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         Pièces  jointes  au  

Date  de  la  réunion  :  21  avril2016    

Date  de  diffusion  :  2  mai  2016  

Lieu  de  la  réunion  :  Siège  de  la  SFEN  au  103  rue  Réaumur  -­‐  Paris  2ème.  

Rédacteur  :  Emilio  RAIMONDO      

Visa  :  Maurice  MAZIÈRE  

Participants  :  Mmes.  COUNAS,  DUTHEIL,  GORGEMANS.  MM.  BLANC,  CROCHON,  GAMA,  GRALL,  GRENÈCHE,  JOLLY,  LENAIL,  LEROUGE,  MAZIÈRE,  MERCIER,   NAUDET,   NIEZBORALA,   PATARIN,   PERVÈS,   RAIMONDO,   SCHWARTZ,   de  SARRAU,  de  TONNAC.    Diffusion  :  les  membres  du  comité  d’action,  les  représentants  régionaux,  les  membres,  les  groupes  transverses,  les  sections  techniques,  Valérie  FAUDON,  Isabelle  JOUETTE,  Boris  LE  NGOC.  

 I . Le  matin  (10h30  –  12h30)      

Conférence  sur  l’AP  1000  par  Julie  GORGEMANS  (Westinghouse)  

   I I. L’après-­‐midi  (14h00  )    

1.    Observations  sur  le  précédent  compte  rendu.  2. Informations  générales  et  questions  d’actualité.  3. Tour  de  table.    4. Examen  du  programme  pour  les  prochaines  journées.  

     

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compte  rendu  :  PJ  1  :  Présentation  J.  GORGEMANS.  PJ  2  :  J.  PERCEBOIS  :  situation  EDF.  PJ  3a  :  J-­‐P.  SCHWARTZ1.  PJ  3b  :  J-­‐P.  SCHWARTZ.  PJ  3c  :  J-­‐P.  SCHWARTZ.  PJ  4  :  CE  Rapport  PINC.  PJ  5  :  CE  Note  de  synthèse  PINC.  PJ  6  :  CE  Analyse  PINC.  PJ  7  :  Le  réacteur  ATMEA  C.  RINGOT.  PJ  8  :  Transport  des  MN  C.  RINGOT.  PJ  9  :  Programme  colloque  ADAPeS.  PJ  10  :  Résumé́  colloque  ADAPeS.  PJ  11  :  Incident  FSH  avril  14.  PJ  12  :  Nucléaire  et  santé.          

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1. Réunion  du  matin    

Conférence  sur  l’AP  1000  par  Julie  GORGEMANS  (Westinghouse)    

Julie   GORGEMANS   se   présente   rapidement  ;   elle   travaille   actuellement   chez   Westinghouse   sur   le  «  general  design  assessment  »  du  projet  de   réacteur  AP1000  pour   l’Angleterre   sur   le   site  de  Moorside  (projet  NUGEM  mené  en  collaboration  avec  Engie  et  Toshiba).    

1.1. Introduction    

L’exposé  (dont  les  planches  sont  en  PJ  1)  comprend  deux  parties  :  • La  première  et  la  plus  importante,  sera  consacrée  à  la  présentation  des  bases  de  conception  

du  modèle  AP  1000  à  partir  des  objectifs  que  s’était   fixé  Westinghouse  dont,  notamment,  deux  éléments   importants  qui  se  distinguent  par  rapport  aux  conceptions  déjà  existantes  :  L’utilisation   de   systèmes   passifs   pour   la   sûreté   et   une   approche   modulaire   pour   la  construction.    

• La  deuxième  partie  évoquera  la  situation  des  projets  en  cours  avec  les  modèles  AP  1000  et  AP  600,  en  Chine  aux  USA  et  en  Angleterre.      

Note  :  À   la  demande  de   l’oratrice  des  questions   sont  posées   tout  au   long  de   l’exposé.  Ces  questions  et  réponses  sont  alors  notées  en  italique  dans  le  cours  du  texte  de  ce  compte  rendu.    

1.2. Introduction  à  la  conception  de  l’AP  1000      a).  Objectifs  de  conception  et  caractéristiques  générales    Les   premiers   pas   avec   l’AP   1000   datent   du  milieu   des   années   80,   il   s’agissait   de   réaliser   un   nouveau  modèle  de  conception  intégrée  pour  l’îlot  nucléaire  et  l’îlot  conventionnel.    Les  objectifs  étaient  :  

• De  faire  mieux  que  les  concurrents,  en  termes  de  marges  de  sûreté  ou  opérationnelles.    • De  vendre  ce  nouveau  modèle,  donc  d’être  compétitif  du  point  de  vue  coût  avec  le  charbon  

aux  USA,  en  particulier,  mais  aussi  vis  à  vis  des  autres  projets  des  acteurs  du  nucléaire.  • De  viser  la  simplification  en  minimisant  le  nombre  d’équipements  et  de  matériel.  • De  réduire  les  délais  de  construction  pour,  notamment,  avoir  un  meilleur  accueil  auprès  des  

investisseurs.    

Les  concepteurs  sont  donc  partis  sur  un  modèle  de  type  «  passif  »,    sans  que  cela  n’ait  été  un  objectif  de  départ  en   soi,   et   sur  un  mode  de   construction  modulaire  «  à   ciel  ouvert  »,  par  étages   successifs,  pour  réduire  les  délais  de  construction  et  réaliser  des  économies.    L’idée  d’envisager  une  série  du  même  modèle  était  également  retenue  pour  partager  les  coûts  et  le  futur  retour  d’expérience.  Sur  le  plan  «  licensing  »,  il  a  été  décidé  de  soumettre  le  dossier  à  des  revues  par  différentes  autorités  de  sûreté   en   commençant   par   les   États   Unis   avec   la  NRC.   Puis   sont   venues   la   Chine   et   l’Angleterre   ainsi  qu’une  «  pre-­‐licensing  review  »  avec  les  Canadiens.    D’autres  éléments  pris  en  compte  dès  le  départ  ont  consisté  à  privilégier  l’utilisation  d’équipements  déjà  éprouvés,  tenir  compte  des  leçons  des  générations  passées  pour  améliorer  la  disponibilité  mais  aussi  le  

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design  pour  la  maintenance  et  les  inspections  (limiter  le  niveau  d’exposition  aux  radiations).  En   résumé,   comme   cela   est   repris   sur   la   planche   (6),   trois   termes   caractérisent   ce   nouveau  modèle  :  sûreté  –  simplicité  –  standardisation  (effet  de  série).  

 b).  Des  systèmes  de  sûreté  passifs    Les  principales  avancées  en  matière  de  sûreté  tiennent  au  fait  que  tous  les  systèmes  qui  sont  nécessaires  pour   faire   face   aux   accidents   de   référence   (matériels   de   classe   1)   sont   passifs.   C’est   à   dire   qu’ils  n’utilisent  pas  d’alimentation  électrique,  d’équipement  rotatifs  ou  dynamiques  (pas  de  pompes,  pas  d’air  comprimé  etc..)  et  permettent  une  autonomie  d’au  moins  72  heures  avant  une  nouvelle  intervention.  La  seule  énergie  dont  on  a  besoin    est  celle  qui  provoque  le  déclenchement  en  changeant  la  position  d’une  vanne  dont  la  manœuvre  peut  être  faite  par  des  batteries,  ce  qui  rend  inutile  l’utilisation  de  diesels.  Les  batteries   étant   de   taille   raisonnable   peuvent   être   logées   dans   l’îlot   nucléaire   où   elles   sont   mieux  protégées  qu’à  l’extérieur.  

