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Dossier de demande d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement, Dossier de demande d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement, Dossier de demande d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement, Dossier de demande d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement,
et de traitement des objets sodés du CEAet de traitement des objets sodés du CEAet de traitement des objets sodés du CEAet de traitement des objets sodés du CEA
INB 71 INB 71 INB 71 INB 71 ---- Centrale PhénixCentrale PhénixCentrale PhénixCentrale Phénix
Pièce Pièce Pièce Pièce 2222
DDDDESCRIPTION DE LA ESCRIPTION DE LA ESCRIPTION DE LA ESCRIPTION DE LA CCCCENTRALEENTRALEENTRALEENTRALE
PPPPHÉNIX AVANT SON ARRÊHÉNIX AVANT SON ARRÊHÉNIX AVANT SON ARRÊHÉNIX AVANT SON ARRÊT DÉFINITIFT DÉFINITIFT DÉFINITIFT DÉFINITIF
ET SON ET SON ET SON ET SON DÉMANTÈLEMENTDÉMANTÈLEMENTDÉMANTÈLEMENTDÉMANTÈLEMENT
Cla
ss
eu
r 1
Cla
ss
eu
r 1
Cla
ss
eu
r 1
Cla
ss
eu
r 1
1. Préambule ............................................................................................................................ 3
2. Description de l’installation ..................................................................................................... 4
2.1- Présentation générale .................................................................................................. 4
2.2- Objectif de l’installation ............................................................................................... 6
2.3- Principe de fonctionnement .......................................................................................... 7
2.4- Plan de masse .......................................................................................................... 13
2.5- Description des bâtiments .......................................................................................... 15
3. Historique du fonctionnement de Phénix ................................................................................ 18
3.1- Historique du fonctionnement du réacteur ................................................................... 18
3.2- Historique du fonctionnement des générateurs de vapeur et de l’installation de production d’électricité .............................................................................................................. 20
3.3- Historique du fonctionnement des installations des manutentions ................................... 20
3.4- Principaux événements survenus pendant la période de fonctionnement .......................... 21
4. Description des actions postérieures à l’arrêt définitif de production d’électricité ......................... 24
4.1- Réalisation d’opérations liées à l’évacuation des matières radioactives ............................ 24
4.2- Réalisation de mise à l’arrêt et en sécurité de parties d’installations ................................ 27
4.3- Réalisation de simplifications et d’adaptations d’équipements ........................................ 28
4.4- Réalisation de bâtiments de traitement du sodium ........................................................ 30
5. État initial de la Centrale Phénix à la parution du décret de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement ................................................................................................................... 31
5.1- Généralités ............................................................................................................... 31
5.2- Le bâtiment Réacteur ................................................................................................ 31
5.3- Le bâtiment des Manutentions ................................................................................... 34
5.4- Le bâtiment des Générateurs de Vapeur ...................................................................... 34
5.5- L’installation de production d’électricité ....................................................................... 35
5.6- Les autres bâtiments ................................................................................................. 35
3 Pièce 2
1. Préambule
Le présent document constitue la pièce 2 requise par l’article 37 du décret n° 2007-1557 du
2 novembre 2007 pour une demande de décret de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement d’une
installation nucléaire de base.
Ce document comporte la description de l’installation et de ses activités avant sa mise à l’arrêt définitif et
son démantèlement.
Il intègre la présentation des principales opérations préparatoires à la mise à l’arrêt définitif (OPMAD)
réalisées dans le cadre du Décret d’Autorisation de Création (DAC), qui pour certaines se prolongeront en
phase de démantèlement.
4 Pièce 2
2. Description de l’installation
2.12.12.12.1---- Présentation généralePrésentation généralePrésentation généralePrésentation générale
La Centrale Phénix est une centrale nucléaire prototype de la filière des réacteurs à neutrons rapides
refroidis au sodium (RNR-Na) d’une puissance électrique de 250 MWe et d’une puissance thermique
initiale de 563 MWth. Autorisée par décret du 31 décembre 1969, elle a été mise en service industrielle
le 14 juillet 1974.
Depuis 1993, le réacteur est exploité à la puissance thermique de 350 MWth.
De 1999 à 2003, d’importants travaux de rénovation ont eu lieu afin de poursuivre l’exploitation pour une
durée de 720 JEPP (Jours Équivalents à la Puissance du Projet).
L’arrêt définitif de production d’électricité a eu lieu le 6 mars 2009.
Entre avril 2009 et début 2010, des essais ultimes de physique nucléaire et d’exploitation ont été
effectués.
La Centrale Phénix est, depuis son origine, opérée par une association entre le Commissariat à l'Énergie
Atomique (CEA) et Électricité de France (EDF). Cette association a pris fin en 2009, avec l’arrêt de
production d’électricité. La Centrale est désormais exploitée uniquement par le CEA.
La Centrale Phénix et ses installations annexes constituent l’Installation Nucléaire de Base n° 71. Elle est
implantée au bord du Rhône, sur le Centre nucléaire de Marcoule exploité par le CEA, près de Bagnols-
sur-Cèze dans le département du Gard.
5 Pièce 2
Photo aérienne du site de Marcoule
Situation géographique du centre de Marcoule
Chusclan
Orsan
6 Pièce 2
Les bâtiments principaux sont alignés parallèlement au Rhône suivant un axe sensiblement nord-sud, sur
une plateforme d’environ 13 ha et à 38,7 m d’altitude (cote NGF). Ils forment un ensemble d’environ
150 m de long sur 42 m de large.
Photo aérienne de la Centrale Phénix
2.22.22.22.2---- Objectif de l’installationObjectif de l’installationObjectif de l’installationObjectif de l’installation
À la fin des années 60, en prenant la décision de construire la Centrale Phénix, les pouvoirs publics
entendaient disposer d’un prototype industriel précurseur d’une nouvelle filière de réacteurs nucléaires :
celle des réacteurs à neutrons rapides (RNR-Na). L’objectif était de poursuivre les travaux de recherche du
CEA concernant l’acquisition des connaissances sur le fonctionnement des réacteurs à neutrons rapides.
