CHAPITRE BASES GENERALES DE CONCEPTION DES OUVRAGES, …

2093.1

1.1. INTRODUCTION1.1.1. Contexte - AvertissementLe présent chapitre a pour objectif de décrire l’approche de sûretémise en œuvre à la conception de la tranche EPR en tenant comptedes exigences exprimées par l’Autorité de Sûreté Nucléaire dans salettre de 1993 relative à la troisième génération de réacteurs de lafilière à eau pressurisée/1/.

Du fait de l’étendue de ce sujet et de la position du rapportpréliminaire de sûreté au sein du processus de licensing de l’EPR , leprésent chapitre se veut être à la fois une synthèse des exigencesretenues par le concepteur à la conception du réacteur et unedescription des principales orientations techniques retenues poursatisfaire ces exigences. Il oriente vers les autres chapitres du RapportPréliminaire de Sûreté dans lesquels les exigences de sûretéapplicables aux domaines traités sont décrites de manière détailléedans le cadre de sections spécifiques portant dans leur numérotationla référence « zéro ».

Du fait du délai de treize ans qui sépare le texte initial de l’ASN et leRapport Préliminaire de Sûreté associé à la demande d’autorisationde création de la tranche EPR sur le site de Flamanville, le présentchapitre contient lorsque nécessaire des descriptions « historiques »permettant d'apporter au lecteur des éléments de compréhensionlogique de certaines orientations techniques.

Il est enfin à noter qu’il n’a pas la prétention d’être totalementexhaustif d’une part car les études de détail du réacteur ne sont pastotalement achevées (et sont donc susceptibles de conduire à desaménagements de la conception) d’autre part car l’évaluation duprojet par l’Autorité de Sûreté Nucléaire peut conduire aussi à desadaptations du projet.

1.1.2. Objectifs générauxLe réacteur EPR (European Pressurized Reactor) est conçu autourd'un îlot nucléaire de la filière à eau sous pression développé encommun par les industries nucléaires française et allemande. Ceréacteur appartient à la troisième génération de cette filière etbénéficie de par sa conception évolutionnaire de la totalité del'expérience internationale acquise tant au niveau de l'exploitationde la filière PWR dans l'ensemble des pays occidentaux que del'expérience de conception des ingénieries française et allemande.

En regard de la précédente génération de réacteurs, le réacteur EPRa pour ambition de fournir une énergie électrique à un prixcompétitif tout en atteignant un niveau de sûreté significativementsupérieur. La recherche de cette avancée dans le domaine de lasûreté ne signifie pas une volonté de démoder la génération actuellede réacteurs en exploitation. Elle a au contraire pour objectif de tirertout le bénéfice de l'expérience de plusieurs milliers d'années -réacteur et d'intégrer à la conception de cette nouvelle générationl'ensemble de la connaissance acquise durant les quarante dernièresannées et dont l'exploitation future permettra encore de recueillirdes données très utiles pour l'avenir de la filière REP. Le bénéfice dece retour d’expérience permet aussi d’afficher un niveau dedisponibilité très élevé pour ce réacteur de nouvelle génération.

La démarche de sûreté mise en œuvre à la conception est basée surle concept de défense en profondeur, celui-ci se traduisant par unempilement de dispositions (ou lignes de défense) visant à pallier lesdéfaillances techniques ou humaines.

La défense en profondeur telle qu’elle est présentée internationalementet en particulier dans les documents de l’INSAG est ainsi généralementstructurée en cinq niveaux :

• Le premier niveau est une combinaison de marges de conception,d’assurance de la qualité et d’activités de contrôle propres àprévenir l’apparition de conditions anormales de fonctionnementou de défaillances.

• Le second niveau consiste en la mise en place de dispositifs deprotection permettant de détecter et de corriger les effets desécarts au fonctionnement normal ou les effets des défaillances dessystèmes. Ce niveau de défense est destiné à assurer l’intégrité dela gaine du combustible et celle du circuit primaire de manière àéviter les accidents.

• Le troisième niveau est assuré par les systèmes de sauvegarde, lesprotections et les procédures de conduite qui permettent demaîtriser les conséquences des accidents susceptibles de survenirde manière à confiner les substances radioactives et éviter qu’ils nedégénèrent en accidents graves.

• Le quatrième niveau comprend les mesures destinées à préserverl’intégrité de l’enceinte et à permettre la maîtrise des accidentsgraves.

• Le cinquième niveau comprend, en cas d’échec ou d’efficacitéinsuffisante des mesures précédentes, l’ensemble des mesures deprotection des populations en cas de rejets importants.

L'atteinte d'un niveau de sûreté significativement supérieur pour leréacteur EPR est ainsi réalisée d'une part en facilitant l'exploitation etla maintenance du réacteur et d'autre part en réduisant lesconséquences potentielles immédiates et différées de sonexploitation tant vis à vis de son environnement proche (enparticulier vis à vis de la population qui l'entoure) que du personnelqui l'exploite. De plus, les actions de recherche et développementconduites notamment dans le domaine des accidents gravescontribuent à la connaissance des phénomènes mis en jeu et donc àl’amélioration de niveau de sûreté.

Sur le plan de la réduction des conséquences potentielles, laconception du réacteur est, en terme de sûreté, essentiellementorientée vers une amélioration de la démarche de défense enprofondeur, dans quatre voies principales :

• la réduction et la prise en compte de l'ensemble des initiateurssimples (transitoires, incidents et accidents) susceptibles desurvenir durant les différents états que le réacteur peut êtreconduit à rencontrer pendant son exploitation, qu'il s'agisse desétats en puissance, des états intermédiaires ou des états d'arrêtavec le cœur complètement déchargé dans la piscine dedésactivation du combustible. La prise en compte des agressionsinternes sur une base déterministe selon un principe d'étudesimilaire à ceux des événements initiateurs simples participe aurenforcement de la démarche de défense en profondeur,

• la prise en compte des agressions externes à des niveaux desévérité élevés, qu'il s'agisse des agressions d'origine humaine(chute d'avion, explosion, …) ou des agressions d'origine naturelle(séisme, températures extrêmes, …). Au delà des cas de chargequ'elles constituent, certaines de ces agressions font l'objetd'études de leurs conséquences en particulier vis à vis desinitiateurs internes qu'elles sont susceptibles de provoquer,

• la prise en compte des accidents graves dès la conception du projeten considérant les différentes situations susceptibles de survenir eten assurant "l'élimination pratique" des événements et desséquences susceptibles d’avoir un impact important surl'environnement, par la mise en place de dispositions physiquesvisant à éviter leur apparition durant la durée vie de la centrale.Pour les événements non éliminés, la maîtrise des rejets est réalisée

3BASES GENERALES DE CONCEPTION DES OUVRAGES,MATERIELS ET SYSTEMES – INSTALLATION GENERALE

CHAPITRE

PRINCIPES GENERAUX DE SURETEsous chapitre 3.11. OBJECTIFS ET PRINCIPES DE SURETE

2103.1

au travers d'un renforcement du confinement, ce qui implique larecherche systématique ainsi que le traitement de toutes lessituations pouvant conduire à un bipasse de ce confinement,

• l'utilisation à la conception des Etudes Probabilistes de Sûreté pourla confirmation des orientations techniques ainsi que pour ladétermination des défaillances multiples à considérer dans ledimensionnement de manière à prévenir les accidents avec fusioncœur. Dans ce cadre, l'objectif global de fusion cœur de 10-5 partranche et par année d'exploitation, tout type de défaillances etd’agressions pris en compte, est utilisé pour fournir des objectifsintermédiaires d'études et valider certaines options de conception.

En complément du renforcement de la démarche de défense enprofondeur, un effort significatif est effectué à la conception duréacteur avec pour objectif :

• de réduire les effluents et déchets issus de l'exploitation duréacteur ainsi que ceux dus aux futures opérations dedémantèlement,

• d'améliorer les conditions d'exploitation en permettant la réalisationen puissance d'une partie des opérations de maintenance et enréduisant par des dispositions de conception les doses prises par lepersonnel tant de manière collective qu'individuelle,

• de considérer, en complément des risques nucléaires, l’ensembledes risques dits « classiques » générés par l’installation vis à vis deson environnement.

L'approfondissement de la démarche de sûreté et les évolutionssignificatives apportées à la conception du réacteur EPR en tant queproduit de la troisième génération de la filière REP sont présentés etdéveloppés dans la suite de ce chapitre tout d’abord sous la formede principes généraux puis au travers d’une orientation vers chacundes chapitres concernés par la présentation détaillée et plusparticulièrement les sections spécifiques portant dans leurnumérotation la référence « zéro ».

1.2. LA DEMARCHE DE CONCEPTION DEL’EPR ET LE CONTENU DU RPS

La bonne compréhension des éléments intégrés dans le RapportPréliminaire de Sûreté nécessite de rappeler les principales phases deconception de la tranche EPR et de situer les études actuelles vis à visde l’objectif final de mise en exploitation de ce réacteur.

En tant que projet « évolutionnaire » prenant comme base lesderniers réacteurs mis en exploitation en France et en Allemagne, leprojet EPR a fait l’objet d’un processus d’harmonisation desdémarches de sûreté françaises et allemandes qui s’est concrétisé :

• au niveau des Autorités de Sûreté par la publication en juillet 1993d’une « déclaration conjointe des Autorités de Sûreté française etallemande sur une approche commune de sûreté pour lesréacteurs à eau sous pression du futur », déclaration reprise par lalettre DSIN n°1321/93 du 22 juillet 1993 /1/,

• au niveau du concepteur par l’édition en août 1993 du ConceptualSafety Features Review File (CSFRF) décrivant les principalesoptions de sûreté proposées pour le projet EPR.

L’ensemble des exigences et orientations contenues dans ces deuxdocuments a servi de données d’entrée aux études de la phased’avant projet-sommaire dite « Basic Design Phase » qui s’estconclue par l’envoi à l’Autorité de Sûreté d’un premier dossier desynthèse des études (Basic Design Report) en octobre 1997.

Dans le but d’améliorer la compétitivité du projet, le concepteur aalors engagé une phase complémentaire d’études dite « BasicDesign Optimisation Phase » au cours de laquelle des paramètresimportants de la conception ont fait l’objet d’une évolution et d’uneoptimisation. Le niveau de puissance du réacteur, l’installation deséquipements à l’intérieur des principaux bâtiments de l’îlot nucléaireet la conception des systèmes de sûreté ont été concernés par cettephase complémentaire qui s’est conclue par l’envoi à l’Autorité deSûreté d’une nouvelle version du « Basic Design Report » en février1999.

A la suite de la remise de ce rapport, le concepteur a engagé uneultime phase d’étude appelée « Post BDOP phase » avec pour

objectif de préparer les études de détail du réacteur EPR etd’apporter des précisions et des compléments d’information àl’Autorité de Sûreté dans le cadre de l’instruction par celle-ci desorientations techniques contenues dans le « Basic Design Report ».Une partie de ces compléments d’information a donné lieu, de lapart du concepteur, à la prise formelle d’engagements sur lesorientations techniques à mettre en œuvre dans le cadre des étudesde détail. Ces engagements ainsi que la synthèse de l’examen desoptions de sûreté réalisée lors des séances du « GPR/Germanexperts » des 19 et 26 octobre 2000 mettent un terme à la phased’avant-projet détaillé du projet de réacteur EPR.

Le projet EPR est entré depuis cette date dans la phase depréparation des études détaillées qui a été marquée :

• le 28 septembre 2004 par la lettre des pouvoirs publics /3/ quantaux options de sûreté du projet de réacteur EPR. Celle-ci confirmele statut d’exigence de sûreté des « Directives Techniques ».

• le 21 octobre 2004 par la décision d’EDF d’implanter un réacteurtête de série sur le site de Flamanville (Manche).

Les aspects réglementaires de la conception sont développés aux § 1.6 et 1.7 du RPS

Dans ce cadre, le présent Rapport Préliminaire de Sûreté constitue lepremier document de synthèse avec pour objectif de supporter lademande d’autorisation de création de l’unité de productioncorrespondante. Selon la pratique mise en œuvre pour les centralesdu parc nucléaire français, il est prévu qu’il soit suivi d’un rapportprovisoire de sûreté devant servir de support à la demanded’autorisation du premier chargement du combustible nucléaire.Enfin un rapport définitif de sûreté sera produit à l’issue des essaisde démarrage dans le but d’autoriser la mise en service définitive del’installation.

La rédaction du Rapport Préliminaire de Sûreté intervenant dans lapremière partie de la phase des études détaillées, le présentdocument renferme des orientations techniques dont les étudesjustificatives ne sont pas totalement achevées. Tel est le cas parexemple des Etudes Probabilistes de Sûreté qui au stade actuelconstituent une « EPS à la conception » pour lesquelles certainesdonnées d’installation (comme le cheminement des câbles) les règlesde conduite ou d’autres données relatives aux matériels ne sont pasdisponibles pour permettre de présenter le résultat final del’évaluation probabiliste. Les EPS seront donc complétées au fur et àmesure de l’avancement des études de réalisation et les rapports desûreté provisoires puis définitifs présenteront les principaux résultatsactualisés de l’EPS de réalisation.

Sur le plan de son contenu, le Rapport Préliminaire de Sûretécomprend vingt chapitres dont la liste est fournie en en-tête dupremier volume. Certains de ces chapitres ou de leurs sectionsportent dans leur numérotation la référence « zéro » qui a pourobjet d’indiquer qu’ils renferment des exigences de sûretéapplicables au sujet traité. La présentation de ces exigences faitl’objet d’une codification qui tient compte de la nature du contenudu chapitre concerné (système élémentaire, agression, étuded’accident, …).

Sur le plan des données d’entrée du présent Rapport Préliminaire deSûreté, les principaux paramètres du réacteur sont présentés dans letableau ci-dessous dans la colonne correspondant à la puissancethermique nominale de 4500 MWth. En regard de cette colonnefigurent les valeurs de ces mêmes paramètres pour les principalescaractéristiques ayant servi de base aux études des deux versions du « Basic Design Report » ainsi que par comparaison celles du palier N4.

Paramètres Unité RPS EPR BDR 97 BDR 99 N4

Puissance thermique cœur MWth 4500 4250 4900 4250

Puissance électrique nette MWe 1630 1500 1750 1450

Pression primaire bar abs 155 155 155 155

Température entrée cuve (BE) °C 296,1 291,8 292,8 292,9

Température sortie cœur (BE) °C 330,1 327,1 330,1 329,8

Température ARE °C 230 230 230 229,5

Débit boucle (BE) m3/h 28315 26520 28111 24850

Pression saturation GV bar abs 78 72,5 74,6 73,1

Surface faisceau GV m2 7960 7308 8171 7308

Volume enceinte m3 80 000 90 000 80 000 72 700

2113.1

Une comparaison plus complète des différents paramètres deconception et de fonctionnement du réacteur EPR et des réacteursde dernière génération française (palier N4) et allemande (réacteursKonvoi) est présentée dans le § 1.3 du Rapport Préliminaire deSûreté.

1.2.1. La démarche de défense en profondeur etles différentes barrières de confinement

1.2.1.1. Les objectifs fondamentaux et les trois fonctions desûreté

Dans la droite ligne des réacteurs actuellement en exploitation, laconception du réacteur EPR repose sur la mise en œuvre du principede « défense en profondeur » appliqué à la démonstration durespect des trois fonctions de sûreté que sont la maîtrise de laréactivité, le refroidissement du combustible et le confinement dessubstances radioactives. Plusieurs niveaux de protection sont conçuspour atteindre cet objectif qui incluent l’interposition de barrièressuccessives entre les substances radioactives et l’environnement.

La conception du réacteur EPR, en tant que réacteur « évolutionnaire » tire le bénéfice du retour d’expérience desréacteurs actuellement en exploitation, et tend pour chacune destrois fonctions fondamentales de sûreté à accroître la profondeurdans la prévention et la mitigation des incidents d’exploitation et desaccidents afin de porter à un niveau encore supérieur la protectiondu public et des travailleurs. Cette démarche se concrétise pourchacune des trois fonctions de sûreté par les exemples présentés ci-après.

Dans le domaine de la maîtrise de la réactivité :

• Reconduction du système passif d’insertion des grappes par gravité,mise en place d’un réflecteur lourd augmentant la réflexion desneutrons , augmentation des marges cœur en considérant unepuissance linéique plus faible et une instrumentation « in core » fixeassurant le suivi permanent des paramètres du coeur,

Cet aspect de la conception est développé au § 4.1 du RPS

• Séparation au sein du système de borication de la réalisation de lafonction de sûreté et de la fonction opérationnelle. Laconséquence en est la création d’un système dédié à la boricationd’urgence composé de deux trains redondants, chacun d’euxéquipé d'une pompe et d'une réserve d'eau localisées dans lebâtiment combustible et ayant la capacité de ramener le réacteurdans un état sûr après un transitoire accidentel de façonindépendante de l’injection de sécurité,


• Recherche systématique des diverses situations pouvant conduire àla dilution de l’eau du circuit primaire et mise en place de systèmesde surveillance permettant pour la plupart d’entre elles d’arrêter ladilution existante et pour d’autres d’exclure leur apparition par desdispositions adéquates au niveau de la conception,

Cet aspect de la conception est développé aux § 15.2.4, § 19.1.2 et19.2.4 du RPS

Dans le domaine du refroidissement du combustible et del’évacuation de la puissance résiduelle :

• Création d'un système combinant les fonctions d'injection desécurité et de refroidissement du réacteur à l'arrêt organisé enquatre trains séparés et indépendants. Chaque train est équipéd'un accumulateur situé à l'intérieur du bâtiment réacteurpermettant d’injecter dans les branches froides du circuit primaire.A l'extérieur du BR, il comprend une pompe d'injection bassepression, une pompe d'injection moyenne pression et unéchangeur de chaleur. En mode "injection", le lignage du circuitpermet d'introduire de l'eau de la bâche RIS (IRSWT située dans leBR) dans les branches froides du primaire. Le basculement ducircuit en mode "refroidissement" permet d'alimenter les pompesbasse pression depuis les branches chaudes et de réinjecter dansles branches froides l'eau prélevée après passage par l'échangeur.


• Séparation totale de la fonction d'alimentation de secours des GVet de la fonction de démarrage et d'arrêt du réacteur, cette

dernière étant assurée par un système dédié. La fonctiond'alimentation de secours comprend quatre trains possédantchacun une réserve d'eau et une pompe alimentant de manièreséparée un des quatre générateurs de vapeur. Deux collecteursreliant les quatre trains permettent de réaliser des secours mutuelsen cas de défaillance de l'une des pompes équipant ces trains. Dufait de son installation répartie sur les quatre trains, la réserved'eau d'alimentation de secours des GV offre une meilleurerésistance aux modes communs auxquels l'installation peut êtreconfrontée, en particulier les agressions externes.


• Création d'une fonction d’évacuation de la puissance hors del’enceinte de confinement pour les situations d'accidents graves.Elle est assurée par un circuit composé de deux trains, chacund'eux comportant une pompe et un échangeur de chaleur etpouvant refroidir à la fois l'enceinte par aspersion et le corium parcirculation dans la chambre d’étalement. Le fonctionnement desdeux trains est requis au delà d’un délai de grâce de 12 heuresdurant les quinze premiers jours suivant l'accident, l'évacuation dela puissance résiduelle pouvant être assurée par l'un des deuxtrains après cette période.

Cet aspect de la conception est développé au § 6.2.7 du RPS

• Implantation d’une réserve d’eau borée à l’intérieur du bâtimentréacteur servant à l'alimentation des circuits de refroidissement desecours du réacteur, du système de contrôle chimique etvolumétrique du fluide primaire ainsi qu'à l'évacuation ultime de lapuissance en situation d'accident grave. Une telle implantationévite le passage en recirculation dans les situations accidentelles etoffre une meilleure protection de la réserve d'eau vis à vis desagressions externes.


• Conception de la chaîne de refroidissement via l'eau brute secourueet la réfrigération intermédiaire de telle sorte que la contribution dela perte totale de la source froide en tant qu'initiateur de situationsaccidentelles soit très fortement réduite. Elle est ainsi composéed'une chaîne principale organisée en quatre trains séparés etindépendants équipés chacun d'une pompe et d'un échangeur dechaleur. La chaîne principale est de plus doublée par un circuitspécifique (chaîne dédiée) comprenant deux trains alimentés pardes sources électriques particulières et permettant d'évacuer lachaleur issue du refroidissement du corium en situation d'accidentgrave en cas de perte de la source froide. L’architecture de cesdifférents systèmes combinée avec l’exigence de desservir unetranche unique conduit à une conception de la station de pompageentièrement nouvelle en comparaison des ouvrages équivalents surles sites du parc nucléaire français.


• Enfin pour les situations où le combustible est partiellement outotalement localisé dans le bâtiment combustible, réduction de lasensibilité aux indisponibilités de matériels par le doublement despompes des deux boucles principales du circuit de refroidissementet "élimination pratique" des situations de fusion des élémentscombustible dans la piscine par la création d'une troisième chaînede refroidissement dédiée à la mitigation des situations de pertedes trains principaux de refroidissement ainsi que par la mise enœuvre de dispositions permettant de prévenir et/ou de gérer lessituations de vidange accidentelle de la piscine de désactivation.

Cet aspect de la conception est développé aux § 9.1.3, 18.3.2 et19.2.4 du RPS

Dans le domaine du confinement des substances radioactives : lesdispositions mises en œuvre sur EPR pour confiner les substancesconcernent essentiellement le bâtiment réacteur et les bâtimentspériphériques. Elles sont présentées et détaillées dans le § 3.1.1.2.1.4 traitant de la conception de la troisième barrière.

1.2.1.2. Conception de la première barrière du confinement

Le cœur du réacteur EPR comprend 241 assemblages, de sectionunitaire 17 x 17 et comportant chacun 25 tubes guides et 264crayons. Cette conception autorise une puissance linéique basse etparticipe à la préservation de marges cœur (exploitation et accidents)significatives tout en permettant la mise en œuvre des plans de

2123.1

chargement les plus performants de type « faibles fuitesneutroniques ». Le taux de combustion maximal visé est cohérentavec celui qu’il est prévu de mettre en œuvre à moyen terme dansles réacteurs du parc français. Ce combustible ne présente pas derupture technologique franche avec ceux actuellement utilisés dansles réacteurs des parcs français et allemands.

Par contre la volonté de réduire le risque de fissuration de la gainepar interaction pastille-gaine ou par corrosion sous contrainteconstitue un objectif conduisant à développer un combustibleremède. L’utilisation d’un gainage composé d’un alliage spécifiquecombinée à la mise en oeuvre d’une nouvelle instrumentation enligne de la chaudière (reposant sur des capteurs répartisuniformément dans le cœur) participe aussi à l’atteinte de cetobjectif.

Un programme de qualification du combustible est en cours deréalisation portant sur le matériau du gainage, la structure desassemblages, les pastilles combustibles. Pour ce dernier point, leprogramme d’investigation doit permettre dans les prochainesannées de définir le choix du type de combustible retenu pour EPR.

Le spectre des gestions envisagées pour le réacteur EPR a étévolontairement choisi de façon large afin de garantir le maximum desouplesse pour l’exploitation future du réacteur. Les gestions deréférence envisagées sont basées sur un cœur UO2 avec un cycle de12 mois, 18 mois ou 22 mois et sur un cœur MOX 30% avec uncycle de 18 mois. De plus, de par son gros cœur, l’EPR s’avère bienadapté à une utilisation de combustibles plus avancés permettantd’optimiser la gestion des stocks de plutonium sur le long terme(mono et multi recyclage du PU).

Cet aspect de la conception est développé aux § 4.2 à 4.4 et au § 11.3.2 du RPS

1.2.1.3. Conception de l’enveloppe sous pression

1.2.1.3.1. Conception du CPP

Dans la logique de démarche de défense en profondeur, laconception du circuit primaire répond à la double exigence deréduire la fréquence des initiateurs (accroissement des marges defonctionnement, accroissement de l’inertie des systèmes) et demaîtriser les conséquences des initiateurs apparus. La figure 3.1 FIG1 permet de localiser les évolutions apportées au circuit primaire parrapport à la précédente génération de réacteurs. Elles portent sur lescomposants suivants :

• Au niveau de la cuve ➀ : pour accueillir le « gros cœur » de 241assemblages, la cuve offre un plus grand diamètre et est équipéeen pourtour intérieur d’un réflecteur lourd. Ce dernier estconstitué d’un empilage de douze galettes forgées, solidarisées àla plaque inférieure de cœur par un ensemble de clavettes ettirants. Ce dispositif permet de supprimer tout assemblage soudéou boulonné à proximité du cœur. Il permet également de réduireles fuites neutroniques et d’obtenir un niveau de fluence en fin devie limité en jouant le rôle d’écran protecteur de la cuve elle-mêmevis à vis du flux neutronique. La virole porte-tubulures et la bridede cuve sont formées d’une seule pièce forgée monobloc à partird’un lingot de fort tonnage, ce qui permet de supprimer le jointcirculaire de forte épaisseur qui existe entre ces deux pièces sur lescuves du parc. La conception interne de la cuve bénéficie parailleurs d’une simulation complète des phénomènes thermo-hydrauliques dans les conditions d’exploitation normale et dans lesprincipales situations accidentelles.

• Au niveau du couvercle de cuve ➁ : pour permettre l’installation del’instrumentation du cœur en partie supérieure afin d’éviter toutrisque de fuite en fond de cuve au niveau des traversées du RIC, laconception du couvercle et des mécanismes de commande degrappes reprend le principe du couvercle des cuves des tranchesallemandes. L’instrumentation du cœur s’appuie sur un systèmeaéroball qui comprend douze lances pour l’instrumentationneutronique et thermique en périphérie du couvercle. Cettesolution est rendue possible par le faible encombrement desmécanismes de commandes de grappe (MCG) qui évite de plusd’avoir un système de ventilation forcée pour les refroidir. Au total,cent-six traversées équipent le couvercle (89 pour les MCG et 17pour l’instrumentation) soit vingt-huit de plus que sur le palier N4.

• Au niveau des pompes primaires ➂ : les pompes primairesbénéficient du retour d’expérience de la conception française etintègrent des adaptations de leur cellule hydraulique permettantd’une part de prévenir les risques d’érosion par cavitation constatésur le palier N4 et d’autre part d’éviter les évolutions deperformances constatées sur ce même palier en recourant à unefinition de la roue de pompe par rognage et non par affûtage. Deplus, elles sont équipées en complément des joints d’étanchéitésuccessifs à la traversée de l’arbre de pompe, d’un dispositifd’étanchéité à l’arrêt ayant pour objectif de réduire les risques defuite du circuit primaire dans les situations pouvant conduire àune détérioration des joints d’étanchéité principaux (situation deperte totale des alimentations électriques ou de la source froide).

• Au niveau des générateurs de vapeur ➃ : la conception des GVpermet par l’augmentation (par comparaison avec la précédentegénération de réacteurs) de leur volume interne d’adoucir lesconséquences des transitoires. D’autres évolutions par rapport auxGV du palier N4 (augmentation de la surface d’échange, de lapression de saturation, amélioration de la circulation du fluide auniveau des plaques entretoises, …) permettent d’obtenir unmeilleur rendement de l’échangeur. De plus le choix de la nuanced’acier des tubes GV privilégie le retour d’expérience français.

• Au niveau du pressuriseur ➄ : l’augmentation du volume internedu pressuriseur permet sur le même principe que les GV et parl’augmentation du volume primaire générée d’adoucir lesconséquences des transitoires ; de plus le choix du maintien endiphasique lors du passage à l’arrêt par injection progressived’azote lors de la phase de dépressurisation permet de réduire lesrisques de surpression inhérents à une conduite en monophasique.Enfin, la conception du système d’aspersion permet de diminuerles chargements sur les tubulures concernées et de réduire lesrisques de fatigue sur la virole forgée.

• Pour la protection en pression du circuit primaire, le pressuriseurest équipé en partie supérieure de deux circuits assurant ladécharge. Le premier d’entre eux ➅ permet d’évacuer le fluideprimaire vers un réservoir de décharge au travers de soupapespilotées à commande d’ouverture automatique. Le second d’entreeux ➆ est plus spécifiquement dédié aux situations d’accidentsgraves et permet à partir d’une commande manuelle d’évacuerdans l’enceinte une partie du fluide primaire et d’abaisser ainsi lapression sous le seuil de 20 bar.

• Les tuyauteries primaires principales ➇ sont conçues et fabriquéesavec des matériaux et selon des méthodes qui permettent d’exclureleur rupture guillotine doublement débattue en tant qu’initiateur detransitoire accidentel. Cette hypothèse d’exclusion de rupture faitl’objet d’une justification technique (en particulier vis à vis de ladémonstration de résistance à des grands défauts traversants) etpermet notamment d’alléger les contraintes que le supportage deces lignes doit reprendre lors des transitoires. Elle s’inscrit dans ladémarche de réduction des initiateurs et conduit à reconsidérerl’accident de dimensionnement du circuit primaire qui devient larupture de la plus grosse tuyauterie connectée, à savoir la jambed’expansion reliant la tuyauterie principale au pressuriseur ➄. Sur leplan de la réalisation des tuyauteries primaires, il est à noter que labranche froide est entièrement monobloc, ce qui permet de réduirele nombre de soudures homogènes (9 soudures par boucle contre 12 sur le palier N4).

• En terme d’installation, le calage altimétrique des différentscomposants, à savoir la cuve, les boucles primaires et les générateursde vapeur permet d’une part de réduire les besoins d’exploitation àmi boucle lors des phases d’arrêt et d’autre part d’avoir une moindresensibilité au découvrement du cœur dans les situations d’APRP.

La conception du circuit primaire et de ses composants est présentéeaux § 5.1 à 5.4 du RPS

1.2.1.3.2. Conception du CSP

La conception du circuit secondaire intègre, elle aussi des évolutionsqui portent principalement sur le circuit vapeur, à savoir :

• L’application du concept d’exclusion de rupture sur chacune desportions de tuyauterie ➉ comprise entre la sortie des générateursde vapeur et le point fixe situé en aval des vannes d’isolementvapeur ; elle conduit à ne plus considérer la rupture doublement

2133.1

débattue de cette tuyauterie en tant qu’initiateur de transitoireaccidentel. Par contre le concept d'exclusion de rupture n’est pasmis en œuvre sur la tuyauterie d'alimentation en eau des GV ➈.

• L’ensemble composé des vannes de décharge vapeur, des soupapesde sûreté et des vannes d'isolement des tuyauteries vapeurprincipales forment un groupe compact de robinetterie (11) dont laconception mécanique est telle qu'elle doit permettre d'exclure sarupture et donc la séparation des différents organes la composant.

La conception du circuit secondaire est présentée aux § 10.3 à 10.6du RPS

1.2.1.4. Conception des ouvrages de génie-civil et de latroisième barrière

Dans le cadre de la démarche de sûreté mise en œuvre à laconception du réacteur EPR, les ouvrages de génie-civil doiventassurer une double fonction :

• D’une part protéger l’installation vis à vis de l’ensemble desagressions auxquelles elle peut être soumise et en particulier lesagressions externes,

• D’autre part protéger l’environnement vis à vis de l’ensemble dessituations accidentelles non pratiquement éliminées et enparticulier restreindre les mesures de protection prises dans lessituations les plus graves.

Avec des niveaux de chargement retenus sur EPR plus élevés quepour le parc en exploitation :

• Concernant les événements internes, le dimensionnement desouvrages doit tenir compte d’une situation de fusion du cœur àbasse pression avec des marges permettant de couvrir lesincertitudes dans la connaissance de ces phénomènes,

• Concernant les événements externes, le dimensionnement desouvrages doit tenir compte de chargements plus sévères qu’ilssoient dus à des phénomènes naturels tels que le séisme ou lesévolutions climatiques ou qu’ils soient dus à l’activité humaine telsque l’explosion et la chute d’avion.

Dans ce cadre, un chapitre spécifique a été intégré dans le RPS EPRavec pour objectif :

• De recenser les différentes composantes des ouvrages standardsou de site (y compris les structures métalliques) de l’îlot nucléaireEPR,

• De présenter de manière détaillée les exigences de sûreté quidoivent être intégrées dans leur dimensionnement,

• D’introduire le code de conception utilisé (ETC-C) et de décliner lesprincipaux critères de génie-civil associés.

Les exigences et les bases de conception retenues pour les ouvragesde génie civil sont présentées au § 3.5.0 du RPS

Vis à vis de l’environnement, la troisième barrière de confinementconstitue l’ultime protection contre les conséquences radiologiquesdes situations accidentelles en cas de défaillances des deuxpremières barrières, en particulier celles mettant en jeu une fusiondu cœur. Face à ces situations, la protection des populations vivantdans le voisinage de la centrale et le respect des objectifsradiologiques associés reposent sur un ensemble de dispositionsconstructives appliquées à des bâtiments, équipements et circuits quisont regroupées sous le terme de « fonction de confinement ».

Ces dispositions visent à assurer la rétention des produits radioactifsà l’intérieur des bâtiments concernés, qu’il s’agisse du bâtimentréacteur lui-même ou des bâtiments périphériques susceptiblesd’être contaminés de manière plus ou moins importante via lesconnexions qui les relient au bâtiment réacteur. Des exigencesd’étanchéité sont ainsi définies pour l’ensemble des bâtimentsconcernés par les différentes situations accidentelles.

Les principales dispositions liées au confinement des matièresradioactives et à la protection de ce confinement sont représentés demanière schématique dans la figure 3.1 FIG 2.

1.2.1.4.1. Description de l’enceinte de confinement

Pour le bâtiment réacteur, la conception retenue est basée sur leconcept de double enceinte en béton mis en œuvre sur les réacteursde la dernière génération du parc français auquel des évolutions ont

été apportées au titre du renforcement de la défense en profondeur,principalement dues à la prise en compte à la conception desphénomènes liés aux situations de fusion du cœur à basse pression.Sur la base de la figure 3.1 FIG 2, cette évolution porte sur lesaspects suivants :

• la mise en place d’une peau d’étanchéité métallique recouvrant entotalité la face intérieure de l’enceinte interne ➀ de manière àgarantir un très faible taux de fuite de cette enceinte ; l’espacecompris entre l’enceinte interne et l’enceinte externe ➁ estmaintenu en dépression de manière à collecter les éventuelles fuitesde l’enceinte interne et à les filtrer avant rejet à l’atmosphère,

• l’élimination de tous les chemins de fuite susceptibles de mettre enrelation de manière directe l’intérieur de l’enceinte de confinementavec l’environnement extérieur. Dans ce but, l’installation estconçue de manière à ce que l’ensemble des traversées del’enceinte ➂ débouchent dans des bâtiments périphériquespermettant ainsi la reprise de fuites éventuelles,

• l’intégration dans l’enceinte de confinement de la réserve d’eaunécessaire en particulier à la maîtrise des accidents dedimensionnement et des accidents graves. La localisation de cetteréserve appelée IRWST ➅ permet d’alimenter les systèmes dédiéssitués dans les locaux du BAS ➆ au travers d’aspiration directe dansdes puisards séparés ➇ limitant ainsi les possibilités de défaillanceliées au basculement lors du passage en recirculation,

• la conception d’un système de récupération et d’étalement ducorium ➈ qui résulte de la fusion du cœur et de sa sortie à bassepression hors de la cuve. Cet ensemble consiste sous l’aspect géniecivil en la réalisation d’un chenal d’amenée du corium débutant àl’aplomb de la cuve du réacteur et conduisant celui-cigravitairement dans une vaste salle d’étalement, le plancher decelle-ci étant recouvert d’une couche de matériaux sacrificielsprotégeant le radier dont l’épaisseur a été renforcée et évitant ainsiles interactions entre le corium et le béton du radier et la traverséedu radier. Le remplissage après étalement de la zone d’étalementpar l’eau présente dans la bâche IRWST est réalisée de manièrepassive sous l’effet de la chaleur dégagée par le corium,

• le dimensionnement de l’enceinte interne (et de sa précontrainte)prenant en compte les effets de pression (et de température) desdifférents scénarios de fusion cœur retenus, en particulier les effetsrésultant de la déflagration de la quantité maximale d’hydrogèneproduite durant ces situations,

• la conception d’un système de type actif de refroidissement ultimede l’enceinte par aspersion et par évacuation de la puissancerésiduelle contenue dans le corium. Ce système est composé dedeux circuits identiques de refroidissement et a pour objectifd’évacuer la chaleur résiduelle hors de l’enceinte sans dispositifd’éventage. Le fonctionnement complet des deux circuits estrequis durant les quinze premiers jours de l’accident en utilisant laréserve d’eau contenue dans l’enceinte, un seul circuit étantensuite nécessaire à l’évacuation de la puissance,

• l’introduction de marges supplémentaires dans le dimen-sionnement de l’enceinte par la définition de deux « périodes degrâce ». La première s’applique à l’enceinte interne et consiste àgarantir la tenue du confinement pendant une phase de douzeheures après le début du scénario fusion cœur sansfonctionnement du système de refroidissement ultime del’enceinte. La seconde s’applique à l’espace entre-enceinte etconsiste à définir des critères de conception pour l’enceinte interneet l’enceinte externe permettant de garantir l’existence d’unepériode de grâce pendant laquelle l’espace entre-enceinte reste endépression en postulant le non fonctionnement de la ventilation decet espace après le début d’un scénario accidentel,

• enfin pour améliorer la radioprotection du personnel pendant lesphases d’accès au BR tranche en fonctionnement lors d’interventionpour maintenance, deux zones ont été créées à l’intérieur del’enceinte. La première zone (Z1) comprend l’ensemble du circuitprimaire et est considérée comme non accessible en puissance. Elleest isolée du reste de l’enceinte (zone Z2) par des voiles béton deforte épaisseur ou des dispositifs de protection métallique selon leslieux. En cas de situations accidentelles, ces dispositifs s’effacent demanière à disposer de la totalité de l’espace libre dans l’enceinte et

2143.1

éviter des concentrations gazeuses susceptibles de remettre encause la tenue du confinement.