 Aucune  action  de   l’opérateur  n’est  nécessaire  pendant  un  accident,  même  s’il  contrôle   le  déroulement  des  opérations  et  s’il  peut  toujours  intervenir.  Pour  tous  les  événements  qui  ne  sont  pas  des  brèches,  les  systèmes  passifs  vont  automatiquement  s’enclencher  en  cas  de  perte  des  alimentations  électriques.    Pour  les  situations  de  fonte  de  cœur,  la  stratégie  retenue  pour  l’AP  1000  est  différente  de  celle  mise  en  oeuvre  sur  l’EPR  par  exemple.  On   laisse   le  cœur   fondu  se  repositionner  dans   le   fond  de   la  cuve  qui  est   refroidie  par   l’extérieur.  On  a  visé   aussi   l’obtention   de  marges   plus   importantes   que   dans   les   conceptions   précédentes   et   utilisé   les  études  probabilistes  de  sûreté,  de  manière  assez  intensive,  pour  s’assurer  que  l’on  dispose  bien  de  lignes  de  défense  multiples.  

 Question  :  D’où  vient  le  choix  de  la  puissance  de  1000  MW  ?    Réponse  :  C’est   l’empreinte  au  sol  qui  a  été  déterminante,   les  premières  études  de  systèmes  passifs  ont  été  faite  sur  un  modèle  AP  600  (un  peu  moins  de  700  MWe)  mais  comme  avec  ce  modèle  on  arrivait  à  un  coût  du  MWh  incompatible  avec  l’objectif  on  est  passé  à  1000  MW  en  gardant  la  même  empreinte  au  sol  et   en   augmentant   la   hauteur   de   l’enceinte   de   confinement.   Le   fait   de   limiter   l’empreinte   au   sol   était  motivé   par   le   fait   de   pouvoir   installer   ce   nouveau   modèle   sur   de   petits   sites   (l’exemple   existe   en  Angleterre  sur  le  site  de  Moorside,  voir  §  1.3).    Question  :  Il  s’agit  bien  d’un  modèle  deux  boucles  ?  Réponses  :  Il  y  a  en  fait  deux  branches  froides  et  deux  branches  chaudes  

 Question  :  En  passant  du  600  MW  au  1000  MW  n’a-­‐t-­‐on  pas  réduit  les  marges  cœur  ?  Réponse  :  On  n’a  pas  vraiment  réduit  les  marges  car  les  dimensions  des  équipements  ont  changé.  Cela  est  notamment   le   cas   avec   l’échangeur   passif   de   chaleur   résiduelle   dont   les   dimensions   des   tuyauteries  d’amenée  ont  été  augmentées  pour  maintenir  les  marges  tout  en  augmentant  la  puissance  du  cœur.  Par  ailleurs  les  hauteurs  ont  également  changé  ainsi  que  la  taille  de  l’enceinte  de  confinement  pour  garder  les  mêmes  marges   notamment   en   cas   de   brèche   secondaire.   Pour   passer   à   des   puissances   supérieures   à  1000  MW  il  faudrait  faire  alors  plus  de  changements  ;  c’est  ce  qui  se  produit  avec  les  chinois  qui  ont  lancé  un  modèle  passif  basé  sur  l’AP  1000  (voir  §1.3)    c).  La  simplification  des  systèmes  conduit  à  une  importante  réduction  des  volumes.    

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Un   des   gros   avantages   des   systèmes   passifs,   c’est   le   caractère   compact   de   leur   configuration   (voir  schéma  ci-­‐dessous).  Les   systèmes   qui   sont   nécessaires   pour   l’injection   de   sécurité   sont   tous   logés   dans   l’enceinte   de  confinement   contrairement   à   ce   qui   se   passe   sur   les   PWR   classiques.   L’avantage,   c’est   que   l’on   ne  recircule  pas  de  fluide  à  l’extérieur  de  l’enceinte  en  cas  d’accident.      

 

                                   Schéma  d’un  PWR  classique                                        AP  1000    

La  planche  ci-­‐dessous  montre  une  comparaison  des  empreintes  au  sol  d’un  PWR  classique  (Sizewell  B,  à  droite)  et  d’un  AP  1000  de  même  puissance  (à  gauche).  Cela  est  encore  plus  significatif  pour  l’empreinte  des  systèmes  de  sûreté  dans  les  deux  cas  ;  pour  l’AP  1000  la  quantité  de  bâtiments  qui  contiennent  des  systèmes  de  sécurité  est  moindre  et  cela  diminue  en  proportion  l’empreinte  sismique  correspondante.  

 

 

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Quelques   chiffres   significatifs   caractérisent   cette   différence  ;   pour   une   puissance   identique,   l’AP   1000  requiert  moins  de  100  000  tonnes  de  béton  contre  520  000  pour  une  conception  classique  ;  il  en  est  de  même  pour  la  quantité  de  ferraillage,  12  000  tonnes  contre  65  000.    Question  :   Au   bout   de   combien   de   temps   le   système   passif   peut-­‐il   jouer   pleinement   son   rôle   en   cas  d’accident  ?  Ne  risque-­‐t-­‐on  pas  de  perdre  une  partie  du  cœur  avant  Réponse  :   L’échangeur   passif   qui   fait   450  m2   de   surface   d’échange   et   les   générateurs   de   vapeur   sont  dimensionnés  pour  équilibrer  la  chaleur  résiduelle,  et  il  n’y  aura  pas  de  début  de  fonte  de  cœur.    Question  :  Comment  s’assure-­‐t-­‐on  que  les  systèmes  passifs  fonctionneront  le  moment  venu  lorsqu’on  en  aura  besoin  ?  Y-­‐a-­‐t-­‐il  des  essais  périodiques  de  prévu  ?  Réponse  :   Ce   point   sera   vu   plus   tard   (en   fait   nous   ne   sommes   pas   revenus   sur   cette   question,  mais   la  réponse  est  forcément  positive).  

   

d).  Configuration  du  circuit  primaire    Le   circuit   primaire   est   schématisé   sur   la   planche   ci-­‐dessous.  Du  point   de   vue   combustible,   internes   et  cuve  c’est  très  similaire  aux  cuves  qui  ont  été  déployées  à  Doel  4,  Tihange  3  en  Belgique  et  South  Texas  aux   USA.   Une   des   grosses   différences   est   l’absence   de   pénétrations   en   fond   de   cuve   pour  l’instrumentation   du   cœur.   Cette   disposition   permet   la   rétention   du   corium   en   fond   de   cuve   en   cas  d’accident   sévère.   La   fabrication   de   la   cuve   tient   compte   du   retour   d’expérience   pour   les   aspects  matériau  et  positionnement  des  soudures.    