Ces recherches avaient été amorcées avec le réacteur expérimental Rapsodie, mis en exploitation en
1966.
Le réacteur Phénix avait pour objectifs de valider les points suivants :
• confirmer et valider les caractéristiques de sûreté d’un réacteur à neutrons rapides,
• produire de l’électricité avec un rendement important,
• être capable de produire plus de matière nucléaire fissile que consommé,
• devenir un outil d’amélioration des connaissances en vue du développement de cette filière.
7 Pièce 2
La Centrale Phénix a d’abord été utilisée comme démonstrateur de la filière des réacteurs à neutrons
rapides refroidis au sodium, mais aussi comme réacteur expérimental pour tester et améliorer le
comportement des matériaux et des combustibles. Elle s’est ensuite inscrite dans les programmes de
recherche sur la gestion des déchets de haute activité et à vie longue développés par le CEA dans le cadre
de la loi du 31 décembre 1991 (dite loi "Bataille"), ainsi que sur les combustibles et matériaux de
réacteurs de quatrième génération. La Centrale a notamment permis de démontrer la faisabilité
scientifique de la transmutation de certains radioéléments.
Par ses 35 années de fonctionnement et les nombreux programmes de recherche menés, la Centrale
Phénix a démontré la validité de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium.
2.32.32.32.3---- Principe de fonctionnementPrincipe de fonctionnementPrincipe de fonctionnementPrincipe de fonctionnement
Les paragraphes suivants décrivent des principes généraux, valables à un instant donné. Le texte est
rédigé au présent, sans pour autant signifier que les événements décrits aient encore lieu lors de la
rédaction de ce document.
2.3.12.3.12.3.12.3.1---- Les réacteurs à neutrons rapidesLes réacteurs à neutrons rapidesLes réacteurs à neutrons rapidesLes réacteurs à neutrons rapides
Une centrale nucléaire génère de la chaleur pour produire de l’électricité, selon un principe commun aux
centrales thermiques classiques : la chaleur transforme de l’eau en vapeur qui fait tourner une turbine
couplée à un alternateur produisant de l’électricité. Dans les centrales nucléaires, la chaleur provient d’une
réaction de fission de noyaux lourds (uranium ou plutonium). Ces gros noyaux sont cassés par des
collisions avec des neutrons, particules dont les trajets dans le cœur occasionnent la réaction nucléaire.
Cette réaction libère ainsi de l’énergie sous forme de chaleur, qui est ensuite transformée en électricité.
Dans un réacteur nucléaire "classique", les neutrons sont volontairement ralentis par un modérateur, pour
les besoins du fonctionnement de l'installation. Ce modérateur est en général l’eau qui refroidit le réacteur.
L’ensemble du parc actuel des réacteurs à eau sous pression (REP) d’EDF est constitué de ces réacteurs
dits "classiques".
Modérateur Matériau formé de noyaux légers qui ralentissent les neutrons. En ralentissant la vitesse des neutrons qui circulent dans le cœur, on augmente la probabilité de fission, pour entretenir la réaction nucléaire.
Dans un réacteur à neutrons rapides, en revanche, les neutrons ne sont pas ralentis. Ils conservent donc
toute leur énergie, ce qui permet des perspectives d’utilisation supplémentaires pour le fonctionnement du
réacteur lui-même comme pour les applications du cycle du combustible qui en découlent. Ainsi, les
réacteurs à neutrons rapides utilisent leur combustible nucléaire (uranium et plutonium) plus efficacement
que les réacteurs classiques. De plus, ils peuvent générer de la matière fissile utilisée ensuite comme
combustible ou, au contraire, incinérer (transmuter) des déchets (actinides) à vie longue.
L’extraction de la chaleur produite dans le réacteur s’effectue par l’intermédiaire d’un fluide en circulation,
appelé "le caloporteur". Dans un réacteur à neutrons rapides, il est essentiel que ce fluide ait de très
bonnes capacités calorifiques et surtout qu’il absorbe le moins possible de neutrons. Le fluide caloporteur
peut être un gaz tel que l’hélium, ou un métal liquide tel que le sodium : c’est ce dernier cas dans Phénix.
8 Pièce 2
2.3.22.3.22.3.22.3.2---- Le fonctionnement du réacteur PhénixLe fonctionnement du réacteur PhénixLe fonctionnement du réacteur PhénixLe fonctionnement du réacteur Phénix
La conception du réacteur Phénix est dite "intégrée", c'est-à-dire que sont placés dans une même cuve :
• le cœur, qui est le siège de la production contrôlée d’énergie,
• les pompes, qui assurent la circulation et le brassage du sodium primaire dans le cœur,
• les échangeurs intermédiaires, qui évacuent la chaleur produite par le cœur.
Sodium primaire Sodium circulant dans la cuve du réacteur et s’échauffant au contact des éléments combustibles. Il est radioactif.
L'ensemble du sodium primaire (environ 800 t) actif est contenu à l'intérieur de la cuve principale. Une
faible part est contenue dans des circuits auxiliaires utilisés pour la purification, le remplissage et la
vidange.
La chaleur du sodium primaire est transférée, via les échangeurs intermédiaires, au sodium secondaire. Ce
dernier circule dans trois circuits secondaires jusqu’aux générateurs de vapeur. La vapeur ainsi formée
actionne une turbine qui elle-même entraîne un alternateur qui produit l’électricité.
Sodium secondaire Sodium transférant la chaleur vers les générateurs de vapeur. Il présente une faible activité en tritium.
Schéma de principe du fonctionnement de Phénix
9 Pièce 2
2.3.2.1 Le cœurLe cœurLe cœurLe cœur
Le cœur du réacteur Phénix comporte :
• du combustible fissile (et sa protection neutronique supérieure), qui génère de la chaleur,
• une couverture fertile radiale, qui permet de transformer de l’uranium 238 naturel non fissile en
plutonium 239 fissile,
• une protection neutronique latérale, qui maintient les flux de neutrons au cœur du réacteur,
• des barres de contrôle et d’arrêt, qui stabilisent la réaction en chaîne.