La conception de l’enceinte est présentée au § 3.5.1 du RPS

1.2.1.4.2. Conception de l’enceinte interne

La mise en place d’un liner métallique ancré à l’enceinte internepermet de découpler, au sein de la fonction confinement, les aspectsrelatifs à l’étanchéité de l’enceinte de ceux relatifs à sa capacité derésister à la pression. Avec une telle orientation, l’étanchéité duconfinement est assurée par le liner métallique, la résistance à lapression restant confiée à l’enceinte interne en béton et à sonsystème de précontrainte. Cette solution s’apparente à celle mise enœuvre à la conception des tranches du palier 900 MW français.

Tenant compte de l’expérience acquise à la conception de cesenceintes, le dimensionnement de l’enceinte de confinement EPR esteffectué sur la base d’une Pression absolue de dimensionnement.Celle-ci est utilisée pour dimensionner l’ensemble de l’ouvrage degénie civil et en particulier le système de précontrainte. Elle estenveloppe de l’ensemble des pressions atteintes dans les situationsaccidentelles prises en compte à la conception du réacteur, quecelles-ci résultent des transitoires, incidents et accidents de référence(PCC 2 à 4) ou des défaillances multiples et des accidents avec fusiondu cœur (RRC-A et B). Sur la base des résultats des étudescorrespondantes, la pression absolue de dimensionnement del’enceinte interne EPR est fixée à la valeur de 0,55 MPa .

La démonstration du bon dimensionnement de l’enceinte internetant en terme d’étanchéité qu’en terme de résistance à la pressions’effectue dans le cadre d’un test initial en air de l’enceinte à latempérature ambiante dont le maximum correspond à la Pressionabsolue maximale d’épreuve. Cet essai est réalisé sous la formed’une mise en pression progressive de l’enceinte avec une successionde paliers de pression et de mesures associées. Le taux d’étanchéitéde l’enceinte fait l’objet d’une mesure à la pression absolue dedimensionnement soit 0,55 MPa. Pour tenir compte des effets de latempérature sur le liner métallique et de la poussée que celui-ciinduit sur l’ouvrage en béton à la température atteinte en situationaccidentelle (170 °C), l’essai est prolongé jusqu’à la pression de 0,6 MPa qui constitue la pression absolue maximale d’épreuve. Lamesure des contraintes à cette pression justifie la capacité derésistance de l’enceinte interne1.

La démarche de dimensionnement est complétée au titre de ladéfense en profondeur par une étude de vérification de l’étanchéitédu confinement à un niveau de pression supérieur à la pression dedimensionnement. Dans ce cadre et avec l’objectif de s’assurer del’existence de marges dans le dimensionnement, il est défini unePression absolue de vérification de l’étanchéité. Celle-ci s’inscrit dansle prolongement de l’approche développée dans le Basic DesignReport et rappelée au § 2. Elle permet de vérifier la capacité del’enceinte à assurer son étanchéité dans des situations d’accidentsavec fusion du cœur « limites » pour lesquels des phénomènesaggravant le risque ont été pris en compte. Dans ce cadre, lapression absolue de vérification de l’étanchéité de l’enceinte interneest fixée à la valeur de 0,65 MPa .

La figure 3.1 FIG 5 présente les différentes valeurs de pression prisesen compte dans le dimensionnement de l’enceinte interne EPR.

1.2.1.4.3. Les bâtiments participant à la fonction confinement etles bipasses du confinement

L’installation étant conçue de manière à ce que l’ensemble destraversées de l’enceinte débouchent dans des bâtimentspériphériques, ces derniers jouent un rôle important dans leconfinement des produits radioactifs. Les bâtiments concernés sontles quatre divisions du BAS, les BK et dans une moindre mesure leBAN (cf. figure de principe 3.1 FIG 2) Dans ce cadre ces bâtimentsfont l’objet d’exigence d’étanchéité pour les situations où ils peuventêtre utilisés. De plus, pour les besoins du calcul des conséquencesradiologiques (cf § 1.2.3.5), des taux de fuite de ces bâtiments sont

définis permettant d’évaluer de manière simplifiée et enveloppe lesconséquences sur l’environnement tant des accidents de référenceque des situations d’accident grave. Ils n’ont pas vocation à donnerlieu à des mesures sur site lors des essais de réception deséquipements et systèmes de l’EPR.

La démarche de recherche et d’élimination des bipasses repose sur leretour d’expérience des études du parc complétée des spécificités del’EPR. Dans le cadre de la phase d’études détaillées, trois groupes debipasses potentiels ont été recensés et analysés qui sont :

• les bipasses résultant d’événements initiateurs sur les circuitsconnectés au circuit primaire dus notamment à la défaillanced’organes d’isolements. Les principaux systèmes impliqués sont leRIS/RRA, le RCV, le système d’échantillonnage du primaire,

• les bipasses résultant de séquences accidentelles telles que lecumul d’une RTGV avec une soupape de sûreté bloquée ouverte,

• les bipasses résultant d’accidents graves ou de séquences de fusioncœur tels que une ou plusieurs RTGV ayant pour origine laséquence d’accident grave.

Certains de ces bipasses sont exclus par des dispositions spécifiquesde conception . D’autres sont maîtrisés de telle façon qu’ils neconduisent pas à la fusion du cœur (par exemple la rupture du circuitRIS/RRA en mode RRA).

Cet aspect de la conception est présenté aux § 6.2.1, 18.1 et 19.2.4du RPS

1.2.1.4.4. Le confinement adapté aux états d’arrêt et à la gestiondu combustible usé

L’étude du confinement porte aussi sur les situations où le primaireest ouvert et sur les situations où le cœur est déchargé et stockédans la piscine du bâtiment combustible. Pour les situations avecprimaire ouvert, l’analyse a conduit à définir des délais derefermeture du tampon d’accès des matériels.

Pour les situations où le cœur est totalement déchargé et refroididans la piscine du BK, l’analyse a conduit à définir et à concevoir unsystème de refroidissement spécifique permettant d’atteindrel’objectif « d’élimination pratique » de la fusion du cœur dans le BK.

Les risques de vidange rapide de la piscine sont aussi considérés. Desdispositions constructives sont retenues pour atteindre l’objectif « d’élimination pratique » de la fusion du cœur dans le BK suite àde tels scénarios.

De plus, la conception des systèmes intervenant lors des phasesd’arrêt du réacteur et en particulier dans les opérations demanutention du combustible intègre le retour d’expérienced’événements survenus sur le parc de réacteurs français. La machineservant à la manutention du combustible est ainsi équipée d’undispositif permettant d’éviter les erreurs de positionnement deséléments combustible lors des opérations de rechargement.

Cet aspect de la conception est présenté au § 9.1 et 18.3.2 du RPS

1.2.1.4.5. La conception des ouvrages communs à l’îlot nucléaire

Le radier et la coque de protection contre les chutes d’avionconstituent deux ouvrages communs à l’ensemble ou à une grandepartie de l’îlot nucléaire. Ils sont conçus sur le principe suivant :

• Le radier a une forme de croix d’une longueur d’environ 100 m decoté. Il constitue le socle commun à l’ensemble du bâtimentréacteur et des bâtiments dits « périphériques », à savoir lebâtiment combustible et les quatre divisions du BAS. Sa fondationde forte épaisseur lui permet d’assurer la stabilité relative desbâtiments qu’il supporte. De plus, il intègre au niveau du bâtimentréacteur et dans un secteur de celui-ci le dispositif de récupérationet de refroidissement du corium,

• La « coque avion » a pour objectif de protéger le BR, le BK et lesDivisions 2 et 3 du BAS contre la chute d’avions de l’aviationmilitaire et commerciale. Elle est concrètement mise en œuvre au

1 Il est à noter que les valeurs de pression évoquées ici ne concernent que les essais pré-opérationnel de réception de l’enceinte. Elles ne préjugent pas les valeurs de pressionqui seront retenues pour les essais périodiques de l’enceinte.

2153.1

travers d’un voile de forte épaisseur qui couvre la toiture et quientoure les murs extérieurs du BK et des divisions 2 et 3 du BAS.Au niveau des divisions 1 et 4 du BAS, les parois verticales del’enceinte externe du BR assurent la fonction de protection contreles chutes d’avion.

Cet aspect de la conception est présenté aux § 3.5.0 et 3.5.4 du RPS

1.2.2. Intégration de l’exploitation et de lamaintenance à la conception : les effetsd’architecture

1.2.2.1. La maintenance préventive

L’existence d’une part d’une conception en quatre trains de sûretéredondants permet de réaliser la maintenance en puissance de l’undes quatre trains de sauvegarde indispensable au respect desobjectifs de disponibilité de l’EPR. Cette maintenance est prise encompte dans les règles d’études d’accidents. De plus la mise enœuvre du concept à « deux zones » dans le bâtiment réacteurpermet de préparer et d’achever les opérations de maintenance àl’intérieur de ce bâtiment pendant une durée de dix jours planifiésautour de l’arrêt pour rechargement. La description du concept de « deux zones » est décrite dans le chapitre relatif au système ETY auchapitre 6.2.4.

La réalisation d’une partie de la maintenance en puissance participeau maintien de la sûreté par un meilleur lissage de la charge detravail des équipes lors des arrêts et par une meilleure disponibilitéen puissance.

Les opérations de maintenance programmées lors des arrêts ont faitpar ailleurs l’objet d’une revue visant à améliorer les conditionsd’intervention du personnel. A titre d’exemple, les diamètres desouvertures d’accès secondaire et primaire des générateurs de vapeuront été augmentés par rapport au palier N4 de façon à faciliterl’entrée des intervenants et des équipements de contrôle.

Cet aspect de la conception est présentée au §13.2 du RPS

1.2.2.2. La radioprotection

La réduction des expositions professionnelles des travailleurs faitl’objet d’un processus d’optimisation à la conception basé sur leretour d’exploitation collecté sur le parc français. L’approche ALARAest mise en œuvre dans cette démarche de réduction des doses enprenant en compte le retour d’expérience des meilleures tranches duparc nucléaire français. Elle permet de définir un objectif ambitieuxde dose collective. Le Rapport Préliminaire de Sûreté présente unepremière évaluation prévisionnelle de la dosimétrie collective.

Cette première évaluation sera affinée durant la phase d'étude desprincipales activités pour vérifier l'atteinte de l'objectif de dosecollective fixé. La réduction de la dosimétrie individuelle est obtenueen axant les actions d'optimisation sur les populations les plusexposées. Cette évaluation passe par la connaissance du termesource mais également par une meilleure conception desinstallations, facilitant l'exploitation et la maintenance pour réduirela dosimétrie des intervenants. A titre d’exemple :

• la solution technique retenue sur le couvercle de cuve pour leremplacement des mécanismes de commandes de grappe (liaisonboulonnée entre bride de carter et bride d’adaptateur) permet deréduire d’un facteur 40 la dose prise par le personnel lors de cesinterventions.

• La mise en place d’un plancher en béton au sommet dupressuriseur au niveau des soupapes de sûreté ainsi que ladisposition des cannes chauffantes en réseau à pas carré (assurantun démontage par procédé automatisé) permet de réduire ladosimétrie d’un facteur 5 sur les opérations de maintenancecorrespondantes.

Cet aspect de la conception est présentée au § 12 du RPS

1.2.2.3. L’ingénierie des facteurs humains

Le facteur humain est pris en compte dans la conception del’installation sur la base d’un programme de travail Ingénierie desfacteurs humains qui concerne :

• les interfaces de conduite en particulier la salle de commandeprincipale (MCP),

• les locaux, bâtiments et matériels dans lesquels sont effectué lesopérations de maintenance et d'exploitation en local,

• la documentation d'exploitation.

Ces aspects de la conception sont traités dans le chapitre 7 durapport de sûreté pour ce qui concerne le contrôle commande, dansle chapitre 13 pour ce qui concerne la conduite de la tranche et dansle chapitre 17 pour ce qui concerne le programme d'ingénieriefacteur humain en général.

1.2.3. Le cadre du dimensionnement

1.2.3.1. La maîtrise des événements initiateurs simples

La démarche de sûreté impose de prendre en compte à laconception du réacteur un nombre limité d’événementsreprésentatifs et enveloppes des situations qui peuvent êtrepotentiellement rencontrées durant son exploitation et les différentsétats du réacteur qui la composent. Ces évènements en tantqu’initiateurs de transitoires font l’objet d’un regroupement enplusieurs catégories sur la base d’une estimation de leur fréquenced’occurrence et de leurs conséquences sur l’environnement.

Sur cette base, quatre catégories d’événements sont identifiées quisont :

• la catégorie 1 « PCC1 » renfermant l’ensemble des conditionsd’exploitation normale,

• la catégorie 2 « PCC2 » regroupant les transitoires de référence,

• la catégorie 3 « PCC3 » regroupant les incidents de référence,

• la catégorie 4 « PCC4 » regroupant les accidents de référence.

L’identification de ces événements et leur regroupement encatégories est utilisé pour dimensionner les systèmes devant lesmaîtriser et ainsi empêcher qu’ils conduisent à des conséquencesinacceptables pour l’installation et pour son environnement.

Le réacteur EPR étant d’une conception nouvelle, l’établissement dela liste des événements considérés pour son dimensionnement estréalisé selon le processus modélisé en figure 3.1 FIG 4 et qui suit lesétapes suivantes :

• En tant que réacteur « évolutionnaire », une première liste desconditions de dimensionnement de l’EPR a été établie en préalableà la phase de Basic Design en fonction des orientations retenuespour sa conception et en tenant compte des événementsconsidérés sur les tranches lui servant de référence, à savoir lesderniers réacteurs à eau pressurisée de conception française etallemande ; par rapport à ces réacteurs de référence, la listeinitiale et le regroupement d’événements en catégories intègrentla volonté de réduire la fréquence des initiateurs.

• Cette liste a subi des adaptations durant la phase de Basic Designpour tenir compte d’une part de l’approfondissement et del’évolution de la conception du réacteur et d’autre part pour intégrerles exigences issues de l’évaluation du projet par l’Autorité de Sûreté.La précision des différents états du réacteur ainsi que laconsidération des événements pouvant survenir dans les bâtimentspériphériques ont participé à cette évolution. De plus desévénements ont été « exclus » de la liste car non représentatifs desoptions prises à certaines étapes de la conception de l’EPR. Selon leschoix de conception retenus, certains événements peuvent conduireà la définition d’exigences de fiabilité sur les équipements impliquésdans leur prévention et leur mitigation. D’autres évènementspeuvent être « exclus » de la liste et dans ce cas faire l’objet d’uneanalyse particulière dans le cadre « d’études spécifiques ».

• L’ensemble de ces raisons a conduit à retenir en fin de phase deBasic Design, une liste d’événements qui a fait l’objet d’unejustification détaillée transmise à l’ASN. La démonstration de sûretéprésentée dans le présent document est basée sur cette liste.

Le chapitre 15 est consacré à la présentation des événementsretenus dans la liste finale, à la description des hypothèses prisesdans les études associées ainsi qu’à l’analyse de sûreté de chacund’entre eux qui justifie du bon dimensionnement de l’ensemble de

2163.1

l’installation. Pour les événements susceptibles d’avoir un impact surl’environnement, le calcul des conséquences radiologiques et lerespect des critères correspondants complètent cette analyse.

Les évènements ayant été « exclus » de la liste au cours de l’unedes étapes du processus présenté précédemment devraientthéoriquement ne plus faire l’objet d’une analyse de sûreté.Néanmoins, au titre de défense en profondeur, une analyse de cesévénements a été conduite avec des hypothèses réalistes et estprésentée dans la section 3 du chapitre 19.

1.2.3.2. La réduction du risque et la prévention des situationsde fusion cœur

Elle constitue la première étape de la réduction du risque. Lacatégorie de réduction du risque A (RRC-A) contient lescombinaisons d’événements (appelées séquences) susceptibles deconduire à des situations de fusion cœur par les défaillancesmultiples qu’ils initient. La liste des conditions avec défaillancemultiple proposée dans le présent rapport est basée sur uneapproche probabiliste utilisant le résultat de l’EPS de conception. Ellepourra être revue au cours des études détaillées lors de la mise à jourdes EPS.

Sur le plan technique, des moyens de contrôle de ces séquences(appelées « dispositions ») sont conçus et installés pour prévenir lafusion cœur et contenir les conséquences de ces séquences en termede rejets dans l’environnement à des niveaux « acceptables ». Danscertains cas, ces dispositions relèvent uniquement d’actionsmanuelles.

Cet aspect de la conception est présentée au §19.1du RPS

1.2.3.3. La réduction du risque et la maîtrise des situations defusion cœur

Elle constitue la seconde étape de la réduction du risque et prendpour base l’analyse de sûreté de quatre scénarios de séquences defusion cœur à basse pression qui ne font pas l’objet de dispositions« d’élimination pratique ».

Ces différents scénarios servent à la définition des moyens derefroidissement du cœur fondu en dehors de la cuve et audimensionnement du système de refroidissement de l’enceinte deconfinement sans avoir recours à un dispositif d’éventage.

Ils servent aussi à la définition de l’instrumentation nécessaire àl’opérateur et à l’équipe de crise pour gérer ce type de situation ainsiqu’à la définition des conditions de qualification des équipementsnécessaires à la démonstration de l’atteinte des objectifs de sûreté.

Cet aspect de la conception est présentée au §19.2.2 du RPS

1.2.3.4. Les situations « pratiquement éliminées »

Les situations qui font l’objet d’un traitement particulier conduisantà leur « élimination pratique » sont celles qui sont susceptibles degénérer des rejets précoces importants principalement dus à desséquences de fusion du cœur à haute pression. Sont en particulierconcernées par cette démarche les séquences suivantes :

• Les séquences de fusion cœur à haute pression et d’échauffementdirect de l’enceinte,

• Les accidents de criticité prompte,

• Les phénomènes d’explosion de vapeur en cuve et hors cuve,

• Les détonations d’hydrogène,

• Les bipasses du confinement,

• La fusion du combustible en piscine de désactivation.

La démonstration que ces situations sont "pratiquement éliminées"ne repose pas exclusivement sur des considérations probabilistesmais sur un ensemble de considérations déterministes etprobabilistes, en tenant compte des incertitudes dues auxconnaissances limitées de certains phénomènes physiques.

Pour préciser l’aspect probabiliste d’une telle démarche, il a étéréalisé au terme de l’EPS de niveau 1 une quantificationmacroscopique des risques de rejets dans l’environnement (EPSN1+). Les séquences ont ainsi été classées en trois groupes qui sont :

• Les séquences de fusion du cœur à basse pression avec les moyensde mitigation associés disponibles (PDS1). Ces séquences neconduisent pas à des rejets importants dans l’environnement.

• Les séquences de fusion cœur à basse pression combinée à unedéfaillance du système de refroidissement de l’enceinte (PDS2).Ces séquences conduisent théoriquement à une perte tardive duconfinement et donc à des rejets conséquents.

• Les séquences de fusion du cœur avec perte précoce duconfinement (PDS3) : elles correspondent aux séquences quidoivent être « pratiquement éliminées ».

A titre d’éclairage sur le lien entre ces séquences et la démarchegénérale de maîtrise des séquences d’accidents graves, la figure 3.1FIG 5 présente sur la base du diagramme d’évolution de pression àl’intérieur de l’enceinte en fonction du temps le domaine couvert parchacun de ces trois ensembles de séquences.

Au stade du rapport provisoire, la mise en œuvre d’EPS de niveau 2permettra de conforter l’élimination pratique des séquencesconcernées (PDS3).

Cet aspect de la conception est présenté au § 19.2.4 du RPS

1.2.3.5. Les agressions

La démarche de défense en profondeur impose de prendre encompte dans la conception de l’installation l’ensemble desagressions internes et externes susceptibles d’affecter la sûreté duréacteur par les effets de modes communs qu’elles peuventpotentiellement créer.

1.2.3.5.1. Les agressions internes

Les agressions internes prises en compte dans le dimensionnementsont les suivantes :

• l’incendie, en considérant les trois volets de la protection que sontd’une part la prévention (par le recours à des matériaux peucombustibles, à des règles d’installation particulières et unfractionnement du potentiel calorifique en secteurs et zones defeu), d’autre part la détection (par la localisation rapide du pointde détection et le déclenchement de l’alarme) et enfin la luttecontre l’incendie consistant à assurer l’évacuation du personnel etl’extinction du feu par des moyens mobiles ou fixes,

• l’inondation en considérant les sources potentielles telles que lesfuites d’équipements (pompes, robinets, réservoirs, etc) lesruptures ou fissures de tuyauteries, le débordement de réservoirs,la rupture de certaines bâches ou l’aspersion par les systèmes delutte contre l’incendie,

• les ruptures de tuyauteries haute énergie, de réservoirs, pompes etvannes, qui peuvent provoquer , du fait de leurs conditions defonctionnement élevées, des désordres à l’extérieur de l’équipementconcerné soit sous la forme mécanique par l’effet de fouettement dela tuyauterie elle-même soit sous la forme fluide (jet, ambiancethermo – hydraulique ou radioactive, aspersion), les aspects liés àl’inondation étant traités dans le cadre défini précédemment,

• les missiles internes générés par exemple par l’éjection d’élémentsmécaniques sous pression tels que les tiges des grappes decommande, les cannes du pressuriseur, les sondes de température etprise de pression, les organes de robinetterie, et par la défaillancesdes matériels tournants (pompes, turbines par exemple),

• les explosions internes liées aux gaz inflammables ou explosifsprésents sur l’INB en considérant les sources potentiellesd’explosion suivantes : l’explosion interne aux circuits, l’explosioninterne aux bâtiments provenant d’un dégagement de gazexplosifs de ces circuits dans les locaux qui les abritent, l’explosionexterne aux bâtiments résultant de l’éclatement de capacités ou dedégagement provenant d’un circuit,

• les chutes de charge générées par la défaillance des moyens demanutention lors des transports à l’intérieur de l’installation.

Elles se traduisent par des règles d’installation et/ou des dispositionsde protection interne appliquées à chacun des bâtiments concernés.Au terme de la conception, une étude de vérification confirme larésistance de l’installation à ces agressions, étude réalisée pourchacun des bâtiments concernés sur la base de règles proches decelles utilisées pour les événements initiateurs (prise en compte

2173.1

d’une défaillance unique et des indisponibilités dues aux actions demaintenance préventive)

Cet aspect de la conception est présenté au § 3.4 du RPS

1.2.3.5.2. Les agressions externes

Les agressions externes considérées dans la conception del’installation et dans la démonstration de sûreté sont décrites ci aprèsde manière succincte :

• Les séismes, au travers de la prise en compte de mouvementssismiques de dimensionnement sous la forme de jeux de spectresdits « EUR » calés à 0,25 g ou 0,15 g selon qu’ils sont appliqués àla partie standard de l’installation nucléaire ou aux ouvrages de site.En tant que cas de charge, ces spectres sont utilisés pour ledimensionnement des ouvrages et équipements classés de sûreté.La conception est complétée par une analyse de sûreté visant d’unepart à s’assurer de la cohérence des hypothèses avec les exigencesde la RFS 2001-01 (comprenant la vérification des margessismiques) et d’autre part à vérifier l’absence de conséquences dedéfaillances simples ou multiples d’équipements sous séisme dans lecadre d’une démarche de type « séisme événement ».

• Les chutes d’avion, au travers d’une approche conforme auxtermes de la RFS I.2.a qui impose de considérer les risques induitspar le trafic aérien en s’appuyant sur sa répartition en trois famillesd’avions qui sont l’aviation générale (avions de masse inférieure à5,7 tonnes), l’aviation militaire et l’aviation commerciale. Laprobabilité d’un dégagement inacceptable en limite de site à lasuite d’une agression de ce type sert de base à la définition du casde charge servant au dimensionnement de l’installation.

Pour les réacteurs du parc français, l’aviation générale caractériséepar deux types d’avions jugées représentatifs (CESSNA 210 etLEAR JET 23) est considérée dans le dimensionnement desbâtiments nécessitant d’être protégés. L’aviation militaire etcommerciale ne sont pas retenues sur une base probabiliste.

Pour EPR, la démarche générale d’amélioration significative de lasûreté a conduit à considérer le risque aérien dans sa totalité (àsavoir militaire et commercial) indépendamment de la probabilitéd’occurrence de l’événement, la protection de l’installation étantassurée soit par séparation géographique soit par l’existence d’unécran physique appelé « coque avion ». L’exigence de protectionvis à vis du risque aérien est décrite de manière détaillée pourchacun des bâtiments concernés dans le chapitre 3.5.0.

• Les explosions externes, dans le cadre des événements liés auxinstallations industrielles et aux voies de communication encohérence avec les exigences de la RFS I.2.d. Un cas dechargement standard est défini ayant pour objectif de représenterl’onde incidente de pression générée par l’explosion. Vis à vis desbâtiments à protéger, des coefficients multiplicateurs sontappliqués sur l’onde incidente pour tenir compte des réflexionspossibles dues aux formes et aux distances des parois des ouvragesenvironnants. En complément une analyse de la suffisance enterme de sûreté des dispositions de conception est réalisée,

• Les inondations externes, en cohérence avec les exigences de laRFS I.2.e sur les différents niveaux d’eau à retenir dans le calage dela plate forme et dans la vérification des marges de sécurité dontdispose l’installation vis à vis des seuils atteints historiquement. Ladémarche intègre de plus le retour d’expérience d’événementssurvenus sur le parc en tenant compte d’aléas complémentaires(houle, intumescence, pluie, …) à ceux définis dans la RFS I.2.e etde leurs conjonctions potentielles,

• Les remontées de nappe phréatique, qui sont considérées dans lecadre des inondations externes soit en tant que l’une de leursorigines potentielles soit en tant qu’aléa se cumulant à une autreorigine,

• Les conditions climatiques extrêmes sous les différentes phéno-mènes concernés (température, neige, vent, pluie, …) aussi bienpour les chargements qu’elles induisent de manière directe sur lesstructures et équipements ou au travers des agressions qu’ellesgénèrent (par exemple le vent en tant que pression sur les paroisou en tant que générateur de projectiles lourds). Des cas de chargesont définis pour chacun des phénomènes considérés, tenantcompte des conditions générales d’implantation de l’installation,

telles que par exemple un site en bord mer. Des vérifications dudimensionnement de l’installation (en tant que sous-standard) visà vis du site retenu sont ensuite réalisées,

• La foudre et les interférences électromagnétiques en cohérenceavec la réglementation applicable, à savoir l’arrêté RTGE et lacirculaire ICPE. Des règles de conception et d’installation deséquipements sensibles (principalement électriques) sont définies etmises en œuvre de manière à les protéger, par exemple au traversd’écrans pour les câbles ou de maillage pour la connectique,

• La sécheresse et la formation de glace, qui sont prises en comptedans le cadre des conditions climatiques extrêmes pour les sitesconcernés

• Les gaz toxiques, corrosifs ou inflammables qui sont considéréesdans le cadre des événements liés aux installations industrielles etaux voies de communication D’autres conséquences de ce typed’événement liés à l’environnement du site sont considérées tellesque les incendies hors du site,

• Des agressions spécifiques au site liées à la proximité des tranchesde Flamanville 1 et 2. Elles constituent des agressions externes à latranche de Flamanville 3 et peuvent induire des risques tantnucléaires que classiques.

En tant qu’approche générale, la protection vis à vis des agressionsexternes est réalisée au travers de la définition de cas de charge àappliquer sur les équipements, systèmes et structures qui doiventrésister à ces chargements. Pour certaines agressions externes,l’approche « cas de charge » peut être complétée par uneapproche événementielle.


1.2.3.5.3. Autres agressions prises en compte

En complément des agressions recensées au § 1.2.3.5.1 et au §1.2.3.5.2, la conception de l’installation EPR prend en compted’autres agressions qui résultent d’actes de malveillance.

Vis à vis de ces agressions, la protection de l’installation est réaliséeau travers d’un ensemble de dispositions qui correspondent auxprincipes de la défense en profondeur et qui visent à :

• Prévenir les actions malveillantes en soumettant l’installation à unesurveillance permanente dont certaines mesures sont visibles et,d’autres, à caractère confidentiel sont invisibles,

• Protéger physiquement l’installation vis à vis des différentesmenaces auxquelles elle peut être confrontée. Cette protectionrepose d’une part sur les dispositions intrinsèques conçues au titrede la protection contre les agressions externes non malveillantes(telle que la séparation géographique des systèmes redondants oula « bunkérisation » d’une partie de l’îlot nucléaire) et d’autre partsur des dispositions spécifiques visant à maintenir les agresseurspotentiels à l’extérieur des zones sensibles (telles que par exempleles clôtures entourant la tranche EPR),

• Prévoir et organiser les mesures (de type plans d’urgence) visant àlimiter les conséquences d’actions malveillantes dans l’hypothèseoù de tels actes auraient été commis malgré les dispositions prisespour les prévenir.

Les agressions de nature malveillante considérées à la conception del’installation EPR sont définies par les pouvoirs publics, en particulierpar le Haut Fonctionnaire de Défense du ministère chargé del’Industrie et l’Autorité de Sûreté Nucléaire. Elles sont prises encompte par le concepteur dans les options de sûreté du projet EPR.Les solutions techniques retenues ainsi que les analyses conduitespour en valider la robustesse font l’objet d’un examen par lespouvoirs publics dans un cadre approprié.

Sur le plan documentaire, la protection des installations et despopulations contre les actes de malveillance ou leurs conséquencesfait l’objet de dossiers spécifiques décrivant les dispositions prises encompte et les analyses faites pour les besoins de ce dossier. Pour nepas nuire à leur efficacité, ces éléments sont classés « confidentieldéfense » et sont transmis dans un classeur (classé lui-même « confidentiel défense » du fait des informations qu’il contient)séparé du Rapport Préliminaire de Sûreté.

2183.1

1.2.3.5.4. Les cumuls d’agressions

Le retour d’expérience tant national qu’international d’événementsliés à des agressions externes a mis en évidence la possibilité pourl’exploitant d’être confronté à des situations de cumul d’agressions(par exemple l’incident de la centrale du Blayais).

Pour EPR, une analyse des différents cumuls potentiels d’agressionsest effectuée. Elle résulte d’une approche pragmatique fondée surl’expertise et le retour d’expérience. A partir d’une agressiondonnée, elle considère :

• Les cumuls de phénomènes physiques inhérents à l’agression elle-même,

• Les cumuls de l’agression considérée et d’événements oud’agressions internes ou externes potentiellement dépendants,

• Les cumuls de l’agression et de conditions initiales internes ouexternes indépendantes.

Elle permet de retenir un certain nombre de combinaisonsd’agressions qui sont ensuite considérées dans le dimensionnementde l’EPR.

Cet aspect de la conception est présentée au § 3.3.1 du RPS

1.2.4. Les conséquences radiologiques

1.2.4.1. Situations retenues pour l’évaluation des conséquencesradiologiques

Sur le plan du principe, l’évaluation des conséquences radiologiquesdoit permettre de rendre compte de l’aptitude de l’installation àremplir sa fonction de confinement des matières radioactives,lorsque celle-ci est requise, pour l’ensemble des situations prises encompte à la conception de l’installation.

Pour la partie « réacteur », les situations prises en compte à laconception de l’installation sont présentées dans le rapport de sûreté ,ce sont les suivantes :

• les conditions de fonctionnement avec initiateur simple (PCC2, 3et 4) :

- elles sont, pour la plupart, liés au process chaudière et sontchoisies de manière à maximiser la sollicitation sur les troisfonctions fondamentales de sûreté que sont la maitrise de laréactivité du coeur, l’évacuation de la puissance résiduelle et leconfinement des produits radioactifs.

- certaines, qui ne sollicitent que la fonction confinement, nesont étudiées qu’au titre des conséquences radiologiques (ex :accident de manutention dans le BK, ou rupture du réservoir detraitement des effluents gazeux).

• Les conditions de fonctionnement avec défaillances multiples (RRC-A).

• Les accidents graves hypothétiques correspondant aux scénariosde fusion du cœur à basse pression RRC-B.

• Les agressions.

Dans le rapport de sûreté, les conditions de fonctionnement deréférence PCC 2, 3 et 4, les conditions de fonctionnement RRC-A et les accidents graves RRC-B font l’objet d’évaluations deconséquences radiologiques, qui permettent de vérifier, in fine, que« le confinement » des produits radioactifs est assuré, compte-tenude l’étanchéité des systèmes et des filtrations impliquées.

Cette vérification, réalisée notamment par la comparaison des dosesobtenues aux objectifs du projet (voir § 1.2.3.3.2), permet, comptetenu de l’inventaire mis en jeu et de la fréquence d’occurrence de lasituation considérée, de porter un jugement sur le bien-fondé desdispositions prises à la conception.

En ce qui concerne les agressions, la recherche du découplage entrel’étude de l’agression elle-même et le processus chaudière permet dene pas les étudier en tant que scénarios spécifiques dans les étudesd’accidents. Par ailleurs, les accidents qui ne touchent pas le processchaudière sont étudiés au seul titre des conséquences radiologiques(vérification de la fonction confinement). Ils sont réputés enveloppede l’ensemble des évènements (d’origine interne ou agression)pouvant survenir sur les parties de l’installation contenant un termesource hors process chaudière. Ils sont donc, à ce titre, positionnés

par rapport aux objectifs associés aux conditions de fonctionnementde dimensionnement.

Au stade du rapport préliminaire de sûreté, cette démarche conduità présenter une analyse des transitoires enveloppes du point de vuedes conséquences radiologiques.

1.2.4.2. Objectifs associés aux évaluations de conséquencesradiologiques

Pour le projet EPR, des exigences concernant les conséquencesradiologiques des accidents ont été fixées dès la conception ycompris pour les accidents graves.

Pour les accidents conventionnels (PCC3 et PCC4), le principe retenuet spécifié dans les Directives Techniques (cf. /2/) s’exprime ainsi :

Absence de nécessité de mesure de protection des populationsvivant au voisinage de l’installation : pas d’évacuation, pas demise à l’abri, pas de distribution de comprimé d’iode.

En accord avec ces objectifs, il est demandé en pratique d’estimer lesdoses reçues par la population à court terme (7 jours) et en limite desite (500 m), et de vérifier qu’elles ne dépassent pas les valeurssuivantes, en faisant au besoin intervenir dans la démonstration desrestrictions de consommation de certaines denrées alimentairesselon les limites de commercialisation européenne :

• dose efficace < 10 mSv

• dose équivalente à la thyroïde < 100 mSv

Le projet EPR n’introduit pas de distinction entre les critèresd’acceptabilité des conséquences radiologiques des accidents PCC3et PCC4. Il en résulte une bonne convergence entre les critèresPCC3-4 du projet EPR et catégorie 3 pour les tranches enexploitation, tandis que pour les accidents de catégorie 4, le niveaud’exigences est moins sévère pour les tranches en exploitation quepour le projet EPR qui a renforcé les siennes.