 

 

   Les   générateurs   de   vapeur   sont   identiques   aux  derniers   modèles   utilisés   pour   les  remplacements  dans  les  centrales  existantes.  Le   gros   changement   concerne   les   pompes  primaires,  deux  par  boucle,  qui  sont  dépourvues  de   garnitures   (pompes   à   rotor   noyé)   ;   formule  qui   avait   déjà   été   utilisée   pour   les   premiers  réacteurs   commerciaux   de   Westinghouse   aux  USA   puis   abandonnée.   Les   applications  militaires   utilisent   toujours   cette   solution   qui   a  été  reprise  et  augmentée  pour  l’AP  1000.  Pour  les  projets  chinois  et  américains  (voir  §1.3)  c’est  un  constructeur  de  Pennsylvanie  qui  est  le  fournisseur;  pour  les  projets  européens  c’est  un  partenariat   avec   KSB   (Allemagne)   qui   a   été  retenu.    Ce   sont   ces   pompes   qui   ont   créé   quelques  soucis   à   Westinghouse   car   le   savoir-­‐faire   avait  été  un  peu  perdu.  Ces  pompes  possèdent  aussi  un  volant  d’inertie  et   une   partie   fonctionnelle   identique   aux  

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pompes   classiques,   sauf   qu’il   n’y   a   plus   besoin  d’une  injection  aux  joints.    Un  autre  avantage  de  ces  pompes  est  l’absence  

de   lubrification,   ce  qui   limite  aussi   les  matières  combustibles   dans   l’enceinte   de   confinement.

Comme   ces   pompes   ont   été   simplifiées,   elles   sont   directement   fixées   sur   le   fond   du   générateur   de  vapeur  ce  qui  réduit  la  dimension  de  la  boucle  primaire.  Les  pompes  primaires  peuvent  être  installées  ou  retirées  même  si  les  GV  sont  en  place.    Question  :  Quels  sont  les  problèmes  rencontrés  sur  les  pompes  (primaires)  Réponse  :  Des  problèmes  de  vibrations  et,  la  première  fois  qu’un  moteur  a  été  monté,  des  frottements  ont  produit  des  particules  fines.  C’était  davantage  un  problème  de  réalisation  que  d’ingénierie.  Un  autre  souci  a   aussi   été   rencontré   sur   un   échangeur   à   eau   externe   qui   refroidit   le   moteur  ;   ici   c’est   la   circulation  naturelle  qui  a  été  difficile  à  obtenir  en  cas  de  perte  d’alimentation.  Pour  la  tête  de  série,  ce  modèle  de  pompe  a  subi  des  tests  sur  une  durée  de  10  000  heures.    Sur   le   pressuriseur   le   contrôle   commande   fonctionne   par   bandes   et   non   sur   des   points   de   consigne  précis   pour   chaque   niveau   de   puissance.   Des   charges   et   des   décharges   sont   faites   uniquement   pour  ajuster  la  concentration  en  bore  ;  cela  est  fait  deux  fois  par  semaine,  ce  qui  limite  le  volume  d’effluents.  

 Une   dernière   simplification   sur   le   circuit   primaire   concerne   le   pressuriseur   dont   le   volume   a   été  augmenté  pour  n’utiliser  qu’un  seul  type  de  soupape  de  sûreté  classique,  éliminant  ainsi  les  soupapes  à  commande  électrique    qui  ont  souvent  été  des  sources  de  difficultés.    D’autres  éléments  ont  également  fait  l’objet  de  prise  en  compte  au  moment  de  la  conception,  avec  l’aide  d’exploitants  :   les  aspects  maintenance  et   inspection  ainsi  que  les  accès  et  cheminements  à  emprunter  dans   l’enceinte   de   confinement.   De   la  même   façon   les   séparations   physiques   réglementaires   ont   été  améliorées  entre  les  différentes  zones  radioactives,  incendie  et  classes  de  matériel.    Question  :  Qui  sont  les  fabricants  des  cuves  de  l’AP  1000  ?  Réponse  :   Les   fabricants   sont   retenus   projet   par   projet,   les   Japonais   ou   les   Coréens.   Il   n’y   a   pas   de  partenariat   privilégié.   Souvent   les   équipements   sont   fondus   au   Japon   et   envoyés   pour   assemblage   en  Corée.   Les  Chinois  ont  des  problèmes  d’accréditation  ASME,   ils  ont  amélioré   leur  «  supply   chain  »  mais  n’ont  pas  encore  toutes  les  compétences  et  s’appuient  alors  sur  des  fournisseurs  étrangers  à  la  Chine.    L’approche   qui   consiste   à   envisager   une   série   de   tranches,   comme   en   France,   a   été   retenue.   Des  paramètres  enveloppes  sur  plusieurs  sites  ont  été  considérés  pour  la  conception  ainsi  que  des  approches  réglementaires  différentes.  

 Question  :  Quel  est  le  niveau  de  qualification  sismique  ?  Réponse  :  0.3g,  avec  un  ensemble  de  type  de  sols  différents  pour  retenir  un  spectre  enveloppe.  Pour  des  sites  particuliers  il  est  toujours  possible  de  reprendre  les  études  avec  des  accélérations  supérieures  pour  modifier  la  tenue  des  équipements.    e).  L’approche  «  Sûreté  »    Le   premier   niveau   de   la   défense   en   profondeur   fait   appel   à   des   dispositifs   actifs   qui   supportent   le  fonctionnement  normal  et  qui  sont  actionnés  lorsque  les  premiers  seuils  d’alarme  sont  atteints.  C’est  le  cas,  notamment,  du  système  de  refroidissement  du  réacteur  à  l’arrêt  (RRA  et  RRI).  Ces  systèmes  actifs   ont   une   classification   moindre   car   la   démonstration   de   sûreté   repose   exclusivement   sur   les  

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systèmes  passifs.  Ainsi  les  exigences  sur  ces  systèmes  actifs  sont  relâchées  ;  par  exemple  on  peut  retenir  du  matériel  standard  de  l’industrie  non  nucléaire  pour  les  réaliser.  On  conserve  la  notion  de  redondance  car  cela  a  une  signification  en  termes  de  disponibilité  ;   il  y  a   toujours  des  diesels  sur   le  site  mais   ils  ne  sont  pas  de  classe  1  et  n’ont  donc  pas  besoin  d’être  qualifiés  au  séisme.  C’est  seulement  le  deuxième  niveau  de  la  défense  en  profondeur  qui  fait  appel  aux  systèmes  passifs  pour  lesquels  on  a  utilisé  des  approches  PSA  afin  d’être  bien  sûrs  que  l’on  dispose  de  diversité  fonctionnelle.    Question  :  Les  systèmes  équivalent  au  RRI  et  RRA  sont-­‐ils  dans  l’enceinte  ?  Réponse  :  Non,  ils  sont  à  l’extérieur  de  l’enceinte  ;  le  RRA  est  dans  un  bâtiment  sismique  car  il  joue  un  rôle  de  barrière  de  confinement  mais   tous   les  systèmes  en  aval,  RRI  et  eau  de  mer,  n’ont  plus  besoin  d’être  qualifiés  au  séisme.  