Le combustible fissile est constitué d’un mélange d’oxyde uranium-plutonium. Ce mélange se présente
sous la forme de petites pastilles empilées à l’intérieur d’une gaine d’acier inoxydable, pour former une
aiguille de combustible. Ces aiguilles sont réunies au sein de "fagots" appelés assemblages. Chaque
assemblage comporte 217 aiguilles.
Introduction d’une capsule de 19 aiguilles dans un tube hexagonal de type Phénix.
La couverture fertile radiale, disposée autour du combustible fissile, contient de l’uranium 238 appauvri
mis en œuvre sous forme de pastilles contenues dans des assemblages similaires aux assemblages fissiles.
Cette couverture permet de fabriquer du combustible fissile supplémentaire car, sous l’action des neutrons
produits par la réaction nucléaire, les noyaux fertiles d’uranium 238 se transforment en noyaux de
plutonium 239 fissiles. Ce plutonium est récupéré en usine de retraitement et une plus grande partie de la
capacité énergétique de l’uranium est ainsi valorisée.
10 Pièce 2
La protection neutronique latérale entourant l’ensemble de la matière fissile et fertile, est constituée
d’éléments en acier. En fonctionnement, elle permet de limiter l’activation du sodium secondaire dans les
échangeurs intermédiaires. À ce jour, cette radioactivité a disparu par phénomène de décroissance. La
protection neutronique latérale présente également l’avantage de limiter les doses sur les structures en
acier inoxydable du bloc pile.
Les barres de contrôle sont installées au centre du cœur pour "piloter" le réacteur en toute sécurité. Elles
absorbent des neutrons et stabilisent ainsi la réaction en chaîne. La chute, automatique ou manuelle, de
ces six barres ou du Système d’Arrêt Complémentaire (SAC) permet d’arrêter le réacteur en moins d’une
seconde si nécessaire.
Des aiguilles expérimentales, contenant divers matériaux (par exemple des actinides mineurs) ont
également été placées dans le cœur du réacteur, en fonction des campagnes scientifiques menées sur
l’installation. Au moment de l’arrêt définitif et du démantèlement, le réacteur n’en contient plus aucune.
Plan du cœur de Phénix
2.3.2.2 Le bloc réacteurLe bloc réacteurLe bloc réacteurLe bloc réacteur
Le bloc réacteur est dit "intégré" car on y trouve : le cœur, les pompes primaires et les échangeurs
intermédiaires. L’ensemble de ces éléments est disposé au sein d’une grande cuve d'enceinte primaire de
13,6 m de diamètre et de 13 m de hauteur. Cette cuve en acier est soudée sous une dalle et maintenue
en atmosphère d’azote, un gaz inerte. Son rôle est de contenir les produits actifs qui pourraient s’échapper
de la cuve principale en cas d’accident. Par ailleurs, elle porte un circuit de refroidissement constitué de
deux réseaux de tubes soudés sur sa face externe, parcourus par une eau maintenue à 30°C environ par
des aéroréfrigérants.
Dans cette cuve sont placées d’autres cuves et enveloppes, agencées en emboîtement telles des poupées
russes. De l’intérieur vers l’extérieur, se trouvent la cuve primaire qui sépare le sodium chaud du sodium
froid, puis la cuve principale et sa cuve double enveloppe (qui constituent une première enceinte
d'étanchéité), et enfin la cuve d'enceinte primaire (qui constitue la deuxième enceinte d'étanchéité).
11 Pièce 2
Coupe du Bloc Réacteur Phénix
12 Pièce 2
Le cœur repose sur une pièce en acier baptisée "sommier" qui assure, par sa structure, la distribution du
sodium et donc le refroidissement du cœur en fonction de la puissance thermique à extraire. Le sommier
et le faux-sommier qui l’entoure, sont fixés sur un platelage, lui-même porté par la cuve principale. Cet
ensemble supporte le poids de tous les assemblages.
La cuve principale, de 10 m de haut et 12 m de diamètre, ne présente aucun piquage dans toute la partie
où elle est baignée par le sodium, de manière à limiter les risques de fuite. La cuve principale est
supportée par la dalle, caisson métallique rempli de béton, qui forme la partie supérieure du bloc réacteur.
Cette dalle porte également les appuis des pompes primaires et des échangeurs intermédiaires, ainsi que,
en son centre, le bouchon tournant (nécessaire aux manutentions des assemblages), prolongé en sa partie
inférieure par le bouchon couvercle cœur. L’étanchéité au niveau de la liaison entre la dalle et le bouchon
tournant est assurée par un joint métallique liquéfiable : solide durant le fonctionnement du réacteur, il est
liquéfié par des résistances chauffantes lors des manutentions. La cuve principale est elle-même fermée en
partie supérieure par un toit plat, muni de traversées pour le passage des pompes et des échangeurs. Le
toit se raccorde à la virole du bouchon tournant.
Le sodium est contenu dans la cuve principale. Par mesure de sécurité, une double enveloppe entoure la
cuve principale : elle permet de contenir une fuite éventuelle de sodium.
La troisième cuve, la cuve d’enceinte primaire, entoure les deux premières. Elle est soudée sous la dalle et
maintenue en atmosphère d’azote. En cas d’accident, elle contient les produits actifs qui pourraient
s’échapper de la cuve principale.
2.3.2.3 Les circuits auxiliaires primairesLes circuits auxiliaires primairesLes circuits auxiliaires primairesLes circuits auxiliaires primaires
Le bloc réacteur est complété par les circuits auxiliaires primaires qui assurent les fonctions suivantes :
• pour le sodium primaire : stockage, remplissage, vidange, contrôle de la pureté, purification,
• pour l'argon de couverture : régulation de la pression, désactivation, contrôle des rejets.
