien qu’ils fonctionnent à des pressions assez basses (quelques atmosphères). L’application de l’arrêté doit conduire à faire des contrôles plus fréquents sur ces équipements qui sont difficilement accessibles compte tenu de leur situation dans des casemates blindées et très chargées.
• Incident du 24 avril 2014 à Fessenheim : L’attaché au directeur technique de la centrale de
Fessenheim a apporté des précisions sur l’incident du 24/04/2014 qui avait conduit à l’arrêt du réacteur. À l’occasion de l’offensive des représentants du Bade Wurtenberg pour exiger la fermeture de cette centrale, des informations fausses avaient circulé indiquant que le réacteur aurait été hors de contrôle pendant quelques minutes. Les précisions apportées permettent de rétablir la vérité sur le déroulement des événements (PJ 11).
2.4. Tour de table. Peu de remarque et de question après une séance très complète et très animée. Jean-‐Pierre PERVÈS nous signale qu’il est toujours régulièrement sollicité par les radios et les télévisions pour des émissions sur les sujets d’actualité (la proximité de l’anniversaire des 30 ans de Tchernobyl va sans doute contribuer à ces demandes). Il nous est fait part d’une information originale sur les relations du public avec une autorité administrative autonome : le conseil d’État a reconnu que les membres de cette autorité qui s’expriment au nom de cette autorité peuvent être reconnu comme responsable et donc poursuivis si leur propos sont reconnus comme diffamatoires. En l’occurrence il s’agissait d’une autorité des marchés financiers. Hors Réunion : Jean-‐Pierre PERVÈS nous a fait parvenir un texte intitulé « Viewpoint: We should stop running away from radiation” By Wade Allison, University of Oxford ; ce document intéressant est joint en PJ 12.
2.5. Examen du programme pour les prochaines réunions : Sujets déjà retenus :
• 19 mai : Comment apprendre sur le futur en travaillant sur le passé ? Les enseignements d’une recherche en SHS sur la filière des réacteurs à neutrons rapides dans la perspective de la Génération IV, par Claire LE RENARD (EDF R&D).
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Résumé : Cette présentation-‐discussion partagera les étapes et les enseignements d’une recherche en sciences humaines et sociales (SHS) sur une filière nucléaire. On a tout d’abord travaillé directement sur le futur, en tentant d’appréhender le volet sociétal d’indicateurs de développement durable pour des filières nucléaires du futur. La deuxième étape a consisté à rentrer dans l’histoire de Superphénix et des réacteurs à neutrons rapides en France, afin d’en produire une histoire sur le mode du retour d'expérience, en allant au-‐delà de la mémoire constituée du projet. On retracera cette histoire, riche d’enseignements. Dans un troisième temps, on en a dégagé des tendances de fond concernant les instances de la démocratie technique (Parlement, ses Commissions et Offices ; Autorité de Sûreté Nucléaire ; experts…) et la démarche d’innovation par prototypes industriels. On conclura par un paradoxe : c’est en travaillant sur le passé qu’on a le plus appris sur le futur. Jean-‐François SAUVAGE fera un petit exposé sur les rapides au cours de l’après midi. « Les réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium : hier, aujourd’hui, demain ».
• 16 juin : Le stockage de l’énergie par Jean-‐Paul HULOT
À noter que le sujet proposé par Pierre DUFAUD sur « Les réacteurs enterrés » n’a pas été jugé pertinent par les participants.
Autres sujets cités par les participants et envisagés, pour 2016 :
• EPR nouveau modèle ou ATMEA • Éolien offshore par ALSTOM/GE (contact à prendre par M. MAZIÈRE) • Le nucléaire en Inde par le conseiller nucléaire. • L’ENTSOE et la problématique des réseaux, impact de l’intermittence sur l’architecture des
réseaux. • Tchernobyl, 30 ans après, se rapprocher de l’IRSN. • Le transport nucléaire. • Un sujet sur l’Uranium proposé par Bruno COMBY et Jean-‐Pierre de SARRAU qui proposent des
orateurs possibles. • Le projet CIGEO. • Un sujet sur l’innovation en matière nucléaire aux États Unis par un représentant de Ed/Th
(l’énergie du Thorium, Maurice MAZIÈRE s’informe sur ce sujet). • Les réacteurs à sel fondus par un représentant du CNRS.
Prochaine réunion le jeudi 19 mai à 10h30. Comment apprendre sur le futur en travaillant sur le passé ? Les enseignements d’une recherche en SHS
sur la filière des réacteurs à neutrons rapides dans la perspective de la Génération IV, par Claire LE RENARD (EDF R&D).