Pour les accidents graves, une attention particulière a été portée à laconnaissance de leur phénoménologie et à l’appréciation de leursconséquences dès la conception. Des exigences ont été fixées (Cf. /2/) visant à limiter dans le temps et dans l’espace l’impact d’unéventuel accident grave, à savoir :

• Mise à l’abri limitée,

• Pas de nécessité d’évacuation d’urgence au delà du voisinageimmédiat de la centrale,

• Pas de relogement permanent,

• Pas de restriction à long terme de consommation de produits alimentaires.

Les seuils à considérer pour ces différentes mesures de protectionsont les suivants :

• Mesures de court terme :

- Mise à l’abri : 10 mSv (dose efficace)

- Evacuation : 50 mSv (dose efficace)

- Distribution de comprimés d’iode : 100 mSv (dose équivalenteà la thyroïde)

• Mesures de moyen et long terme :

- Relogement : 10 mSv / mois pour une exposition prolongée(débit de dose d’irradiation par le sol) ou 1 Sv (dose efficace).

Les restrictions éventuelles de consommation des denrées produitesdans le voisinage de l’installation relèvent quant à elles de laréglementation européenne qui prévoit des limites decommercialisation de ces denrées en cas d’accident nucléaire ouautre urgence radiologique.


1.2.4.2.1. Principales méthodes et hypothèses retenues pourl’évaluation des conséquences radiologiques

La vérification du respect des objectifs radiologiques se fait au traversde l’évaluation par le calcul des conséquences radiologiques desconditions de fonctionnement retenues ; il est donc important depréciser les principes et hypothèses de base associées à ces évaluations.

2193.1

Les principes des évaluations de conséquences radiologiques sontrésumés ci-après :

• L’évaluation de l’activité rejetée repose sur des méthodes et deshypothèses conservatives qui valorisent les dispositions deconception retenues sur EPR.

• Le principe qui constiste à assurer un pH basique de l’eau de l’IRWST(de l’ordre de 7,5) en APRP et en AG, de manière à limiter laproduction d’iode volatil dans l’enceinte, a notamment été retenu.

• Le calcul de la dose efficace inclut toutes les voies potentiellesd’exposition : exposition externe par irradiation au panache et auxdépôts, exposition interne par inhalation et par ingestion dedenrées contaminées. Il est effectué sur une durée de 50 ans. Lesrésultats sont présentés :

- à 7 jours : les doses relatives à cette phase correspondent àl'exposition d'un individu se trouvant à proximité immédiate dusite au moment du rejet : les doses efficaces reçues parinhalation, exposition externe au panache et aux dépôts sur lesol sont calculées à 500 m du site. En complément, la doseengagée à la thyroïde par inhalation est également évaluéepour l’adulte et pour l’enfant de 1 an.

- à 50 ans : les doses à 50 ans représentent les effets intégrés surla vie d’un individu. Outre les doses reçues lors du passage dunuage radioactif, les doses reçues au cours de cette phase sontdues à la persistance de la contamination déposée sur le sol. Lesindividus vivant à proximité de la centrale sont soumis à uneexposition externe aux dépôts sur le sol ainsi qu'à une expositioninterne par ingestion de denrées contaminées, sur une durée de50 ans. Ces doses sont évaluées à 2 km du point de rejet.

Hypothèses du calcul de doses :

Les principales hypothèses relatives au calculs de doses (Diffusionatmosphérique des produits de fission relâchés dansl'environnement, Facteurs de conversion en dose, Prise en comptedes spécificités du site de Flamanville) sont précisées au §15.3 et19.2.3 du RPS.

1.2.5. Le classement de sûreté et les exigencesassociées

La première démarche de classement de sûreté conçue et mise enapplication dans la cadre de la conception de l’EPR concerne leclassement fonctionnel. La création de ce classement repose sur leretour d’expérience du classement de sûreté du parc qui lui-mêmeprend pour base le classement du sûreté des appareils mécaniqueset électriques des centrales américaines (classement ASME et IEEE).Cette démarche a été complétée ultérieurement par le classementmécanique tenant compte du contenu radioactif des équipementsmécaniques puis par le classement des équipements électriques etde contrôle-commande et le classement des ouvrages de génie civil.

1.2.5.1. Le classement fonctionnel et le concept des « barrières »

La création du classement fonctionnel a pour principal objectifd’assurer un lien entre les différents classements des équipementsconcernés par l’approche de sûreté, lien qui n’existe pas dans ladémarche mise en œuvre sur le parc. Elle a aussi pour objectif deprendre en compte à la conception le contenu de l’arrêté qualitéd’août 1984 en intégrant directement la notion d’ « important pourla sûreté » dans la démarche.

Ce double objectif conduit, par rapport au classement de sûreté duparc existant, aux évolutions suivantes :

• Création d’un classement fonctionnel comprenant trois classesrepérées F1A, F1B et F2 et répartition des fonctions de sûreté entreces trois classes sur la base de leur contribution soit à l’atteinte dedeux états du réacteur que sont « l’état contrôlé » et « l’état sûr »pour les initiateurs de référence soit à l’atteinte d’un « état final sûr »pour les situations de défaillances multiples. Le diagramme de lefigure 3.1 FIG 6 représente la logique d’association des différentesfonctions à l’atteinte et au maintien de ces différents états.

• Suppression de la terminologie « Important Pour la Sûreté » bienqu’intégrée sur le fond dans la démarche de sûreté EPR. Cette notionissue de l’arrêté qualité de 1984, et en particulier celle « d’IPS-NC » aété reprise dans la classe de sûreté F2 pour laquelle des critèresd’attribution ont été créés tels que l’atteinte de l’état final RRC- A, laprévention en RRC- B des rejets importants ainsi que la maîtrise desagressions internes et externes dans le cadre d’études événementielles.

Ce concept de classement issu des études des événements deréférence a été par la suite complété par une approche de type «barrière » dont l’objectif est d’associer des exigences de conceptionet de réalisation aux équipements susceptibles de contenir enconcentration plus ou moins importante du fluide radioactif. Leséquipements concernés étant essentiellement du domainemécanique, le concept des « barrières » (tel qu’évoqué au chapitreB.2.1 des Directives Techniques) a été associé au classementmécanique en introduisant des seuils d’activité volumique dans ladéfinition des limites de ce classement. Par ailleurs, des exigencesont été intégrées dans la conception des ouvrages de génie-civilpour tenir compte de leur rôle dans le concept des barrières sanspour autant donner lieu à des classes de sûreté particulières du faitdu très petit nombre d’ouvrages concernés.


1.2.5.2. Le classement des équipements mécaniques, électriques,I&C et sismique

A la suite de la définition du classement fonctionnel et de la prise encompte du concept des « barrières », plusieurs classes de sûreté ont étécréées pour assurer le lien avec les exigences applicables aux différentséquipements. Ont été ainsi créées les classes de sûreté suivantes :

• M1, M2 et M3 pour les équipements mécaniques,

• EE1 et EE2 pour les équipements électriques,

• E1A, E1B et E2 pour les équipements de contrôle – commande,

• C1 pour les bâtiments contenant des systèmes classés F1 ou deséquipements classés selon le concept des « barrières », à savoirM1, M2 ou M3.

En complément de ces classes spécifiques à chaque type decomposants, deux classes sismiques ont été créées pour prendre encompte les effets du séisme sur les équipements classés de sûreté.Ce sont :

• La classe SC1 qui concerne les équipements et les ouvragescontenant ou remplissant des fonctions de sûreté classées F1,classées M1 ainsi que certaines M2 ou M3 ou F2 au cas par cas,

• La classe SC2 qui concerne les équipements et les ouvrages quiprotègent ou qui peuvent mettre en danger par leur chute leséquipements classés SC1.

Cet aspect de la conception est présenté sur le plan du principe au§ 3.2.1 du RPS et sur le plan de la mise en œuvre dans chacun deschapitres concernés.

A titre pédagogique, les figures 3.1 FIG 7A à 7D présentent demanière schématique les différents classements sur lesquels ladémarche de sûreté EPR s’appuie. En partant d‘une « bulle » senséereprésenter l’ensemble des équipements de l’installation EPR, unpremier découpage permet d’isoler les équipements classés desûreté de ceux qui ne le sont pas. Au sein des équipements classésde sûreté, les différents classements intervenant sont :

• Le classement fonctionnel dont la définition délimite les classesF1A, F1B et F2(*). Par superposition avec le domaine deséquipements classés de sûreté apparaît dans la figure 3.1 FIG 7Aun domaine des équipements n’ayant pas de rôle fonctionnel(appelé NF pour les besoins de la présentation),

• Le classement mécanique dont la définition délimite dans la figure3.1 FIG 7B les classes M1, M2 et M3 ainsi qu’un domaine deséquipements non classés mécanique (appelé NM sur un principeéquivalent au domaine NF évoqué ci-dessus),

• Le classement sismique dont les limites suivent dans la figure 3.1 FIG7C les définitions des différentes classes fonctionnelles et

* Il est à noter que les classements électriques et de contrôle-commande peuvent être superposés au classement fonctionnel en associant pour les équipements électriques laclasse EE1 à la somme des classes F1A et F1B et la classe EE2 à la classe F2 ou en associant pour les équipements de contrôle commande les classes E1A, E1B et E2respectivement aux classes F1A, F1B et F2.

2203.1

mécaniques. La classe SC1 suit les limites de la classe M1, de la classeF1 et d’une partie de la classe F2. La classe SC2 recouvre quant à elleune partie des classes M3 et F2 ainsi que les équipements n’ayantpas de classement mécanique ou fonctionnel (NM / NF). Sur unmême principe que pour les autres classement, il apparaît undomaine des équipements non classés sismiques NSC.

Enfin la figure 3.1 FIG 7D représente l’ensemble des combinaisonspossibles de classement des systèmes et équipements à partir destrois classements fonctionnel, mécanique et sismique. Seize zones declassement potentiel apparaissent dans lesquelles l’ensemble deséquipements classés de sûreté peuvent être affectés.

1.2.5.3. Les exigences déterministes et les codes de conception

Des exigences déterministes ont été associées à la définition de cesdifférentes classes de sûreté. Elles concernent d’une part lesfonctions de sûreté et d’autre part les équipements classés de sûreté.

Pour les fonctions de sûreté, les trois classes F1A, F1B et F2conduisent, avec modularité en fonction des classes, aux exigencessuivantes :

• Application du critère de défaillance unique (voir section cf.1.2.5.4 ci-après),

• Séparation géographique,

• Alimentation électrique secourue,

• Conception sismique,

• Assurance de la qualité de réalisation et tests périodiques.

Pour les équipements classés de sûreté, les mêmes exigencess’appliquent à leur conception auxquelles viennent s’ajouter :

• L’utilisation d’un code de conception validé,

• La qualification au séisme et aux conditions d’ambiance auxquellesils sont soumis et dont le cadre général est rappelé au § 1.2.5.4.

Pour les équipements mécaniques, trois niveaux de conceptionappelés Q1, Q2 et Q3 sont définis. Ils servent de porte d’entrée à ladéfinition du code qui est appliqué à leur dimensionnement sur labase de deux critères qui sont leur position d’une part au sein duclassement mécanique et d’autre part au sein du classement ESPN.Une matrice de croisement entre ces deux classements permet dedéterminer le niveau de code qui doit être utilisé pour leurconception.


1.2.5.4. Le critère de défaillance unique

Un système est conçu selon le critère de défaillance unique s’il estcapable de remplir sa fonction en dépit d’une défaillance uniqueindépendante de l’événement dont la maîtrise nécessite lefonctionnement du système. La défaillance unique peut être active àcourt et à long termes ou passive à long terme (après 24 heures).

Une défaillance unique active est définie comme :

• soit le dysfonctionnement d’un équipement mécanique ouélectrique qui suppose un mouvement mécanique pour accomplirla fonction attendue à la demande (par exemple basculement d’unrelais, démarrage d’une pompe, ouverture ou fermeture d’unevanne),

• soit le dysfonctionnement d’un équipement de contrôle-commande

NB : les défaillances suivantes sont exclues lors de l’application ducritère défaillance unique :

a) la défaillance à l’ouverture des clapets des accumulateurs,

b) la défaillance à la fermeture d’une vanne d’isolement destuyauteries de vapeur principale en cas de rupture d’un ouplusieurs tubes de générateurs de vapeur.

Une défaillance unique passive est définie comme une défaillancequi apparaît dans un équipement qui n’a pas besoin de changerd’état pour réaliser sa fonction. Une défaillance passive peut être :

• une fuite de l’enveloppe sous pression d’un système fluide ; unetelle fuite, si elle n’est pas détectée et isolée, est supposées’accroître jusqu’au débit correspondant à une rupture totale ;

• une autre défaillance mécanique mettant en cause la ligne de débitcorrespondant au fonctionnement normal d’un système fluide.

La défaillance unique passive est prise en compte seulement pour lelong terme (après plus de 24 h de fonctionnement des systèmes desûreté), avec un taux de fuite supposé conventionnellement égal à200 litres par minute jusqu’à l’isolement de la fuite. En complément,pour chaque système F1, des études de sensibilité sont réalisées pourmontrer que le cas d’une défaillance unique passive à court terme(avant 24 h), de même que le cas d'un taux de fuite plus grand que200 l/mn (jusqu’à la rupture d’une tuyauterie connectée d'undiamètre intérieur de 50 mm), sont couverts par la prise en comptedes défaillances uniques actives ou ne conduisent pas à un effetfalaise pour ce qui concerne l’efficacité du système ainsi que lesconséquences radiologiques.

1.2.5.5. Cas particulier de l’exigence de qualification

Sur le plan du principe, la qualification a pour but de prouver que lesmatériels sont aptes à remplir leurs fonctions sous les sollicitationsauxquelles ils sont supposés être soumis.

Selon cette définition, l’ensemble des équipements de la centrale estpotentiellement concerné par la démarche de qualification et cecipour les différentes conditions d’ambiance (normales, incidentellesou accidentelles) dans lesquelles les équipements peuvent êtrerequis.

Dans la pratique, le domaine couvert par la démarche dite de« qualification » est restreint et met en jeu plusieurs paramètres quisont d’une part les missions devant être assurées par leséquipements et d’autre part la nature des équipements concernés.

Les missions à assurer ont pour objectif de garantir :

• la sûreté de l’installation au travers du respect des trois fonctionsfondamentales que sont le contrôle de la réactivité, l’évacuation dela puissance résiduelle et le confinement des substancesradioactives. Celles-ci sont concrètement réalisées par unensemble de fonctions élémentaires (telles que l’arrêt d’urgence,l’injection de sécurité, la borication, l’alimentation électrique, etc.)dont les systèmes et équipements qui les composent sont à ce titreclassés de sûreté selon les principes décrits au § 3.2.1,

• la production d’énergie électrique au travers de la réalisation d’unensemble de fonctions élémentaires (telles que le transport de lavapeur et sa détente dans les corps de la turbine, la transformationen énergie électrique via l’alternateur, le maintien du vide aucondenseur et le refroidissement de ce dernier, etc.) dont lessystèmes et équipements ne sont pas classés de sûreté bien qu’ilssoient importants pour la disponibilité de l’installation ou pour lasécurité du personnel.

La démarche de qualification n’est requise que pour les équipementsclassés de sûreté.

La définition des paramètres de qualification s’appuie généralementsur des conditions standardisées qui sont censées être enveloppesdes conditions réellement rencontrées par les équipements. Cettepratique est préférablement retenue car elle évite de déterminer unemultitude de conditions d’ambiance auxquelles les équipementssont réellement soumis du fait d’une part de la diversité dans leurlieu d’installation et d’autre part de l’hétérogénéité de leurconception. Cela présente l’intérêt de faciliter la gestion et leréemploi des équipements ainsi qualifiés. Par contre cela conduit àdisposer parfois de marges très importantes vis à vis des conditionsréellement vus par les équipements en exploitation, marges qui nesont pas justifiées par la seule démarche de sûreté.

Dans un but d’optimisation et d’efficacité technico–économique,des « standards multiples » ont été définis pour EPR qui permettentd’approcher au mieux des conditions plus réalistes tout enconservant une marge très importante vis à vis des conditionsauxquelles les équipements seront réellement soumis en situationaccidentelle. Ces standards multiples sont présentés dans l’approchede sûreté sous la dénomination de « familles » et sontessentiellement utilisés pour la démonstration de la qualification auxconditions des accidents de référence.

Les conditions de qualification standardisées ont pour objectif dereprésenter les sollicitations auxquelles les équipements peuvent êtresoumis dans les trois situations que sont d’une part le

2213.1

fonctionnement normal, d’autre part les sollicitations sismiques etenfin les situations extrêmes résultant soit d’un événement lié à lachaudière nucléaire soit d’une agression interne ou externe. Lesprincipaux aspects intégrés dans ces conditions sont les suivants :

Le fonctionnement normal : l’objectif est d’apprécier par laqualification dite « aux conditions normales » le comportement deséquipements dans le temps. Un programme de qualificationspécifique à chaque type de matériel est établi et peut comprendreselon ses conditions d’exploitation :

• des essais de référence durant lesquels le matériel est testé dansses conditions nominales de fonctionnement ce qui permetd’établir un « point zéro » de ses caractéristiques,

• des essais aux limites d’emploi fonctionnelles durant lesquelsl’influence des principaux paramètres d’environnement (vibrations,température, ...) liés à ses conditions d’installation sont appréciées,

• des essais de robustesse et/ou d’appréciation du comportementdans le temps mettant en jeu des contraintes (irradiation,température, …) censées faire vieillir le matériel artificiellementsans toutefois chercher à démontrer une durée de vie qualifiéemême si une hypothèse de durée de vie est retenue pour établir laspécification.

Les sollicitations sismiques : l’événement que constitue le séisme faitl’objet d’un traitement particulier dans la démarche de qualificationcar il constitue, en cas d’apparition, le mode commun ayant lepouvoir de porter atteinte à l’ensemble de l’installation quel que soitle lieu d’implantation des ouvrages et équipements. A partir desspectres sismiques (définis au § 3.3) et de la détermination desprincipaux spectres de planchers, la démarche de qualifications’appuie soit sur une justification par calcul du dimensionnement deséquipements soit sur des « essais sismiques » en employant desméthodes qui s’appuient sur la norme CEI 60980. En prenant pourbase la présentation pédagogique de la figure 3.1 FIG 7C, laqualification sismique s’applique à l’ensemble des équipements de la« bulle » SC1.

Les situations extrêmes : ces situations peuvent résulter soit d’unévénement lié à la chaudière nucléaire soit d’une agression interneou externe. Le classement de sûreté des équipements concernésainsi que les situations dans lesquels ils sont appelés déterminentleurs conditions de qualification qu’il est possible de répartir dans lestrois groupes suivants :

• Vis à vis des accidents de référence et des situations avecdéfaillances multiples, des familles de conditions d’ambiance sontdéfinies dans les différents bâtiments abritant des matériels ayantune exigence de qualification et dont l’ambiance est susceptible dese dégrader en situation accidentelle. Les matériels sont affectés àl’une des familles suivant le type de situation et la durée pendantlesquelles ils sont nécessaires. La prise en compte des différenteslocalisations de matériels, des éventuelles périodicités deremplacement de leurs composants sensibles au vieillissement etde leurs familles de conditions d’ambiance a conduit à définirplusieurs conditions de qualification standardisées correspondantchacune à un profil thermodynamique et à une dose d’irradiation,

• Pour la qualification d’un matériel donné, les conditionsstandardisées à retenir (profil thermodynamique d’une part, dosed’irradiation d’autre part) dépendent de sa localisation, del’éventuelle périodicité de remplacement de ses composantssensibles au vieillissement et de sa famille de conditionsd’ambiance. En prenant pour base la présentation pédagogique dela figure 3.1 FIG 7D, la qualification « PCC » s’applique àl’ensemble des équipements de la « bulle » comprenant lesdomaines M1/F1A, M2/F1 et M3/F1.

Dans la pratique, les conditions standardisées les plus enveloppespour le bâtiment concerné sont souvent retenues. Cela présentel’intérêt de faciliter la gestion et le réemploi des équipements ainsiqualifiés. Par contre cela conduit à disposer parfois de marges trèsimportantes vis à vis des conditions réellement vues par leséquipements en exploitation, marges qui ne sont pas justifiées par laseule démarche de sûreté.

Au niveau de la démonstration de la qualification, différentesméthodes utilisées internationalement (basées sur les standardsRCC-E, KTA ou IEEE) peuvent être employées en s’assurant

auparavant de l’adéquation de leurs spécifications aux donnéesparticulières du réacteur EPR.

• La qualification à la RTHE des organes d’isolement ayant à sefermer en cas de rupture dans des conditions « haute énergie »et la qualification au fonctionnement en Eau Chargée et Activesont également pris en compte au titre de la qualification auxconditions accidentelles.

• Vis à vis des accidents graves, des conditions de qualificationspécifiques à chaque matériel concerné sont définies tenantcompte des missions qu’ils ont à assurer. En prenant pour base laprésentation pédagogique de la figure 3.1 FIG 7D, la qualification« RRC-B » s’applique à l’ensemble des équipements de la « bulle »comprenant les domaines M2/F2 et M3/F2,

• Les conditions d’ambiance générées par des agressions interneset/ou externes à l’installation : la démonstration porte sur la capacitéà résister à l’agression dont les paramètres représentatifs sontprédéfinis de manière conventionnelle. C’est par exemple le cas del’incendie, de l’explosion, de l’inondation, le cas du séisme faisantl’objet d’un traitement particulier exposé précédemment. Desdispositions d’installation peuvent compléter cette qualification. Enprenant pour base la présentation pédagogique de la figure 3.1 FIG7D, la qualification aux agressions internes et/ou externes s’appliqueà l’ensemble des équipements de la « bulle » du domaine NM/F2.

Au niveau de la démonstration de la qualification, différentesméthodes sont utilisées qui dépendent de la nature de l’agressionconsidérée. A titre d’exemple pour le cas de l’incendie, les méthodesdécrites dans l’ETC-F sont employées pour justifier de la qualificationdes équipements EPR concernés.

Cet aspect de la conception est présenté au § 3.7 du RPS pour ce quirelève des situations PCC et RRC et aux § 3.3 et § 3.4 pour ce quirelève des agressions internes et externes.

1.2.6. Les outils de dimensionnement

1.2.6.1. Les EPS

Les EPS constituent un élément essentiel de la démarche de sûretéEPR et de l’approche de son dimensionnement. En tant qu’outilsd’aide à l’évaluation du niveau de sûreté, elles permettent de donnerdes orientations à la conception du réacteur et de fournir deséléments d’appréciation sur les valeurs relatives des diverses optionsde conception possibles et de vérifier l’adéquation dudimensionnement aux objectifs fixés à l’origine. Pour assurer lameilleure représentativité possible à un stade précoce de laconception, les EPS intègrent la fiabilité humaine à partir deméthodes simplifiées et utilisent par ailleurs des données de fiabilitédes composants basées sur le retour d’exploitation français etallemand ou international (base EG&G) ainsi que les défaillances decause commune des composants à partir de valeurs génériques.

C’est ainsi qu’au stade du présent Rapport Préliminaire de Sûreté, lesEPS ont été développées par étapes successives en fonction del’avancement des différentes phases des études de conception etplus particulièrement :

• une première EPS de niveau 1 quantifiant les probabilités de fusiondu cœur pour les états en puissance, réalisée dans le cadre de laphase de Basic Design,

• une seconde EPS de niveau 1 couvrant un domaine plus large carquantifiant les probabilités de fusion du cœur à la fois pour lesétats en puissance et les états d’arrêts et intégrant l’impact de lamaintenance en puissance, réalisée dans le cadre de phased’optimisation du Basic Design,

• une EPS de niveau 1+ prolongeant l’EPS de niveau 1 et quantifiantde manière macroscopique, au travers des principaux étatsdégradés de l’installation, le risque de défaillance du confinement.

Ces résultats ont permis à la fois de confirmer le bondimensionnement global du réacteur et d’améliorer la conception decertains systèmes de sûreté en terme de redondance et dediversification vis à vis par exemple de leur alimentation électrique(tel que le système de refroidissement de secours du réacteur) ou deleur chaîne de refroidissement (tels que le système derefroidissement ultime de l’enceinte de confinement, le système de

2223.1

refroidissement du combustible usé en piscine BK et les besoinsd’appoint en eau du réacteur dans certains états d’arrêts).

De plus, l’approche probabiliste a été utilisée au cours de la phase «post BDOP » pour s‘assurer de l’exhaustivité des événementsconsidérés dans la démarche générale de sûreté et pour constituer labase de conception à prendre en compte dans la phase d’étudesdétaillées. Elle a ainsi permis de :

• confirmer et compléter la liste initiale des initiateurs à prendre encompte dans le dimensionnement et leur classement en troiscatégories, que ce soit pour les transitoires, les incidents ou lesaccidents,

• vérifier la conception équilibrée de la sûreté du réacteur vis à vis del’occurrence de ces initiateurs, en s’assurant de l’absence descénarios ayant une contribution dominante à la fréquence defusion du cœur,

• réexaminer la liste des situations dites RRC-A (Risk ReductionCategory A) en s’assurant pour chacune d’elles de l’existence dedispositions particulières permettant de réduire le risque de fusiondu cœur,

• permettre de porter un jugement sur « l’élimination pratique » decertaines séquences de fusion cœur du domaine dit RRC-B (RiskReduction Category B) conduisant à des rejets précoces importants(tels que par exemple les séquences de bipasse du confinement, lesaccidents de réactivité par dilution, …) en complément desdispositions déterministes prises pour les prévenir.

Enfin en vue d’évaluer la conception du réacteur au terme de laphase d’étude détaillée, la démarche probabiliste a été complétéelors de la première phase des études détaillées par un importanttravail portant :

• d’une part sur les EPS de niveau 2 ayant pour objectif de quantifierles probabilités de rejets dans l’environnement associés auxdifférents événements, séquences et scénarios (aspectméthodologique),

• d’autre part sur l’évaluation probabiliste des agressions avec pourobjectif l’estimation du risque global de fusion du cœur porté parles agressions internes et externes (avec un premier remontage durisque global associé).

L’ensemble des éléments relatifs aux études probabilistes (bases dedonnées, méthodes, calculs et résultats actualisés, intégrantnotamment une première évaluation de la part des agressions dansle risque global de fusion du coeur ) sont présentés dans le chapitre18 du RPS.

En accord avec les exigences de la RFS, ils feront l’objet au terme dela phase d’étude détaillée et après finalisation de toutes les optionsde conception d’une mise à jour en particulier sous les aspectssuivants :

• les bases de données de fiabilité des matériels intégrant la réalitédes composants retenus (mécaniques, électriques, contrôle-commande, …) ainsi que leurs modes réels de maintenance (enpuissance ou à l’arrêt),

• la fiabilité humaine en cohérence avec les systèmes de conduitemis en place (procédures, IHM),

• la prise en compte détaillée de l’installation (cheminement descâbles, ventilation tableaux électriques, ...) et des procéduresd’exploitation pour les différentes situations rencontrées,

• la quantification des incertitudes à considérer dans les résultats descalculs.

Ils permettront de justifier du respect de l’objectif de sûreté global defusion cœur et des objectifs internes de conception.

1.2.6.2. Les codes de conception, de calculs et la modélisationdes situations

La conception du réacteur EPR relevant d'une approcheévolutionnaire associée à des exigences de sûreté renforcées, lescodes et normes correspondant à la pratique industrielle mise enoeuvre pour la conception, la réalisation et la mise en service duréacteur EPR sont de trois types :

• les recueils thématiques appelés RCC (Règles de Conception et de

Construction) qui décrivent la pratique industrielle pour les réacteurs EDFactuellement en exploitation et dont une partie est applicable à EPR,

• les recueils thématiques appelés ETC (EPR Technical Code) qui ontété élaborés pour exposer les pratiques industrielles spécifiques auréacteur EPR et qui se substituent à des RCC existants,

• les autres codes et normes, qui ont également vocation às’appliquer au réacteur EPR, notamment compte tenu du contexteeuropéen du projet (au niveau réglementaire et industriel).

La liste des différents codes de conception applicables est fournie au§ 1.6 du RPS

La conception des systèmes, équipements et ouvrages de l’EPR faitappel à de nombreux codes de calculs et à des modélisations dediverses situations, en particulier liées aux scénarios d’accidents graves.

Une description de l’ensemble des actions de recherche etdéveloppement utilisées dans la conception des l’EPR figure auchapitre 1.5 du présent rapport de sûreté.

Au niveau de leur qualification, les codes utilisés font l’objet d’uneprocédure visant à justifier de la validité des résultats obtenus etprécisant les responsabilités respectives du fournisseur del’application, du sous-traitant (si l’étude support est réalisée souscontrat ) et d’EDF dans leur mise en œuvre.

1.2.6.3. La qualité de conception et de réalisation

Pour la conception et la réalisation de l’EPR, EDF met en place unsystème de management sur lequel il s’appuie pour l’ensemble deses activités relatives à la sûreté, à la qualité et au respect del’environnement de l’installation.

Ce système comprend :

• Des dispositions d’assurance de la qualité applicables tant à EDF quechez ses sous contractants et ses fournisseurs. Celles-ci sontconformes à l’arrêté qualité d’août 1984 ainsi qu’aux exigences desnormes ISO 9001 et ISO 14001.

• Une organisation générale des ressources et des responsabilitéspermettant de réaliser et de satisfaire l’ensemble des tâches etactions définis dans les processus concernés par la conception del’installation.


1.2.7. L’impact sur l’environnement

L’impact sur l’environnement est essentiellement vu dans ce chapitreau travers :

• des situations de fonctionnement normal que sont les effluents et lafin de vie du réacteur lors des opérations de démantèlement,

des risques non nucléaires présentés par l’installation appelés « risques classiques ».

L’impact sur l’environnement des accidents d’origine nucléaire estexaminé au sein des chapitres 15 et 19 dans le cadre desconséquences radiologiques.

1.2.7.1. Les risques classiques d’origine non nucléaire

Conformément à l’article 3 du décret n°63-1128 du 11 décembre1963 l’analyse de sûreté du projet EPR prend en compte les risquesd’origine non nucléaire, risques dits « classiques », créés parl’installation.

L’analyse de sûreté s’appuie sur une méthode permettant dedémontrer que l’ensemble des risques potentiels de type « classiques » ont été identifiés, traités et que leurs conséquencessont acceptables pour l’environnement, à savoir pour les personnesdu public situées en limite de site. Elle s’apparente à celle retenuedans le cadre de l’application des prescriptions de l’arrêté du31/12/99 et repose sur les étapes suivantes :

• recensement des installations potentiellement à risques « classiques » de l’INB,

• identification de celles susceptibles de conduire à desconséquences sur l’environnement ou sur les autres installationsdu site et dont le risque n’est pas traité à la source par desdispositions de conception,

2233.1

• identification des événements initiateurs permettant de définir unou plusieurs scénarii enveloppes puis mise en place de lignes dedéfense (matérielles ou organisationnelles) pour les installationsconduisant à des impacts sur l’environnement ou sur les bâtimentsabritant des fonctions de sûreté,

• vérification de l’efficacité de ces lignes de défense à travers l’étudede scénarii enveloppes

Cet aspect de la conception est présentée au § 3.8 du RPS

1.2.7.2. Les effluents liquides et gazeux

Les systèmes de traitement d'effluents doivent contribuer à assurerle confinement puis le contrôle et la maîtrise des rejets radioactifsliquides et gazeux dans l'environnement.

L'objectif est de réduire significativement les rejets liquides et gazeux (horstritium et C14) par énergie produite, par rapport aux tranches du Parc.

Les circuits concernés sont :

• Le circuit RPE qui collecte sélectivement tous les effluents liquidesou gazeux produits à l'intérieur et à l'extérieur de l'enceinte etachemine ces effluents vers les installations de stockage et detraitement associés. Dans ce cadre, il contribue au respect ducritère d'activité pour les rejets liquides et gazeux.

• Le circuit TEP qui permet le stockage, le contrôle et le traitementdes effluents liquides primaires hydrogénés réutilisés dans le circuitprimaire afin de limiter autant que possible les rejets d'effluentsradioactifs. Il permet également de traiter des effluents aérés lorsde l'ouverture ou de la vidange du circuit primaire.

• Le circuit RCV qui assure, lors de la phase transitoire de passage àl'arrêt de la tranche la purification à grand débit du circuit primaire,en vue de limiter au plus faible niveau la dosimétrie du personnelintervenant en arrêt et d'atteindre les critères radiologiques prescritsdurant les différentes étapes de l'arrêt à froid.

• Le circuit TEG qui permet le confinement, le traitement et ladécroissance des effluents gazeux hydrogénés et aérés dérivés dutraitement de l'eau primaire ou présents dans le ciel gazeux desréservoirs contenant de l'eau primaire. La décroissance deseffluents gazeux produits en excès lors des transitoires de tranche(démarrage, passage en arrêt, oxygénation du primaire) se fait parpassage sur des lits à charbon actif en série.


1.2.7.3. Les déchets solides

La réduction de la production de déchets issus du combustible, etnotamment des déchets dits « à vie longue », pour une mêmequantité d’énergie produite, constitue un axe fort d’optimisation ducycle du combustible nucléaire du point de vue environnemental etce quel que soit le choix final opéré (Loi Bataille) sur la gestion de cetype de déchets.

EPR, par ses options de conception et ses performances intrinsèques,intègre directement cet objectif de réduction. Vis à vis des centralesexistantes, il permet :

• Une meilleure utilisation globale de la matière combustible grâce àdes marges de fonctionnement et de sûreté accrues ainsi qu’unemeilleure utilisation des neutrons produits, Il autorise une moindreutilisation de matière nucléaire pour une même productiond’énergie avec une possibilité accrue de recyclage des matièresvalorisables. Il permet de réduire à la fois la consommationd’uranium naturel et la quantité de déchets produits parirradiation, pour une même énergie fournie,

• Une optimisation du recyclage et de la gestion du plutonium àmoyen terme au travers de l’accroissement des taux de combustionet d’une souplesse accrue permettant de mettre en œuvre selon lesbesoins, différents types de combustibles MOX ou innovants.

De plus, vis à vis des performances du combustible, la mise en œuvrepour EPR de gestions de type « haut taux de combustion »,optimisant l’utilisation du combustible, autorise une économied’environ 17% des ressources en uranium naturel requise, parrapport aux gestions actuelles du parc à énergie produite donnée.

On obtient ainsi une réduction de 26% des déchets B à vie longue.

Pour les déchets solides hors combustible, l'estimation est réaliséepar agrégation du meilleur quartile pour chaque type de déchet, cequi donne un volume total de l'ordre de 80 m3/an ( à comparer auxquelques 120 m3 que donne le cumul des moyennes sur 2004).Cesvaleurs ambitieuses s'appuient sur des améliorations reposant surune conception permettant un meilleur tri sélectif des déchets et lamise en place dès le début de l'exploitation d'un zonage déchets etd'une politique de propreté radiologique des différents bâtiments del'installation.


1.2.7.4. Le démantèlement

L’intégration des opérations de démantèlement dans la conceptionde l’EPR est une préoccupation du concepteur. Celle-ci se concrétisepar les réflexions et actions suivantes :

• L’anticipation du démantèlement par une simulation surl’activation des matériaux et par des hypothèses sur les événementspotentiels induisant une dissémination de contamination (définitiondu zonage propreté-déchets à la conception)

• La prise en compte du retour d’expérience des chantiers demaintenance des gros composants,

• Le choix des matériaux permettant de réduire l’activation descircuits et de réduire le volume des déchets actifs, d’améliorer larésistance des matériaux des gaines combustibles ainsi que larésistance du circuit primaire à la corrosion et à l’érosion,

• Les dispositions constructives ayant pour objet de faciliter lestravaux de démantèlement et l’évacuation des équipements etstructures contaminés, de permettre l’utilisation d’écrans,

• Les dispositions relatives aux circuits permettant d’éviter les dépôtsactifs, de limiter la dissémination de la contamination et de faciliterla décontamination des locaux et équipements.