2.3.2.4 Les circuits secondairesLes circuits secondairesLes circuits secondairesLes circuits secondaires
Initialement, trois circuits secondaires totalement indépendants assuraient le transfert de chaleur des
échangeurs intermédiaires jusqu’aux générateurs de vapeur par circulation de sodium inactif. Depuis
1995, seuls deux circuits secondaires sont maintenus en fonction, du fait de la limitation de la puissance
produite par le réacteur.
2.3.2.5 Les générateurs de vapeurLes générateurs de vapeurLes générateurs de vapeurLes générateurs de vapeur
Chaque circuit secondaire est connecté à un générateur de vapeur constitué de trois étages (économiseur-
évaporateur, surchauffeur et resurchauffeur) comportant chacun douze modules.
13 Pièce 2
2.3.2.6 La salle des machinesLa salle des machinesLa salle des machinesLa salle des machines
Au régime nominal en fonctionnement à 2 circuits secondaires sur 3, l'énergie thermique produite par le
réacteur (350 MWth) est transformée en énergie électrique (145 MWe brut) par un groupe
turboalternateur. Ce dernier est identique à ceux des centrales thermiques classiques d'EDF du palier
"250 MWe". Sa puissance nominale est de 250 MWe (puissance électrique produite lors du
fonctionnement initial, c’est-à-dire avec 3 circuits secondaires en service).
Groupe turbo-alternateur
L'ensemble de l'installation (condenseur, poste d'eau, etc.) est en tout point semblable à celui d'une
centrale thermique classique. Le condenseur est refroidi par circulation d'eau du Rhône à partir d'une
station de pompage classique.
2.42.42.42.4---- Plan de massePlan de massePlan de massePlan de masse
On distingue les trois zones suivantes :
• la zone la plus à l'Est, située à proximité du fleuve et comprenant :
• la prise d’eau dans le Rhône et la station de pompage et de rejet, présentes lors de l’exploitation de
la Centrale Phénix,
• le bâtiment diesel Est,
• le bâtiment Bureaux et accueil du public,
14 Pièce 2
• la zone située au centre du plan masse et comprenant :
• les bâtiments des Manutentions, Réacteur, Générateurs de Vapeur, Installation de Production
d’Electricité (Salle des Machines),
• de part et d’autre du bâtiment Réacteur, les bâtiments du circuit de refroidissement de la cuve
d’enceinte primaire et d’ultime secours,
• le bâtiment des Annexes et le poste électrique 225 kV,
• la zone la plus à l'Ouest comprenant :
• le bâtiment "Ateliers Magasin",
• le bâtiment diesel Ouest.
À ces bâtiments principaux situés à l’intérieur d’une Zone de Protection Renforcée (ZPR), s’ajoutent des
bâtiments légers servant de bureaux, de magasinage ou de vestiaires à l’usage du personnel.
Une aire extérieure d’entreposage de déchets TFA et le poste électrique 20 kV sont également situés dans
le périmètre de l’INB.
Un château d’eau brute, alimenté depuis la station de pompage, dessert les équipements de la Centrale
Phénix.
Plan de masse
15 Pièce 2
2.52.52.52.5---- Description des bâtimentsDescription des bâtimentsDescription des bâtimentsDescription des bâtiments
2.5.12.5.12.5.12.5.1---- Le bâtiment RéacteurLe bâtiment RéacteurLe bâtiment RéacteurLe bâtiment Réacteur
Ce bâtiment abrite le réacteur et la totalité des circuits primaires contenant le sodium. Il abrite également
des locaux dotés de protection biologique et maintenus en atmosphère d’azote contenant la plupart des
équipements auxiliaires du circuit primaire (piège froid, etc.).
C'est une enceinte maintenue en légère dépression par rapport à l'atmosphère, en vue de limiter la
dispersion des produits radioactifs lors d’éventuels incidents.
De plus, le radier en béton armé est muni d’un cuvelage en acier qui assure l'étanchéité et interdit toute
fuite d'effluents liquides accidentelle de l'intérieur des bâtiments vers les terrains sous-jacents, et empêche
tout envahissement des locaux en sous-sol par la nappe phréatique.
2.5.22.5.22.5.22.5.2---- Le bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des Manutentions
Le bâtiment des Manutentions comprend deux parties principales :
• une zone Nord comporte différentes zones d’entreposage, de lavage et de décontamination des
matériels, les installations destinées à la manutention et au démantèlement des assemblages et les
équipements nécessaires aux examens non destructifs en cellules blindées,
• une zone Sud contient des bureaux, un magasin ainsi que le prolongement du hall des manutentions
de la partie Nord.
Il abrite également une installation de neutronographie, reliée à la cellule des éléments irradiés, dont la
source de neutrons est une solution de nitrate d’uranyle. La neutronographie est un procédé d’examens
non destructifs sur les aiguilles combustibles, utilisé à des fins de recherche scientifique.
2.5.32.5.32.5.32.5.3---- Le bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de Vapeur
Le bâtiment des Générateurs de Vapeur est séparé en deux zones :
• une zone "générateurs de vapeur" où sont implantés les circuits secondaires, les réservoirs de vidange,
les générateurs de vapeur et leurs auxiliaires,
• un hall manutention destiné à la manutention des modules des générateurs de vapeur.
16 Pièce 2
Générateurs de Vapeur
2.5.42.5.42.5.42.5.4---- La SLa SLa SLa Salle des alle des alle des alle des MMMMachinesachinesachinesachines
La Salle des Machines est une installation classique abritant, lors de son fonctionnement, un groupe turbo-
alternateur de 250 MWe, les équipements associés (condenseur, bâches à eau, motopompes alimentaires,
etc.) ainsi qu’une station de traitement de l’eau déminéralisée dans un bâtiment accolé. Le poste
électrique contenant les transformateurs jouxte la salle des machines au nord.