   

Question  :  Comment  est  gérée  la  pression  en  cas  d’accident  ?  Réponse  :   En   cas   d’accident   sévère,   l’enceinte   de   confinement   est   noyée   par   gravité   avec   de   l’eau   qui  vient  d’une  bâche  située  en  hauteur  et  tombe  en  pluie  dans  l’enceinte  (IRSWT).    Pour  le  refroidissement  de  la  cuve,  l’eau  qui,  par  un  dispositif  de  trappes  dans  le  puits  de  cuve,  est  introduite  entre   l’isolation  de   la   cuve  et   la   cuve  elle-­‐même,   va   chauffer,  et   amorcer   une  circulation   par   convection   naturelle   avec   l’eau  froide  extérieure  au  puits  de  cuve.  L’eau  chaude  ou   la   vapeur   s’échappant   par   le   haut   est  remplacée   par   de   l’eau   froide   arrivant   par   le  bas.  La  cuve  est  ainsi  refroidie  et   il  n’y  a  pas  de  problème   de   pression   à   gérer.   Par   ailleurs,  l’enceinte   de   confinement   est   une   enceinte  métallique,   et   la   vapeur   d’eau   éventuellement  formée   dans   celle-­‐ci   se   condense   à   son   contact  et  est  récupérée.      Deux  questions  :  Que  faire  pour  que   le  cœur  ne  fonde  pas,  quel  est   le  premier  système  qui  fonctionne  ?  Que  faire  s’il  fond  ?  Réponse  :   À   la   suite   d’un   événement   grave,   les   fonctions   de   base   sont   d’abord   de   retirer   la   chaleur  résiduelle  du  cœur  et  d’enclencher  l’injection  de  sécurité  pour  s’assurer  que  l’on  a  une  concentration  en  bore  acceptable.  Dans   l’AP  1000  ce  sont   les  systèmes  passifs  qui  assurent  ces  fonctions.  Pour  cela   il  est  utilisé  la  bâche  IRSWT,  située  au  sommet  de  l’enceinte  de  confinement,  qui  permet  de  noyer  l’enceinte  en  cas  d’accident  sévère.  De  plus  un  échangeur  de  chaleur,  qui  utilise  la  même  technique  qu’un  générateur  de  vapeur,  est  submergé  dans  la  bâche  ci-­‐dessus.  L’entrée  de  cet  échangeur  est  reliée  à  l’une  des  boucles  chaudes  alors  que  la  sortie,  raccordée  au  fond  d’un  des  GV,  est  en  équilibre  thermique  avec  l’enceinte  de  confinement,   donc   à   une   température   moindre   (environ   30°C).   Une   circulation   naturelle   pourra   donc  s’établir   entre   les   deux   colonnes   grâce   aux   différences   de   densité   de   l’eau,   chaude   à   l’entrée   de  l’échangeur   et   froide   à   la   sortie.   Cette   circulation   pourra,   selon   la   sévérité   du   problème   initiateur,  chauffer  l’eau  de  la  bâche  jusqu’à  la  faire  bouillir  et  faire  que  de  la  vapeur  soit  relâchée  dans  l’enceinte  de  confinement.   Cette   vapeur   pourra   alors   condenser   au   contact   de   la   surface   de   l’enceinte   qui   est  métallique  ;  un  système  de  collection  d’eau  le  long  de  l’enceinte  permettra  son  recyclage  vers  une  autre  

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bâche   en   eau   perdue  ;   ces   systèmes   sont   dimensionnés   pour   un   fonctionnement   passif   pendant   72  heures.      C’est   ainsi   que   le   cœur   est   refroidi   de   façon  passive.   Les   vannes   et   le   matériel   de   contrôle  commande   utilisés   pour   l’ouverture   de   ces  circuits,   répondent   aux   critères   réglementaires  de  redondance  et  de  diversité  ;   les  vannes  elles-­‐mêmes   sont   alimentées   électriquement   par   des  batteries.  Les  vannes  utilisées  sont  d’un  modèle  à   servomoteur   pneumatique   qui   s’ouvre   dans  tous   les   cas   avec   un   ressort   en   cas   de   panne  électrique  ou  absence  d’air.      

 Les   systèmes   d’injection   de   sécurité   sont   basés   sur   les   mêmes   principes   que   ceux   utilisés   dans   les  modèles   non   passifs,   avec   une   injection   haute   pression,   des   accumulateurs   et   une   injection   basse  pression.   En   revanche,   leur   fonctionnement   est   passif   en   ce   sens   que   leurs   raccordements   au   circuit  primaire  est   fait  de  telle  sorte  qu’une  circulation  naturelle  s’établisse,   lorsqu’on   l’enclenche,  entre  une  entrée  chaude  et  une  sortie  froide,  toujours  selon  le  même  principe.  Une  différence  notable  entre  l’AP  1000  et  les  autres  modèle,  est  que  l’injection  de  sécurité  ne  se  fait  pas  par   les   branches   froides  mais   par   des   branches   spécifiques   qui   arrivent   directement   à   la   cuve,   ce   qui  présente  un  avantage  en  cas  de  grosse  brèche  sur  le  circuit  primaire.    Question  :  À  quelle  température  monte  l’enceinte  (en  cas  d’accident)  ?  Réponse  :   La  pression  peut  monter   jusqu’à  59  psig   (environ  4  atmosphères),   on  peut   considérer  que   la  température  sera  celle  de  la  vapeur  saturée  à  cette  pression.    Pour  les  accidents  avec  brèche,  on  a  un  système  de  dépressurisation  du  circuit  primaire  pour  les  petites  brèches  ;  c’est  un  système  à  quatre  étages  ;  les  trois  premiers  sont  raccordés  sur  des  vannes  électriques  logées  sur   le  sommet  du  pressuriseur  ;  celles-­‐ci  vont  décharger  dans   la  bâche  principale  au  sommet  de  l’enceinte,  à  travers  un  diffuseur  pour  limiter  les  contraintes.  Le  4ème  train,  de  plus  grosse  dimension  (35  cm  de  diamètre),  est  raccordé  directement  sur  une  branche  chaude  et   est   équipé  de   vannes  «  explosives  »,   le   but  de   ce   train   est   d’arriver   à   équilibrer   la   pression  primaire   avec   la   pression   de   l’enceinte   pour   rendre   possible   l’injection   par   gravité.   Un   petit   film  d’animation   montre   comment   ces   différentes   opérations   se   déroulent.   La   bâche   principale   dans  l’enceinte  de  confinement  (IRWST)  fait  environ  2000  m3.  