2. PRISE EN COMPTE DES DIRECTIVES TECHNIQUES

LISTE DES REFERENCESCette section présente l’analyse détaillée de la prise en compte pourl’EPR des exigences de sûreté fondamentales (voir chapitre 1.7) quesont les « Directives Techniques pour la conception et la constructionde la prochaine génération de réacteurs nucléaires à eau souspression », appelées plus simplement « Directives Techniques » (DT).

Les DT présentent l'avis du Groupe Permanent chargé des réacteursnucléaires (GPR) français concernant la philosophie et la démarcheen matière de sûreté, ainsi que les exigences de sûreté générales àappliquer (adoptées en octobre 2000). Elles ont été transmises par laDGSNR par courrier en référence /2/.

Le tableau 3.1 TAB 1 précise pour chaque item des DT leur prise encompte pour l’EPR en renvoyant au(x) chapitre(s) concerné(s).

Lorsque le texte des « Directives Techniques » ne constitue pas entant que tel une recommandation technique (texte introductif,généralités, …) celui-ci est repéré par le signe « - » dans le tableau.

[1] Lettre DSIN n°1321/93 du 2 septembre 1993 : Déclarationconjointe des Autorités de Sûreté Française et Allemande sur uneapproche commune de sûreté pour les réacteurs à eau souspression du futur.

[2] « Directives Techniques pour la conception et la construction dela prochaine génération de tranches nucléaires à eau pressurisée» adoptées pendant les réunions plénières du GPR et des expertsallemands les 19 et 26 octobre 2000.

[3] Lettre DGSNR /SD2/n°0729/2004 du 28 septembre 2004 relativeaux options de sûreté du projet de réacteur EPR.

Cliquez pour voir : Fig 1 : Schéma de principe des circuits primaires et secondaires principaux de l’EPR Fig 2 : Schéma de principe du confinement de l’EPR – bâtiment réacteur et bâtiments périphériques Fig 3 : Processus d’établissement de la liste des événements initiateurs (pcc2 A pcc4) Fig 4 : Principales données en terme de pression dans l’enceinte EPR Fig 5 : Principe de répartition des séquences d’accidents graves Fig 6 : Principe de classement de sureté des fonctions Fig 7A : Représentation schématique du classement fonctionnel Fig 7B : Représentation schématique du classement mécanique Fig 7C : Représentation schématique du classement sismique Fig 7D : Présentation schématique de synthèse des différents classements (indépendamment du nombre d’équipements concernes) 3.1 Tab 1 : Prise en compte des directives techniques

289

Ce chapitre du rapport de sûreté présente l’ensemble desclassements retenus pour l’EPR. Il contient :

• Des généralités sur le classement de sûreté (voir 3.2.1.1 et 3.2.1.2)

• La présentation des différents classements de sûreté :

- Le classement mécanique (voir 3.2.1.3)

- Le classement fonctionnel (voir 3.2.1.4)

- Le classement sismique (voir 3.2.1.6)

- Le classement des ouvrages (voir 3.2.1.11)

• La déclinaison de ce classement :

- Aux systèmes (voir 3.2.1.5)

- Aux équipements électriques (voir 3.2.1.8)

- Aux équipements de contrôle commande (voir 3.2.1.9)

• D’autres classements

- ESPN (du fait de son rôle vis-à-vis des exigences de conception)(voir 3.2.1.7.1)

- Supports (voir 3.2.1.7.2.1)

- Internes de cuve (voir 3.2.1.7.2.2)

- Dispositifs de manutention (voir 3.2.1.7.2.4)

• Les exigences associées aux classements (voir 3.2.1.10)

1.1 INTRODUCTIONL'objectif du classement est de contribuer à définir des exigences(qualité, redondance, surveillance….) adaptées aux fonctions desmatériels importants pour la sûreté. Les systèmes, composants etouvrages classés de sûreté sont répartis dans différentes classes, avecdes exigences correspondantes dépendant des fonctions de sûreté àremplir. Ces exigences ont pour objectif d'obtenir un niveau suffisantde qualité pour les systèmes et composants de sûreté dans toutesleurs conditions de fonctionnement prévues. Les exigences sontgraduées en fonction de l’importance vis-à-vis de la sûreté desdifférentes fonctions. Ces exigences peuvent concerner :

Les systèmes

• Critère de défaillance unique

• Séparation physique

• Alimentation électrique de secours

• Essais périodiques

Les composants

• Qualification

• Utilisation de règles de conception et de construction

Les ouvrages

• Utilisation de règles de conception et de construction

Ou les trois

• Tenue au séisme

• Assurance qualité

1.2 PRINCIPES DE CLASSEMENTMECANIQUE ET FONCTIONNEL

Afin de garantir la sûreté d'une centrale nucléaire, trois objectifsfondamentaux doivent être satisfaits dans tous les cas :

• Contrôle de la réactivité,

• Evacuation de la puissance résiduelle,

• Confinement des substances radioactives.

Conformément au concept de défense en profondeur, ces objectifs

CLASSEMENT DES OUVRAGES, MATERIELS ET SYSTEMESsous chapitre 3.21. PRINCIPES GENERAUX DE CLASSEMENT ET EXIGENCES

peuvent être atteints par deux moyens :

• d'une part, la mise en œuvre de barrières entre les substancesradioactives et l'environnement afin de prévenir les rejetsradiologiques inadmissibles (principale mesure pour confiner lessubstances radioactives ),

• d'autre part, la mise en œuvre de systèmes de sûreté afin d'assurerla mitigation des accidents de manière à prévenir ou limiter lesrejets radioactifs (principalement par le contrôle de la réactivité etl'évacuation de la chaleur résiduelle).

L’atteinte de ces objectifs nécessite la prise en compte dans leclassement :

• des aspects fonctionnels permettant de garantir l’accomplissementdes fonctions de sûreté,

• des aspects mécaniques permettant d’assurer l’intégrité deséquipements participant à la protection de l’environnement et degarantir une conception mécanique appropriée pour leséquipements ayant un rôle fonctionnel important vis à vis de lasûreté.

La définition d’un classement fonctionnel et d’un classementmécanique permet d’intégrer ces deux aspects.

1.3 CLASSEMENT MECANIQUE

1.3.1 Situations à considérer

Les situations à prendre en compte pour le classement mécaniquedes équipements sont toutes les situations enveloppées par lesconditions de fonctionnement PCC 1 à 4 et RRC A ou B.

Ceci permet de prendre en compte les éventuelles défaillances qui,bien qu’enveloppées par un scénario PCC du point de vueconséquences sur le cœur, présentent des particularités significativesdu point de vue du risque de contamination.

1.3.2 Circuits concernés

Est classée mécanique toute portion de circuit dont la défaillancepeut conduire, dans les situations à prendre en compte (voir3.2.1.3.1) à un rejet d’activité significativement supérieur à lacontamination du milieu environnant.

Une activité sera considérée comme significativement supérieure àcelle du milieu environnant lorsque les deux conditions suivantessont remplies :

• l’activité volumique du fluide véhiculé est supérieure à 1MBq/l

• l’activité volumique du fluide véhiculé est supérieure de 3 décadesà celle du milieu environnant

Ces seuils sont proposés par référence aux valeurs observées deradioactivité naturelle et à leur dispersion (1 à 103 Bq/kg environ).

Ils conduisent notamment à ne pas retenir les portions de circuitscontenant des fluides de très faible activité ainsi que les circuitsappelés à fonctionner à l’intérieur de l’enceinte uniquement dansdes situations où l’ambiance dans l’enceinte est dégradée.

1.3.3 Niveaux de classement

Trois niveaux de classement mécanique sont définis.

1.3.3.1 Classe mécanique M1

La classe mécanique M1 est constituée du Circuit Primaire Principal.


Est classée mécanique de classe M2 toute portion de circuit classéemécanique (voir 3.2.1.3.2) dont le fonctionnement est requis dansune situation où elle est non-isolée du fluide primaire et oùl’intégrité de la gaine du combustible n’est pas requise.

3.2

2903.2

De plus, toutes les traversées enceinte sont M2.

Les précisions suivantes permettent de déterminer les classementsdes différents systèmes.

• « fonctionnement requis » signifie qu’il existe un besoinfonctionnel attaché à la démonstration de sûreté.

• « intégrité requise de la gaine » renvoie aux critères applicables àla situation considérée (voir 15.0 pour les PCC et 19.1.0 pour lesRRC-A), et pas seulement aux résultats de l’étude d’accidentcorrespondante qui sont nécessairement plus favorables.

• « non isolé du fluide primaire » permet de prendre en compte,outre les circuits véhiculant directement du fluide primaire, les ventilations en ambiance contaminée par du fluide primaire(fuite …).


Est classé mécanique de classe M3 toute portion de circuit classéemécanique (voir 3.2.1.3.2) ou classée fonctionnelle F1A ou F1B (voir3.2.1.4) et qui n’appartient ni à la classe M1 ni à la classe M2.

1.4 CLASSEMENT FONCTIONNELLa définition des classes de sûreté est liée à trois états physiquescorrespondant aux conditions d'arrêt à atteindre dans l'analyse desûreté des PCC et RRC. Ils permettent l'introduction d'une hiérarchiedans les fonctions utilisées pour atteindre ces conditions d'arrêt.

1.4.1 Définition des états physiques

Les états physiques sont l'état contrôlé, l'état d'arrêt sûr et l'étatfinal pour l'analyse RRC-A.

Ils sont définis comme suit :

Etat contrôlé : le cœur est sous-critique (un retour en criticité decourte durée avant les actions de l'opérateur conduisant seulementà une puissance neutronique faible pourrait être accepté au cas parcas pour quelques événements), l'évacuation de la puissance estassurée à court terme par exemple par les générateurs de vapeur,l'inventaire en eau du cœur est stable, les rejets radioactifs restenttolérables.

Etat d'arrêt sûr : le cœur est sous-critique, la chaleur résiduelle estévacuée durablement, les rejets radioactifs restent tolérables.

Etat final : le cœur est sous-critique, la puissance résiduelle estévacuée par les systèmes primaire ou secondaire, les rejets radioactifsrestent tolérables.

1.4.2 Définition du classement fonctionnel

Les fonctions sont classées par rapport à ces trois états. Plusprécisément, elles sont classées par rapport à celui qui nécessite leurfonctionnement. En conséquence, ces trois états conduisent à troisclasses de sûreté des fonctions, désignées par F1A, F1B et F2.

1.4.2.1 Classement fonctionnel F1A

Toutes les fonctions de sûreté, y compris les fonctions supports, quisont nécessaires pour atteindre l'état contrôlé après un événementinterne PCC-2 à PCC-4 sont classées F1A.

1.4.2.2 Classement fonctionnel F1B

Toutes les fonctions de sûreté nécessaires au-delà de l’atteinte del'état contrôlé pour atteindre l'état d'arrêt sûr et pour le mainteniraprès un événement interne PCC-2 à PCC-4 sont classées F1B.

De plus, les fonctions de commande (notamment l'isolement duCPP) dont les défaillances, pendant le fonctionnement normal de lacentrale, conduiraient à des PCC-3 ou PCC-4 sont égalementclassées F1B.

1.4.2.3 Classement fonctionnel F2

Les fonctions de sûreté nécessaires pour atteindre et maintenir unétat final pour les séquences d'événements RRC-A sont classées F2.

De plus les fonctions suivantes sont également classées F2 :

• Les fonctions nécessaires pour prévenir les rejets importants dansles scénarios RRC-B,

• les fonctions spécifiquement conçues pour contrôler les agressionsexternes (lorsqu'elles sont étudiées dans une approcheévénementielle) ou internes,

• les fonctions liées au contrôle de la radioactivité pendant lefonctionnement normal (par exemple, les ventilations, lasurveillance d'activité spécifique, la rétention des effluents),

• l’isolement entre deux portions de circuits de classementmécanique différent (voir 3.2.1.10.3.2),

• certaines fonctions supplémentaires qui ne sont pas essentiellespour démontrer la capacité de la conception à maintenir l'étatd'arrêt sûr, mais qui peuvent néanmoins être requises pour lemaintenir entre 24 heures et 72 heures,

• certaines fonctions de limitation (voir 7.4.3).

1.5 CLASSEMENT DES SYSTEMES

1.5.1 Principes de classement

Le classement des systèmes est défini conformément aux fonctionsde sûreté qu'ils doivent remplir. On distingue :

• les systèmes F1A,

• les systèmes F1B,

• les systèmes F2.

Les systèmes non classés F1 ou F2 sont désignés non classés (NC).

Par définition, les systèmes F1 sont les systèmes F1A ou F1B.

Par système s'entend un ensemble d'équipements mécaniques etélectriques réalisant au moins une fonction (opérationnelle ou desûreté) comme, par exemple, le RCV ou le RIS, ou uniquement unede leurs parties.

Plus généralement, les règles suivantes s'appliquent :

• Si pour un événement PCC au moins, un système doit remplir unefonction F1A, ce système est classé F1A.

Cette exigence de classement englobe les systèmes supports quisont en état d’attente.

Un système support qui est déjà en fonctionnement avantl'événement, dont le fonctionnement n'est pas influencé parl'événement et dont l’opérabilité n’est pas affectée par lesconséquences directes ou indirectes de l'événement sera classé F1B.

Cette règle peut être appliquée aux systèmes de ventilation pourlesquels des délais de grâce sont également disponibles, de manièreà ce que, même en cas de défaillance, l’opérabilité ne soit pasrequise immédiatement après l'événement. Néanmoins, si le systèmedevait être arrêté en cas de perte de réseau, il serait redémarré avecles diesels de secours principaux et le contrôle-commandecorrespondant, qui est F1A.

• Si, pour un événement PCC au moins, un système doit remplir unefonction F1B, ce système est classé au moins F1B.

• Si, pour un événement RRC au moins, un système spécifiquementconçu pour gérer cet événement doit remplir une fonction F2, cesystème est classé au moins F2. On considère également qu'unsystème non classé peut remplir une fonction F2 si ce systèmefonctionne dans les limites de ses conditions de conception et s'iln'est pas affecté par la séquence RRC.

Ainsi, pour chaque composant nécessaire pour réaliser une fonctionF2, il convient de déterminer, s'il fonctionne lorsque l'événementsurvient, comment il est affecté par l'événement et si sa conceptionest telle qu'il est bien adapté aux conditions de fonctionnementRRC. D'autres types de justification sont admis dans la mesure où ilsmontrent "au cas par cas" que les composants sont adaptés à lafonction F2 qu'ils doivent remplir.

En tout état de cause, tous les systèmes opérationnels, qui sontimportants pour le contrôle de RRC-A et RRC-B doivent être classésF2, (jusqu'à maintenant, aucun système opérationnel n'est utilisépour contrôler les RRC-B).

Le “contrôle” des séquences RRC s'entend comme la prévention etla mitigation de ces séquences.

2913.2

La liste des dispositions RRC-A issue d’une approche EPS estprésentée dans le Rapport Préliminaire de Sûreté (voir sous-chapitre18.3).

• Tout élément spécifiquement conçu pour contrôler les agressionsexternes (lorsqu'elles sont étudiées dans une approcheévénementielle) ou internes, ou les éléments opérationnels qui

sont nécessaires pour éviter que plusieurs redondances soientaffectées doivent être classés F2.

1.5.2 Exigences pour les systèmes classés de sûretéF1 et F2

Systèmeclassé desûreté

Critère dedéfaillanceuniquepassive (1)

Critère dedéfaillanceunique active

Séparationphysique etélectrique

Alimentationélectrique desecours(dieselsprincipaux)

Essaispériodiques(6)

Assurancequalité

Conceptionrésistant auséisme dedimensionnement DE(classesismique 1)

F1A OuiAu niveau dusystème

OuiAu niveau dusystème

Oui Oui Oui Oui Oui

F1B Oui (2)Au niveau de lafonction

Oui (2)Au niveau de lafonction

Oui (3) Oui Oui Oui Oui

F2 Non Non (4) (5) Au cas par cas Oui (7) Oui Au cas parcas (Voir3.2.1.6.2)

1. Défaillance unique passive après 24 heures.

2. Peut être satisfait par une diversification fonctionnelle.

Le critère de défaillance unique (active ou passive) est pris enconsidération dans la conception des systèmes F1A. Ceci signifieque ces systèmes sont nécessairement redondants. Pour lessystèmes F1B, le critère de défaillance unique (active ou passive)est pris en considération au niveau de la fonction. Ceci signifieque ces systèmes ne sont pas nécessairement redondants, et que,lorsqu'ils ne le sont pas, un autre train existant (diversitéfonctionnelle, F1A ou F1B) doit être évalué à des fins dedéfaillance unique. Dans ce cas, l'exigence en matière deséparation physique s'applique aux trains diversifiés.

3. Entre files redondantes ou trains diversifiés (cf. nota 2 ci-dessus).

4. Lorsqu'un système F2 est utilisé en secours, il doit être séparé dusystème pour lequel il constitue un secours lorsqu'il peut êtreaffecté par l'événement initiateur ou par les conséquences.

5. Lorsqu'un système F2 est utilisé pour mitiger les conséquencesd'une agression interne ou externe, il ne doit pas être affecté (demanière inadmissible) par l’agression.

6. La conception des systèmes actifs classés de sûreté (vannesd'isolement, by-pass…) doit permettre de réaliser des essaispériodiques.

7. Sauf si ils sont sollicités en fonctionnement continu.

1.6 CLASSEMENT SISMIQUE

1.6.1 Introduction

Deux classes sismiques sont définies ci-après. Il s'agit de la classesismique 1 (SC1) et de la classe sismique 2 (SC2).

Les équipements et ouvrages n'appartenant pas aux classessismiques 1 ou 2 sont dits non classés sismiques.

1.6.2 Equipements et ouvrages de classe sismique 1

Les équipements et ouvrages de classe sismique 1 (SC1) ainsi que lesexigences associées sont explicités ci-après.

• Les équipements qui remplissent les fonctions F1 ou qui sontclassés M1 ainsi que les bâtiments classés C1 doivent appartenir àla classe sismique 1.

• Les composants classés M2 ou M3 seront classés dans la classesismique 1 au cas par cas à la suite de l'analyse fonctionnelle de lafonction de confinement, en prenant en considération lesexigences des bâtiments.

• Les systèmes qui remplissent les fonctions F2 ne doiventgénéralement pas être SC1. Par exception, les fonctions F2suivantes seront spécifiquement classées dans la classe sismique 1 :

- les diesels d’ultime secours (diesels Manque De TensionGénéralisée : MDTG) et leurs systèmes supports,

- la fonction évacuation de la chaleur de l’enceinte deconfinement en situation RRC-B,

- la sectorisation, la détection et les systèmes de lutte contrel'incendie doivent être classées SC1 dans les bâtiments où sontinstallés des équipements mécaniques, électriques ou decontrôle commande nécessaires à une fonction F1,

- certaines fonctions supplémentaires qui ne sont pas essentiellespour démontrer la capacité de la conception à maintenir l'étatd'arrêt sûr mais qui peuvent être néanmoins requises pour lemaintenir entre 24 heures et 72 heures.

• Les exigences pour la classe sismique 1 sont, dans la mesure oùelles sont requises :

- opérabilité requise pendant ou après un séisme,

- capacité fonctionnelle,

- intégrité,

- stabilité.

• En général, pour les composants électriques et de contrôle-commande classés SC1, c’est la fonction "opérabilité après leséisme" qui est requise.

• En général, pour les composants mécaniques classés SC1 ce sontles fonctions "capacités fonctionnelles" ou "opérabilité" après leséisme qui sont requises.

• Pour les composants mécaniques classés SC1 au titre exclusif d’unclassement M2 ou M3 seule l’intégrité est requise.

• Pour les composants actionnés pendant un séisme (par exemple,certaines vannes, déclenchement d'un arrêt automatique duréacteur) ou les composants en fonctionnement (par exemple, lespompes des systèmes F1), l'"opérabilité" pendant le séisme estrequise.

1.6.3 Equipements et ouvrages de classe sismique 2

Les équipements et ouvrages de classe sismique 2 (SC2) ainsi que lesexigences associées sont explicitées ci-après.

• Les équipements et ouvrages qui doivent protéger ou peuvent avoirun impact inadmissible sur les équipements de classe sismique 1 sontclassés dans la classe sismique 2. Cet impact inadmissible peut

2923.2

résulter des agressions internes ci-dessous consécutives à un séisme :

- Basculement ou chute sur les équipements de classe sismique 1,

- Missiles,

- Effets causés par les défaillances de composants haute énergie,

- Inondation causée par les défaillances des tuyauteries, cuves etréservoirs,

- Explosion,

- Incendie.

L’analyse des conséquences de défaillances susceptibles d’êtreinduites par le séisme prend en compte l’éventualité de défaillancesmultiples.

Les défaillances consécutives causées par la défaillance d'unéquipement électrique et de contrôle-commande doivent êtreévitées par le découplage des zones protégées et non protégées.

En particulier, la fonction F2 suivante peut être classée dans la classesismique 2 : si le séisme peut conduire à une agression interne, lesmoyens de traitement pour cette agression interne ou les mesurespour l'éviter doivent appartenir à la classe sismique 2.

• Exigences à satisfaire par les équipements / ouvrages de classesismique 2 :

Les équipements / ouvrages de classe sismique 2 sont conçus à l'aidede méthodes appropriées à leurs exigences. En général, l'exigencedes ouvrages de classe sismique 2 est la stabilité et les exigences deséquipements de classe sismique 2 sont la stabilité et / ou l'intégrité.

1.7 EXIGENCES DE CONCEPTION DESCOMPOSANTS MECANIQUES

Les composants mécaniques peuvent être concernés par lesexigences relatives :

• au classement de sûreté en application du classement mécanique(M1, M2, M3) tel que défini dans la section 3.2.1.3,

• à l’application de l’arrêté ESPN (N1, N2, N3 telle que définie dansla section 1.7.1 pour les équipements soumis à pression).

1.7.1 Composants soumis à pression

Ces composants sont les tuyauteries, les réservoirs, les cuves, lespompes, les vannes et les échangeurs thermiques ; ils sont affectésà un des trois niveaux de qualité conception et de réalisation suivantleur classement mécanique et ESPN.

Les trois niveaux sont définis comme suit :

• Q1 : application de RCC-M1 (Voir chapitre 1.6),

• Q2 : application du RCC-M2 ou de l’ASME III-NC (aveccompléments) ou, pour un nombre limité de composants, du KTA(avec compléments),

• Q3 : application des normes harmonisées européennes (aveccompléments) ou de tout code répondant aux exigences de laDESP - Directive Européenne des Equipements Sous Pression (aveccompléments).

L'exigence de sûreté applicable aux équipements remplissant unefonction confinement est l'intégrité, ce qui correspond à un certainniveau de conception et de réalisation des équipements mécaniques.

Le niveau minimum de qualité conception et de réalisation induit parle classement de sûreté mécanique et par le classement ESPN estfourni par le tableau ci-après :

Classement ESPN

N1 (1) N2 N3

Non ClasséESPN

M1 Q1 Cas impossible (M1=CPP � N1)

M2 Q1 Q2 Q2 Q2

Cla

ssem

ent

Méc

aniq

ue

M3 Q1 Q2 Q3 Q3

Non Classé Mécanique Q1 Q2 Q3 Pas d’exigencesQ1, Q2, Q3

Nota (1) : Conformément à l’arrêté ESPN, les tuyauteries du CPP deDN inférieur ou égal à 50 ainsi que les tuyauteries de niveau N1 nefaisant pas partie du CPP et de DN inférieur ou égal à 100 peuvent êtreconçues et réalisées avec un niveau de conception et de réalisation Q2.

Les exigences de sûreté des équipements remplissant une fonctionF1A ou F1B sont l’opérabilité et la capacité fonctionnelle. Leclassement a minima M3 de ces composants (voir section3.2.1.3.3.3) entraîne une exigence de conception de niveau Q3,associé aux critères appropriés d’opérabilité et de capacitéfonctionnelle (voir 3.2.1.10).

1.7.2 Composants mécaniques non soumis à pression

Les composants concernés sont les suivants :

• les supports des composants soumis à pression et de certainscomposants électriques,

• les internes de la cuve,

• certains composants mécaniques des systèmes de ventilation,

• certains composants des dispositifs de manutention.

1.7.2.1 Supports

Il s’agit des supports des composants soumis à pression et dessupports de certains composants électriques. Ces supports consistenten des plates-formes en acier, des poutres, des brides, des dispositifsauto-bloquants… En particulier pour les tuyauteries, ces supportspeuvent être des supports normalisés, lorsque cela est possible.

Ils sont organisés en trois sous-niveaux :

2933.2

• supports des composants de niveau Q1,

• supports des composants de niveau Q2,

• supports des composants de niveau Q3.

Ils doivent être conçus, fabriqués et contrôlés conformément auxrègles spécifiques aux supports figurant dans les règles retenuespour la conception des matériels supportés.

• Divers :

- les supports des autres équipements électriques (câbles,connexions, armoire électrique, …) sont traités dans le RCC-E(voir chapitre 1.6) ;

- la piscine de stockage du combustible : les internes de lapiscine de stockage du combustible sont classés comme dessupports des composants de niveau Q2 ;

- les règles de conception des supports ou des parties de supportnoyés dans le béton sont traitées dans l'ETC-C.

1.7.2.2 Internes de la cuve

En ce qui concerne l'intégrité mécanique, les internes de la cuve sontorganisés en deux sous-classes :

• CS (structures support de cœur) pour les composants considéréscomme des supports de cœur,

• IS (structures internes) pour les autres structures internes.

Les composants CS sont ceux qui sont nécessaires à l'intégritémécanique des assemblages combustibles.

Les internes de la cuve sont couverts par une sous-section spécifiquedu RCC-M (voir chapitre 1.6), qui spécifie les dispositionsapplicables, en fonction du classement.

1.7.2.3 Systèmes de ventilation

Sont concernés :

• les systèmes de ventilation classés F1 ou F2,

• les matériels classés mécaniques des systèmes de ventilation. A cetégard, la définition des "locaux à risque iode", incluant lessituations normales et accidentelles, a été établie (voir 9.4).

En conséquence, les systèmes de ventilation doivent être conçusconformément au classement fonctionnel et au classementmécanique :

• Classement fonctionnel : F1, F2, NCF

• Classement mécanique : M2, M3, NCM

Les exigences d’étanchéité des parties de ces systèmes classéesmécaniques au titre de la prévention de la contamination du milieuenvironnant sont spécifiées au chapitre 9.4.1. Les parties de cessystèmes classées mécaniques uniquement au titre de leur classementfonctionnel F1 n’ont pas exigences spécifiques à ce classement.

1.7.2.4 Dispositifs de manutention

Les dispositifs de manutention n'assurent pas de fonctions de sûretémais les conséquences de leur défaillance hypothétique doivent êtreprises en considération lorsqu'elles peuvent entraîner une irradiationà l'intérieur ou à l'extérieur de la centrale, ou lorsqu'elles peuventaffecter la réalisation d'une fonction de sûreté.

A la suite d'une analyse des conséquences prévues des défaillanceshypothétiques des dispositifs de manutention, des exigencesspécifiées en termes de conception, de montage et de contrôledoivent être établies. Elles sont réparties en plusieurs catégories (voirtableau 3.2 TAB 5).

1.8 CLASSEMENT DES EQUIPEMENTSELECTRIQUES

Le classement des équipements électriques prend en compte la catégorisationdes systèmes électriques conformément au classement des systèmes desûreté (F1A, F1B et F2) telle que définie précédemment (voir 3.2.1.5.1).

Les classes de sûreté des équipements électriques sont définiescomme suit :

EE1 : Equipements électriques nécessaires pour assurer les fonctionsde sûreté F1,

EE2 : Equipements électriques nécessaires pour assurer les fonctionsde sûreté F2,

NC : Non Classés.

1.9 CLASSEMENT DU CONTROLE-COMMANDE

1.9.1 Principes de classement des équipements decontrôle-commande

Le classement du contrôle-commande prend en compte lacatégorisation des fonctions de sûreté du contrôle-commande(classes de systèmes et d'équipements de contrôle-commandeassociés) conformément au classement fonctionnel de sûreté (F1A,F1B, F2) telle que défini précédemment (voir 3.2.1.4).

Les classes de sûreté d'équipements de contrôle-commande sontdéfinies comme suit :

E1A : Equipements de contrôle-commande nécessaires pour assurerles fonctions de sûreté F1A,

E1B : Equipements de contrôle-commande nécessaires pour assurerles fonctions de sûreté F1B,

E2 : Equipements de contrôle-commande nécessaires pour assurerles fonctions de sûreté F2,

NC : Non Classés.

Le classement du contrôle-commande est la combinaison de cesgroupes de classes ; dans la plupart des cas, le niveau des systèmeset équipements correspond au niveau des fonctions. Une fonctionclassée inférieure peut être mise en œuvre dans des systèmes ouéquipements classés supérieurs pour des raisons pratiques.

Le niveau minimum de couplage entre les classes de fonctions et lesclasses de systèmes est illustré dans le tableau 3.2 TAB1.

1.9.2 Fonctions du contrôle-commande spécifiques

La protection des composants d'un système F1A si cette protection estprioritaire est classée F1A. Au cas par cas, toutes les exigences F1A peuventne pas être requises. En ce qui concerne la redondance, dans la mesure oùle composant concerné est déjà redondant, l'exigence de la défaillanceunique ne s'applique pas à la protection de ce composant ; cela signifie qu'iln'est pas nécessaire que la protection des composants soit redondante.

Les fonctions utilisées pendant le fonctionnement normal pour surveillerl'état des composants ou fonctions F1 (pour les actions F1) sont classés F2.

La surveillance des systèmes de sûreté pendant les conditions post-accidentelles aura le même classement que les actions suivantes associéesque l'opérateur devra entreprendre. Les signaux de retour de contrôle(signaux indiquant l'état de l'actionneur) auront la même classificationque les actions suivantes associées que l'opérateur devra entreprendre.

Pour des raisons pratiques, on introduit les définitions suivantes :

• F2 : F2 sismique ou non sismique,

• F2E : F2 sismique,

• F2N : F2 non sismique.

1.9.3 Affectation des exigences aux classes de sûreté

Le tableau 3.2 TAB 1 présente les exigences correspondantes pourles différentes classes de fonctions, systèmes et équipements.

1.10 EXIGENCES ASSOCIEES AUX CLASSESDE COMPOSANTS

Les exigences applicables aux équipements remplissant les fonctions de sûretéF1 et F2 ou classés M1, M2 ou M3 sont résumées dans le tableau 3.2 TAB 2.

1.10.1 Composants remplissant une fonction F1

Les exigences applicables aux composants remplissant une fonction F1 sont :

• l'utilisation de règles communes spécifiques de conception et de construction :

2943.2

Ces règles communes indiquent les méthodologies, les règles et lescritères à utiliser pour l'approvisionnement du matériel, laconception, la fabrication, la construction, le contrôle et les essaisdes composants. Le code correspondant à chaque domaine estdéfini au paragraphe 3.2.1.7.1 pour les composants mécaniques.Pour les équipements électriques et de contrôle commande, le codecorrespondant est le RCC-E;

• l'application d'un programme d'assurance qualité :

Ce programme AQ devra être appliqué aux différentes étapes dela vie du composant (conception, construction, installation,contrôle, essais, fonctionnement, modification).

• la qualification aux conditions de fonctionnement (voir 3.7) :

La qualification vise à vérifier que les composants des systèmesclassés de sûreté peuvent remplir de manière appropriée leursfonctions dans les conditions ou ils sont requis (P, T, humidité,activité spécifique, correspondant à un APRP ou à un accidentgrave, fonctionnement de longue durée, vieillissement, …) ;

• la qualification sismique (voir 3.7) :

Elle inclut l'exigence de stabilité ou d'intégrité ; les exigences decapacité fonctionnelle ou d’opérabilité doivent être définies dansla mesure où elles sont requises conformément aux exigencesfonctionnelles du système ;

• les essais périodiques.

1.10.2 Composants remplissant une fonction F2

Les exigences applicables aux composants remplissant une fonctionF2 sont :

• l'utilisation d'un code de conception qui peut être un RCC, maiségalement un autre code de conception ou les normesharmonisées européennes (avec compléments),

• l'application d'un programme d'assurance qualité,

• la qualification aux conditions de fonctionnement,

• la qualification sismique étudiée au cas par cas et appliquéeuniquement lorsque cela est nécessaire,

• les essais périodiques.

1.10.3 Composants classés M1, M2, M3

1.10.3.1 Exigences générales

Les exigences applicables aux composants classés M1, M2, M3 sont :

• l'utilisation de règles communes spécifiques en matière deconception et de construction (voir section 3.2.1.7) :

Ces règles communes indiquent les méthodologies, les règles et lescritères à utiliser pour l'approvisionnement du matériel, laconception, la fabrication, la construction, le contrôle et les essaisdes composants.

• l'application d'un programme d'assurance qualité :

Ce programme AQ doit être appliqué aux différentes étapes de lavie du composant (conception, construction, installation, contrôle,essais, fonctionnement, modification),

• la qualification sismique (voir section 3.2.1.6 - au cas par cas pourM2 et M3) :

Elle inclut l'exigence de stabilité ou d'intégrité ; les exigences decapacités fonctionnelles ou d’opérabilité doivent être définies dansla mesure où elles sont requises conformément aux exigencesfonctionnelles du système.

1.10.3.2 Cas des organes d’isolement

Lorsqu’un dispositif d’isolement, motorisé ou non, est utilisé pourdélimiter deux portions de circuit de niveau de classement mécaniquedifférent (ou pour délimiter une partie classée d'une partie nonclassée), les exigences supplémentaires suivantes s’appliquent :

• Si, de par son classement fonctionnel, ce dispositif est redondant,les mêmes exigences s’appliquent aux deux organes d’isolementainsi qu’à la portion de circuit qui les relie éventuellement.

• Le dispositif d’isolement est classé mécanique au niveau le plushaut des deux portions de circuit qu’il sépare.

• Le dispositif doit être qualifié aux conditions pour lesquellesl’isolement est requis.

• En outre, si le dispositif doit manœuvrer pour assurer l’isolement :

- Son classement fonctionnel doit être au moins F2,

- La manœuvre doit être possible (initialisable et exécutable),

- Dans le cas particulier d’une limite classé / non classé, le tempsde manœuvre doit être compatible avec le maintien d’unecontamination du circuit « aval » en dessous des critères de laclasse 3 mécanique.

1.11 CLASSEMENT DES OUVRAGESApproche de classement

Les bâtiments ont deux fonctions principales :

• la protection des systèmes se trouvant à l'intérieur de ces bâtiments,

• une fonction barrière.

La première fonction est liée à la protection des systèmes contre lesagressions externes : l'objectif est la prévention des événementsinternes induits.

La deuxième fonction est liée aux conséquences des défaillances quipeuvent survenir à l'intérieur des bâtiments et qui ne doivent pas sepropager à l'extérieur (aspect radiologique) : l'objectif est lamitigation. Cette fonction confinement est traitée avec desexigences calées sur les évaluations de conséquences radiologiques.Les exigences associées à cette fonction sont décrites dans lessections du Rapport Préliminaire de Sûreté qui traite du confinement(voir 3.5.0 et 6.2.1).

1.11.2 Classement au titre de la fonction protectionde systèmes

1.11.2.1 Fonctions principales des bâtiments en cas d’agressionsexternes

Les bâtiment doivent résister aux agressions externes de manière àce que les deux conditions suivantes soient satisfaites.

1. une agression externe, considérée de manière déterministe, nedoit pas empêcher une quelconque fonction F1,

et

2. une agression externe ne doit pas entraîner de risque radiologiqueinacceptable.

1.11.2.2 Classement C1

Le classement lié aux agressions externes concerne ainsi lesbâtiments abritant soit des équipements assurant les fonctions F1,soit des substances radioactives.

Définition du classement C1

Un bâtiment est classé C1 s'il abrite ou supporte :

• soit des équipements remplissant les fonctions F1,

• soit des composants susceptibles de contenir des substancesradioactives, donc classés mécanique M1, M2 ou M3.