2.5.52.5.52.5.52.5.5---- Les autres Les autres Les autres Les autres équipementséquipementséquipementséquipements principauxprincipauxprincipauxprincipaux
Autour de cet ensemble de bâtiments, se trouvent divers ouvrages :
• le bâtiment Bureaux abrite la salle de commande et les équipements de contrôle de l’installation, des
groupes électrogènes ainsi que les bureaux du personnel d’exploitation de la Centrale,
• le bâtiment des Annexes contient un certain nombre d’auxiliaires du réacteur (ventilation,
refroidissement des auxiliaires, etc.),
• la station de pompage entièrement enterrée, qui se prolonge par deux conduites dans le lit du Rhône.
Un peu en aval se situe le point de rejet au Rhône des eaux du condenseur,
• les bâtiments des groupes électrogènes, des pompes et des aéroréfrigérants d’ultime secours installés
de part et d’autre du bâtiment Réacteur,
• la cheminée qui sert au rejet de l’air de ventilation et des effluents gazeux,
• le bâtiment Ateliers Magasin regroupe des bureaux et un magasin de pièces de rechange,
• les bâtiments légers à usage de bureau, magasinage et de vestiaires à l’usage du personnel.
17 Pièce 2
Les bâtiments principaux sont reliés aux bâtiments périphériques par un réseau de galeries techniques et
de caniveaux enterrés à fleur de sol.
En outre, des liaisons de fluides (eau, vapeur) sont prévues avec le Centre de Marcoule. Enfin, la Centrale
dispose, au Nord du bâtiment Ateliers Magasin, d'un parc de stockage de gaz inertes (azote et argon)
nécessaires à l’exploitation de l’installation.
Station de pompage
18 Pièce 2
3. Historique du
fonctionnement de Phénix
3.13.13.13.1---- Historique du fonctionnement du réacteurHistorique du fonctionnement du réacteurHistorique du fonctionnement du réacteurHistorique du fonctionnement du réacteur
Par décret du 31 décembre 1969, le Commissariat à l’Énergie Atomique a été autorisé à créer une
centrale électronucléaire dénommée Phénix.
La première divergence du réacteur a eu lieu le 31 août 1973 et le premier couplage au réseau de
l’installation de production d’électricité a été réalisé le 13 décembre 1973. La mise en service industrielle
de la Centrale a été prononcée le 14 juillet 1974.
Divergence Démarrage du processus de réaction en chaîne dans un réacteur.
La Centrale Phénix a connu deux grandes périodes de fonctionnement :
• De 1974 à 1990, Phénix a été le démonstrateur du concept de réacteur à neutrons rapides au
sodium, permettant d’en valider la physique nucléaire à une échelle significative. La Centrale Phénix a
favorisé l’étude de l’amélioration du rendement des combustibles pour les réacteurs rapides. Par
ailleurs, ce réacteur a permis de "fermer" le cycle du combustible nucléaire : quatre cœurs complets de
combustible utilisés dans Phénix ont été retraités pour en récupérer des matières nucléaires
énergétiques. Ces matières énergétiques recyclées ont permis de fabriquer l’équivalent de deux cœurs
complets de combustible qui ont été réintroduits en réacteur pour y produire à nouveau de l’énergie.
Au cours de la période, le taux de charge a dépassé 61 %. Sur le plan de la sûreté, on note quelques
séries d’événements parmi lesquels des fuites de sodium sur le circuit secondaire ainsi que des
réactions sodium-eau, tous sans conséquence sur l’homme comme sur l’environnement.
• À partir de 1991, et conformément aux exigences de la loi du 30 décembre 1991 sur la gestion des
déchets radioactifs de haute activité et à vie longue, Phénix devient un outil de recherche unique pour l’étude de la transmutation des actinides mineurs en réacteur. Le réacteur a ainsi permis de démontrer
la faisabilité scientifique de la transmutation.
19 Pièce 2
Transmutation Transformation, par réaction nucléaire provoquée ou spontanée, d'un noyau atomique en un autre. Il peut en résulter soit un changement d'élément chimique, soit un simple changement d'isotopie de l'élément initial. On fait appel à ce type de réactions pour transformer des éléments radioactifs à vie longue en éléments à vie courte ou stables en vue de réduire l'inventaire radiotoxique à long terme des déchets radioactifs.
Actinide mineur Noyau lourd formé dans un réacteur par captures successives de neutrons à partir des noyaux du combustible. Cet isotope à vie longue est principalement le neptunium (237), l'américium (241, 243) et le curium (243, 244, 245).
Des expérimentations relatives aux réacteurs du futur ont également été entreprises dans le cadre du
programme international "Génération IV". Au total, plus de 200 expériences ont été effectuées dans le
cœur du réacteur, destinées pour la plupart à acquérir des connaissances sur la filière des réacteurs à
neutrons rapides mais aussi à compléter les données expérimentales sur certains matériaux utilisés dans
les réacteurs à eau sous pression : sur les combustibles MOX, les matériaux céramiques, etc.
Sur le plan de l’exploitation, des périodes d’arrêt du réacteur ont été mises à profit pour mieux comprendre
les phénomènes perturbant son fonctionnement normal. Une réévaluation de sûreté associée à la
rénovation de l’installation a débouché sur la réalisation de travaux de rénovation, de 1994 à 1997 puis
de 1998 à 2003. Les principales améliorations de sûreté suivantes ont été apportées :
• la mise en place d’un Système d’Arrêt Complémentaire (SAC) pour fiabiliser l’arrêt de la réaction
neutronique : le SAC est conçu de telle sorte qu’il assure, à lui seul, l’arrêt de la réaction neutronique,
même en cas de déformation importante des structures du cœur,
• la modification du circuit d’ultime secours, pour garantir l’évacuation de la puissance résiduelle, même
en cas de fort séisme, ce système étant indépendant de la source d’eau froide qu’est le Rhône.
Barres de commande du réacteur requalifiées dans le cadre des
travaux de rénovation.
20 Pièce 2
Ces travaux ont permis de prolonger l’exploitation du réacteur pour une durée équivalente à 720 "jours
équivalents à puissance de projet" (JEPP) autorisés par l’Autorité de sûreté nucléaire.