Pour   les   cas   de   fonte   de   cœur,   la   question   de   présence   d’hydrogène   est   réglée   par   l’utilisation    d’igniteurs  pour  les  accidents  grave  avec  forte  production  d’hydrogène  et  des  recombineurs  catalytiques  passifs  pour  les  accidents  avec  faible  production  d’hydrogène.    En  cas  d’explosion  vapeur,  on  démontre  que  la  cuve  conserve  son  intégrité  structurelle.  

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     Question  :  A-­‐t-­‐on  besoin  de  dégonfler  l’enceinte,  auquel  cas  a-­‐t-­‐on  besoin  de  filtres  ?  Réponse  :  Non.    Question  :  Et  si  ces  systèmes  s’enclenchent  intempestivement  ?  Réponse  :   Les   matériels   et   les   logiques   utilisés   sont   soigneusement   étudiés  ;   par   exemple   on   utilise   le  même  principe  que  pour  les  sièges  éjectables  dans  les  avions  de  chasse.    Des   tests   pourront   être   faits   avant   le   chargement   du   combustible   pour   parfaire   le   design   et   pour  développer   des   outils   d’études   et   des   codes.   Les   procédures   opérationnelles   sont   validées   sur  simulateur.   Se   reporter   aux   planches   20   et   21   qui  montrent   des   exemples   de   tests   qui   peuvent   être  effectués,   dont   notamment   un   test   en   soufflerie   et   des   maquettes   sur   lesquelles   sont   faites   des  simulations.    f).  Retour  d’expérience  de  Fukushima  (voir  planche  22)    Quand  on  a  voulu  tirer   les   leçons  de  Fukushima,  des  revues  on  été  faites  sur   l’AP  1000  par  différentes  autorités   de   sûreté   américaines   et   chinoises   qui   ont   conclu   qu’il   n’est   pas   nécessaire   de   faire   de  changements   fondamentaux   sur   la   conception.   De   la   même  manière   les   capacités   sismiques   ont   été  vérifiées  avec  succès  par  rapport  aux  sévérités  observées  à  Fukushima  (0,5g).  On  est  indépendant  par  rapport  aux  alimentations  électriques  et  aussi  par  rapport  aux  circuits  d’eau  de  refroidissement   ultime,   du   type   eau   de   mer   ou   de   rivière,   qui   peuvent   être   plus   impactés   par   des  événements  externes  que  la  bâche  située  au  dessus  de  l’enceinte  de  confinement.  Le  fait  que  la  majorité  des   systèmes   de   sécurité   se   trouve   à   l’intérieur   de   l’enceinte,   les   rend   moins   vulnérables   aux  événements  externes.    Question  :  Et  le  risque  aérien,  notamment  sur  la  bâche  en  sommet  d’enceinte  ?  Réponse  :  Des  études  de  crash  d’avion  sur  différentes  parties  de  la  centrale  ont  été  conduites  aux  USA  et  en  Angleterre.  Ces  études  montrent  qu’il  n’y  a  pas  de  perforation  avec  un  avion  militaire  ou  un  avion  de  ligne.      Question  :  Utilisez-­‐vous  l’approche  «  leak  before  break  »  (LBB)  ?  Réponse  :  Oui,  nous  utilisons  le  LBB  :  on  doit  démontrer  qu’en  cas  de  séisme,  on  maintient  l’intégrité  du  circuit   primaire.   Il   faut   aussi   signaler   que   dans   le   design   de   l’AP   1000   on   n’a   pas,   contrairement   aux  centrales  classiques,  de  longues  tuyauteries  qui  peuvent  faire  d’énormes  battements  en  cas  de  rupture.    Question  :  Que  nous  dire  sur  la  piscine  combustible  ?  Réponse  :  La  piscine  de  l’AP  1000  est  très  similaire  à  celle  des  PWR  classiques,  la  seule  différence  relève  de  son  refroidissement  passif.  En  cas  d’accident,  la  piscine  monte  en  température  jusqu’à  ce  que  l’eau  se  mette  à  bouillir,  des  systèmes  de  relâchement  de  vapeur  évitent  la  mise  en  pression  du  bâtiment,  et  des  systèmes   d’appoint   passifs   en   eau   démarrent   pour   toujours   maintenir   un   niveau   acceptable   dans   la  piscine.          

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g.  La  construction  modulaire      Toute   la   centrale   n’est   pas   construite   de   façon  modulaire,   cette   approche   s’applique   surtout   sur   l’îlot  nucléaire  et  un  peu  sur  l’îlot  conventionnel  ;  par  exemple  le  bâtiment  diesel  est  classique.  Des  modules  d’équipement  comportant  des  vannes,  des  pompes  et  des  tuyauteries  arrivent  entièrement  construits   sur   site  ;   c’est   le   cas   aussi   pour   nombre   de  modules   structurels   volumineux.   Cette   idée   de  mener  des  constructions  en  parallèle  sur  site  et  en  usine  permet  de  raccourcir  les  délais  de  construction.  Cette  méthode  présente  aussi  l’avantage  de  réduire  les  travaux  sur  site  et  donc  de  réduire  la  logistique  correspondante   ainsi   que   le   nombre   de   personnel   de   chantier.   Par   ailleurs,   tout   ce   qui   est   réalisé   en  usine   le   sera   dans   un   environnement   où   il   est   plus   facile   de   gérer   la   qualité.   Enfin,   dans   le   cas   de  fourniture  de  plusieurs  tranches,  on  bénéficie  d’une  fabrication  en  séries  répétitives.    La   fabrication  et   la   construction  modulaire,  en   revanche,   supposent  que   les  études  d’ingénierie   soient  terminées  plus  tôt  que  dans  les  cas  classiques  et,  qu’une  chaîne  d’approvisionnement  bien  établie  soit  en  place.  Un  module  est  une  unité  d’ingénierie  en  soi  qui  suppose  des  études  supplémentaires.  Les  modules  sont  installés  et  on  coule  le  béton  après.    

                                         Assemblage  de  modules  structurels                                                                            Module  sommet  du  pressuriseur    Les  planches  33  et  34  montrent  des  exemples  de  modules  prévus,  relatifs  aux  projets  chinois.      

1.3. Les  projets  en  cours  :  Chine,  USA  et  Angleterre    

• Le   projet   chinois   comporte   la   réalisation   de   deux   unités   sur   chacun   des   deux   nouveaux   sites  côtiers  dont  un   (Sanmen)  est  proche  de  Shanghai  et   l’autre   (Haiyang)  un  peu  plus  au  nord.   La  construction  est  terminée  sur   le  site  de  Sanmen  1  (voir   les  planches  38  et  39)  ;   les  choses  sont  prêtes  pour  les  essais  de  démarrage  puis  le  chargement  du  cœur.  Le  délai  global  sur  ce  projet  est  de   7   ans   et   on   compte   encore   6  mois   pour   les   essais   (considéré   très   court   pour   une   tête   de  série  !).   La   construction   est   bien   avancée   sur   le   deuxième   site,   où   les   pompes   sont   en   cours  d’installation.  À  noter  que  le  délai  de  départ  était  de  4  ans.  Ce  contrat  chinois  couvre  l’ingénierie  et   les   fournitures  principales,   ce   sont   les  Chinois  qui   assurent   la  maîtrise  d’œuvre  et   certaines  fournitures  locales,  voir  aussi  planches    40  et  41.  