Les autres bâtiments ne sont pas classés (de sûreté) : NCB.

Bâtiments concernés (Voir TAB 7.)

1.11.2.3 Exigences concernant le classement C1

Le niveau des exigences retenues pour les différents ouvrages, en prenanten compte les exigences du paragraphe 1.11.2.1 liés au classement estprésenté au chapitre 3.5.0 (tableau 3.5.0 TAB 2 notamment).

LISTE DE CLASSEMENT

Tous les systèmes classés et les exigences de classement associéessont présentées dans les tableaux suivant :

3.2 TAB 3 : Classement des principaux systèmes mécaniques,

3.2 TAB 4 : Classement des principaux systèmes électriques,

3.2 TAB 5 : Classement des principaux équipements demanutention et d’entreposage du combustible,

3.2 TAB 6 : Classement des systèmes et équipements de contrôle-commande

3.2 TAB 7 : Classement des ouvrages de génie civil

Cliquez pour voir : Tab 1 : Affectation des exigences aux systèmes de contrôle-commande Tab 2 : Présentation d'ensemble des exigences applicables aux équipements remplissant les fonctions de sureté F1 ou F2 ou classes M1, M2 ou M3 Tab 3 : Classement des principaux systèmes mécaniques Tab 4 : Classement des principaux systèmes électriques Tab 5 : Classement des principaux systèmes de manutention et d’entreposage du combustible Tab 6 : Classement des systèmes et équipements de contrôle-commande Tab 7 : Classement des ouvrages de génie civil

319

PROTECTION CONTRE LES AGRESSIONS EXTERNESsous chapitre 3.30. EXIGENCES DE SURETE COMMUNES A TOUTE LES AGRESSIONS EXTERNES

Les agressions externes, d'origine naturelle ou liées à l'activitéhumaine, constituent un risque potentiel pour la sûreté de latranche. Ces agressions (leur nature comme leur niveau) dépendentdu site étudié et les Directives Techniques (A.2.5) spécifient à cetégard, qu’une « attention appropriée doit être portée au choix dusite (dans le but de ne pas imposer des exigences excessives à laconception) ».

Les Directives Techniques § A.2.5 spécifient que les dispositions deconception doivent être prises à l’égard des agressions externes « de manière cohérente avec celles prises pour les événementsinternes et des agressions internes ; c’est-à-dire que les agressionsexternes ne doivent pas constituer une part importante du risqueassocié aux tranches nucléaires (de prochaine génération) ».L’objectif en terme de risque global de fusion du cœur est lui définiau § A.1.1 des Directives Techniques : « La mise en œuvred’améliorations de la défense en profondeur de ces tranches devraitconduire à l’obtention d’une fréquence de fusion du cœur inférieure

à 10-5 par année.réacteur, en tenant compte des incertitudes et detous les types de défaillances et d’agressions ».

L'objectif général des dispositions de conception, défini dans lesDirectives Techniques (A.2.5) est de « garantir que les fonctions desûreté des systèmes et des matériels qui sont nécessaires pour amenerla tranche dans un état d’arrêt sûr et pour éviter et limiter les rejetsradioactifs ne sont pas affectées de manière inadmissible ».

D’autre part, les Directives Techniques (A.2.4 et F.1.1) stipulent lanécessité, dans la démonstration de sûreté relative aux agressionsinternes, de tenir compte de l’ensemble des causes possibles de cesagressions, dont les défaillances induites, le cas échéant, par lesagressions externes.

Enfin, les Directives Techniques (A.2.5) stipulent que « leséquipements dont le fonctionnement est nécessaire durant lesagressions externes doivent être qualifiés pour la plage deparamètres supposée survenir au cours de tels événements ».

3.3

1. PRINCIPES GENERAUX - LISTE DES AGRESSIONS EXTERNES PRISES EN COMPTE POUR LA CONCEPTION

1.1. LISTE DES AGRESSIONS EXTERNESPour les agressions externes dépendant du site, les DirectivesTechniques (A.2.5) précisent qu’ « il n’est pas nécessaire de tenircompte de toutes les agressions dans une démarche standardisée ;les agressions externes telles que les inondations externes, lasécheresse, la formation de glace et les gaz toxiques, corrosifs oucombustibles peuvent être traitées uniquement pour une trancheparticulière selon le site ».

Les Directives Techniques (F.2.1) définissent la liste des agressionsexternes vis-à-vis desquelles des dispositions de conception sont àdéfinir, soit au stade de la conception standardisée, soit en fonctiondes spécificités du site (A.2.5) :

• Séisme,

• Chute d’avion,

• Explosion externe,

• Foudre et interférences électromagnétiques,

• Eaux souterraines,

• Conditions météorologiques extrêmes (températures, neige, vent,pluie, …),

• Inondation externe,

• Sécheresse,

• Formation de glace,

• Gaz toxiques, corrosifs ou inflammables.

D’autres agressions externes, spécifiques au site choisi, sont àconsidérer au cas par cas.

Ces agressions externes sont regroupées, dans le Rapport de Sûreté,sous les rubriques suivantes (expression des exigences dans lessections de type 3.3.X.0, identification des bases de conception dansles sections de type 3.3.X.1, analyse de sûreté dans les sections detype 3.3.X.2).

• Séisme (§ 2),

• Chute d’avion (§ 3),

• Risques industriels et voies de communications – Explosion externe(§ 4),

• Inondation externe (§ 5),

• Conditions climatiques extrêmes (neige, vent, températuresbasses, températures hautes, …) (§ 6),

• Foudre et interférences électromagnétiques (§ 7),

• Autres agressions externes propres au site (§ 8.5).

1.2. PRINCIPES GENERAUX DE LADEMARCHE DE PROTECTION VIS-A-VISDES AGRESSIONS EXTERNES

Conformément aux Directives techniques, les agressions externessont prises en compte à la conception, au même titre que lesévènements ou agressions internes. Les agressions prises en comptedans le dimensionnement le sont avec les mêmes objectifs deconséquences radiologiques que les situations sans fusion du cœur.Les agressions sont par ailleurs analysées pour leur contribution aurisque global de fusion de cœur (voir sous-chapitre 18.4)

Dans le cadre du dimensionnement, le principe de base de laprotection de l’EPR contre les agressions externes est, en cohérenceavec les Directives Techniques (§ F 2.1, voir chapitre 3.1.2), celui dela démarche « cas de charge ». Cette démarche consiste àrechercher le découplage, autant que faire se peut, entre :

• l’étude de l’agression elle-même et l’étude du processus chaudière,

• l’étude de l’agression et des autres agressions internes ou externes.

Le découplage est recherché au travers de la limitation :

• des conséquences de l’agression sur les fonctions de sûretédéfinies au sens des études d’accident, c’est-à-dire en pratique surles matériels qu’elles requièrent, en justifiant a minima l’absencede défaillance de mode commun,

• des conséquences de l’agression sur les matériels dont ladéfaillance peut être source d’agression interne ou externe.

Un découplage total n’est cependant pas systématiquementrecherché. Lorsqu’il n’est pas exclu par conception, alors des étudesde vérification permettent de s’assurer, in fine, que les objectifs desûreté sont atteints.

En pratique la démarche de conception et la démonstration desûreté s’articulent en trois temps :

1. Etablissement de la liste des conditions de fonctionnement deréférence (PCC). Il s’agit d’une liste finie, mais représentative,pour différentes classes de probabilité, des situations résultant dedéfaillances susceptibles d’affecter de façon enveloppe lesfonctions fondamentales de sûreté de l’installation, c’est à dire lamaîtrise de la réactivité, l’évacuation de la puissance résiduellemais aussi la fonction confinement,

2. Dimensionnement des structures et des équipements vis à vis descas de charges associés à chaque agression. La démarche de

3203.3

dimensionnement explicite pour chaque agression externe leschargements considérés ainsi que les structures, systèmes etéquipements qui doivent y résister et présente si nécessaire,l’approche évènementielle complémentaire évaluant lesdépendances entre agressions externes et agressions ouévènements internes et les modalités prises pour y faire face (voir§ 1.3 pour la prise en compte des cumuls).

Pour l’établissement de la liste des structures, systèmes etéquipements à protéger vis-à-vis de l’agression, on distingue deuxfamilles d’agressions externes :

• Celles, le séisme par exemple, vis-à-vis desquelles l’ensemble desmatériels classés au titre des conditions de référence (PCC) etl’ensemble des matériels classés au titre du confinement(classement mécanique) sont protégés à l’exception de ceux dontla défaillance (défaillances cumulées) ne remet pas en cause lerespect des objectifs de conséquences radiologiques des situationssans fusion du cœur.

• Celles, la chute d’avion par exemple, où cette protection n’est quepartielle. Dans ce cas l’absence de protection est justifiée sur labase d’une analyse probabiliste et/ou d’une analyse desconséquences de la défaillance de ces matériels, en regard desobjectifs de conséquences radiologiques des situations sans fusiondu cœur.

3.Démonstration, pour les agressions pour lesquelles la protectiondes matériels classés n’est pas totale, que les conséquencesradiologiques restent compatibles avec les objectifs deconséquences radiologiques des situations sans fusion du cœur.

La liste des conditions de fonctionnement de référence et lavérification de la suffisance de la protection vis à vis des objectifs deconséquences radiologiques sont présentées au chapitre 15.

Enfin, compte tenu des incertitudes relatives à l’évaluation desparamètres climatiques à couvrir sur la durée de vie du réacteur, laconception initiale du réacteur EPR permet d’envisager des facilitésd’adaptation, au cours de son exploitation, à d’éventuellesévolutions réelles du climat qui se révèleraient plus importantes quecelles prévues à l’origine.

D’une manière générale, « les facilités d’adaptation aux évolutionsdu climat » peuvent être prévues de trois façons :

• Prise en compte de marges supplémentaires à la conception vis-à-vis des cas de charge retenus,

• Faisabilité de modifications de l’installation,

• Acceptabilité d’évolution de l’exploitation.

Une analyse de l’adaptabilité de l’installation sera réalisée pourtoutes les agressions climatiques concernées.

1.3. PRISE EN COMPTE DES CUMULSD’une manière générale, la question des cumuls peut se présentersous trois aspects :

a) Cumuls de phénomènes physiques inhérents à l’agression elle-même.

Certaines agressions externes, liées à des conditionsmétéorologiques ou climatiques ne peuvent être définies quecomme le fruit de la conjonction de plusieurs phénomènes. C’est parexemple le cas de l’inondation externe naturelle (hors rupture debarrage). Une crue majeure (de type CM ou CMS) est la plupart dutemps due à un épisode pluvieux important et durable. Cetévénement est donc indissociable d’un niveau élevé de la nappephréatique. De même un niveau élevé d’eau à l’extérieur du site(crue) est souvent lié à l’arrivée d’une certaine quantité d’eau sur la

plate-forme due à la pluie. Ces principes sont à la base même de ladémarche de caractérisation de l’agression inondation externeétablie suite à l’inondation du site de Blayais et qui a fait l’objetd’une formalisation détaillée.

De ce point de vue d’autres agressions se prêtent plus simplement àune caractérisation élémentaire : séisme, chute d’avion, explosionexterne.

b) Cumuls de l’agression considérée et d’événements oud’agressions internes ou externes potentiellement dépendants

Ici le principe de découplage consiste :

• à réduire le lien de dépendance potentielle entre l’agressionexterne et les événements internes de référence (PCC-2 à 4) oud’autres agressions internes, par des dispositions particulières deprotection et de prévention,

• à identifier les risques d’événements externes induits : perte desalimentations électriques externes, perte de la source froide,agressions externes.

• et finalement à tenir compte des liens de dépendance potentiellerésiduels.

c) Cumuls de l’agression et de conditions initiales internes ouexternes indépendantes

Enfin, sans qu’il existe un lien de dépendance, l’analyse d’uneagression externe, peut nécessiter de prendre en compte, au titre de« conditions initiales », des paramètres physiques indépendants,dont les valeurs servent de base à l’analyse d’une autre agressionexterne.

Par exemple, il n’y a évidemment aucun lien de causalité entre unséisme et la température extérieure. Pour autant, le choix de certainsparamètres de calcul (par exemple les caractéristiques des matériauxde certains équipements) nécessite de faire une hypothèse sur latempérature.

Il n’y a en général aucune raison de cumuler les cas de chargemaximaux. Le plus souvent cependant, des cumuls de ce type sontpris en compte, pour limiter le foisonnement des études. Ilsprocurent alors des marges.

D’une manière générale, des cumuls sont explicitement pris encompte lorsqu’un lien de dépendance est avéré et qu’aucunedisposition de conception ne permet de l’exclure. Des cumulscomplémentaires sont également introduits lorsque ce lien dedépendance n’est que potentiel.

La prise en compte des cumuls influe selon les cas, et de façon nonexclusive, sur :

• la définition des cas de charge élémentaires (cas de l’inondationexterne par exemple),

• la liste des matériels à protéger vis-à-vis de l’agression et les cumulsde chargements à retenir (cas du séisme par exemple),

• les hypothèses de dimensionnement fonctionnel de certainssystèmes (températures extrêmes par exemple).

Le tableau 3.3 TAB 2, identifie de façon synthétique pour chaqueagression externe, les différents cumuls avec les événements, lesagressions externes et les agressions internes :

• qui sont pris en compte dans la démarche de conception de l’EPRet selon les cas,

- soit donnent lieu à des dispositions spécifiques,

- soit sont déjà couverts.

- qui ont été envisagés mais, in fine, non pris en compte.

2. PROTECTION CONTRE LES SEISMES

2.0. EXIGENCES DE SURETELe séisme est une agression externe d'origine naturelle. Elle doit êtreprise en compte dans la conception et le dimensionnement descentrales électriques nucléaires.

Le risque identifié est celui de l'indisponibilité des matérielsnécessaires au retour à un état d’arrêt sûr et à son maintien, entenant compte de leur capacité de résistance spécifique, de celle desmatériels adjacents et des agressions internes susceptibles d'êtreinduites par le séisme.

3213.3

2.0.1. Objectif de la protection contre les séismes

Après un séisme, l'objectif de la protection est de garantir que lesfonctions de sûreté des systèmes et des matériels nécessaires auretour de la tranche à un état d'arrêt sûr et à son maintien ne sontpas affectées de manière inacceptable.

2.0.2. Exigences de sûreté concernant les ouvragesde génie civil, les matériels mécaniques et lessystèmes électriques

Les matériels mécaniques, les systèmes électriques et les ouvrages degénie civil nécessaires pour atteindre les objectifs de sûreté doiventfaire l'objet d'un classement sismique. Les règles de classementsismique (SC1 et SC2) sont définies au sous-chapitre 3.2.

Ces ouvrages, matériels et systèmes doivent être conçus de façon àremplir leurs fonctions, à maintenir leur intégrité ou à rester stable,sous les charges induites par les mouvements sismiques à prendre encompte pour le dimensionnement des installations définis selon laRègle Fondamentale de Sûreté 2001-01, avec les marges suffisantespour satisfaire l’objectif probabiliste global de l’EPR rappelé au sous-chapitre 18.0.

Les exigences associées aux matériels peuvent être de différentstypes :

• Stabilité : la stabilité d'un composant est sa capacité à résister auxcharges qui ont tendance à modifier sa position ou son orientation(par exemple, qui ont tendance à le faire basculer, tomber, glisserde manière inacceptable ou à entraîner une rupture de certainesparties). La stabilité d'un composant requiert la stabilité et larésistance de ses supports.

• Intégrité : l'intégrité est la capacité de l'enceinte sous pression d'uncomposant à résister aux charges spécifiées.

• Capacité fonctionnelle : capacité de l'enceinte sous pression d'uncomposant à résister aux charges spécifiées avec une déformationlimitée, de manière à ce que la fonction du composant ne soit pasaltérée par une réduction possible du débit.

• Opérabilité : capacité d'un système ou d'une partie de système(par exemple, un composant ou un sous-système), y compris sesauxiliaires nécessaires, ses supports et ses alimentationsélectriques, à réaliser ses fonctions de manière à répondre auxobjectifs de sûreté.

Les exigences associées aux structures de génie civil sont définies, pourles différentes combinaisons de sollicitations prises en compte dontcelles faisant intervenir le séisme, au paragraphe 3.5.0. Elles sedéduisent d’exigences de comportement générales qui peuvent être :

• la stabilité d’ensemble : exigences de comportement attribuées ausystème principal de contreventement qui a pour objectif le non-effondrement d’un ouvrage de génie civil.

• la stabilité locale : exigences de comportement qui s’expriment enéquilibre statique, en résistance mécanique et en stabilité deforme.

• le supportage des matériels : exigences de comportement quiexpriment le fait que l’état de l’élément structural supportant desmatériels est compatible avec le respect des exigences attribuées àces matériels.

• la participation au confinement : le confinement est une fonctionqui a pour objectif de limiter le rejet des matières dangereuses versl’environnement. Pour les ouvrages de génie civil qui participent àson maintien, il se traduit par des exigences d’étanchéité.

• l’absence d’interaction : exigence de comportement qui a pourobjectif d’éviter, sous séisme, le choc entre des composants del’installation (ouvrages, élément, matériels) proches les uns desautres. Elle se traduit par une limitation des déplacements de cescomposants en fonction de leur distance de séparation les uns vis-à-vis des autres.

2.0.3. Réglementation applicable - RèglesFondamentales de Sûreté - DirectivesTechniques - Codes - Normes

Tous les textes réglementaires, les règles fondamentales de sûreté,les codes et normes applicables sont identifiés au sous-chapitre 1.7.Toutes les directives techniques sont identifiées au sous-chapitre 1.6.

Concernant les séismes, les Règles Fondamentales de Sûreté 2001-01 (mouvement sismique), I.3.b (instrumentation sismique), I.3.c(études géologiques et géotechniques du site) sont applicables. LaRFS numéro V.2.g n’est pas applicable à l’EPR, mais la nouvelle RFSapprouvée par le GP du 02/02/2006 sera applicable dès sapublication.

Les Directives Techniques § A.2.5, F2.1, F2.2.1 sont applicables.

En fonction du classement sismique des bâtiments et des matériels,les principaux codes utilisés sont ETC-C, RCC-M, RCC-E, et les règlesPS 92 (règles françaises de construction parasismique). (voir sous-chapitre 1.6 du RPS).

2.1. BASES DE CONCEPTION

2.1.1. Mouvements sismiques dedimensionnement

Le dimensionnement et la qualification des matériels classéssismiques de la partie standard de la tranche prennent en compte unensemble de conditions standards : les jeux de spectres dedimensionnement EUR (3.3 FIG 1) calés à 0,25 g en horizontal,associés à six conditions de sol standard (SA, MA, MB, MC, HA, HF),présentées ci-dessous.

Sol mouSA

Sol moyenMA

Sol moyenMB

Sol moyenMC Sol dur HA Sol dur HF

Module decisaillement MN/m2 150 600 1000 2500 6000

10800

17100

Masse volumique t/m3 1.9 2.1 2.1 2.1 2.5 2.5

Coefficient dePoisson - 0.48 0.40 0.40 0.40 0.30

0.32

0.35

Amortissementmatériau % 8 5 5 5 3 3

3223.3

Les conditions de sol SA, MA, MB, MC et HA correspondent à dessols homogènes. La condition de sol HF correspond à unestratigraphie représentative de la stratigraphie de Flamanville, etcaractérisée par :

• une première couche de 6 m d’épaisseur au-dessous du niveau dela fondation, de module de cisaillement 10800 MN/m2 et decoefficient de Poisson 0,32.

• une deuxième couche d’épaisseur supérieure à 500 m de modulede cisaillement 17100 MN/m2 et de coefficient de Poisson 0,35.

Les modules de cisaillement associés à ces deux couches de solcorrespondent à 1,5 fois les valeurs des modules de cisaillement desmatériaux constituant le sol de Flamanville.

Ces paramètres ont été choisis pour couvrir les conditions de sol desdifférents sites potentiels d’un EPR en France, dont le site deFlamanville.

Le dimensionnement des ouvrages de génie civil classés sismiquesest réalisé en fonction de conditions spécifiques du site, c'est-à-diredes caractéristiques spécifiques du sol du site, et des spectres EURcorrespondants, calés en accélération à :

• 0,25 g en horizontal, pour les ouvrages standards,

• un niveau adapté compte tenu de la sismicité du site, enveloppedes mouvements sismiques en champ libre à prendre en comptepour la conception des installations en application de la RFS 2001-01 pour les ouvrages de site. A ce titre, la RFS 2001-01 a étédéclinée sur l’ensemble des sites REP d’EDF déjà équipés.

Par exemple, pour le site Flamanville, deux niveaux sont utilisés pourles ouvrages classés sismiques (voir § 8) :

• Le Spectre de Dimensionnement des ouvrages de génie civilstandard est le spectre EUR sol dur calé à 0,25g en horizontal,associé à la condition de sol HF.

• Le Spectre de Dimensionnement des ouvrages de sitecorrespondant au spectre EUR sol dur calé à 0,15 g en horizontal,associé à la condition de sol HF.

Le dimensionnement des bâtiments non classés sismiques estcohérent avec la réglementation applicable aux bâtiments nonnucléaires, c'est-à-dire les règles de construction parasismique PS92.

Pour les ouvrages de génie civil ou les matériels, ces paramètressismiques (spectre, niveau et caractéristiques du sol) sont ensuiteutilisés sous le nom générique de Spectre de Dimensionnement(SDD), représentant chacune des composantes horizontales duSéisme de Dimensionnement.

Conformément à la Règle Fondamentale de Sûreté 2001-01, lemouvement vertical associé au Spectre de Dimensionnementcorrespond aux 2/3 du mouvement horizontal.

2.1.2. Règles de combinaisons de chargements

Sans que cela soit motivé par un lien de dépendance éventuel entreSéisme et PCC, certaines combinaisons conventionnelles sontadoptées au titre de la défense en profondeur pour ledimensionnement et / ou la qualification de certaines structures oucertains équipements, en cohérence avec les Directives Techniques :

• La combinaison des sollicitations résultant du Spectre deDimensionnement avec celles résultant d'un APRP (ruptureguillotine de la ligne d'expansion du pressuriseur) est prise encompte pour le dimensionnement de l'enceinte interne, desstructures internes du bâtiment réacteur, des internes de cuves.

• La combinaison des sollicitations résultant du Spectre deDimensionnement avec celles résultant de PCC-2 à 4 est prise encompte dans le dimensionnement des matériels de classe sismique1, y compris pour les PCC-2 à 4 dont l'initiateur ne correspond pasà la défaillance de matériels non classés sismiques. Les critèresassociés aux PCC-4 sont associés à cette combinaison. Ces derniersgarantissent notamment, de manière conservative, la capacité desmatériels à résister au séisme dans la phase à long terme d'unaccident.

• La séquence de qualification aux conditions accidentelles desmatériels de classe sismique 1 (définie au sous-chapitre 3.7)

comprend une phase d'essai sismique, combinée aux phasesd'irradiation et d'accident thermodynamique.

Par ailleurs, un certain nombre de paramètres météorologiquespertinents, sont intégrés pour le dimensionnement sismique desstructures de génie civil et des matériels :

• le vent : la combinaison des sollicitations résultant du Spectre deDimensionnement et des sollicitations résultant du vent (SDD +0,2 Vent maximal défini au § 6) est prise en compte pour ledimensionnement des bardages et des cheminées.

• la neige : la combinaison des sollicitations résultant du Spectre deDimensionnement et des sollicitations résultant de la neige (SDD +0,2 Neige maximale définie au § 6) est prise en compte pour ledimensionnement des bâtiments classés de sûreté.

• les températures extérieures (dans les limites des valeurs hautes etbasses de dimensionnement).

• la présence de la nappe phréatique.

2.1.3. Règles et méthodes retenues pour l'analysedynamique des bâtiments SC1

Plusieurs analyses dynamiques sont réalisées :

• D'une part, la réponse sismique de chaque bâtiment standard estcalculée pour chaque jeu d’hypothèses standards (chacune des sixconditions de sol et le spectre EUR 0,25 g associé). Ces analysesfournissent les spectres de plancher pour le dimensionnement et /ou la qualification des matériels classés sismiques de la partiestandard de l’installation.

• D'autre part, la réponse sismique de chaque bâtiment est calculéepour les conditions de sol du site associées au spectre EURcorrespondant calé à :

- 0,25 g pour les ouvrages standards,

- un niveau adapté compte tenu de la sismicité du site pour lesouvrages de site.

Ces analyses fournissent les sollicitations sismiques pour ledimensionnement des ouvrages de génie civil.

2.1.3.1. Bâtiments SC1 à analyser

La liste des bâtiments classés SC1 est établie en application desrègles de classement définies au sous-chapitre 3.2 du RPS. Le sous-chapitre 3.5 du RPS présente des dispositions générales prises pourle dimensionnement de ces ouvrages.

Le bâtiment réacteur est une structure cylindrique constituée debéton armé et de béton précontraint. Quatre bâtimentsrectangulaires en béton armé sont contigus au bâtiment réacteur(bâtiments de sauvegarde et combustible), formant une croix dont lecentre est le bâtiment réacteur.

Tous ces bâtiments sont fondés sur un radier commun d'épaisseurvariable. Ils sont désignés par le terme “bâtiments sur radiercommun”.

Les cinq structures suivantes de l'EPR sont donc analysées ensemble :

• Bâtiment des auxiliaires de sauvegarde 1, 2, 3, 4

• Bâtiment Combustible

• Structures internes

• Enceinte interne

• Enceinte externe

D'autres analyses dynamiques sont réalisées pour la Station dePompage, le Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires et les Bâtiments desDiesels.

2.1.3.2. Méthode d'analyse de l’interaction sol / structure

Pour les calculs dynamiques, le comportement dynamique du milieusemi-infini que constitue le sol est représenté en utilisant des valeursde ressorts et d'amortissement de sol.

Les raideurs complexes (fonctions d'impédance) sont évaluées et,pour cela, les matrices d'impédance aux points nodaux communs àla structure et au sol sont calculées pour les différentes conditions desol. Ces fonctions sont utilisées pour définir les ressorts et

3233.3

amortissements qui sont calés par rapport aux fréquences globalesdu système sol-structure.

Pour l'analyse dynamique visant à fournir les spectres de plancherspour le dimensionnement et/ou la qualification des matériels de lapartie standard de l’installation, les six conditions standard de solsont prises en compte. Hormis pour la condition de sol HF, le sol estmodélisé par un demi-espace homogène.

Pour l'analyse dynamique visant à fournir les spectres de plancherspour le dimensionnement des ouvrages de site, les conditions de solspécifiques de site sont prises en compte ainsi que sa stratigraphie.Une plage de variation, entre 2/3 et 3/2 des modules de cisaillementde sol est prise en compte.

Le calcul des fonctions d’impédance est réalisé selon les hypothèsessuivantes :

• le radier est considéré comme rigide (procédure commune pourl'analyse de l’impédance),

• les impédances qui sont des fonctions complexes dépendant de lafréquence sont calculées pour les 6 degrés de liberté du radierrigide considéré sans masse. Les parties réelles de ces fonctionsreprésentent la raideur dépendant de la fréquence, et les partiesimaginaires, la valeur d'amortissement dans le système sol-fondation.

• les raideurs globales de la fondation sont réparties sous le radier auprorata de la surface des éléments correspondants. Cetterépartition est réalisée de manière à ce que les forces globales etles déplacements au niveau du sol du radier soient cohérents avecla raideur globale pour chacun des 6 degrés de liberté.

• le sol est considéré homogène, le terme correspondant àl’amortissement radiatif est pondéré par un coefficient 1/2.

• au final, la valeur d’amortissement modal réduit est écrêtée à 30%.

2.1.3.3. Modélisation des bâtiments

2.1.3.3.1. Description des structures analysées

Le Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires, le Bâtiment Tour d'Accès etles Bâtiments Diesels sont représentés sous forme de modèles «brochettes » à masses concentrées et de modèles tridimensionnelspar éléments finis.

L'analyse dynamique est réalisée à l'aide de logiciels adaptés au typede calcul effectué.

Les bâtiments sur radier commun de l'Ilot Nucléaire EPR sontreprésentés par un modèle tridimensionnel complet aux élémentsfinis.

La rigidité de chaque élément de la structure est représentée demanière réaliste par des ressorts, des poutres, des plaques ou descoques. Les éléments surfaciques 2D prennent en compte les effortsde flexion et les contraintes de membrane.

Le modèle sert de base pour les analyses dynamiques.

Le modèle est composé de plusieurs sous-structures :

• L’enceinte interne : structure en béton précontraint d'épaisseurvariable, recouverte côté intérieur d'une peau d'étanchéitémétallique.

• L’enceinte externe : structure en béton armé d'épaisseur variable.

• La coque de protection contre la chute d'avion.

• Les tours : structures en béton armé reliées à l'enceinte externe.Ces tours sont également reliées aux parois externes des divisionsadjacentes.

• Les structures internes du BR : structures en béton armé,principalement composées de la structure primaire (puits de cuve),de la structure secondaire (paroi cylindrique avec murs et planchersintermédiaires) et de la piscine du réacteur (cavité réacteur etcompartiment de stockage). Les structures internes reposent sur leradier de l'enceinte du réacteur via un épais radier en béton.

• Le bâtiment combustible : structure en béton armé ; les principauxplanchers et parois verticales sont modélisés. Les structuresinternes du bâtiment combustible sont déconnectées des voilesexternes de la coque avion.

• Les bâtiments des auxiliaires de sauvegarde : structures en bétonarmé ; les principaux planchers et parois verticales sont modélisés.

Toutes ces structures sont connectées à un radier commun modélisépar des éléments finis d'épaisseur variable.

Afin de représenter l'épaisseur du radier, la rigidité de la couche laplus basse des éléments finis de plaque reliant les structures au radierest augmentée.

Toutes les structures sont faites de béton armé, excepté la paroi del’enceinte interne du bâtiment réacteur, composée d'une coquecylindrique de béton précontraint surmontée d’un dôme.

2.1.3.3.2. Propriétés des matériaux

Pour les structures en béton armé et précontraint, les propriétés desmatériaux sont prises en compte conformément à l’ETC-C.

2.1.3.4. Calcul des spectres de plancher et des efforts dans lesstructures de génie civil

Les spectres de plancher sont calculés pour les deux directionshorizontales et la direction verticale, pour chaque condition de sol,en utilisant la méthode temporelle par superposition modale.

Les spectres de réponse sont calculés séparément pour les différentsniveaux des bâtiments et groupés par zones spécifiques. Les spectressont enveloppés et lissés.

Les spectres de plancher sont présentés pour une large plage devaleurs d’amortissement utiles à l’analyse sismique des matériels.

Les spectres de plancher sont utilisés pour le dimensionnement et/oula qualification des matériels des bâtiments considérés.

Les accélérations de corps rigide du spectre de plancher,correspondant aux conditions de sol de site, sont utilisées pour desanalyses structurelles quasi-statiques plus approfondies desbâtiments.

2.1.4. Règles et méthodes appliquées pour laStation de Pompage

La Station de Pompage est décrite au chapitre 3.5.4 du Rapport deSûreté.

La station de pompage est un ouvrage de site. Il est de classesismique 1 (SC1), en application des principes généraux declassement (voir sous chapitre 3.2).

Les spectres de sol pris en compte sont les spectres EURcorrespondant aux conditions de sol du site et calés en accélérationà un niveau adapté compte tenu de la sismicité du site, enapplication des principes généraux énoncés en § 2.1.

Les phénomènes d’interactions sol-structure sont pris en compte.L'interaction entre la structure et le sol est prise en compte via unemodélisation 3D du sol et de la structure, intégrant toutes lescouches du sol, jusqu'au rocher ainsi que le remblai.

2.1.5. Règles et méthodes appliquées à l'analysedynamique des matériels et des structuresinternes de cuve

2.1.5.1. Méthodes d'analyse sismique

Plusieurs méthodes d’analyse sismique peuvent être mises en œuvre.Elles sont décrites ci-après. Les méthodes les plus généralementutilisées sont des méthodes modales (spectrales ou temporelles),éventuellement la méthode statique équivalente.

2.1.5.1.1. Sous-systèmes autres que les boucles primaires

L'analyse des systèmes et des matériels de classe sismique I estréalisée, quand cela est applicable, par la méthode spectrale, quis’appuie sur la décomposition du système en modes propres et larésolution par projection sur base modale.

Les spectres de plancher, issus de l’analyse dynamique du bâtiment,sont pris en compte. Les valeurs d'accélération sont sélectionnéespour chaque mode sur la base de sa fréquence propre et du tauxd’amortissement associé.

3243.3

Trois analyses distinctes (indépendantes) sont réalisées pour deuxdirections horizontales et une verticale. Les résultats obtenus pourchaque direction sont ensuite combinés en utilisant une méthodeappropriée.

Une description détaillée des analyses dynamiques est fournie ausous-chapitre 3.6.

L’analyse dynamique des différents systèmes et composants s’appuiesur un modèle aux éléments finis. Bien que la capacité desordinateurs et des codes de calcul autorisent aujourd’hui desmodélisations très détaillées des différents composants mécaniques,la complexité des modèles détaillés doit être adaptée au domaine devalidation des codes.

2.1.5.1.2. Boucles primaires

La réponse des boucles primaires est déterminée en utilisant soit laméthode spectrale, soit la méthode temporelle.

L'analyse spectrale modale prend comme donnée d’entrée le jeu desspectres de plancher correspondants aux points d'ancrage dusystème primaire principal. L'analyse temporelle prend commedonnée d’entrée les accélérogrammes, aux points d'ancrage dusystème primaire principal issus de l'analyse tridimensionnelle del'interaction sol-structure.

2.1.5.2. Procédure utilisée pour modéliser les matériels

2.1.5.2.1. Généralités

Les matériels de classe sismique 1 font l’objet d’une modélisationaux éléments finis, sur la base des principes suivants :

• Les principes de modélisation doivent permettre de rendre comptede l’ensemble des modes propres ayant une contributionsignificative à la réponse sismique. Par défaut, l’ensemble desmodes situés dans la plage amplifiée du spectre de plancherreprésentatif du chargement sismique appliqué à l’équipementdoit être pris en compte.

• Le cas échéant, la contribution des modes dont la fréquencedépasse dans la plage amplifiée du spectre de plancherreprésentatif du chargement sismique appliqué à l’équipementdoit être prise en compte.

2.1.5.2.2. Cas particulier des boucles primaires

L'analyse des boucles primaires est présentée dans la section 3.6.1.3.

L'analyse est réalisée en utilisant la méthode d'analyse modalespectrale expliquée ci-dessous.

La méthode d'analyse modale spectrale est de loin la méthode laplus utilisée pour ce type de calcul. Les spectres utiliséscorrespondent aux spectres de réponse du plancher au niveau dusupport supérieur du générateur de vapeur.

Principales hypothèses

Le modèle utilisé est composé des quatre boucles primaires et de lacuve du réacteur. Ceci permet de prendre en compte le couplagedynamique éventuel (translation et rotation) des quatre boucles etde la cuve de réacteur sur ses supports.

L'influence de la rigidité des lignes secondaires (ligne de vapeur etligne d'eau alimentaire) est prise en compte en associant deséléments à rigidité de type matrice à ces lignes. Cependant, leurflexibilité élevée et leur faible masse les rendent négligeables sur lafréquence naturelle du système.

Les conditions limites ne changent pas pendant un séisme. Cettehypothèse est inhérente à la méthode d'analyse qui suppose unestructure linéaire et des conditions standards aux limites. Dans lapratique, cette restriction requiert que les jeux soient supérieurs auxdéplacements sismiques de manière à ce qu'il n'y ait pas de contactou d'impact significatif pendant le séisme.

Par ailleurs, les jeux faibles sont considérés comme comblés dans lemodèle linéaire utilisé lors de l'analyse modale. Aussi, des calculscomplémentaires, statiques, sont réalisés pour tenir compte desefforts et contraintes liés à la fermeture de ces jeux. Les résultatsobtenus sont ensuite ajoutés aux résultats de l’analyse spectrale.

La structure en elle-même (hors jeux) reste linéaire sous chargementsismique. Les supports sont conçus pour rester élastiques sous des

charges maximales résultant du séisme de dimensionnement oud'une rupture d'une ligne auxiliaire reliée au système primaire oud'une rupture de ligne de vapeur.