L’arrêt définitif de production d’électricité a été réalisé le 6 mars 2009, après un total d’environ
133 000 h de fonctionnement en puissance. Depuis cette date, le réacteur est découplé du réseau
électrique EDF. L’arrêt définitif du fonctionnement divergé du réacteur est intervenu en février 2010, à
l’issue d’une ultime série d’expériences. Dans le même temps, des opérations préparatoires à la mise à
l’arrêt définitif ont été engagées. Ces opérations ont pour principaux objectifs l’évacuation du combustible
nucléaire et la mise à l’arrêt et en sécurité d’installations arrêtées.
En cumulé depuis l’origine, la Centrale totalise une durée de fonctionnement de 4581 JEPP pour une
production électrique nette de 28,8 TWh.
3.23.23.23.2---- Historique du fonctionnement des générateurs de vapeurHistorique du fonctionnement des générateurs de vapeurHistorique du fonctionnement des générateurs de vapeurHistorique du fonctionnement des générateurs de vapeur et de et de et de et de l’installation de production d’électricitél’installation de production d’électricitél’installation de production d’électricitél’installation de production d’électricité
Depuis 1994, la Centrale n’utilisait que 2 de ses 3 circuits secondaires, période durant laquelle les
principales améliorations de sûreté suivantes ont été apportées dans le bâtiment des Générateurs de
Vapeur :
• le cloisonnement et la séparation des zones sodium par rapport aux zones eau-vapeur afin de limiter
les risques de réaction sodium-eau,
• la mise en place des dispositifs anti-fouettement (cerclages et tirants) sur les tuyauteries vapeur,
• le renforcement par rapport au feu sodium des lignes principales et auxiliaires des circuits secondaires.
En 2010, le sodium des circuits secondaires principaux est vidangé dans les réservoirs de stockage.
L’Installation de Production d’Electricité a été mise à l’arrêt en 2009, à l’issue de l’arrêt du fonctionnement
en puissance.
3.33.33.33.3---- Historique du fonctionnement des installations des manutentionsHistorique du fonctionnement des installations des manutentionsHistorique du fonctionnement des installations des manutentionsHistorique du fonctionnement des installations des manutentions
La manutention regroupe les opérations relatives à l'introduction ou au retrait du réacteur des constituants
démontables (pompes, échangeurs), le transport de ces constituants entre le réacteur et les installations
annexes, leur décontamination, leur entretien ou rénovation, leur démantèlement et leur évacuation sur
d'autres sites. Elle concerne également les opérations d’introduction ou de retrait du réacteur des éléments
du cœur.
Les opérations d'introduction ou de retrait de ces constituants sont scindées en deux groupes. Celles qui se
rapportent aux éléments du cœur (assemblages fissiles ou fertiles, protections neutroniques latérales)
constituent les manutentions dites "principales". Toutes les autres entrent dans la catégorie des
manutentions dites "spéciales".
21 Pièce 2
3.3.13.3.13.3.13.3.1---- Manutentions principalesManutentions principalesManutentions principalesManutentions principales
Près de 200 campagnes de manutention ont été réalisées au cours du fonctionnement de la Centrale. Les
campagnes de mouvement des assemblages se sont déroulées dans de bonnes conditions, à l‘exception de
quelques difficultés dues aux déformations d'assemblages ayant séjourné très longtemps en réacteur.
3.3.23.3.23.3.23.3.2---- Manutentions spécialesManutentions spécialesManutentions spécialesManutentions spéciales
Depuis le démarrage de l'installation, un grand nombre de manutentions spéciales a été effectué. On peut
citer une vingtaine de manutentions de pompes primaires et de mécanismes de barres de commandes,
une trentaine de manutentions d'échangeurs intermédiaires, de nombreuses manutentions de dispositifs
expérimentaux, perches et bouchons divers.
Tous les composants extraits du réacteur sont lavés du sodium résiduel dans des puits de lavage installés
dans le bâtiment des Manutentions avant d'être démantelés ou réparés.
Les installations de lavage et de décontamination des composants ont bénéficié d’une opération de
jouvence en 2010.
3.43.43.43.4---- Principaux évéPrincipaux évéPrincipaux évéPrincipaux événements survenus pendant la période de nements survenus pendant la période de nements survenus pendant la période de nements survenus pendant la période de fonctionnementfonctionnementfonctionnementfonctionnement
Seuls les faits marquants de fonctionnement présentant un intérêt pour le démantèlement ont été détaillés.
D’autres événements ont conduit à des modifications de l’installation dans le cadre de son rôle prototype.
En particulier, des fuites de sodium, des réactions sodium-eau se sont produites au cours du
fonctionnement de la Centrale. Elles sont cependant sans impact sur les activités de démantèlement.
3.4.13.4.13.4.13.4.1---- Le combustible Le combustible Le combustible Le combustible
Seuls les faits ayant une incidence sur la contamination du circuit primaire sont retenus.
Depuis la mise en service industriel, seules 15 ruptures de gaines ont été détectées sur Phénix, sur un
total de près de 300 000 aiguilles passées successivement dans le cœur de Phénix.
Rupture de gaine Rupture d’étanchéité d’aiguilles combustibles ayant entraîné une émission de neutrons ou de gaz.
Grâce à l'efficacité de l'installation de purification du gaz de couverture et à la capacité des réservoirs de
désactivation (ce sont des réservoirs en ligne qui créent un retard avant rejet à la cheminée, au niveau du ciel de pile), ces ruptures de gaines sont restées sans effet sur les personnels et sur l'environnement.
Ciel de pile Gaz de couverture situé au-dessus du sodium dans la cuve principale.
22 Pièce 2
Parmi les 15 ruptures de gaine détectées en réacteur, 7 sont apparues sur des assemblages standards et
8 sur des assemblages et capsules expérimentaux.
La dernière rupture de gaine a eu lieu en juin 1988.