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Sanmen  1                                     Haiyang  1      

• Le   projet   américain   comporte   aussi   la   construction   de   deux   unités   implantées   sur   deux   sites  situés  à  l’intérieur  des  terres  dans  le  sud-­‐est  des  USA  (Vogtle  et  V.C.  Summer).  La  construction  ici  est  moins  avancée  qu’en  Chine.  On  voit  l’enceinte  de  confinement  (planche  42),  le  début  de  l’îlot  conventionnel  et   la  piscine  de  stockage  du  combustible  usé.  Il  faut  encore  compter  un  ou  deux  ans  de  construction,  voir  les  planches  43  et  44.  

   

Site  de  Vogtle             Site  de  V.C.  Summer                

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• En   Angleterre.   Le   projet   Moorside,   de   centrale   nucléaire   NuGen*,   prévoit   la   construction   de  trois  réacteurs  Westinghouse  AP1000,  pour  une  capacité  totale  de  3,4  gigawatts,  à  Sellafield.  

 *Le  consortium  NuGeneration  Ltd  (NuGen)  est  détenu  à  60  %  par  Toshiba  et  à  40  %  par  ENGIE,      La  première  étape  est  de  finir   le  «  General  Design  Assessment  »  (GDA).  Pour  tous  les  nouveaux  projets,  une  revue  doit  être  réalisée  afin  d’examiner  les  problèmes  logistiques  soulevés  par  ces  nouvelles   constructions   ainsi   que   l’impact   sur   l’environnement   pendant   la   construction   et  l’exploitation.  Le  site  de  Moorside  est  au  milieu  des  champs  dans  le  nord-­‐ouest  de  l’Angleterre  et  ne  dispose  d’aucune  infrastructure  pour   l’instant,  notamment   le  bord  mer  devra  être  aménagé  pour  les  transports  et  livraisons  des  modules  de  construction.  Il   doit   aussi   être   créé   un   fonds   pour  sécuriser   les   coûts   de   démantèlement  et  ceci  doit  être  fait  avant  le  début  de  la  construction   (ce   type   de   disposition  n’existe  pas  aux  USA).  Dans   la   phase   actuelle,   Westinghouse  produit   le   travail   d’ingénierie   qui  supporte  tous  ces  aspects  préparatoires  à   la   décision   de   cet   investissement   qui  devrait  être  prise  vers  fin  2018.  Le  contrat   final  couvrira   l’ingénierie,   les  approvisionnements  et  la  construction.  

                    Moorside      

 Question  :  Quels  sont  les  délais  et  les  coûts  pour  ce  projet  ?  Réponse  :   Pour   les   coûts,   l’information  n’est  pas  donnée.  Pour   les  délais,   52  mois   sont   retenus  par  exemple  pour  la  première  unité  chinoise  et  48  pour  les  suivantes.    Question  :  Avez  vous  d’autres  projets  dans  d’autres  pays  que  la  Chine,  les  USA  et  l’Angleterre  ?  Réponse  :  Pas  d’autres  pays  envisagés  avec  ce  niveau  d’avancement  ;  en  revanche,  en  Chine  il  y  a  ce  que   l’on   appelle   les   «  vagues   2   et   3  »   avec   respectivement   8   et   4   centrales   dans   lesquelles   nous  serons  moins  impliqués  que  sur  les  premières  réalisations.  En  Inde  des  discussions  ont  eu  lieu  et  des  offres   faites,  mais   un   groupe   privé   comme  Westinghouse,   qui   n’a   pas   les   accès   gouvernementaux  comme  peut  les  avoir  AREVA  avec  l’État  français  actionnaire,  rencontre  plus  de  difficulté  à  être  bien  introduit.  

 Question  :  Les  Chinois  travaillent-­‐ils  sur  un  modèle  1400  MW  tiré  de  l’AP  1000  ?  Réponse  :  Nous  avons,  dans  les  contrats  actuels,  des  clauses  de  transfert  de  technologie,  mais  il  n’y  a  pas  d’accord  de  licence  avec  les  Chinois  pour  leurs  propres  projets  futurs.  Par  ailleurs  ils  ne  peuvent  pas  construire  d’AP  1000  en  dehors  de  la  Chine,  c’est  pour  cela  qu’ils  envisagent  ce  nouveau  modèle  de  1400  MW  de  leur  conception.    

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Les  participants  remercient  chaleureusement  Julie  GORGRMANS  pour  sa  présentation  et  ses  réponses  aux  questions  posées.    

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2. Réunion  de  l’après  midi    

2.1. Observations  sur  le  précédent  compte  rendu Pas  d’observation  

2.2. Politique  de  l’information  de  la  SFEN  Bernard  LEROUGE  a  souhaité  que  nous  abordions  une  discussion  relative  à  la  politique  de  l’information  de   la   SFEN.   Ce   que   l’on   peut   retenir,   à   la   suite   d’une   discussion   assez   longue   et   animée   entre   les  participants,  ce  sont  les  quelques  points  suivants  :    

• Les   faits  montrent   que   depuis   quelques   années,   la   SFEN   est   davantage   présente,   et   de   façon  régulière,   sur   les   réseaux   sociaux  et  dans   la  publication  périodique  d’informations   sur   Internet  (site,  blog  et  emailing,  notamment).  

• En  revanche,  depuis  le  départ  de  Francis  SORIN,  la  présence  de  la  SFEN  sur  les  médias  classiques  (TV,  articles  de  presse  etc.),  affiche  un  certain  manque  de  rigueur  technique  dans  les  messages.  À  ce  titre,  Bernard  LEROUGE  cite  l’exemple  d’un  texte  de  la  SFEN  sur  Tchernobyl  où  il  est  dit  que  l’accident  est  dû  à  un  manque  de  refroidissement  alors  qu’il  s’agit  évidemment  d’un  accident  de  réactivité  !  

•  Il   faut  savoir  que   la   ligne  éditoriale  de   la  SFEN  est  dictée,  de  toutes   façons,  par  ses  principaux  sponsors   EDF,   le   CEA   et   AREVA.   À   propos   des   EnR,   la   SFEN   ne   peut   pas   s’afficher   activement  contre   les   renouvelables  ;   «  ils   constituent   avec   le   nucléaire   une   partie   de   la   solution   au  changement  climatique  »  (cf  les  messages  de  Nuclear  for  Climate).  

• La   question   de   messages   simples   sur   les   avantages   du   nucléaire   dans   la   compétitivité   des  énergies   est   nécessaire   pour   donner   une   information   précise   qui   est   toujours   difficile   à   faire  passer  auprès  des  médias.  