Les tiges d’ancrage sont précontraintes à une valeur qui tientcompte de la charge maximale du Séisme de Dimensionnement etdu cas pénalisant de rupture de tuyauterie.

Les amortisseurs hydrauliques et les béquilles, décrits dans le RPSsection 5.4.9, introduisent également une non-linéarité. Leur rigiditédépend essentiellement de la direction de l'accélération. Les chargesde traction et de compression ne sont pas appliquées aux mêmespièces mécaniques, ce qui explique la différence de rigidité. Pour cessupports, la rigidité de l'élément utilisé dans l'analyse est équivalenteà la valeur moyenne de la rigidité traction-compression.

Modèle

Le modèle comprend les éléments suivants : la cuve du réacteur, lesquatre boucles primaires, le pressuriseur et la ligne d'expansion dupressuriseur. Chaque boucle comprend, dans la directiond'écoulement : une branche chaude, un générateur de vapeur, unebranche en U, une pompe primaire et une branche froide. Lamodélisation du système primaire principal est basée sur la méthodedes éléments finis. Le modèle tridimensionnel (3-D) est composé debranches de tuyauteries droites, de coudes, de masses concentrées,de ressorts et de matrices de rigidité.

La géométrie, les propriétés physiques et les matériaux associés à ceséléments sont représentatifs des caractéristiques de masse, d'inertieet de rigidité de l'équipement décrit.

Certains jeux sont considérés fermés, c'est-à-dire que les deuxsurfaces opposées sont considérées en contact. La fermeture de cesjeux est prise en compte par une analyse statique complémentairedont les résultats sont ajoutés aux résultats de l'analyse spectralemodale.

Dans le cas du modèle sismique, certains degrés de liberté ont étéconsidérés comme étant des degrés de liberté dynamiques(réduction R.J. GUYAN). Ces degrés dynamiques de liberté (environ600) sont sélectionnés en tenant compte de la technique de GUYAN(petite rigidité et masse importante).

Paramètres de calcul

Les calculs sismiques des boucles primaires sont réalisés à partir desspectres de plancher issus de l’analyse dynamique du bâtiment.

Les spectres de planchers sont calculés à différents niveaux et pourdifférentes valeurs d'amortissement.

2.1.5.3. Analyse sismique des structures internes de cuve

Les structures internes de la cuve sont étudiées par analysetemporelle par superposition modale non-linéaire. Les excitationssismiques appropriées sont utilisées et appliquées à la représentationmodale du système. Pour cette représentation, les structures internesde cuve, la cuve du réacteur et les assemblages combustibles sontmodélisés sous forme de ressorts, de masses concentrées oud'éléments de poutres. Un code de calcul par éléments finisstructurels (SYSTUS par exemple) est utilisé pour calculer la réponsedu système non linéaire. Le résultat de cette analyse est ensuitecombiné aux autres chargements pour le dimensionnementmécanique de chaque composant sur la base du RCC-M (voir sous-chapitre 1.6).

Le calcul dynamique de la cuve et de ses structures internes fournitégalement, sous forme temporelle, les mouvements nécessaires pourl’analyse des éléments combustibles ou les mécanismes decommande des grappes.

L'analyse des structures internes de cuve est présentée dans la sous-section 3.6.1.3.

2.1.5.4. Utilisation de la méthode statique équivalente

Cette méthode constitue une simplification de la méthode spectrale.Pour chaque direction de séisme, la réponse de la structure estcalculée en appliquant une accélération statique uniforme

Les règles de cumuls entre les différentes directions de séisme sontidentiques à celles retenues pour la méthode spectrale.

325

2.1.5.5. Prise en compte des 3 composantes du mouvementsismique

La réponse est calculée pour chacune des trois directions de séisme(deux horizontales et une verticale). Les résultats obtenus danschaque direction sont combinés individuellement à l'excitation endirection verticale selon la méthode de la "racine carrée de la sommedes carrés ".

Pour les composants de la chaudière, la méthode pour combiner lescharges des trois analyses se fondera sur les trois principesfondamentaux suivants :

• Les réponses de crête des différents modes pour une mêmeexcitation sismique ne surviennent pas en même temps, ce quicorrespond à faire l’hypothèse de décorrélation des réponsesmodales.

• Les réponses de crête d'un mode spécifique dues à des excitationssismiques de différentes directions ne surviennent pas en mêmetemps et ne sont pas liées, ce qui correspond à faire l’hypothèse dedécorrélation des mouvements sismiques dans les trois directions.

• Les réponses maximales des différents modes et directions ne sontpas simultanées.

Pour mettre en œuvre les principes susmentionnés, les troiscomposants de translation d'excitation sismique sontstatistiquement combinés selon une méthode appropriée.

2.1.5.6. Combinaison des réponses modales

Lorsque la méthode spectrale est utilisée, toutes les réponsesmodales comme les déplacements, les contraintes, les momentset/ou les accélérations, sont combinées à l'aide d’une méthodeappropriée permettant, le cas échéant, de tenir compte des modesproches en fréquence.

2.1.5.7. Equipements et composants multi-supportés

L’analyse sismique des équipements multi-supportés doit tenir compte :

• des différents spectres de planchers correspondant aux différentsniveaux d’ancrage de l’équipement,

• des déplacements différentiels entre ces différents niveaux d’ancrages.

2.1.6. Séisme d’inspection et instrumentationsismique

Un séisme d’inspection est défini. Il représente le niveau de séismeen dessous duquel, s’il survient, aucune vérification ou inspectionspécifique des composants importants pour la sûreté n'estnécessaire avant de ramener ou de maintenir la tranche enfonctionnement normal. Ce séisme d’inspection correspond à uneaccélération horizontale maximale en champ libre de 0,05 g. Cetteaccélération correspond à une intensité MSK sur site inférieure à VI.

La démarche mise en œuvre dans le cas où un séisme serait ressentiet/ou mesuré sur l’installation est illustrée figure 3.3 FIG 2.

Pour collecter les données nécessaires à l'analyse de telsévénements, une instrumentation sismique conforme à la RègleFondamentale de Sûreté I.3.b est installée.

Elle a pour rôle, en cas de dépassement d’un certain niveaud’accélération sur le site, de générer une alarme dans la salle decommande et de déclencher l’enregistrement des mouvementssismiques.

Le déclenchement automatique de l'enregistrement est indiqué ensalle de commande.

En cas de dépassement des accélérations maximales correspondantau "séisme d’inspection", des analyses plus approfondies, trancheen marche, sont nécessaires afin d'analyser si l’installation a étésollicitée au-delà du domaine élastique et si elle est toujours dansdes conditions de fonctionnement normal.

2.2. ANALYSE DE LA SURETE

2.2.1. Cohérence des hypothèses de conceptionvis-à-vis des conditions du site

Les différentes hypothèses de conception (Spectre deDimensionnement, conditions du sol) utilisées pour ledimensionnement des structures et des matériels sont comparéesaux mouvements sismiques à prendre en compte pour ledimensionnement des installations définis dans la RègleFondamentale de Sûreté 2001-01. La comparaison peut être réaliséedirectement sur le spectre de champ libre ou, si nécessaire, sur lessollicitations sismiques sur les structures et les matériels. Danscertains cas, une nouvelle analyse complète de certaines structuresou de certains matériels peut être nécessaire.

2.2.2. Vérification de la conception de la tranche :démarche « séisme événement »

Une vérification spécifique est réalisée. Elle conduit à l’identificationdes structures et des matériels de classe sismique 2 en applicationdes principes du sous-chapitre 3.2. Elle a pour objectif d'identifier lesmatériels n’appartenant pas à la classe sismique 1 dont la défaillancepourrait, par des effets locaux et/ou globaux avoir une incidence surdes matériels de classe sismique 1 ou remettre en cause leurqualification et plus généralement, pour prévenir l'atteinte desobjectifs de sûreté définis section 3.3.2.1. La méthodologie mise enœuvre retient dans un premier temps l’hypothèse de défaillancesuniques. Dans un deuxième temps, le cas de défaillances multiplesest analysé. Analyse spécifique des PCC-2 à 4.

Une analyse spécifique est réalisée pour l’ensemble des PCC-2 à 4 ensupposant une combinaison conventionnelle avec une Perte Totaledes Alimentations Electriques Externes de 24 heures suite au séisme.

Les règles d’étude sont définies au chapitre 15.0.

2.2.3. Vérification des marges sismiques

Les bases de conception retenues, plus précisément le choix duniveau sismique et le conservatisme de la démarche dedimensionnement mise en œuvre pour la protection de l’installationcontre les séismes, confèrent des marges vis-à-vis des objectifs desûreté associés au séisme.

Une vérification est réalisée pour chaque site. Elle repose d’abord surla comparaison des chargements sismiques retenus pour ledimensionnement des structures et des matériels et desmouvements sismiques à prendre en compte pour ledimensionnement des installations définis en application de la RègleFondamentale de Sûreté 2001-01. Si cette analyse ne dégage pas demarge, une analyse plus détaillée d’une sélection de matériels seraréalisée sur la base d'hypothèses conservatives mais plus réalistesque celles adoptées pour le dimensionnement (modélisation desconditions du sol, amortissement, capacité sismique, par exemple).Le retour d’expérience (essais sur table vibrante, analyse desconséquences de séismes réels) peut contribuer à la justification desmarges.

3. PROTECTION CONTRE LA CHUTE DES AVIONS

3.0. EXIGENCES DE SURETELa chute d’avion est une agression externe liée à l'activité humaine.Elle doit être prise en compte pour la conception des centralesnucléaires.

Le risque identifié est celui de l'indisponibilité des matérielsnécessaires au retour à un arrêt sûr et à son maintien.

3.0.1. Objectifs de sûreté

Suite à la chute d’un avion, l'objectif est de garantir que les fonctionsde sûreté des systèmes et des matériels nécessaires pour limiter lesconséquences radiologiques ne sont pas affectées de manièreinacceptable.

3.3

326

3.0.2. Exigences de sûreté concernant les ouvragesde génie civil et les systèmes, leséquipements mécaniques et électriques

Tous les ouvrages de génie civil et les matériels nécessaires pouratteindre les objectifs de sûreté doivent être protégés.L'identification de ces structures et de ces équipements s’appuie surles textes réglementaires applicables et les règles fondamentales debase, complétés par des exigences déterministes additionnelles.

3.0.3. Réglementation applicable - RèglesFondamentales de Sûreté - DirectivesTechniques - Codes – Normes

Tous les textes réglementaires, les règles fondamentales de sûreté,les codes et normes applicables sont identifiés au sous-chapitre 1.6et 1.7. Concernant la chute d’avion, les objectifs et les principes desûreté sont définis dans la Règle Fondamentale de Sûreté 1.2.a.

Toutes les directives techniques applicables sont identifiées au sous-chapitre 1.6. Concernant la chute d’avion, les objectifs de sûretésont définis dans les Directives Techniques §A.2.5 (contribution desagressions externes au risque global) et §F2.2.2 (protection contre lachute d’avion).

L'ETC-C est applicable au dimensionnement des ouvrages de géniecivil. Il définit, pour les bâtiments qui doivent être dimensionnés vis-à-vis de ce cas de charge, et pour les combinaisons de chargementsà prendre en compte, les critères à considérer.

3.1. BASES DE CONCEPTIONL'approche de la protection contre la chute d’avion est d’aborddéterministe et basée sur des cas de charge associés à différentesfamilles d'avions. La protection est obtenue par undimensionnement, vis-à-vis de ces cas de charge, des bâtimentsclassés sûreté ou par séparation géographique des systèmesredondants.

Les ouvrages de l’îlot nucléaire EPR renfermant les équipementsnécessaires à l’atteinte de l’état sûr du réacteur et à la prévention dela fusion du cœur sont protégés vis-à-vis des risques induits par letrafic aérien.

Conformément aux termes de la RFS I.2.a, la prise en compte de cerisque s’appuie sur la répartition du trafic aérien en trois famillesd’avions qui sont l’aviation générale (avions de masse inférieure à5,7 tonnes), l’aviation militaire et l’aviation commerciale. Laprobabilité d’un dégagement inacceptable en limite de site à la suited’une agression de ce type sert de base à la définition du cas decharge servant au dimensionnement de l’installation.

Pour l'EPR, la démarche générale d’amélioration significative de lasûreté a conduit à considérer le risque aérien dans sa totalité (àsavoir militaire et commercial) indépendamment de la probabilitéd’occurrence de l’événement, la protection de l’installation étantassurée soit par séparation géographique soit par l’existence d’unécran physique appelé « coque avion ».

Dans le cadre de l’aviation militaire qui constitue le cas de chargeinitial, l’orientation retenue au niveau de la protection del’installation vis-à-vis de l’impact direct est la suivante :

• Protection complète pour les bâtiments susceptibles de contenir ducombustible. Cette protection est assurée par une « coque avion » :c’est le cas du bâtiment réacteur et du bâtiment combustible,

• Protection pour les bâtiments renfermant des systèmes desauvegarde, soit par leur protection par la coque avion, soit par

une séparation géographique suffisante des systèmes desauvegarde redondants,

• Intégration des équipements classés F1 et non redondants dans lesbâtiments protégés par la coque avion : cela concerneprincipalement la salle de commande.

L’exigence de protection vis-à-vis du risque aérien est décrite dans lechapitre 3.5.0. Elle distingue les bâtiments protégés par séparationgéographique et ceux protégés par la « coque avion ». Pour ledimensionnement des structures de protection de ces derniersbâtiments, l’impact de l’avion a été modélisé au travers de deuxcourbes (force en fonction du temps) C1 et C2.

Ces diagrammes de charge (figures de la section 3.5.0) ont pourobjectif de représenter deux types d’effet qui sont, d’une part, uneffet local de perforation au droit de l’impact et, d’autre part, uneffet global de vibrations induites dans les bâtiments. Ils sont utilisésde la manière suivante :

• La courbe C1 sert au dimensionnement des structures internes desbâtiments vis-à-vis des vibrations induites. En prenant l’hypothèse,d’une part, d’un comportement élastique linéaire du matériau et,d’autre part, de différents points d’impact de l’avion sur chaquemur extérieur de protection, le spectre de réponse de la structureest déduit et est utilisé pour le dimensionnement des équipementsconcernés. Le découplage des structures internes des bâtimentsconcernés vis-à-vis des murs extérieurs supportant l’impact permetde réduire la sollicitation des équipements qui doivent êtreprotégés.

• Pour les mêmes bâtiments, la courbe C1 est utilisée pour ledimensionnement des murs extérieurs vis-à-vis des chargesgénérées par l’impact direct de manière à assurer, d’une part, qu’iln’y a ni pénétration ni création de missiles secondaires et, d’autrepart, que les déformations des armatures et du béton restentlimitées.

• La courbe C2 est, quant à elle, représentative d’un impact sur ciblerigide et est utilisée pour vérifier la résistance ultime locale à laperforation des murs extérieurs avec une marge réduite. Ladémonstration de sûreté correspondante peut s’appuyer surl’existence de murs ou parois situés sous la coque avion dans lesbâtiments protégés.

Dans le cadre de l’aviation commerciale qui constitue un cas decharge complémentaire introduit à la suite des événements du 11septembre 2001, la conception initiale a été vérifiée et adaptée pourtenir compte de l’ensemble des conséquences directes, indirectes etdifférées de l’agression. La définition d’un cas de chargecorrespondant a permis de confirmer la capacité de l’îlot nucléaireEPR et de son architecture générale à résister à une telle agression.Par contre, elle a conduit à un renforcement généralisé de laprotection de l’installation vis-à-vis de l’impact direct et de sesconséquences.

En conclusion, les risques induits par l’ensemble du trafic aérien issusde l’aviation générale, militaire et commercial sont pris en comptedans la conception de l’EPR.

3.2. ANALYSES DE SURETELa vérification que les dispositions de dimensionnement sontsuffisantes en termes de sûreté et d'exigences réglementaires estréalisée en suivant une méthodologie similaire à celle utilisée pourd'autres réacteurs français à eau sous pression. Le résultat de l'étudeest présenté au § 8.

La vérification que les dispositions de dimensionnement sontsuffisantes concernant les exigences complémentaires est réaliséedans un document spécifique à usage restreint.

4. PROTECTION CONTRE LES RISQUES LIES A L'ENVIRONNEMENTINDUSTRIEL ET AUX VOIES DE COMMUNICATION - EXPLOSION EXTERNE

4.0. EXIGENCES DE SURETE4.0.1. Identification du risquePour chaque site, les installations industrielles et les voies decommunication qui peuvent présenter un risque pour la tranche sont

identifiées. Les risques à prendre en compte sont :

• Explosion : onde de compression, mouvements du sol, missiles, etc.

• Incendie hors du site : effets de radiance, fumées.

• Mouvement de gaz toxiques, corrosifs ou radioactifs.

3.3

3273.3

Trois familles de sources de risques sont prises en compte :

• Les installations industrielles fixes comme les installations destockage ou de production.

• Les réseaux de carburant ou de gaz.

• Les voies de communication routières, ferroviaires, fluviales oumaritimes.

4.0.2. Objectifs probabilistes

Sont considérés comme des cibles, tous les ouvrages de génie civil etles matériels qui sont nécessaires aux fonctions fondamentales desûreté suivantes :

• Arrêt du réacteur et évacuation de la puissance résiduelle

• Stockage du combustible usé

• Traitement et confinement des effluents radioactifs

L'ordre de grandeur de la probabilité acceptable d'un dégagementradiologique inacceptable à la limite du site est fixé en cohérenceavec les objectifs généraux de protection de l'EPR vis-à-vis desagressions externes fixés par les Directives Techniques (§A.2.5).

Les agressions externes liées à l’environnement industriel ou auxvoies de communication ne sont pas cumulées avec des événementsindépendants (un séisme par exemple) compte tenu de la faibleprobabilité résultante.

4.0.3. Réglementation applicable - RèglesFondamentales de Sûreté- DirectivesTechniques - Codes – Normes

Tous les textes réglementaires, les règles fondamentales de sûreté,les codes normes applicables ainsi que leur référence sont identifiésrespectivement aux sous-chapitres 1.7 et 1.6. Concernantl'environnement industriel et les voies de communication, lesobjectifs et les principes de sûreté pour la vérification sont définisdans la Règle Fondamentale de Sûreté I.2.d.

Toutes les directives techniques sont identifiées au sous-chapitre 1.6.Concernant les risques liés à l'environnement industriel et aux voiesde communication, les objectifs généraux de sûreté sont ceuxassociés aux agressions externes et sont exprimés dans les DirectivesTechniques § A2.5. Les cas de charge à utiliser pour ledimensionnement sont définis dans les Directives Techniques§F2.2.3 : « Concernant les explosions externes, il est nécessaire deprendre en compte, pour le dimensionnement des tranchesélectronucléaires de la prochaine génération, comme chargementstandard en fonction du temps une onde de pression de formetriangulaire à front raide avec une surpression maximale de 100 mbar et une durée de 300 ms. C’est-à-dire que, en tenantcompte des réflexions possibles sur les parois et les toits desbâtiments, le chargement en fonction du temps sur les parois desbâtiments consistera en une onde de surpression maximale de 200mbar sur les parois planes ». Les objectifs de sûreté de l'EPR sont plusrestrictifs que ceux exprimés dans la Règle Fondamentale de SûretéI.2.d. Les cas de charge de dimensionnement EPR sont supérieurs àceux présentés dans la RFS I.2.d.

4.1. BASES DE CONCEPTION

4.1.1. Principes généraux

Le dimensionnement prend en compte le risque d'explosion externesur la base des Directives Techniques § F.2.2.3. Pour la dérive denappes de gaz (toxiques, corrosifs ou radioactifs), une analyse au caspar cas est effectuée et, le cas échéant, des dispositions constructivessont adoptées pour se protéger contre ce risque (conception desystèmes appropriés de ventilation en circuit fermé ou de filtration).

La conception de la tranche vis-à-vis du risque d'explosion externeretient un cas de charge standard appelé Onde de Compressiond'Explosion. Elle entre dans la conception des bâtiments suivants(voir section 3.5.0 du RPS) :

• Bâtiment Réacteur (BR)

• Bâtiment Combustible (BK)

• Bâtiments de Sauvegarde (BAS)

• Bâtiments Diesels (DB)

• Station de Pompage

• Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires (BAN)

• Bâtiment de Traitement des Effluents (BTE)

4.1.2. Paramètres de dimensionnement

Le cas de charge standard représentatif de l'onde incidente, retenuepour le dimensionnement, est une onde de surpression triangulaireavec un front raide, atteignant une surpression maximale de 10 kPaet de durée 300 ms (3.3 FIG 3). Elle représente une onde détonante.La détonation est supposée se produire sur le lieu de l’accident,c'est-à-dire au niveau des voies de transport ou des installationsindustrielles fixes. L’onde de référence est supposée arriver selon unedirection horizontale.

Cette onde de surpression incidente couvre, en termes desollicitation sur les structures, l'onde d'une déflagration sur le site.

La sollicitation appliquée aux parois tient compte des effets deréflexion et de concentration, sans supposer de composantehorizontale préférentielle pour l'onde de référence.

Sur les parois planes, la prise en compte des réflexions etconcentrations conduit à retenir une onde de surpression de 200 mbarau maximum. Plus précisément :

• De par la direction horizontale de l'onde incidente, un éventueleffet de réflexion sur les parois sera pris en compte selon unfacteur de 2,0.

• Pour les toits, trois cas de figure sont considérés. Les indicationsgénérales mentionnées ci-dessus pour les toits sont divisées en 3 cas :

- Il existe des bâtiments plus élevés avec des parois planes : lasurpression maximum sera égale à 1,5 fois la valeur maximalede l'onde de surpression incidente.

- Il existe des bâtiments plus élevés avec des parois rondes etcylindriques : la surpression maximum sera égale à 1,0 fois lavaleur maximale de l'onde de surpression incidente, car laréflexion est plus diffuse.

- Il n’existe pas de bâtiments plus élevés : aucune réflexion nesera prise en compte. La surpression maximum sera égale à 1,0fois la valeur maximale de l'onde de surpression incidente.

La durée de la surpression sur les parois verticales est supposée aumoins égale à la moitié de l'onde de surpression incidente.

On suppose que la durée de la surpression sur les toits exposés à desréflexions provenant de bâtiments plus élevés est égale à celle del'onde de surpression incidente.

4.2. ANALYSE DE SURETELa vérification que les dispositions de dimensionnement sontsuffisantes en termes de sûreté et d'exigences réglementaires seraréalisée conformément à la RFS I.2.d et adaptée aux objectifsprobabilistes plus restrictifs de l'EPR.

L'évaluation de la sûreté de la tranche en termes de risques liés àl'environnement industriel (explosion, gaz toxiques, corrosifs ouradioactifs) est réalisée et présentée au § 8.

328

5. PROTECTION CONTRE L'INONDATION EXTERNE

5.0. EXIGENCES DE SURETE

5.0.1. Objectifs de sûreté

Suite à une inondation (interne ou) externe, les objectifsfondamentaux visent à permettre de :

• maintenir l'intégrité du système primaire principal,

• arrêter le réacteur et évacuer la puissance résiduelle,

• limiter à un niveau acceptable tout éventuel dégagement desubstances radioactives dans le site.

5.0.2. Exigences de sûreté concernant la protectioncontre les inondations externes

Les exigences liées à la protection contre les inondations externesont pour objectif :

• d’être conforme à la RFS I.2.e : il s’agit d’assurer le maintien horsd’eau des bâtiments abritant les matériels et équipements classésde sûreté, par un calage des plates-formes à une cote au moinségale à la cote majorée de sécurité, comme le requiert la RFS I.2.e« Prise en compte du risque d'inondation d'origine externe » ; lesaléas pris en compte sont décrits au § 5.0.2.1.

• d’assurer les fonctions de sûreté compte tenu :

- des aléas complémentaires à ceux strictement définis dans laRFS I.2.e ; les huit aléas pris en compte sont décrits au § 5.0.2.2,

- et de leurs conjonctions potentielles § 5.0.2.3.

5.0.2.1. Phénomènes et aléas pris en compte au titre de la RFS I.2.e

5.0.2.1.1. Crue fluviale (C.F.)

La cote majorée de sécurité (CMS) est l'enveloppe des niveauxsuivants :

• niveau atteint par une crue dont le débit est celui de la cruemillénale, majoré de 15 %,

• niveau résultant de la conjonction de la crue historique la plusimportante connue, ou a minima de la crue centennale, et del'effet d'un effacement d'ouvrage.

5.0.2.1.2. Crue en bord de mer par surcote (C.B.M.S.)

La Cote Majorée de Sécurité correspond à la combinaison de lamarée maximale (coefficient 120) avec la surcote millénale.

5.0.2.1.3. Crue en bord de mer par tsunami (C.B.M.T.)

Le phénomène tsunami est une onde de forte amplitude créée suiteà un glissement de terrain ou un séisme sous-marin. L’aléa tsunamiest couvert par l’aléa CBMS [25].

5.0.2.1.4.Rupture ou effacement de barrage (R.E.B.)

L’aléa « Rupture ou effacement d’un barrage » correspond à uneffacement complet et instantané du barrage. Il engendre une ondede submersion se propageant à grande vitesse et inondant lesinstallations situées en contre-bas.

5.0.2.1.5. Crue en estuaire (C.E.)

La cote majorée de sécurité est le plus haut des trois niveaux suivants :

• Crue millénale fluviale combinée avec une marée de coefficient 120,

• Crue en bord de mer par surcote (C.B.M.S.),

• Crue centennale (ou historique si elle est supérieure) combinéeavec Rupture de Barrage (R.E.B.) combinée avec une marée decoefficient 70.

La combinaison des événements correspondant à ce niveau estfonction de la position du site dans l'estuaire.

5.0.2.2. Phénomènes et aléas pris en compte au titre de la « démarche complémentaire »

5.0.2.2.1. Crue en bord de mer par effet de houle (C.B.M.H.)

La houle représente l’ensemble des ondulations (ou vagues)

présentes à la surface de la mer. On utilise généralement leparamètre Hs « hauteur significative » pour caractériser lesattaques de la houle. Les autres paramètres concernent la période,la durée de propagation et la période de retour.

5.0.2.2.2. Détérioration d’ouvrage ou de canalisation (D.O.C.)

Il s’agit de caractériser les risques liés à une dégradation éventuelled’un ouvrage proche du site et situé à une cote plus élevée que laplate-forme du site (digues latérales des canaux, bassins réservoirs,retenues d’eau, bassins des aéroréfrigérants). L’aléa « Dégradationd’ouvrage de canalisation » est analysé selon un certain nombre decas de charge potentiels (séisme, explosion, chute d’avion,dégradation hydraulique, …). Cet aléa est caractérisé par la quantitéd’eau retenue et le débit maximal d’eau résultant de la dégradationainsi que la dynamique du phénomène.

5.0.2.2.3. Rupture de circuits ou d’équipements (R.C.E.)

L’aléa « Rupture de Circuits ou d’Equipements » est caractérisé parla quantité d’eau libérée par la rupture compte tenu du débit à labrèche considéré et l’événement à considérer jusqu’à ce que le débità la brèche ait pu être isolé (isolement manuel, automatique, …).

Les cas de rupture de circuits et ou équipements susceptiblesd’entraîner une inondation interne sont étudiés dans le cadre desagressions internes (voir 3.4). Par contre, la configurationcorrespondant à une situation de type « VANDELLOS » avecrupture partielle d’une manchette CRF est traitée en tantqu’inondation externe potentielle. Dans cette configuration, onconsidère qu’un isolement manuel de la brèche peut être réalisédans tous les cas dans un délai maximal de 30 minutes.

5.0.2.2.4. Intumescence (INT)

Le dysfonctionnement d’organes d’isolement (par exemple, organessitués sur le canal de force motrice d’une centrale hydro-éléctrique,arrêt brutal d’une pompe CRF, …) peut provoquer des variationsbrutales du niveau d’eau susceptible d’inonder certaines installationssituées en amont (voire en aval). L’aléa « Intumescence » estcaractérisé par le débit maximal de déversement ou hauteur d’eaumaximale correspondante sur le site ainsi que la durée duphénomène de dynamique rapide.

5.0.2.2.5. Pluie brève de forte intensité (P.F.I.)

L’aléa « Pluies brèves de Forte Intensité » est caractérisé par leparamètre d’intensité moyenne maximale ; cette intensitécorrespond à la quantité maximale d’eau tombée pendant un tempsrelativement court. Elle caractérise la violence d’un orage dans saphase initiale. La période de retour est centennale.

5.0.2.2.6. Pluie régulière et continue (P.R.C.)

L’aléa « Pluies Régulières Continues » est caractérisé de la mêmemanière mais en utilisant les intensités moyennes maximalescentennales sur 24 heures (valeurs extrêmes de l’intervalle deconfiance à 95 %).

5.0.2.2.7. Remontée de la nappe phréatique (N.P.)

L’aléa « Nappe Phréatique» est caractérisé par l’évaluation duniveau d’eau dans la nappe et la vitesse d’évolution (le niveau initialde la nappe correspond au niveau historique maximal).

5.0.2.2.8. Influence du vent sur la surface d’un fleuve ou d'uncanal (I.V.F.)

Le phénomène est similaire au phénomène « houle », mais sur unplan d’eau. L’aléa « Clapot » est caractérisé à partir des conditionsde vent centennal.

5.0.2.3. Combinaisons potentielles d’aléas

Conjonctions d’aléas considérés au titre de la RFS I.2.e :

• Sites fluviaux : crue centennale (ou historique, si supérieure)combinée avec une rupture de barrage (R.E.B.);

• Sites bord de mer : marée maximale de coefficient 120 combinéeavec une surcote millénale ;

• Sites en estuaire : crue millénale fluviale combinée avec une marée

3.3

3293.3

de coefficient 120, ou surcote marine millénale combinée avec unemarée de coefficient 70, ou crue centennale combinée avec uneR.E.B. et combinée avec une marée de coefficient 70.

Conjonctions d’aléas considérés au titre de la démarchecomplémentaire : la démarche complémentaire s’inscrit dans lamême logique déterministe que celle de la RFS I.2.e. Aucuneprobabilité quantifiée n’est associée aux conjonctions des différentsaléas considérés. Toutefois, les conjonctions retenues sont telles queleur fréquence d’occurrence reste, en ordre de grandeur, équivalenteà celle implicitement admise pour la crue fluviale exceptionnelle(crue millénale + 15 %) définie dans la RFS I.2.e.

Ces différentes conjonctions sont définies en premier lieu pour lesaléas qui présentent un niveau de dépendance avéré, maiségalement pour certains autres aléas qui, bien qu’ils puissent êtreconsidérés, a priori, comme relativement indépendants les uns desautres, sont associés de manière conventionnelle.

• Sites bord de mer ou en estuaire :

- crue exceptionnelle (CBMS) combinée avec une houlecentennale (CBMH),

- crue exceptionnelle (CE) combinée avec une houle centennale(CBMH) ou le « Clapot » (I.V.F) selon l’influence maritime oufluviale,

- crue côtière centennale (intégrant surcote et marée) combinéeavec une pluie P.R.C. centennale,

- crue côtière CMS combinée avec une P.R.C. décennale de 24heures (au titre de la défense en profondeur),

- crue exceptionnelle (CBMS ou CE) combinée avecIntumescence INT (scénario « pompes CRF » pour les sitescôtiers),

- submersion marine (CBMS ou CE) combinée avec une nappephréatique (NP) au niveau historique maximal,

- Pluie de forte intensité PFI centennale combinée avec un niveaupleine mer de coefficient 70 (sites côtiers)

• Sites fluviaux :

- crue millénale combinée avec le « Clapot » (I.V.F.) déterminéspour un vent centennal,

- crue fluviale centennale combinée avec une pluie P.R.C.centennale,

- crue fluviale CMS combinée avec une pluie P.R.C. décennale de24 heures (au titre de la défense en profondeur),

- Intumescence INT combinée avec différentes situations decrues,

- crue fluviale combinée avec une nappe phréatique (NP) auniveau historique maximal,

- nappe phréatique (NP) combinée avec une Rupture de Barrage(R.E.B.),

• Autres combinaisons pour tous les sites :

- Inondation externe cumulée avec un MDTE,

- Inondation externe cumulée avec une situationcomplémentaire de perte de la source froide,

- Inondation externe cumulée avec un MDTE et une situation deperte totale de la source froide principale.

Nota : les aléas D.O.C. et R.C.E. sont caractérisés indépendammentde tout autre phénomène potentiel d’inondation. L’aléa P.F.I. n’estpas combiné avec les aléas CF et CBMS.

5.0.2.4. Défaillances induites par un séisme sur des équipementsnon sismiques situés sur la plate-forme

Il conviendra de s'assurer que la défaillance d'équipements nonclassés sismiques situés sur la plate-forme n’est pas susceptibled’affecter les matériels nécessaires pour ramener l’installation en étatd’arrêt sûr tel que défini au sous-chapitre 3.2 du RPS (état d’arrêtsûr : le cœur est sous-critique, la chaleur résiduelle est évacuéedurablement, les rejets radioactifs restent tolérables).

5.1. BASES DE CONCEPTIONLes dispositifs de protection contre les inondations externes sont dedifférentes natures :

• calage de la plate-forme et protection volumétrique,

• dispositifs de protection fixes ou mobiles,

• dimensionnement adapté du réseau d’évacuation des eaux.

5.1.1. Calage de la plate-forme et protectionvolumétrique

5.1.1.1. Ouvrages génie civil classés

Le niveau de la plate-forme est défini conformément à la RFS I.2.e,suffisamment enveloppe de la Cote Majorée de Sécurité (CMS)obtenue en ajoutant :

• la marée maximale (coefficient 120),

• la surcote millénale (borne supérieure de l’intervalle de confiancede 70 %).

Les moyens mis en œuvre permettent de garantir le niveau de sûretéde l’installation vis-à-vis de l’agression inondation externe et derepousser le risque associé dans le domaine résiduel.

Au titre de la défense en profondeur, et pour maîtriser tout risque liéà des débordements transitoires ou des contournements limités desdispositifs de protection, une protection volumétrique est mise enœuvre :

• englobant l'ensemble des infrastructures inférieures des sitesabritant des structures et des équipements classés de sûreté depuisle niveau inférieur le plus bas jusqu'au niveau correspondant à laCMS rehaussée d’une marge permettant à moyen terme de faireface aux évolutions climatiques envisagées (même démarche quepour les protections),

• remontant, en règle générale et sauf vérification particulière desmarges, jusqu’au niveau 0,0 m au moins,

• englobant les locaux de l'îlot nucléaire, les galeries jusqu'à lastation de pompage, et la station de pompage.

5.1.1.2. Autres bâtiments ou équipements

Les matériels non classés sont protégés des eaux correspondant audébit maximal historiquement connu ou correspondant aux plusfortes marées connues. En théorie, cette position se traduit par lecalage de la plate-forme du site à un niveau inférieur à celui desplates-formes des îlots nucléaires. Toutefois, en pratique, pour desraisons d’investissement et de conception, le niveau de la plate-forme du site peut être identique à celui des plates-formes des îlotsnucléaires.

Le calage de ces plates-formes est décrit au § 8.

5.1.2. Dispositifs de protection

Les dispositifs de protection fixes sont principalement des diguespour les sites bord de mer (et d’estuaire) et des levées sur les bergesdes fleuves pour les sites fluviaux visant à protéger le site enparticulier vis-à-vis des aléas type houle ou clapot.

Des dispositifs de protection mobiles peuvent éventuellement êtreretenus dans la mesure où leur efficacité aura été démontrée etlorsque la cinétique du phénomène contre lequel on souhaite seprémunir est suffisamment lente.

La démarche de dimensionnement des protections contrel’inondation externe se décline en trois étapes :

1- Dimensionnement des protections sur la base d’aléas caractérisésde façon raisonnablement conservative et conforme à la RFS et àla doctrine ;

2- Surélévation des protections faisant intervenir la CMS et sesconjonctions, d’une marge permettant à moyen terme de faireface aux évolutions climatiques envisagées ;

3- Vérification du caractère suffisant des marges vis-à-vis de toutesles conjonctions.