3.4.23.4.23.4.23.4.2---- Les composants du circuit primaire et des circuits secondairesLes composants du circuit primaire et des circuits secondairesLes composants du circuit primaire et des circuits secondairesLes composants du circuit primaire et des circuits secondaires
3.4.2.1 Mise à l’arrêt du circuit secondaire n° 2Mise à l’arrêt du circuit secondaire n° 2Mise à l’arrêt du circuit secondaire n° 2Mise à l’arrêt du circuit secondaire n° 2
De 1994 à 2010, le réacteur a fonctionné avec deux circuits secondaires sur trois : le circuit n° 2 était à
l’arrêt. Les échangeurs intermédiaires de ce circuit ont été remplacés par de faux échangeurs ou DOTE
(Dispositifs d’Obturation des Traversées d’Échangeur).
3.4.2.2 Pièges froids secondairesPièges froids secondairesPièges froids secondairesPièges froids secondaires
Les pièges froids des circuits de purification du sodium secondaire ont été remplacés à plusieurs reprises,
lorsqu’ils étaient saturés. Les pièges froids retirés sont entreposés sur la Centrale, dans l’attente de leur
traitement dans l’installation ELA.
Piège froid Dispositif de purification du sodium par piégeage des impuretés sur des tampons.
3.4.33.4.33.4.33.4.3---- Les installations deLes installations deLes installations deLes installations de manutentionmanutentionmanutentionmanutentionssss
3.4.3.1 Perte d'étanchéité du joint gonflable du bouchon tournantPerte d'étanchéité du joint gonflable du bouchon tournantPerte d'étanchéité du joint gonflable du bouchon tournantPerte d'étanchéité du joint gonflable du bouchon tournant
Après avoir constaté, en 1977, qu’un joint gonflable n’assurait plus complètement sa fonction d’étanchéité
lors des campagnes de manutention, il a été décidé de procéder à son remplacement. Suite à des tests
concluants, une nouvelle virole équipée de deux joints au silicone a été mise en place. Un seul de ces
joints est utilisé, l'autre constituant un secours. Depuis cette intervention, l'étanchéité du bouchon tournant
est optimale.
3.4.3.2 EnEnEnEndommagement d'un pot de manutentiondommagement d'un pot de manutentiondommagement d'un pot de manutentiondommagement d'un pot de manutention
En mai 1979, lors du chargement en barillet d'un pot de transfert vide et insuffisamment lesté, ce pot s'est
incliné sous la pression du sodium et sa partie inférieure a accroché une pièce fixe lors de la rotation du
manège du barillet. Cet incident a décalé les dates de la campagne de manutention principale n° 17, qui
s’est limitée à des transferts en réacteur.
L'évacuation du pot endommagé a nécessité la confection d'un outillage spécial et des essais sur
maquette. Les opérations ont évité tout contact entre le sodium et l'air, et la dose reçue par le personnel le
plus exposé est restée extrêmement faible (inférieure à 15.10-2 mSv). Pour éviter le renouvellement de
semblables incidents, les procédures ont été modifiées afin de s'assurer du noyage des pots de transfert.
23 Pièce 2
3.4.3.3 Erreur de lecture de positionnement dans le barillet de stockageErreur de lecture de positionnement dans le barillet de stockageErreur de lecture de positionnement dans le barillet de stockageErreur de lecture de positionnement dans le barillet de stockage
Le 3 décembre 1996, lors d’une campagne de manutention pour mise en réacteur de l’assemblage SAC
(Système d’Arrêt Complémentaire), une erreur de lecture de la position d’un pot dans le barillet a conduit à
manutentionner un pot vide en lieu et place du pot contenant l’assemblage SAC.
Suite à cette erreur de lecture, le système d’indexage, ainsi que le système d’identification des éléments en
barillet, ont été modifiés. Le bon déroulement des 7 campagnes de manutention suivant l’incident a
permis de qualifier ces nouveaux systèmes.
Cinq caches facilitent désormais la lecture de l’indexage barillet, un cache par cas d’utilisation de la
rotation barillet. Ces caches sont disposés et verrouillés par un système à clefs.
3.4.3.4 Manutentions spécialesManutentions spécialesManutentions spécialesManutentions spéciales
Un incident de déformation d’une cloche d’échangeur intermédiaire s'est produit en avril 1977, lors de
l'introduction d'un échangeur intermédiaire dans le réacteur à l'aide d'une hotte spéciale. Au cours de cette
opération, le bas de la cloche d'étanchéité qui sépare le collecteur chaud du collecteur froid a heurté la
portée de la bride d'appui sur la dalle. La cloche a été déformée et la portée de bride rayée.
La portée de la bride a pu être rectifiée sur place. Pendant les travaux, une nacelle implantée à la place de
l'échangeur assurait à la fois le rôle de barrière d'étanchéité par rapport au ciel du réacteur et de plate-
forme de travail. Un surfaçage manuel a permis de ramener le dénivelé à 0,02 mm, garantissant ainsi une
bonne étanchéité de la bride de l'échangeur.
24 Pièce 2
4. Description des actions
postérieures à l’arrêt
définitif de production
d’électricité
4.14.14.14.1---- Réalisation d’opérations liées à l’évacuation des matièrRéalisation d’opérations liées à l’évacuation des matièrRéalisation d’opérations liées à l’évacuation des matièrRéalisation d’opérations liées à l’évacuation des matières es es es radioactivesradioactivesradioactivesradioactives
La phase des "Opérations Préparatoires à la Mise à l’Arrêt Définitif" (OPMAD) correspond à la dernière
phase d’opérations réalisées dans le cadre du décret de 1969 d’autorisation de création (DAC) de
l’installation.
Cette phase dure jusqu’à la parution du décret d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de
démantèlement (MAD/DEM). Certaines de ces opérations sont susceptibles de se poursuivre après la
parution du décret de MAD/DEM.