• Un  excellent  papier  de  PERCEBOIS  traitant  de  la  politique  énergétique  est  cité,  il  est  joint  en  PJ  2    • Jean-­‐Pierre  PERVÈS  a  fait  une  étude  comparative,    montrant  le  montant  des  investissements  par  

MW  installé,  entre  les  EnR  et  le  nucléaire.  • Jean-­‐Pierre  SCHWARTZ    a  de  son  côté  rédigé  un  article  pour   la  revue  des   ingénieurs  des  Mines  

qui  s’intitule  :  «  Énergie  :  une  politique  essentielle  pour  notre  avenir  »,  voir  PJ  3.  • Maurice  MAZIÈRE  se  propose  de  démarrer  la  rédaction  d’un  papier  de  synthèse,  en  intégrant  les  

données  ci-­‐dessus.    Il  donnerait  des  éléments  factuels  chiffrés  et  des  messages  simples  et  clairs.  Cette  note  de  synthèse  pourrait  être  ensuite  utilisée  par  tous  pour  diffuser  l’information  par  des  réseaux  de  proximité  (familles,  amis,  associations,  conférences,  …)  ce  qui  est  toujours  un  moyen  efficace  de  diffusion.  

   Bernard  LEROUGE  soulève  également   le  problème  de  l’accès  à  des   informations  sur  tous   les  domaines  qui   ont   trait   au   nucléaire   et   à   l’énergie   (technique,   sociologique,   santé,   etc.).   Il   existe   aujourd’hui  plusieurs   sites   qui   disposent   de   ces   informations   (SFEN,   GASN,   UARGA,   AEPN,   etc.).   Comme   il   paraît  difficile   de   créer   un   nouveau   site   pour   regrouper   tous   ces   textes,   il   est   proposé   de   se   rapprocher   du  GASN   pour   voir   s’il   serait   possible   de   créer   une   base   de   données   organisées   par   thème   et   qui  regrouperait   les   informations   existantes.   Sans   sous-­‐estimer   la   difficulté   de   tenir   à   jour   une   telle   base,  nous  proposons  d’organiser  une  rencontre  avec  les  représentants  du  GASN  qui  n’ont  pas  pu  participer  à  la  réunion  (Patrick  MICHAILLE  et  Gilbert  BRUHL)  pour  examiner  si  le  GASN  pourrait  héberger  cette  base  

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de   données.   Maurice   MAZIERE   se   charge   de   monter   la   réunion   à   laquelle   participeraient   Bernard  LEROUGE,  Bernard  LENAIL  et  Emilio  RAIMONDO.  Cette  réunion  pourrait  se  tenir  à  Fontenay  aux  Roses.    Pour   terminer   cette   discussion   Bernard   LEROUGE   nous   informe   qu’il   est   abonné   à   l’AFIS   (Association  Française  pour  l’Information  Scientifique)  qui  a  produit  4  articles  remarquables  sur  les  rayonnements  et  les  effets  pathogènes  des  faibles  doses.  Ces  articles  peuvent  être  retrouvés  sur   le  site  de   l’AFIS  avec   le  lien  suivant  <<  https://www.afis.fr/pages/accueil.aspx  >>.  

   

2.3. Informations  générales  et  questions  d’actualité  

• Le  texte  préparé  par  B.  LEROUGE,  A.  AURENGO  et  J-­‐P.  SCHWARTZ  sur  les  conséquences  sanitaires  de  l’accident  de  Tchernobyl  a  été  publié  dans  l’hebdo  nucléaire  n°54  de  la  SFEN  qui  vient  de  sortir.    

• La  Commission  européenne  vient  de  publier  son  programme  indicatif  sur   le  nucléaire   (PINC).  Cette  communication  qui  constitue  une  obligation  inscrite  à  l'article  40  du  traité  Euratom,  donne  une  vue  d'ensemble   des   investissements   réalisés   dans   l'UE   pour   toutes   les   étapes   du   cycle   de   vie   des  installations  nucléaires.  Il  s'agit  du  premier  rapport  présenté  depuis  l'accident  survenu  à  Fukushima  Daiichi,  en  mars  2011.  Ce  rapport  adopte  un  ton  équilibré  sur  la  place  du  nucléaire  dans  le  mix  énergétique  européen.  On  notera  un   long  développement  sur   les  applications  non  électrogènes  du  nucléaire.   Il  mentionne     le  fait  que  le  cumul  de  production  d’électricité  d’origine  nucléaire  et  renouvelable  fait  de  l’UE  l’une  des  trois  zones  économiques  majeures  qui  produisent  plus  de  la  moitié  de  leur  électricité  sans  émettre  de   gaz   à   effet   de   serre.   Il   aborde   aussi   les   sujets   du   traitement-­‐recyclage   et   celui   du   coût   du  démantèlement.  Sous   l’angle   des   possibles   initiatives,   la   Commission   poursuit   son   idée   de   parvenir   à   une  harmonisation   des   procédures   de   licensing   en   Europe   (avec   l’aide   d’ENSREG   et   d’ETSON),   et   de  normalisation  accrue  des  composants  et  codes.    On  trouvera  en  pièce  jointe  copie  de  ce  rapport  (PJ  4),  d’une  note  de  synthèse  (PJ  5)  et  d’une  note  d’analyse  du  contenu  (PJ  6).    

• Claude   RINGOT   nous   a   communiqué   une   fiche,   établie   en   collaboration   avec   le   GASN   (Groupe  Argumentaire  Sur  le  Nucléaire  de  l’association  des  retraités  du  groupe  CEA),  sur  le  réacteur  ATMEA  et  ses  concurrents  (PJ  7).    

• Claude   RINGOT   nous   a   également   communiqué   une   note   sur   les   transports   de   matière   nucléaire  (MN).  Elle  rappelle  l’origine  de  la  réglementation  sur  les  transports  de  MN,  les  principes  de  sûreté,  les  actions   qui   sont   mises   en   œuvre   lors   des   transports   suivant   les   différentes   catégories   de   MN   et  l’intervention  en  cas  d’accident  (PJ  8).  

 • Colloque  sur  l’avenir  du  nucléaire  :    

L’association  ADAPeS  a  organisé   le   jeudi  31  mars  un  colloque  sur   le   thème  de   l’avenir  du  nucléaire  français.   Plusieurs   intervenants   d’EDF   (D.   MINIÈRE,   X.   URSAT,   H.   MACHENAUD),   du   ministère   des  affaires   étrangères   (Y.   KALUZNY),   de   l’académie   des   Technologies   (A.   BUGAT)   et   également   J.  PERCEBOIS,  A.C.  LACOSTE  et  Ch.  BATAILLE.  On  trouvera  en  PJ9  et  PJ10,  le  programme  du  colloque  et  un  résumé  des  principaux  messages  des  orateurs.      

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• J.  PERCEBOIS  a  publié  fin  mars  2016  un  article  intitulé  «    le  nucléaire  français  tiraillé  entre  contraintes  financières   et   enjeux   industriels  »   (PJ   2   citée   plus   haut   au   §   2.2).   Cet   article   donne   un   panorama  complet   et   très   clair   de   la   situation   actuelle   en   faisant   apparaître   les   contradictions   du   système  français   qui   met   EDF   en   situation   délicate   au   moment   où   elle   doit   engager   des   investissements  importants   (grand   carénage,  Hinkley   Point).   Il   pointe   aussi   la   nécessité   de   revoir   le  mécanisme   de  soutien  aux  renouvelables  et  de  réfléchir  à  de  nouvelles  règles  de  fonctionnement  sur  le    marché  de  gros.    