Par ailleurs, lorsque l’on disposera d’évaluations plus précises sur les

330

évolutions climatiques à long terme et a minima lors desréévaluations décennales, la vulnérabilité du site vis-à-vis desdifférents aléas sera réexaminée. Enfin, conformément à ladémarche REX Blayais, la surveillance des paramètresd’environnement (construction portuaire …) influant sur l’évaluationde la CMS sera faite.

5.1.3. Conception du réseau d'évacuation des eauxL'eau de pluie est évacuée par gravité.

Le réseau d'évacuation des eaux est conçu sur la base des valeurs despluies centennales.

5.1.4. Conception des manchettes CRFL’exclusion de la rupture multiple de manchettes CRF qui ne pourraitrésulter que d’un mode commun de dégradation en l’occurrence leséisme et l’incendie, est garantie par des dispositions constructivesadéquates. Ces dispositions sont décrites au § 8.

5.2. ANALYSE DE SURETEL'analyse de sûreté sera réalisée selon la RFS I.2.e et en tenantcompte des huit aléas complémentaires et de leurs combinaisons.

La méthodologie générale mise au point après l'incident de laCentrale Nucléaire de Blayais en 1999 sera utilisée pour vérifier quele risque induit par inondation externe est acceptable. Celacomprend la vérification spécifique de l’acceptabilité desconséquences de défaillances.

Au-delà du dimensionnement des protections basé sur lacaractérisation des aléas et de leur conjonction, les protections vis-à-vis des conjonctions faisant intervenir la CMS, seront, au titre de ladéfense en profondeur, rehaussées d’une marge permettant àmoyen terme de faire face aux évolutions climatiques envisagées.Cette disposition vise à exclure le risque de débordement massif encas de crue supérieure à la CMS calculée, jusqu’à un niveau d’eaurelevant du risque résiduel.

En pratique, l'existence d'une marge suffisante sera vérifiée etjustifiée pour tous les aléas après toute réévaluation décennale.

Par ailleurs, compte tenu des incertitudes relatives à l’évaluation desaléas retenus pour l’inondation externe à couvrir sur la durée de viedu réacteur, la conception initiale du réacteur EPR prévoit desfacilités d’adaptation, au cours de son exploitation, à d’éventuellesévolutions réelles du climat qui se révèleraient plus importantes quecelles prévues à l’origine.

Comme explicité au § 1, « les facilités d’adaptation aux évolutionsdu climat » peuvent être prévues de trois façons :




Les facilités d’adaptation prévues pour l’inondation externe pourtenir compte des évolutions climatiques sont décrites au § 8.L’analyse de sûreté est aussi présentée au § 8.

6. PROTECTION CONTRE LES CONDITIONS CLIMATIQUES EXTREMES

6.0. EXIGENCES DE SURETE

6.0.1. Objectifs de Sûreté

L’objectif de la protection contre les agressions externes d’origineclimatique est, d’une part, d’éviter ou de limiter la propagation deseffets nocifs induits, d’autre part, de limiter les éventuels rejetsradioactifs.

Dans le cadre d’une démarche de dimensionnement, il s’agitd’assurer le maintien des conditions d’ambiance satisfaisantes pourles systèmes dont la défaillance est susceptible de nuire àl’accomplissement des fonctions de sûreté suivantes :

• maintenir l'intégrité du système primaire principal,

• arrêter le réacteur et évacuer la puissance résiduelle,

• limiter à un niveau acceptable tout éventuel dégagement desubstances radioactives dans le site.

6.0.2. Protection contre la neige et le vent

Tous les ouvrages de génie civil sont conçus selon les règles “Neigeet Vent1" (réf [1]).

6.0.3. Protection contre les projectiles générés parle vent

Les projectiles susceptibles de constituer une menace c’est-à-direceux qui ont une masse non négligeable, une capacité d’envol et quisont suffisamment rigides pour pouvoir agresser d’autres structuresou matériels doivent être pris en compte.

Sont protégés contre les projectiles susceptibles d’être générés par levent pris en compte pour le dimensionnement de l’installation, leséquipements extérieurs aux bâtiments :

• classés F1,

• classés F2 nécessaires au repli de la tranche en état d’arrêt sûr telque défini au sous-chapitre 3.2 du RPS (état d’arrêt sûr : le cœurest sous-critique, la chaleur résiduelle est évacuée durablement, lesrejets radioactifs restent tolérables) y compris en cas de MDTE ou de

perte totale de la source froide principale ainsi que pour la situationde cumul MDTE + perte totale de la source froide principale.

De plus, il convient de s'assurer que la détérioration par desprojectiles (éventuellement multiples) d'équipements extérieurs(bâches, tuyauteries, parc à gaz…) situés sur la plate-forme n’est passusceptible d’affecter les matériels nécessaires pour ramenerl’installation en état sûr et l’y maintenir (risque inondation ouexplosion interne) y compris en situation de MDTE, de perte totalede la source froide principale et du cumul MDTE + perte totale de lasource froide principale.

6.0.4. Protection contre les températures froides de l'air

6.0.4.1. Exigences de sûreté

Pour les conditions de Froid correspondant au dimensionnement, leséquipements F1 et F2 doivent pouvoir accomplir leurs fonctions.

Cette température de dimensionnement n'est pas supposée limitéedans le temps, elle est donc prise en compte en régime permanent.

Le Grand Froid est considéré comme une agression externe d’originenaturelle ; on parle de Grand Froid lorsque les températures vont endeçà de la température retenue pour le dimensionnement.

L’installation doit être en mesure de faire face à toute situation PCC-2 à 4 cumulée au Grand Froid.

Au titre de la défense en profondeur, d'autres combinaisons sontprises en compte. Elles permettent de protéger contre le Grand Froidcertains matériels qui sont strictement nécessaires dans la gestion desituations RRC-A de perte de la source froide ultime ou de perte desalimentations électriques.

Aussi, les matériels à protéger contre le Grand Froid sont ceuxnécessaires pour ramener l’installation en état d'arrêt sûr et l’ymaintenir, et pour limiter les conséquences radiologiques, même encas de perte des alimentations électriques externes (voir paragraphe6.0.4.2).

Cependant, certains cas particuliers sont exclus :

• les équipements de manutention que l'on s'interdit d'utiliser parpériode de Grand Froid si les températures ambiantes ne sont pascompatibles avec le bon fonctionnement des matériels demanutention ou des matériels garantissant la sûreté en cas demanutention combustible (DWL, chaînes KRT…).

3.3

1 Plutôt les Eurocodes (et en particulier l’Eurocode 1) transposés en normesfrançaises, qui ne sont pas encore publiés mais seront d’application en 2007.

3313.3

• les équipements qui sont utilisés dans des conditions dont lafréquence d'occurrence relève du risque résiduel (notamment, lacombinaison "Grand Froid + Perte des alimentations électriquesexternes + Accident")

Cependant, la disponibilité des moyens nécessaires de détection etde lutte contre l'incendie doit être vérifiée en période de GrandFroid.

Les équipements qui sont spécialement nécessaires pour la gestiondu Grand Froid doivent être classés F2. On s’assure, selon le cas :

• de la disponibilité du matériel ; celui-ci doit être capable de remplirsa fonction pendant la période de Grand Froid considérée,

• de la non-détérioration du matériel ; celui-ci peut ne pas être enétat de remplir sa fonction pendant la période de Grand Froid,mais il est capable de la remplir après retour à des conditions detempérature ne relevant plus du Grand Froid ; il est ainsi apte àfonctionner lors d’une sollicitation ultérieure au titre de la sûreté.

6.0.4.2. Prise en compte de la perte des sources électriquesexternes (MDTE)

La perte des sources électriques externes est un des incidentssusceptibles de survenir pendant une période de froid dans lamesure où le réseau électrique externe est plus particulièrementchargé.

Il convient donc de s’assurer que la tranche peut être ramenée etmaintenue en arrêt sûr en cas de perte des sources électriquesexternes. La démonstration doit porter sur les matériels nécessairesdans cette condition de fonctionnement et sur leur aptitude àremplir leur mission.

Les autres matériels classés F1 et F2, nécessaires en période de GrandFroid dans d’autres conditions de fonctionnement, doivent êtredisponibles après le MDTE.

La cause de perte des sources électriques envisagée en Grand Froidest de type fonctionnel.

Il y a lieu de considérer le cas de la tranche initialement en arrêt etcelui de la tranche initialement en puissance qui passe en arrêt dufait de la perte des alimentations électriques externes.

6.0.5. Protection contre le frasil et la prise en glace

Les ouvrages de prise d’eau nécessaires à l’alimentation en eau brutesont protégés des éventuels effets du frasil et de la prise en glace.

6.0.6. Protection contre la canicule

On retient trois types de températures, qui permettent ledimensionnement des installations :

• deux températures pour l'air : maximale journalière et maximaleinstantanée

• une température pour l'eau de la source froide : maximalejournalière.

La façon de définir ces températures et le principe de leur utilisationsont définis ci-après.

• Température maximum journalière de l'air, avec l’humidité relativeassociée (Tair max jour), à utiliser pour les bâtiments à forte inertiethermique3: les températures sont des moyennes 12 heures ayantun niveau de retour 100 ans ;

• Température maximum instantanée de l’air, avec l’humidité relativeassociée (Tair max inst), à utiliser pour les bâtiments à faible inertiethermique ou les matériels extérieurs : les températures sont destempératures instantanées, ayant un niveau de retour 100 ans ;

• Température de la source froide : les températures sont déterminéesavec un niveau de retour 100 ans.

Les valeurs de base définies pour le palier EPR, sont choisies pourcouvrir 100 % des zones géographiques d’implantation actuelle dessites nucléaires.

Le sous-standard bord de mer froide utilisé permet de couvrirl’implantation d’un EPR en bord de Manche (du Nord au Finistèreinclus)4 et de dimensionner certains systèmes et équipements dont ledimensionnement est directement fonction des données de site.

Sauf justification particulière, l’ensemble des ouvrages etéquipements standards est dimensionné à partir des températuresci-dessus définies. Pour le dimensionnement des ouvrages etéquipements spécifiques au site, les températures de site sont prisesen compte.

6.0.7. Protection contre la sécheresseLes ouvrages de prise d’eau nécessaires à l’alimentation en eau brutesont protégés des éventuels effets de la sécheresse.

Pour un site maritime, l’atteinte d’un niveau de basse mer estessentiellement due à des phénomènes naturels à dynamiquerapide, difficilement prévisibles à trois jours, mais de faible durée. Ilest à noter l’existence de périodes à risques prévisibles, pendant lesgrandes marées de printemps et d’automne.

Le phénomène de très basse mer exceptionnelle pour les sitesmaritimes prend généralement forme en présence de conditionsmétéorologiques et marégraphiques extrêmes. Il est la conséquenced’un niveau de basse mer combiné à un phénomène de décote dûaux surpressions atmosphériques et au vent.

Pour les sites en bord de mer sont à considérer :

• la marée astronomique qui est au maximum de coefficient 120

• les phénomènes de décote marine, qui sont les écarts entre leniveau astronomique (dû aux seules influences du soleil et de lalune) et le niveau observé. Ils sont dus aux surpressionsatmosphériques et au vent. La caractérisation statistique de ladécote marine est effectuée par une analyse des évènementsextrêmes.

La cote des plus basses eaux de sécurité (PBES) pour un site maritimeest alors déterminée par le niveau de basse mer de probabilitéd’occurrence millénale, duquel il est déduit une marge d’incertitude.

La probabilité globale du niveau de basse mer est calculée à partirdes probabilités de tous les évènements « niveau astronomique +décote » conduisant à ce niveau. On retient la borne supérieure del’intervalle de confiance à 70 % de l’estimation statistique.

La marge d’incertitude est calculée comme une fraction de l’écart(positif) entre le niveau de la plus basse mer astronomique(coefficient 120) et le niveau d’occurrence millénale.

Pour un site fluvial, on trouvera deux principales causes d’atteintesde niveau bas : les phénomènes naturels, à dynamique lente, et laconséquence de la gestion ou de la dégradation d’ouvragesartificiels.

Pour un site fluvial, des conditions climatiques exceptionnellespeuvent conduire à un niveau bas extrême de la source froide. Ils’agit là d’une situation du type de l’été 2003 où la France a dû faireface aux effets cumulés d’une canicule et d’une sécheresse extrêmeet persistante. Dans cette situation les réserves amont disponiblessont susceptibles à terme de devenir inférieures aux besoins,entraînant alors un étiage sévère de la source froide naturelle. Onentend par réserves d’eau amont les glaciers, les affluents, lesnappes phréatiques, les barrages-réservoirs…

Dans le cas particulier d’un estuaire, à l’approche des fleuves en mer,les zones d’estuaires constituent des secteurs hydrologiquementcomplexes soumis à la conjugaison d’influences maritimes etfluviales réparties graduellement le long de l’estuaire. La conjonctiond’un étiage fluvial et d’une décote marine importante peut conduireà des niveaux d’eau faibles dans l’estuaire.

6.1. BASES DE CONCEPTIONCompte tenu des incertitudes relatives à l’évaluation des paramètresclimatiques à couvrir sur la durée de vie du réacteur, la conceptioninitiale du réacteur EPR prévoit des facilités d’adaptation, au cours de

3 Les valeurs air 12 heures indiquées tiennent compte de ventilations refroidies, mais elle ne préjugent pas de la température de découplage retenue pour définir le rôlerespectif attribué à chacun des matériels (rôle des ventilations refroidies/tenue intrinsèque des matériels classée de sûreté).

4 OU sur tout autre site dont la température de source froide définie comme ci-dessus serait inférieure ou égale à la valeur retenue.

3323.3

son exploitation, à d’éventuelles évolutions réelles du climat qui serévèleraient plus importantes que celles prévues à l’origine ».

Comme explicité au §1, « les facilités d’adaptation aux évolutionsdu climat » peuvent être prévues de trois façons :




Les facilités d’adaptation aux évolutions du climat prévues pour lesdifférentes conditions climatiques extrêmes sont explicitées au § 8.

6.1.1. Neige et vent

Les bâtiments sont dimensionnés selon les règles NV65 (réf [1]).

Les cas de charge spécifiques au site sont présentés au § 8.

L’adaptabilité de l’installation vis-à-vis des évolutions climatiques nenécessite pas d’étude particulière pour l’agression « neige ». Eneffet, la situation actuelle est enveloppe de la situation future.

6.1.2. Projectiles générés par le vent

Les projectiles enveloppes retenus sont de deux types :

• les projectiles lourds qui sont traînés sur le sol,

• les projectiles légers que l’on considère à toutes altitudes et danstoutes les directions.

La vitesse maximale de vent retenue est celle définies, pour le siteconsidéré, par les règles NV655 (réf [1]) (voir § 8).

Dans ces conditions les projectiles atteignent les vitesses suivantesexprimées en fonction de la vitesse maximale propre au site :

Projectiles Dimension (m) Masse (kg) Altitude maximum(m) Vitesse

Automobile 3,8 x 1,5 x 1,3 900 0 3 m/s

Planche bois 3,7 x 0,3 x 0,09 50 Toute altitude 50 % de la vitessemaximum du vent

Tôle debardage 1 x 6 60 Toute altitude Vitesse maximale

du vent

6.1.3. Températures froides de l’air

Pour le dimensionnement, on retient les trois valeurs caractéristiquessuivantes :

a) le minimum de la température moyenne observé pendant plus de7 jours consécutifs ayant une durée de retour de 50 ans,

b) le minimum de la température moyenne sur 24 heures, ayant unedurée de retour de 100 ans,

c) la température minimale instantanée (ou tri horaire si on nedispose pas de la précédente), ayant une durée de retour de 100ans.

L’enveloppe des températures précédemment définies permet dedéterminer le spectre de dimensionnement suivant :

• La température longue durée représente des conditions pouvantsurvenir fréquemment et persister (régime normal et permanent).Elle est utilisée avec la prise en compte d’une durée permanente.Dans la pratique on retient la valeur de –15°C.

• La température courte durée est représentative d’une températurene pouvant survenir que pour des périodes limitées à la fois dansle temps et en terme de fréquence. La température enveloppe destempératures courte durée de site pour un palier donné définit latempérature courte durée qui est utilisée dans le dimensionnementavec une durée de 7 jours. Dans la pratique on retient –25°C.

• La température instantanée se substitue à la température courtedurée pour les matériels de faible inertie thermique. Latempérature enveloppe des températures instantanées de sitepour un palier donné définit la température qui est utilisée dans ledimensionnement avec une durée de 6 heures. Dans la pratique onretient la valeur de –35°C.

Pour le dimensionnement des ouvrages de génie civil, lessollicitations thermiques tiennent compte de la température longuedurée. La température courte durée est utilisée pour concevoir lescircuits de ventilation et la protection contre le gel.

Prise en compte du vent associé au froid :

Le vent peut intervenir à deux titres :

• d’une part, c’est un facteur qui influe sur les conditions d’échangedes parois du bâtiment avec le milieu extérieur,

• d’autre part, c’est un facteur aggravant vis-à-vis du comportementde matériels situés dans des locaux comportant des ouvertures.

Par ailleurs, il convient de noter que les périodes de Grand Froid sonten pratique associées à des vents faibles ou nuls comme leconfirment les relevés disponibles. En règle générale, la frontièreapparaît se situer à des valeurs voisines de –15°C, en dessous delaquelle le vent est quasi inexistant. La valeur de vent retenue est de4 m/s.

La cause de perte des sources électriques envisagée en Grand Froidest de type fonctionnel de durée inférieure ou égale à 6 heures.Cependant, on retient la valeur conservative de 24 heures pourcouvrir la durée du MDTE considérée en PCC-3.

En résumé, les valeurs de températures retenues pour la tranche EPRsont indiquées dans le tableau suivant :

5 Plutôt les Eurocodes (et en paticulier l’Eurocode 1) transposés en normes françaises, qui ne sont pas encore publiés mais seront d’applicationen 2007.

3333.3

Le choix de température « standard » permet de limiter le nombre descas de calcul lors des études d’ingénierie. Toutefois, il est admissibled’utiliser les températures courte durée de site et instantanée de sitepour le dimensionnement des ouvrages et équipements de site. Lestempératures de site sont présentées au § 8.

L’adaptabilité de l’installation vis-à-vis des évolutions climatiquespour le grand froid ne nécessite pas d’étude particulière. En effet, lasituation actuelle est enveloppe de la situation future (augmentationdes températures extrêmes froides).

6.1.4. Frasil et prise en glace

Des dispositions sont mises en oeuvre au niveau des ouvrages deprise d’eau nécessaires à l’alimentation en eau brute pour écarter lesrisques de perte de la source froide en cas de frasil ou de prise englace.

L’adaptabilité de l’installation vis-à-vis des évolutions climatiquespour le frasil ou la prise en glace ne nécessite pas d’étudeparticulière. En effet, la situation actuelle est enveloppe de lasituation future.

6.1.5. Canicule

6.1.5.1.Températures d’air et humidités relatives associées

Tair max jour

• Températures d’air avec humidité relative associée pour lesbâtiments à forte inertie thermique : moyenne 12 heures tenantcompte des évolutions climatiques envisagées à échéance fin desiècle, ayant un niveau de retour 100 ans et basées sur un scénariopessimiste d’évolution des concentrations des gaz à effet de serre(scénario A2).

Nature Températurelongue durée Température courte durée Température

instantanée

Couples température-durée

-15 °Cpermanent +vent (4 m/s) +

MDTE

-25 °C (7jours)

hors MDTE

-25 °C (7jours)

+ MDTE (24 h)

-35 °C (6 h) +MDTE (24 h)

ETAT DU MATERIEL A MAINTENIR

Matériels classés F1 etF2 nécessaires lors

d’un MDTEDisponible Disponible Disponible Disponible

Autres systèmes (F1 etF2) « Grand Froid » nonnécessaires en cas de

MDTE

Disponible Disponible Non détérioré Non détérioré

Valeurs de base Sous standard bord de mer froide

Tair max jour = 42°C

HR bord de mer = 29 %

HR autres sites = 24 %


HR = 40 %

Valeurs de base Sous standard bord de mer froide

Tair max inst = 47°C

HR bord de mer = 24 %

HR autres sites = 19 %


HR = 29 %

Tair max inst

• Températures d’air avec humidité relative associée pour lesbâtiments à faible inertie thermique : température instantanéetenant compte des évolutions climatiques envisagées à échéancefin de siècle, ayant un niveau de retour 100 ans et basées sur unscénario pessimiste d’évolution des concentrations des gaz à effetde serre (scénario dit « A2 »).

6.1.5.2. Température maximale de la source froide

Pour le sous standard bord de mer froide, la température maximalede la source froide enveloppe retenue est de 26°C.

6.1.6. Sécheresse

Les ouvrages de prise d’eau nécessaires à l’alimentation en eau brutesont protégés des éventuels effets de la sécheresse par leur calage etleur dimensionnement aux Plus Basses Eaux de Sécurité (PBES). Cecipermet d’écarter les risques de perte de la source froide en cas desécheresse.

Pour un site maritime, l’adaptabilité de l’installation vis-à-vis desévolutions climatiques pour la sécheresse ne nécessite pas d’étudeparticulière. En effet, la situation actuelle est enveloppe de lasituation future (augmentation du niveau de la mer).

6.1.7. Durées de la perte de la source froide ultimeet MDTE

Dans le cadre des agressions externes d’origine climatique, la pertede la source froide ultime et la perte des alimentations électriquesexternes ainsi que leur cumul sont envisagés comme conséquenceplausible de ces agressions.

3343.3

Comme cas de charge associé, on retient les durées enveloppessuivantes :

(*) La durée de 15 jours pour le MDTE est retenue au titre du séisme etest enveloppe des durées envisagées pour les agressions externesd’origine climatique.

On s’assurera que l’autonomie de la tranche est suffisante pourgarantir le repli et le maintien en état de repli suite aux différents casenvisagés dans le tableau ci-dessus.

6.2. ANALYSE DE SURETE

6.2.1. Résistance à la neige

L’ensemble des bâtiments qu’ils soient classés de sûreté ou non estdimensionné pour résister aux effets de la neige.

6.2.2. Résistance au vent

L’ensemble des bâtiments et des équipements extérieurs estdimensionné pour résister aux effets du vent. Ainsi, l’ensemble desmatériels classés de sûreté F1 et F2 est protégé contre les effetsmécaniques et aérodynamiques directs du vent.

Les ventilations classées de sûreté sont dimensionnées en tenantcompte des effets aérodynamiques du vent.

6.2.3. Protection contre les projectiles générés par le vent

Les matériels extérieurs classés F1 et les matériels classés F2nécessaires au repli de la tranche en état sûr et à son maintien ycompris en situation de MDTE, de perte de la source froide et decumul MDTE + perte de la source froide sont protégés des projectilessusceptibles d’être générés par le vent.

6.2.4. Protection contre les grands froids

Pour chacun des bâtiments ou installations de site, un bilanthermique est effectué en fonction des différents états de tranche,pour déterminer la température ambiante des locaux contenant desmatériels et équipements à vérifier vis-à-vis du Grand Froid.

Pour les ouvrages et équipements spécifiques au site, ce bilanthermique est effectué sur la base des températures de site.

6.2.5. Protection contre le frasil et la prise en glace

En période froide, deux phénomènes peuvent apparaître :l’apparition d’une couche de glace en surface et/ou la formation defrasil (microparticules de glace transportées en suspension).

Situations élémentaires pour l’ensemble du site

Cas MDTE de site Perte source froideultime de site Phase d’alerte

MDTE seule 15 jours (*)

Perte seule de lasource froide ultimede site

100 heures 24 heures

Cumuls

MDTE + perte de lasource froide ultime 8 jours 24 heures 24 heures

On peut identifier trois types de risque :

• Le frasil actif (équivalent à un sorbet en surfusion) : il a la propriété d’êtrefortement adhérent, d’où un risque de colmatage des grillesd’aspiration.

• Le frasil passif : (assiettes plus ou moins grandes flottant au fil del’eau, susceptibles d’être « ingérées » par la prise d’eau ou alorsempilement de ces assiettes jusqu’à colmatage « colonnaire ») : il ala capacité de colmater les tambours filtrants.

• La prise en glace : elle amène une réduction de la section de passagede l’eau et peut éventuellement conduire à une obstruction de la prised’eau par formation d’un couvercle de glace. On s’assure del’acceptabilité de l’épaisseur de glace maximale par rapport au calagedes pompes.

Les dispositions mises en oeuvre pour écarter le risque de perte de lasource froide en cas de frasil ou de prise en glace sont décrites au § 8.

6.2.6. Protection contre la canicule

Sauf justification particulière, les ouvrages de génie civil et lessystèmes de ventilation ou de conditionnement sont dimensionnésen considérant les températures de l’air ambiant « caniculaire ».

La température maximale de la source froide sert audimensionnement des circuits de refroidissement du réacteur.

Pour le site de Flamanville, le dimensionnement des ventilations etouvrages sera basé sur le sous standard bord de mer froide. Lesouvrages et équipements spécifiques au site sont dimensionnés surla base des températures de site.

La démarche proposée est une démarche de dimensionnement etnon pas une démarche de type agression, contrairement au parc enexploitation. La définition des températures maximales est associéeaux bases du dimensionnement, ainsi la définition de cumulsspécifiques n’est pas nécessaire.

6.2.7. Protection contre la sécheresse

Le calage et le dimensionnement aux Plus Basses Eaux de Sécurité (PBES)des ouvrages nécessaires à l’alimentation en eau brute permettentd’écarter le risque de perte de la source froide en cas de sécheresse.

335

7. PROTECTION CONTRE LA FOUDRE ET LES INTERFERENCES ELECTROMAGNETIQUES (IEM)

Effet Indirect de la foudreEffet Directde la foudre

Sol Avoisinant Service entrant

Electrisation tension de pas oude touché S1 (H) = Nd.PH - -

Incendie / Explosion S2 (A) = Nd.PA S6 (B) = Nn.PB S7 (C)* = Nk.PCk

Surtension S3 (D) = Nd. PD S4 (E) = Nn.PE S5 (G)* = Nk.PCk

7.1. PROTECTION CONTRE LA FOUDRE

7.1.0. Exigences de sûreté en matière de foudre

Vis-à-vis de la foudre, les centrales françaises sont soumises à deuxréglementations :

• l’arrêté du 31 décembre 1999 relatif à la RéglementationTechnique Générale Environnement (RTGE) qui concerne les INB,

• la circulaire du 28 octobre 1996 concernant l’application del’arrêté du 28 janvier 1993 qui concerne les ICPE (InstallationClassée pour la Protection de l’Environnement).

L’approche ICPE étant enveloppe de l’approche INB, elle est retenuecomme référence pour évaluer le niveau d’immunité des installationsvis-à-vis de la foudre. Celle-ci est mise en œuvre par l’application durapport technique CEI 61 662 (réf [2]).

7.1.1 Caractéristiques du phénomène

En application des normes CEI 61024-1-2 (réf [3]) ou NFC17-100 (réf [4]).

Paramètres de la foudre :

• Valeur du courant de crête Imax 200 kA,

• Durée du front montant T1 10 μs,

• Temps à mi-valeur T2 350 μs,

• Charge totale Q total 300 C

• Charge impulsionnelle Qimpl. 100 C,

• Energie spécifique W/R 10 MJ/ohm.

7.1.2. Vérification de la conception de l’installationface à la foudre

La démarche d’analyse basée sur le rapport technique CEI 61 662(réf [2]) est retenue pour la démonstration de :

• la robustesse des centrales nucléaires vis-à-vis de la foudre,

• l’acceptabilité des conséquences pour l’environnement et laprotection des personnes.

Cette approche est conforme aux exigences de protection des ICPEvis-à-vis du risque foudre. Elle fournit, via le rapport technique CEI61 662 (réf [2]), les outils d’évaluation des risques de dommages liésaux effets directs et indirects de la foudre et identifie les mesures deprotection à prendre.

Hypothèses de la démarche :

Les dispositions constructives de protection contre la foudre sontprises en compte à travers l’application de coefficients depondération (réduction des probabilités de dommages),

La méthodologie développée s’appuie sur une approche élémentairedont le plus petit élément est le bâtiment (BK, BL,….),

Les trois risques affiliés à la foudre sont :

• les tensions de pas et de toucher,

• les incendies / explosions,

• les surtensions.

Hypothèses de cumuls :

• le foudroiement se produit lors d’un état standard de l’installation(situation de catégorie 1),

• il n’y a pas de superposition entre la foudre et une situationdégradée de l’installation (situations PCC-2 à PCC-4),

• pas de cumul avec une perte des alimentations électriquesexternes (MDTE) dans la mesure où celles-ci sont redondantes etprotégées.

Ces calculs intègrent :

• les caractéristiques de la structure ( revêtement au sol, structuremétallique, …),

• le contenu de la structure (inflammabilité, explosibilité, …),

• la présence ou l’absence des dispositifs de protection contre la foudre(Installation Extérieure de Protection contre la Foudre « IEPF »…),

• la nature des liaisons (épaisseur des blindages…),

• la connexion au réseau de masse et/ou de terre…

Le calcul des probabilités de dommage (Px) d’une part et le calcul desfréquences de foudroiement (Ny) d’autre part, permettent d’évaluerles paramètres S1 à S7 définis dans ce rapport technique.

Fréquence des risques par nature de foudroiement

(*) Sommation pour l’ensemble des liaisons entrant dans le bâtiment

3.3

3363.3

Pour chacun des dommages, la sommation pertinente desparamètres S1 à S7 conduit à calculer la fréquence du dommageconsidéré.

• Composantes constituant la fréquence des dommages

La valeur de fréquence de dommage calculée est ensuite comparéeà la valeur de la fréquence admissible (Fa), voir ci-dessous.

Sur la base des ces caractéristiques (concernant la centrale nucléaireet son environnement), on calcule les probabilités qu’une agression

N° RisquesS1H

S2A

S3D

S6B

S4E

S7C

S5G

1 Dommages corporels ou perte de vie humaine X X X X

2Dommages de perte de matériel sans impact surl’environnement

X X X X X X

3Dommages de perte de matériel avec impact potentiel surl’environnement

X X X X X X

Type de dommage Dommagehumain

Perte matérielle avec impactéventuel sur l’environnement

Perte matérielle sansimpact sur l’environnement

(Fa) :Seuil d’acceptabilitéglobal retenu pour la

fréquence dedommage

10-3 10-3 10-2

foudre de type directe, sol avoisinant ou service entrant, génère unetension de pas, un incendie / explosion ou une surtension.

• Seuils d’acceptabilité en fonction du type de dommage (parbâtiment et par an)

Les seuils d’acceptabilité retenus sont issus des seuils de dommagesn°1, 4 et 5 définis dans le rapport technique CEI 61 662 (réf [2]).

Si le risque est acceptable, aucune mesure spécifique n’estpréconisée. A l’inverse, en cas de dépassement du seuil acceptable,des modifications de l’installation sont proposées pour réduire ceniveau de risque.

Toutefois, il a été retenu qu’une analyse complémentaire seraitréalisée lorsque la fréquence d’apparition du dommage est voisinede la fréquence admissible (ordre de grandeur d’une décade). Cetteanalyse complémentaire est menée en dehors de l’étude foudre etdans le cadre de l’arrêté du 31/12/1999 dit « Règles TechniquesGénérales Environnements » (RTGE). Cette analyse vise à évaluer etaffiner les conséquences réelles vis-à-vis de l’environnement.

7.1.3. Eléments constituant le dispositif deprotection contre la foudre

La protection des bâtiments et des structures à protéger est réaliséeautant que possible par une cage maillée.

Le traitement des effets directs est couvert par l’application de lanorme NFC17-100 (réf [4]). Les effets indirects sont traitésconformément aux règles de l’art de la protection des installations etéquipements sensibles contre les effets indirects des perturbationsélectromagnétiques hautes fréquences déclinées dans la norme CEI61000-5-2 (réf [6]).

Les services entrants et sortants sont mis à la terre ou à la masse demanière à ne pas dégrader la protection par cage maillée.

Les matériels et systèmes présentent une résistance aux

perturbations électromagnétiques en adéquation avec les niveauxspécifiés dans le RCC-E D 5000.

Le réseau de terre et les réseaux de masse qui sont des éléments debase de la protection contre les effets de la foudre sontinterconnectés, fortement maillés et équipotentiels.

7.2. PROTECTION CONTRE LES CHAMPSELECTROMAGNETIQUES HF

La norme CEI 61000-6-5 (réf [5]) définit un environnementélectromagnétique représentatif d’une centrale. Elle établit lesprescriptions en matière d’immunité pour les appareils et systèmespour lesquelles un fonctionnement stable est requis dans lesconditions électromagnétiques réelles.

L’installation des matériels électriques et de contrôle-commandesuivant les préconisations de du rapport technique CEI 61000-5-2(réf [6]) permet de garantir la compatibilité électromagnétique entreles appareils ou systèmes électriques.

Le respect de ces deux normes donne un haut niveau de confiancedans la protection contre les IEM ; la première garantit que lesmatériels installés fonctionnent malgré un environnementélectromagnétique industriel et la seconde que leur installationsuivant les règles de l’art participe au bon fonctionnement général.

Le chapitre D5000 du RCC-E fournit plus de détails sur le type deperturbations rencontrées et les moyens mis en œuvre pour seprémunir des interférences électromagnétiques : circuit dedécouplage, réseaux de terre maillés, mise sous écran de certainscircuits, blindage des câbles.

337

L’objectif est de vérifier pour les agressions externes la suffisance vis-à-vis des conditions du site de Flamanville, des hypothèses dedimensionnement établies en application des principes générauxénoncés dans les sections précédentes du sous-chapitre 3.3.

8.1. AGRESSIONS EXTERNES LIEES AL’ENVIRONNEMENT GEOLOGIQUE ETHYDROLOGIQUE

8.1.1. Séisme

Le présent chapitre a pour objectif de préciser les hypothèses dedimensionnement sismique, en termes de mouvements,effectivement retenus pour les ouvrages du site de Flamanville 3 etd’une manière générale, de justifier la suffisance des hypothèses,toujours en termes de mouvements sismiques, retenues pour ledimensionnement sismique de l’installation en regard des principesgénéraux présentés au § 1 et en particulier des exigences définies au§ 2.0.

8.1.1.1. Mouvements sismiques de dimensionnement

L’analyse géologique du site de Flamanville 3 est présentée dans lasous-section 2.5.1. Cette analyse conduit, notamment, d’une part àclasser le site parmi ceux dont la vitesse des ondes de cisaillement estsupérieure à 800 m/s pour l’application de la RFS 2001-01, d’autrepart à déterminer la stratigraphie du site. Les éléments de cetteanalyse ont été pris en compte pour définir la condition de solstandard HF présentée au § 2.1.

L’analyse de la sismicité du site de Flamanville 3 menée enapplication de la RFS 2001-01 est présentée dans la sous-section2.5.2. Cette analyse conclut d’une part que le site n’est pas concernépar l’application de l’annexe III de la RFS 2001-01 (failles avecrupture de surface), d’autre part que le spectre maximal SMS du site(FIG 15 section 2.5.2) correspond à celui d’un séisme de magnitudede 5,7 avec une distance focale de 19 km calé en accélération au solà 0,11 g pour les mouvements horizontaux.

Ces éléments d’analyse géologique et sismique permettent deconclure au caractère largement enveloppe des mouvementssismiques pris en comte pour le dimensionnement tant deséquipements que des structures de génie civil de la partie standardde l’installation (spectre EUR 3.3 FIG 1), calé à 0,25 g en horizontal.

D’autre part, le spectre retenu pour le dimensionnement desouvrages de génie civil de site classés sismiques, à savoir le spectreEUR calé à 0,15 g en horizontal, enveloppe lui aussi le spectre SMSdu site.

8.1.1.2. Détermination des sollicitations sismiques retenues pourle dimensionnement des ouvrages de génie civil

Ces sollicitations sismiques retenues pour le dimensionnement desouvrages de génie civil sont établies sur la base du spectre EUR calé,en horizontal, selon les bâtiments à 0,25 g pour les bâtimentsstandards et 0,15 g pour les bâtiments spécifiques au site.

8.1.1.3. Vérification des marges sismiques

En l’état actuel des études, la vérification des marges sismiquess’appuie sur la comparaison entre les mouvements sismiques pour laconception (EUR 0,25 g ou EUR 0,15 g selon les bâtiments) et lesmouvements sismiques à prendre en compte en application de la RFS2001-01 (0,11 g).