• Bernard  LENAIL  nous  fait  part  d’une  analyse  de  la  situation  des  dissolveurs-­‐évaporateurs  de  La  Hague  qui  outre  des  problèmes  de  diminution  de  leur  surépaisseur  de  corrosion  sont  confrontés  à  la  prise  en   compte   de   l’arrêté   ESPN   (équipements   sous   pression   nucléaire)   qui   s’applique   désormais   à   ces  équipements   bien   qu’ils   fonctionnent   à   des   pressions   assez   basses   (quelques   atmosphères).  L’application  de   l’arrêté  doit  conduire  à   faire  des  contrôles  plus   fréquents  sur  ces  équipements  qui  sont   difficilement   accessibles   compte   tenu   de   leur   situation   dans   des   casemates   blindées   et   très  chargées.  

 • Incident   du   24   avril   2014   à   Fessenheim  :   L’attaché   au   directeur   technique   de   la   centrale   de  

Fessenheim   a   apporté   des   précisions   sur   l’incident   du   24/04/2014   qui   avait   conduit   à   l’arrêt   du  réacteur.  À  l’occasion  de  l’offensive  des  représentants  du  Bade  Wurtenberg  pour  exiger  la  fermeture  de  cette  centrale,  des  informations  fausses    avaient  circulé  indiquant  que  le  réacteur  aurait  été  hors  de  contrôle  pendant  quelques  minutes.  Les  précisions  apportées  permettent  de  rétablir  la  vérité  sur  le  déroulement  des  événements  (PJ  11).  

 

2.4. Tour  de  table.  Peu  de   remarque  et  de  question  après  une   séance   très   complète  et   très   animée.   Jean-­‐Pierre     PERVÈS  nous  signale  qu’il  est  toujours  régulièrement  sollicité  par  les  radios  et  les  télévisions  pour  des  émissions  sur   les   sujets   d’actualité   (la   proximité   de   l’anniversaire   des   30   ans   de   Tchernobyl   va   sans   doute  contribuer  à  ces  demandes).    Il   nous   est   fait   part   d’une   information   originale   sur   les   relations   du   public   avec   une   autorité  administrative  autonome  :  le  conseil  d’État  a  reconnu  que  les  membres  de  cette  autorité  qui  s’expriment  au  nom  de   cette  autorité  peuvent  être   reconnu  comme   responsable  et  donc  poursuivis   si   leur  propos  sont  reconnus  comme  diffamatoires.  En  l’occurrence  il  s’agissait  d’une  autorité  des  marchés  financiers.   Hors   Réunion  :   Jean-­‐Pierre   PERVÈS   nous   a   fait   parvenir   un   texte   intitulé   «  Viewpoint:  We   should   stop  running  away  from  radiation”  By  Wade  Allison,  University  of  Oxford  ;  ce  document   intéressant  est   joint  en  PJ  12.    

2.5. Examen  du  programme  pour  les  prochaines  réunions  :  Sujets  déjà  retenus  :    

• 19  mai  :  Comment  apprendre  sur  le  futur  en  travaillant  sur  le  passé  ?  Les  enseignements  d’une  recherche  en  SHS  sur  la  filière  des  réacteurs  à  neutrons  rapides  dans  la  perspective  de  la  Génération  IV,  par  Claire  LE  RENARD  (EDF  R&D).    

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 Résumé  :  Cette  présentation-­‐discussion  partagera  les  étapes  et  les  enseignements  d’une  recherche  en  sciences  humaines  et  sociales  (SHS)  sur  une  filière  nucléaire.  On  a  tout  d’abord  travaillé  directement  sur  le  futur,  en  tentant  d’appréhender  le  volet  sociétal  d’indicateurs  de  développement  durable  pour  des  filières  nucléaires  du  futur.  La  deuxième  étape  a  consisté  à  rentrer  dans  l’histoire  de  Superphénix  et  des  réacteurs  à  neutrons  rapides  en  France,  afin  d’en  produire  une  histoire  sur  le  mode  du  retour  d'expérience,  en  allant  au-­‐delà  de  la  mémoire  constituée  du  projet.  On  retracera  cette  histoire,  riche  d’enseignements.  Dans  un  troisième  temps,  on  en  a  dégagé  des  tendances  de  fond  concernant  les  instances  de  la  démocratie  technique  (Parlement,  ses  Commissions  et  Offices  ;  Autorité  de  Sûreté  Nucléaire  ;  experts…)  et  la  démarche  d’innovation  par  prototypes  industriels.  On  conclura  par  un  paradoxe  :  c’est  en  travaillant  sur  le  passé  qu’on  a  le  plus  appris  sur  le  futur.    Jean-­‐François  SAUVAGE  fera  un  petit  exposé  sur  les  rapides  au  cours  de  l’après  midi.    «  Les  réacteurs  à  neutrons  rapides  refroidis  au  sodium  :  hier,  aujourd’hui,  demain  ».    

• 16  juin  :  Le  stockage  de  l’énergie  par  Jean-­‐Paul  HULOT      

 À  noter  que   le  sujet  proposé  par  Pierre  DUFAUD  sur  «  Les  réacteurs  enterrés  »  n’a  pas  été   jugé  pertinent  par  les  participants.  

 Autres  sujets  cités  par  les  participants    et  envisagés,  pour  2016  :  

• EPR  nouveau  modèle  ou  ATMEA  • Éolien  offshore  par  ALSTOM/GE  (contact  à  prendre  par  M.  MAZIÈRE)  • Le  nucléaire  en  Inde  par  le  conseiller  nucléaire.  • L’ENTSOE   et   la   problématique   des   réseaux,   impact   de   l’intermittence   sur   l’architecture   des  

réseaux.  • Tchernobyl,  30  ans  après,  se  rapprocher  de  l’IRSN.  • Le  transport  nucléaire.    • Un  sujet  sur  l’Uranium  proposé  par  Bruno  COMBY  et  Jean-­‐Pierre  de  SARRAU  qui  proposent  des  

orateurs  possibles.  • Le  projet  CIGEO.  • Un   sujet   sur   l’innovation   en   matière   nucléaire   aux   États   Unis   par   un   représentant   de   Ed/Th  

(l’énergie  du  Thorium,  Maurice  MAZIÈRE  s’informe  sur  ce  sujet).    • Les  réacteurs  à  sel  fondus  par  un  représentant  du  CNRS.  

           

Prochaine  réunion  le  jeudi  19  mai  à  10h30.  Comment  apprendre  sur  le  futur  en  travaillant  sur  le  passé  ?  Les  enseignements  d’une  recherche  en  SHS  

sur  la  filière  des  réacteurs  à  neutrons  rapides  dans  la  perspective  de  la  Génération  IV,  par  Claire  LE  RENARD  (EDF  R&D).