Cette comparaison met en évidence le caractère largementenveloppe pris en compte pour le dimensionnement, ce qui exclutde fait tout risque d’effet falaise.

8.1.2. Inondation externe

8.1.2.1. Calage de la plate-forme et protection volumétrique

Le calage de la plate-forme de l’îlot nucléaire du site de Flamanvillese situe au niveau + 12,40 m NGFN. La CBMS (Cote Bord de mer

8. ANALYSE DE SURETE DE LA TRANCHE EPR DU SITE DE FLAMANVILLE

Majorée de Sécurité) ré-évaluée en 2002 est estimée à 7,79 m NGFNsoit une marge de 4,61 m.

La protection volumétrique de l’îlot nucléaire ainsi que des galeriesest calée au niveau 0 m plate-forme soit 12,40 m NGFN.

8.1.2.2. Calage de la station de pompage et protectionvolumétrique

Le niveau d’eau pris en compte pour la conception de la station depompage est déterminé par la CBMS ré-évaluée en 2002 à 7,79 mNGFN augmentée d’une marge de 75 cm, soit 8,54 m NGFN.

Les équipements classés de sûreté de la station de pompage sont :

• soit directement calés au-dessus du niveau 8,54 m NGFN,

• soit intégrés dans des locaux protégés de l’inondation externejusqu’au niveau 8,54 m NGFN a minima.

A titre indicatif, les valeurs suivantes sont retenues à ce stade desétudes (valeurs susceptibles d’évoluer) :

La protection volumétrique de la fonction filtration est assurée aminima :

• jusqu’au niveau 9,25 m NGFN pour les voies latérales de la stationde pompage équipées de filtres à chaînes (FAC),

• jusqu’au niveau 8,90 m NGFN pour les voies centrales de la stationde pompage équipées de tambours filtrants (TF).

La protection volumétrique des puits indépendants contenant lespompes SEC, SRU et CFI classées (lavage basse pression) est assuréea minima :

• jusqu’au niveau 9,25 m NGFN pour les voies latérales de la stationde pompage,

• jusqu’au niveau 12,40 m NGFN pour les voies centrales de lastation de pompage.

La goulotte générale d’évacuation des déchets se situe au niveau duplancher calé à 9,25 m NGF. Son niveau le plus bas est calé à 7,8 mNGF à l’endroit de sa connexion vers l’ouvrage de pré-rejet, dédié àla récupération des eaux de lavage et des déchets. Ce dernierouvrage dispose d’une protection volumétrique calée à 8,55 m NGFpar rapport au chenal.

Le bassin de rejet dispose d’une protection volumétrique calée à 11 m NGF.

8.1.2.3. Adaptabilité des installations

Selon les principes énoncés dans la sous-section 3.3.1, la garantie del’adaptabilité repose essentiellement sur la suffisance des margesprises en compte à la conception.

La valeur des PHES (Plus Hautes Eaux de Sécurité) intègre une margeglobale minimale de 75 cm (en station de pompage) par rapport auxvaleurs actuelles (8,54 m NGF au lieu de 7,79 m NGF). Cette margeest enveloppe des évolutions réalistes du niveau moyen de mer(estimé à environ 35 cm par experts internationaux à l’horizon 2075)et des surcotes.

Pour autant, des adaptations en termes de modifications del’installation ou d’évolution de l’exploitation pourront être réalisées.Respectivement, on peut citer pour la station de pompage :

• Le rehaussement de la protection volumétrique de l’ouvrage depré-rejet en modifiant les équipements servant à l’évacuation deseaux de lavage CFI,

• L’arrêt préventif des pompes CRF dans certaines situations pourlimiter voir annuler l’aléa intumescence, aléa qui conduit au niveaud’eau le plus élevé.

8.1.2.4. Aléa RCE – rupture des manchettes CRF

Les modes communs pouvant conduire à la défaillance de plusieurssoufflets ont été identifiés et sont limités au séisme et à l’incendie.

La rupture, simple ou multiple de manchettes CRF, sous séisme, estexclue.

3.3

3383.3

Le risque d’incendie au niveau des soufflets est lié à un éventueldéversement d’huile enflammée venant d’une rupture d’une tuyauteried’huile au niveau d’un palier turbine. L’ensemble des tuyauteries d’huiletransitent dans un caniveau permettant de réorienter les fuiteséventuelles du circuit vers le local protégé. Cette disposition permet deréduire notablement le risque d’incendie dû à une fuite d’huile.

De plus, les restricteurs de débit (fourreaux métalliques), moyennantla mise en place de déflecteurs pour ceux situés verticalement enamont du condenseur prévus à la conception font office dedéflecteurs d’huile et empêchent toute possibilité de contact d’huileenflammée sur les soufflets. L’éventuel risque de rupture multiple demanchettes CRF dû à un incendie est donc écarté par la mise enplace des restricteurs de débit (avec des déflecteurs sur certainsrestricteurs verticaux) autour des soufflets CRF.

Le risque de rupture multiple des manchettes CRF est exclu compte tenudes dispositions prises à la conception et à l’installation de ces manchettes.

En cas d’effacement du joint d’une manchette CRF, les restricteurs de débitpermettent de limiter le débit de fuite à 10 % du débit de la pompe CRF.

Selon les estimations à ce stade du projet (susceptibles d’évoluer),une telle fuite conduirait à une inondation en sous-sol de la salle desmachines de l’ordre de 40 cm. Cette inondation n’aurait aucunimpact sur les matériels classés de sûreté.

8.1.2.5. Dimensionnement du réseau d’évacuation des pluies

Comme pour les tranches de Flamanville 1 et 2, le réseau d’évacuationdes eaux pluviales est dimensionné pour les pluies millénales.

8.1.3. Niveaux bas de merLe dimensionnement et le calage des équipements classés de la stationde pompage de la tranche Flamanville 3 sont réalisés en prenant encompte le niveau des Plus Basses Eaux de Sécurité à –6,05 m NGF N.

8.2. RISQUE DE CHUTE D’AVION8.2.1. MéthodeTrois familles d’agressions sont définies par la RFS I.2.a pourl’estimation du risque de chute d’avion :

• l’aviation générale (avion de masse inférieure à 5,7 tonnes),

• l’aviation commerciale,

• l’aviation militaire.

L’agression de chacune de ces familles est envisagée sur une « cible »constituée par l’ensemble des structures et équipements nécessairesaux trois fonctions de sûreté suivantes :

• arrêt du réacteur et évacuation de la puissance résiduelle,

• stockage du combustible usé,

• traitement et confinement des effluents radioactifs.

Lorsqu’il n’est pas possible d’étudier les conséquences de l’agression sur uneportion de cible, on prend en compte par conservatisme le bâtiment qui l’abrite.

La formulation pour l’évaluation du risque introduit la notion de surfacevirtuelle du ou des bâtiments abritant les fonctions de sûreté : cettesurface correspond à la projection sur le sol de la surface apparente dubâtiment suivant les directions possibles de chute des avions.

Pour chaque famille d’aviation, la probabilité d’agression est comparée au seuilde quelques 10-7/an.tranche donné par la RFS I.2.a. La probabilité résultante (lasomme des trois familles) ne doit pas dépasser quelques 10-6/an.tranche.

Le dépassement d’un des seuils fixés par la RFS nécessite la mise enplace de mesures complémentaires de protection afin de ramener lerisque à un niveau acceptable.

8.2.2. Application

La protection des trois fonctions de sûreté vis-à-vis de tous les typesd’aviation est assurée (cf. sous-section 3.3.3.1).

Pour les bâtiments non dimensionnés contre la chute d’un avion etne bénéficiant pas d’une protection par séparation géographique deleurs fonctions ; il est nécessaire d’estimer la probabilité d’agressionde ces installations pour les différentes familles d’aviation.

Les probabilités de chute d'un avion sur une cible non dimensionnéepour cette agression sont inférieur à 3,9 E-08.

Compte tenu du faible trafic aérien autour du site (voir chapitre 2.2du RPS) et des surfaces virtuelles limitées, les probabilités sont enordre de grandeur 10 fois inférieures au seuil de la RFS pourl’aviation générale et militaire et 100 fois inférieures pour l’aviationcommerciale. La probabilité résultante pour l’ensemble des famillesest en ordre de grandeur 100 fois inférieure au seuil de la RFS.

8.3. AGRESSIONS LIEES AL’ENVIRONNEMENT INDUSTRIEL ETAUX VOIES DE COMMUNICATION

Ci-après sont analysés les risques d’explosion externe, d’incendieexterne, de dégagement externe de produits toxiques et radioactifs.L’analyse des risques liés à l’exploitation de Flamanville 1 et 2 vis-à-vis de Flamanville 3 est présentée dans le paragraphe §8.3.4.

8.3.1. Méthode

Le recensement des installations industrielles (ICPE) et des voies decommunication est réalisé dans un rayon de 10 km autour de lacentrale. Dans le cas particulier du transport maritime, on considèrequ’un navire peut dériver depuis une route plus lointaine et créer, aprèssa dérive, une agression dans le périmètre de 10 km. Les voies maritimesen dehors du périmètre d’étude de 10 km sont donc aussi retenues.

Les agressions retenues depuis les installations industrielles ou lesvoies de communication sont les suivantes :

• l’incendie : flux thermique à courte distance, émission de fuméestoxiques à plus longue distance,

• l’explosion d’un nuage de gaz dérivant ou non (explosion sur place),

• la dérive d’un nuage de produit toxique.

Les différentes agressions sont envisagées sur des cibles, constituéesde l’ensemble des bâtiments, structures et équipements nécessairesaux trois fonctions de sûreté définies dans la RFS I.2.d :

• arrêt du réacteur et évacuation de la puissance résiduelle,

• stockage du combustible usé,

• traitement et confinement des effluents radioactifs.

Lorsqu’il n’est pas possible d’étudier les conséquences de l’agression surune portion de cible, on prend en compte par conservatisme le bâtimentqui l’abrite.

8.3.1.1. Sélection des produits

Les produits dangereux sont sélectionnés en premier lieu à partir ducode danger de la matière. Ne sont retenus que les produitsprésentant un 1 (risque d’explosion en masse), un 3 (risqued’inflammabilité) ou un 6 (risque toxique) dans leur code danger

Plus particulièrement, par type d’agression :

• pour les scénarii de dérive de nuage, sont retenus tous les produitsfacilement dispersables (produits gazeux). Les produits liquidesdont la température d’ébullition est inférieure à 100°C sontégalement pris en compte (existence d’une phase gazeuse au-dessus du liquide). Pour le cas particulier du transport maritime, lesproduits liquides miscibles à l’eau ou de densité supérieure à 1 sontécartés,

• pour les scénarii de dérive de nuage toxique, le critère de sélectiond’un produit est basé sur l’IDLH (Immediatly Dangerous for Life orHealth) qui doit être inférieure à 1000 ppm,

• pour les scénarii d’incendie, tous les produits inflammables liquides(présence du chiffre 3 dans le code danger) sont retenus.

• pour les scénarii d’explosion sur place sans dérive de nuage les produitsretenus sont ceux de la classe 1 et ceux de la classe 3 (cuves maldégazées).

8.3.1.2. Quantification des scénarii

8.3.1.2.1. Evaluation déterministe

L’analyse d’un scénario avec dispersion gazeuse prend en compte lesétapes suivantes :

3393.3

• écoulement vers l’extérieur pouvant se faire sous forme liquide,gazeuse ou en brouillard diphasique,

• vaporisation instantanée due à la détente du produit libéré,formation et extension d’une nappe de liquide sur le sol ou surl’eau, évaporation de cette nappe,

• dérive et dispersion atmosphérique du nuage gazeux ainsi formé,

• explosion du mélange ou intoxication des opérateurs en salle decommande,

• détermination de la distance d’impact qui correspond à la distanced’atteinte du seuil de surpression de 100 mbar (nuage explosible)ou à la distance atteinte par le nuage avec une concentrationsuffisante pour provoquer l’intoxication des opérateurs en salle decommande (nuage toxique).

Nota : le seuil de 50 mbar représente le seuil minimal de référenceretenu dans le cadre de la RFS I.2.d. Cependant la conception del’enceinte réacteur et la protection envisagée des différentesfonctions de sûreté permet de repousser ce seuil à 100 mbar. Lesrésultats sont présentés pour 50 mbar.

Pour les scénarii d’incendie, on calcule le flux surfacique reçu par lacible. Le flux surfacique de référence est de 3 kW/m2, seuil quicorrespond à la limite des effets réversibles sur l’homme.

Pour les scénarii d’explosion sur place, la surpression est calculée aumoyen de l’équivalent TNT, sans faire intervenir de dérive de nuageau préalable.

Lorsque la distance d’impact est supérieure à la distance entre lasource de l’accident et le bâtiment réacteur minorée de 200 m(distance entre le réacteur et la station de pompage), l’étudeprobabiliste est nécessaire. Dans le cas contraire, le risque peut êtreécarté et l’étude probabiliste du scénario n’est pas réalisée.

8.3.1.2.2. Evaluation probabiliste

L’évaluation probabiliste est réalisée pour les scénarii qui conduisentà une distance d’impact supérieure à la distance source – bâtimentréacteur (BR) minorée de 200 m (voir § précédent).

L’analyse probabiliste consiste à évaluer la fréquence d’occurrenced’un accident tout en prenant en compte les fréquencesd’occurrence des conditions météorologiques qui régissent ladispersion du nuage toxique ou explosif (cas de la dérive du nuage).Pour le transport maritime, l’équation intègre la probabilité de dérivedu navire jusqu'à la zone d‘échouage dans un temps de 12 h.

8.3.1.3. Exploitation des résultats

Les résultats probabilistes des scénarii sont sommés par famille

(transport par canalisation, voies de communication, installationsindustrielles). Pour chaque famille, la probabilité d’agression estcomparée au seuil de quelques 10-7/an.tranche donnée par la RFSI.2.d. La probabilité résultante (la somme des trois familles) ne doitpas dépasser quelques 10-6/an.tranche.

Le dépassement d’un des seuils fixés par la RFS nécessite la mise enplace de mesures complémentaires de protection afin de ramener lerisque à un niveau acceptable.

8.3.2. Analyse déterministe : Résultats

8.3.2.1. Résultat du recensement des risques liés àl’environnement industriel et aux voies decommunication

L’environnement industriel dans un périmètre de 10 km est composéprincipalement d’ICPE soumises à déclaration, dont l’activité estcentrée sur l’élevage et l’agriculture. Il n’y a pas d’ICPE soumise àautorisation dans un périmètre de 5 km ni d’ICPE soumise àautorisation avec servitude dans le périmètre de 10 km.

Il existe une seule canalisation de gaz naturel alimentant le village de Les Pieux.

Le réseau routier est composé de départementales et de routes pluspetites. Le trafic routier de matières dangereuses est limité (environ600 camions de GPL et d’essence par an, 1400 camions de gazolepar an sur la D650, environ 265 camions de GPL et 212 camionsd’essence par an sur la D23 et la D4).

A contrario sur les voies maritimes de la Manche, le trafic est trèsdéveloppé avec plus de 60000 navires par an, cumulés sur les voiesmontantes et descendantes. Le détail de la répartition des navires et desmatières dangereuses transportées est présenté dans le sous-chapitre 2.2.

Le recensement des activités et des types de produits qui circulentdans l’environnement du site permet de construire les scénariisusceptibles de porter atteinte aux fonctions de sûreté de la trancheEPR. Ces scénarii sont regroupés en 4 catégories (voir §8.3.1) :• dérive d’un nuage explosible,• explosion sur place,• incendie,• dérive d’un nuage toxique

8.3.2.2. Dérive d’un nuage explosible

Les scénarii quantifiés de manière déterministe sont présentés dansle tableau ci-dessous.

Evaluation déterministe pour les scénarii d’explosion aprèsdérive d’un nuage explosible

Codematière Produit Origine de l’accident Type d’accident

Distancesource - BR1

Distanced’impact

Étudeprobabiliste 2

1001 Acétylène D23/D4Bonbonne 6 m3

Bonbonne 5 m3

bonbonne 800 l2km / 1,1km

350 m210 m110 m

NonNonNon

1010 Butadiène Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)

Avec dérive du nuageSans dérive du nuage 300 m 4950 m

490 mOui

1077 Propylène Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)


680 mOui

1086 Chlorurede vinyle

Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)


540 mOui

1145 Cyclohexane Zone d’échouage(chimiquier)


110 mOui

1206 Heptane Zone d’échouage(chimiquier)


90 mOui

1208 Hexane Zone d’échouage(chimiquier)


110 mOui

1218 Isoprène Zone d’échouage(chimiquier)


160 mOui

1265 pentane Zone d’échouage(chimiquier)


140 mOui

1962 Ethylène Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)


1770 mOui

Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)


390 mOui

D23 NonD4 NonD37 Non

1965 GPL

D65

Camion 38 t troud’homme

Camion 38 t piquage

2 km1,1 km7,4 km6,5 km

370 m

860 mNon

1969 Isobutane Zone d’échouage(navire gaz liquéfié)


450 mOui

1972 GNL(méthane)

Zone d’échouage(méthanier)


1240 mOui

6 La distance bâtiment réacteur -zone d’échouage est fonction des caractéristiques des navires (tirant d’eau, creux...) et de la bathymétrie au droit de la centrale.7 Rappel : Le critère de sélection des scénarios pour l’analyse probabiliste est basé sur la comparaison entre la distance d’impact et la distance Source - BR minorée de 200m.

3403.3

8.3.2.3. Explosion sur place

Evaluation déterministe pour les scénarii d’explosion desolides ou de gaz confinés

8.3.2.4 Incendie

Compte tenu des distances source – bâtiment réacteur et desquantités de produits transportés, le scénario enveloppe del’incendie est présenté par l’échouage d’un navire au droit du site.

Le navire relâche sa cargaison en mer au niveau de la zoned’échouage, la nappe s’étend autour du navire. On considère que lanappe s’enflamme à proximité du navire puisque ce dernier est laseule source d’ignition possible en mer. On évalue donc le flux reçupar les bâtiments de la centrale depuis la zone d’échouage.

Compte tenu de la dimension de l’incendie (nappe supérieure à 25 m2),la combustion est incomplète et des particules de suie se forment engrande quantité. Celles-ci se refroidissent très rapidement etréduisent la puissance rayonnée par l’incendie. L’émittance de laflamme ne dépasse alors pas 20 kW/m2. Dans ces conditions etcompte tenu de l’éloignement de la zone d’échouage (320 m auplus près pour le scénario d’incendie) le flux surfacique reçu auniveau des cibles de sûreté est considéré comme négligeable. Les

Codematière Produit Origine de l’accident

Typed’accident

Distancesource - BR

Distanced’impact

Étudeprobabiliste

1090 acétone Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1092 Acroléine Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1093 Acrylonitrile Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1114 Benzène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1145 Cyclohexane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1155 Ethers Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1170 Ethanol Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1184 Dichloroéthane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1193 Methylethylcetone Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1198 Formaldéhyde Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1199 Furfural Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1203 Oléfine Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1206 Heptane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1208 Hexane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1218 Isoprène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1219 Isopropanol Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1230 Méthanol Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1262 Octane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1262 Pétrole brut Zone échouage pétrolier A

Zone échouage pétrolier B810 m400m

475 m363 m

Nonoui

12662 Gazole, mazout,naphta,

essence (octane)Zone échouage produits raffinés 320 m 219 m Oui

1265 Pentane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1280 Oxyde de

propylène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui

1294 Toluène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1299 Essence de

térébenthine Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui

1301 Acétate de vinyle Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1307 Xylène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1920 Nonane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui1993 Ethylbenzène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui2050 Diisobutylène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui2055 Styrène Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui2056 Tetrahydrofurane Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui2789 Acide acétique Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 148 m Oui

Glycol Zone d’échouage (chimiquier)

Explosion decuve maldégazée

320 m 148 m Oui2067 Engrais +

nitrate d’ammonium Zone d’échouage (chimiquier) 320 m 1150 m Oui

Explosifs Zone d’échouage (chimiquier)

Explosion deproduit solide

320 m 1700 m Oui

conséquences pour les opérateurs en salle de commande (àl’intérieur de l’installation) sont nulles.

La combustion des produits peut générer par ailleurs undégagement de fumées toxiques (CO, CO2, SO2, NOx …).Cependant, compte tenu des forces ascensionnelles liées à lapuissance de l’incendie et l’absence d’obstacle perturbateur sur lamer, le panache des fumées s’élève directement et n’est pas rabattusur la prise d’air de la salle de commande. Les conséquences d’unnuage toxique issu d’un incendie en mer sont nulles pour lesopérateurs en salle de commande.

3413.3

8.3.2.5. Dérive de nuage toxique

8.3.3. Analyse probabiliste : résultats

Le détail des résultats est présenté dans les tableaux 3.3 TAB 3 à TAB 5.

8.3.3.1. Famille « Installations industrielles »

L’analyse préliminaire de l’environnement industriel de la trancheEPR ne met pas en avant de risque lié à l’utilisation de matièresdangereuses dans le périmètre de 10 km.

Pour cette famille, la probabilité d’agression est nulle.

8.3.3.2. Famille « Transport par canalisation »

Dans l’environnement de la tranche EPR, il existe une canalisationmoyenne pression qui alimente le village de Les Pieux. Compte tenude la distance de cette canalisation à la tranche EPR (−∼ 6 km), le risqued’agression d’un nuage de méthane dérivant depuis la conduite peutêtre écarté : dans des conditions très pénalisantes, le seuil desurpression de 50 mbar peut atteindre au maximum une distance de2,2 km. Le risque est écarté de manière déterministe.

Pour cette famille, la probabilité d’agression est nulle.

8.3.3.3. Famille « Voies de communication »

8.3.3.3.1. Dérive de nuage explosible

Le risque de dérive de nuage explosible est constitué par la présencede 12 produits sur les voies maritimes T1 et T2.

Depuis les voies maritimes, la probabilité d’agression est de 3,1.10-10/an.tranche (le détail est donné par produit dans les tableaux3.3 TAB 3 à TAB 5).

Codematière Produit

Originede l’accident Type d’accident

Distancesource BR

Distanced’impact

Étudeprobabiliste

1005 Ammoniac Zone d’échouage(chimiquier)

Zone d’échouage(navire gaz liquéfié) 300 m 10 km Oui

1541(1613)

Cyanhydrine d’acétone(acide cyanhydrique)

Zone d’échouage(chimiquier)

Zone d’échouage(chimiquier) 320 m 10 km Oui

Sur les voies terrestres, aucun produit recensé n’est susceptible deporter atteinte aux fonctions de sûreté de la tranche : le risqued’agression d’un nuage dérivant est écarté de manière déterministe.

8.3.3.3.2. Dérive de nuage toxique

Le risque de dérive de nuage toxique est constitué par la présenced’ammoniac et d’acide cyanhydrique sur les voies maritimes T1 et T2.

La probabilité d’agression de la tranche EPR suite à la dérive etl’échouage du navire est de 6,0.10-12/an.tranche.

Il n’y a pas de produit toxique en transit recensé sur les voies decommunication terrestres.

8.3.3.3.3. Explosion sur place

Le risque d’explosion sur place (cuve mal dégazée ou explosion dunuage de produit sans dérive) est constitué par 35 produits sur lesvoies maritimes T1 et T2.

La probabilité de porter atteinte aux fonctions de sûreté, suite àl’explosion d’un navire échoué, est de 2,2.10-10/an.tranche.

8.3.3.3.4. Incendie

L’analyse déterministe des conséquences d’un incendie d’une nappeen mer de produit inflammable ne met pas en avant de risques pourla centrale : les conséquences d’un incendie sur la tranche peuventêtre écartées.

8.3.3.3.5. Synthèse

La probabilité d’agression d’une fonction de sûreté pour la famillevoie de communication est de 5,4.10-10/an.tranche.

Voies decommunication

Transport parcanalisation

Installationsindustrielles Total

P 5,4.10-10 0 0 5,4.10-10

P (Seuil RFS I.2.d) 10-7/an.tranche 10-6/an.tranche

8.3.4. Risques liés à l’exploitation de Flamanville 1et Flamanville 2

Les risques liés à l’exploitation de Flamanville 1 et 2 sont deuxnatures :

• les risques classiques de Flamanville 1 et 2 et leurs impactspotentiels sur Flamanville 3,

• les risques nucléaires de Flamanville 1 et 2 et leurs impactspotentiels sur Flamanville 3.

Evaluation des risques classiques :

Les risques classiques de Flamanville 1 et 2 et leurs conséquences(classiques ou nucléaires) potentielles sur Flamanville 3 sontprésentés et analysés dans le chapitre 3.8.

Cette évaluation rend compte des interactions de Flamanville 1 etFlamanville 2 sur Flamanville 3 sur la base du recensement desrisques classiques (ICPE de Flamanville 1 et Flamanville 2) à prendre

en compte et la définition de scénarios enveloppes en considérantleur impact sur les bâtiments abritant les matériels classés ou sur lesICPE de Flamanville 3. L’analyse des conséquences de ces scénariosenveloppes s’appuie sur les dispositifs de conception des tranches deFlamanville pour statuer sur l’absence de risque pour Flamanville 3.

Evaluation des risques nucléaires :

Les risques nucléaires survenant sur Flamanville 1 et 2 et conduisantà des conséquences radiologiques qui pourraient nuire àl’exploitation de Flamanville 3 sont présentés et analysés dans lesRapports de Sûreté de site de Flamanville 1 et Flamanville 2.

L’évaluation des conséquences radiologiques menées pour lesaccidents présentés dans ces Rapports de sûreté de site ainsi quepour les accidents de Flamanville 3 sont des données d’entrée pourla conception de Flamanville 3. La conception de la ventilation de lasalle de commande de Flamanville 3 prend bien en compte de tellesconditions de fonctionnement, de sorte que son habitabilité estassurée pour l’ensemble de ces situations.

Synthèse - Résultats

Evaluation déterministe pour les scénarii de dérive de nuage toxique

3423.3

Pour les agressions externes impactant l’ensemble du site, tous lesmatériels et équipements, soumis et non dimensionnés aux effets deces agressions, ont été considérés dans l’analyse, par exemple, pourl’analyse du « séisme initiateur d’inondation externe » menée pourFlamanville 3, la rupture de l’ensemble des équipements nonsismique de la plate-forme, incluant ceux de Flamanville 1 etFlamanville 2, a été prise en compte. De la même façon, le passageet le maintien en état sûr des 3 tranches du site suite à une agressionexterne ont bien été pris en compte (autonomie de site).

8.3.5. Conclusion

Le risque généré par les installations industrielles (ICPE) ou les voiesde communication se place dans le domaine résiduel. Aucuneprotection complémentaire n’est nécessaire pour parer ce typed’agression.

L’analyse du risque généré par les installations industrielles (INB)permet de conclure à la suffisance des dispositifs de conception.

8.4. AGRESSIONS LIEES AUX CONDITIONSCLIMATIQUES

8.4.1. Grands froids

8.4.1.1. Dimensionnement

Pour le dimensionnement des bâtiments et installations standards,on retient comme température de l’air ambiant les trois valeurscaractéristiques suivantes :

• le minimum de la température moyenne observée pendant plus de7 jours consécutifs ayant une durée de retour 50 ans :

-15°C en permanent

• le minimum de la température moyenne sur 24 heures ayant unedurée de retour 100 ans :

-25°C appliquée pendant 7 jours

• la température minimale instantanée ayant une durée de retour100 ans :

-35°C

Pour le dimensionnement des bâtiments et installations spécifiquesau site, on retient comme température de l’air ambiant les valeurssite précisées ci-après.

8.4.1.2. Valeurs du site de Flamanville

Les températures estimées pour le site de Flamanville sont lessuivantes :

-15°C en permanent

-15°C pour une courte durée (7 jours)

-19°C comme température instantanée

Ces températures sont issues des relevés météorologiques dont ladurée de retour est de 100 ans, minorées de 4°C à 5°C à titreconservatoire.

Les valeurs de dimensionnement de la tranche EPR du site deFlamanville couvrent les valeurs de site.

8.4.2. Prise en glace et frasil

En situation de grands froids, la température de l'eau considéréepour le site de Flamanville est de -2°C compte tenu du degré desalinité.

La vulnérabilité de la prise d'eau vis-à-vis des éventuels phénomènesde prise en glace ou de frasil sera analysée dans le cadre du RapportProvisoire de Sûreté. Le cas échéant, on vérifiera la continuité del'alimentation en eau brute des systèmes classés (SEC/SRU).

8.4.3. Canicule

8.4.3.1. Température de l’air ambiant en situation de canicule

8.4.3.1.1. Dimensionnement

Pour le site de Flamanville, le dimensionnement des ventilations et

ouvrages des bâtiments standards est basé sur le sous standard bordde mer froide dont les températures sont rappelées ci-dessous :

Tair max jour : Température d’air avec humidité relative associée pourles bâtiments à forte inertie thermique moyennée sur 12 heures.

Sous standard bord de mer froide


HR = 40 %

Sous standard bord de mer froide


HR = 29 %

FLAMANVILLE

Tair max jour = 32,4°C

HR = 49 %

FLAMANVILLE


HR = 38 %

Tair max inst : Température d’air avec humidité relative associée pourles bâtiments à forte inertie thermique : température instantanée.

Les bâtiments spécifiques au site sont dimensionnés aux valeurs sitesprésentées ci-après.

8.4.3.1.2. Valeurs du site de Flamanville

Les valeurs estimées pour Flamanville correspondent auxtempératures projetées en fin de siècle pour ce site, c’est-à-dire :

Tair max jour : Températures d’air avec humidité relative associée pourles bâtiments à forte inertie thermique moyennée sur 12 heures.

Tair max inst : Températures d’air avec humidité relative associéepour les bâtiments à faible inertie thermique : températureinstantanée.

Les valeurs de dimensionnement des ventilations et des ouvrages detous les bâtiments de la tranche EPR du site de Flamanville couvrentles valeurs de site.

8.4.3.2. Température de la source froide en situation de canicule

8.4.3.2.1. Dimensionnement

Le dimensionnement des échangeurs est basé à minima sur le sousstandard bord de mer froide pour lequel la température maximale dela source froide enveloppe retenue est de :

26°C

8.4.3.2.2. Valeurs du site de Flamanville

La valeur estimée pour Flamanville correspond au maximum de latempérature projetée en fin de siècle pour ce site, c’est-à-dire :

23°C

Selon les systèmes, le dimensionnement est effectué avec des valeursde découplage palier ou sous-palier bord de mer froide, qui danstous les cas couvrent les valeurs de site.

8.4.3.3. Adaptabilité de l’installation

La conception du réacteur EPR dans sa version standardisée dite« bord de mer froide » présente des marges qui permettraient de

3433.3

s’accommoder d’une éventuelle réévaluation des températuresextérieures maximales sur la durée de vie du réacteur :

• Concernant la température de mer : 30°C est pris en compte dans les PCC

• Concernant la température de l’air : Un dépassement de quelquesdegrés apparaît acceptable

De plus le site de Flamanville présente des valeurs de températureseau et air inférieures à celles du sous standard bord de mer froide,ce qui constitue autant de marges supplémentaires :

• Teau max : 23°C

• Tair max jour : 32,4°C

• Tair max instantanée : 37°C

8.4.4. Neige


Tous les bâtiments qu’ils soient classés de sûreté ou non sontdimensionnés pour résister aux effets de la neige.

Le dimensionnement est fait selon les règles NV658 (révision 2000,qui comprend la révision Vent 99 et la révision Neige 2000).


Le site de Flamanville est situé dans la Zone 1A pour les effets de laneige, ce qui correspond à une charge maximum de neige de :

600 N/m2 9

8.4.5. Vent


Tous les bâtiments et équipements extérieurs qu’ils soient classés desûreté ou non sont dimensionnés pour résister aux effets du vent.

Le dimensionnement est fait selon les règles NV6510 (révision 2000,qui comprend la révision Vent 99 et la révision Neige 2000).


Le site de Flamanville est situé dans la Zone 4 pour les effets du ventet est classé comme un site exposé, ce qui correspond aux valeurssuivantes :

• 182,5 km/h 11 : valeur de la vitesse du vent pour un site de Zone 4

• 1,20 12 : paramètre de site pour un site exposé dans la Zone 4

La racine carrée du paramètre de site est utilisée pour déterminer lavaleur de dimensionnement de la vitesse du vent pour lacombinaison des risques et des charges.

• 200 km/h 13 : vitesse de vent extrême

Les valeurs de dimensionnement de la tranche EPR du site deFlamanville sont enveloppes des valeurs estimées à Flamanville.

Ces valeurs conduisent à retenir les caractéristiques suivantes pourles projectiles générés par le vent :

8 Plutôt les Eurocodes (et en particulier l’Eurocode 1) transposés en normes françaises qui ne sont pas encore publiées mais seront d’application en 2007.9 Valeur à ré-actualiser.

10 Plutôt les Eurocodes (et en particulier l’Eurocode 1) transposés en normes françaises qui ne sont pas encore publiées mais seront d’application en 2007.

11 Valeur à ré-actualiser.



Projectiles Dimension (m) Masse (kg)Altitude maximum

(m)Vitesse

Automobile 3,8 x 1,5 x 1,3 900 0 3 m/s

Planche bois 3,7 x 0,3 x 0,09 50 Toute altitude 100 km/h

Tôle debardage

1 x 6 60 Toute altitude 200 km/h

8.4.6. Foudre et interférence électromagnétique HFLes études de vérification du site de Flamanville seront faitesultérieurement quand le détail des données d’entrée sera suffisant(câblage, réseau de terre, ferraillage, interconnexion entre lesdifférents bâtiments du site, …).

8.5. AUTRES AGRESSIONS EXTERNESSPECIFIQUES AU SITE DE FLAMANVILLE

Par leur liaison directe avec la source froide naturelle, les systèmes dela station de pompage peuvent être affectés par des agressionsspécifiques liées à l’environnement marin.

Le risque à prendre en compte est le colmatage de la source froidepar l’arrivée massive de corps marins (algues, poissons, …) ou parune pollution par hydrocarbures.

Pour l’agression colmatage par les corps marins, la protection estassurée par les systèmes de pré-filtration et de filtration (voir 9.2.4)dont la conception et le dimensionnement permettent d’assurer entoute circonstance le transit d’eau brute filtrée pour les besoins descircuits de sûreté (SEC et SRU). Cette protection est réalisée, entreautre, par le délestage des utilisateurs non classés (CRF et SEN) lorsdes arrivées massives de colmatants. Pour l’agression hydrocarbures,

la protection est complétée par un dispositif d’alerte qui vise àarrêter préventivement les pompes CRF non classées afin de garantiren toute circonstance l’efficacité de la pré-filtration.

[1] Règles NV65 – Révision 2000 (comprenant la révision Vent de 99et la révision Neige de 2000).

[2] Rapport technique CEI 61662 « Evaluation des risques dedommages liés à la foudre ».

[3] Norme CEI 61024-1-2 « Protection des structures contre la foudre ».

[4] Norme NF C 17-100 « Protection des structures contre la foudre- Installation de paratonnerre. »

[5] Norme CEI 61000-6-5 « Immunité des matériels pour lesenvironnements des centrales électriques et de poste – partiescentrales électriques ».

[6] Rapport technique CEI 61000-5-2 « compatibilité électro-magnétique – partie 5 – Guides d’installation et d’atténuation –Section 2 – Mise à la terre et câblage ».

LISTE DES REFERENCES

Cliquez pour voir : Tab 1 : Synthèse des exigences de protection contre les agressions externes Tab 2 : Récapitulation des cumuls pris en compte dans la conception de l’EPR Tab 3 : Evaluation probabiliste pour les scenarii d’explosion après dérive d’un nuage explosible Tab 4 : Evaluation probabiliste pour les scenarii d’explosion de solides ou de gaz confinés Tab 5 : Evaluation probabiliste pour les scenarii de dérive de nuage toxique Fig 1 : Spectres de sol de dimensionnement EUR (horizontal, amortissement de 5%) Fig 2 : Séisme d’inspection – diagramme pour déterminer les mesures après un séisme Fig 3 : Fonction standard charge – temps pour l’onde de pression due à l’explosion

CHAPITRE BASES GENERALES DE CONCEPTION DES OUVRAGES, …

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