Phase de vie d'une INB
Construction Fonctionnement Démantèlement
Exploitation
Déclassement
(décision ASN)
OPMAD
Décret MAD/DEM Autorisation de mise en
service (décision ASN) DAC
25 Pièce 2
L’objectif des OPMAD est :
• de lancer des opérations et travaux pour préparer la mise à l’arrêt définitif, notamment :
• évacuer les matières radioactives (déchargement et traitement des assemblages combustibles,
évacuation des composants amovibles du réacteur, évacuation de la solution de nitrate d’uranyle
de l’installation de neutronographie),
• réaliser des actions de mise en sécurité définitives,
• réduire les risques classiques (risque lié au sodium et autres risques chimiques, anoxie, électrique,
etc.),
• adapter les servitudes (fluides, électricité, etc.) et la surveillance aux besoins réels de l’installation,
• de bénéficier des compétences et de l’expérience des exploitants actuels.
Les principales opérations préparatoires à la mise à l’arrêt définitif sont présentées ci-après.
4.1.14.1.14.1.14.1.1---- DéchargeDéchargeDéchargeDéchargement du réacteur et démantèlement des assemblages combustiblesment du réacteur et démantèlement des assemblages combustiblesment du réacteur et démantèlement des assemblages combustiblesment du réacteur et démantèlement des assemblages combustibles
L’évacuation des assemblages combustibles permet de réduire au plus tôt l’inventaire radiologique.
Inventaire radiologique Ensemble des éléments radioactifs présents dans la centrale.
Tous les assemblages combustibles (fissiles et fertiles) et une partie des protections neutroniques sont
déchargés avec les moyens de manutention actuels (bras de transfert et bouchon tournant). La cadence
nominale d’évacuation de ces assemblages est de l’ordre de 60 à 80 assemblages par an.
Déchargement et traitement d’un élément combustible du cœur
26 Pièce 2
Les assemblages combustibles fissiles et fertiles sont déchargés, par campagnes, dans le barillet de
stockage. Ils sont ensuite démantelés en Cellule des Éléments Irradiés (CEI) et en Cellule Annexe (CA)
comme en période de fonctionnement. Les aiguilles et les structures sont ensuite expédiées séparément
vers des sites agréés.
Dans le même temps, des thermoplongeurs (dispositifs de réchauffement du sodium semblables à des
résistances) sont mis en réacteur afin de maintenir en température le sodium primaire pour compenser
l’arrêt des pompes primaires et la décroissance de la puissance résiduelle du cœur depuis l’arrêt du
réacteur.
4.1.24.1.24.1.24.1.2---- Déchargement et démantèlement des autDéchargement et démantèlement des autDéchargement et démantèlement des autDéchargement et démantèlement des autres éléments du cœurres éléments du cœurres éléments du cœurres éléments du cœur
Une grande partie (environ 800 sur 1100) des protections neutroniques latérales (PNL) en acier sera
déchargée avec les moyens de manutention habituels (bras de transfert et bouchon tournant).
Certaines PNL nécessiteront la mise en place de moyens complémentaires de manutention. Un nouveau
bras de transfert est notamment prévu pour être intégré à cet effet.
Après déchargement ces éléments sont ensuite conditionnés et évacués vers des sites agréés.
Zone d’accessibilité du cœur avec les moyens de manutention en place
4.1.34.1.34.1.34.1.3---- Déchargement et évacuation des composants amoviblesDéchargement et évacuation des composants amoviblesDéchargement et évacuation des composants amoviblesDéchargement et évacuation des composants amovibles
Cette opération consiste à décharger et à évacuer les gros composants (échangeurs intermédiaires,
pompes primaires, etc.) et des petits composants (dispositifs "Visus" de diagnostic par ultrasons,
mécanisme de barres de commande, perches instrumentées, etc.) du réacteur.
Cette évacuation s’effectue en plusieurs phases et utilise les moyens existants lors du fonctionnement du
réacteur :
27 Pièce 2
• les composants sont extraits du réacteur à l’aide de hottes de manutentions spéciales puis transférés
grâce aux ponts de manutention vers les puits de stockage, de lavage ou la Cellule d’Intervention,
• des opérations de traitement des rétentions de sodium et de lavage du sodium résiduel en puits sont
ensuite réalisées sur ces différents composants,
• des opérations de décontamination permettent de réduire, par l’action de bains chimiques, d’éventuels
dépôts de particules radioactives fixées sur les composants,
• les composants sont découpés puis conditionnés en conteneurs avant expédition vers les filières de
déchets dédiées.
Déchargement et traitement des composants amovibles du réacteur
4.1.44.1.44.1.44.1.4---- Mise à l’arrêt et en sécurité de l’installation de neutronographieMise à l’arrêt et en sécurité de l’installation de neutronographieMise à l’arrêt et en sécurité de l’installation de neutronographieMise à l’arrêt et en sécurité de l’installation de neutronographie
L’installation de neutronographie, utilisée pour l’examen non destructif des assemblages, comporte une
solution de nitrate d’uranyle. Une fois les examens terminés, cette installation est mise en sécurité par
l’évacuation de la solution de nitrate d’uranyle et le rinçage des circuits.
4.24.24.24.2---- RéaliRéaliRéaliRéalisation de mise à l’arrêt et en sécurité de parties d’installationssation de mise à l’arrêt et en sécurité de parties d’installationssation de mise à l’arrêt et en sécurité de parties d’installationssation de mise à l’arrêt et en sécurité de parties d’installations
4.2.14.2.14.2.14.2.1---- Mise à l’arrêt et en sécurité visMise à l’arrêt et en sécurité visMise à l’arrêt et en sécurité visMise à l’arrêt et en sécurité vis----àààà----vis du risque sodium des circuits secondairesvis du risque sodium des circuits secondairesvis du risque sodium des circuits secondairesvis du risque sodium des circuits secondaires
Les circuits secondaires contenant du sodium ainsi que leurs auxiliaires (purification, etc.) et les modules
des générateurs de vapeur, sont vidangés et les rétentions volumiques de sodium de certaines parties de
circuits sont éliminées par des opérations de vidanges complémentaires. Les pompes secondaires sont
également déposées.
28 Pièce 2
Les circuits secondaires
4.2.24.2.24.2.24.2.2---- Démontage des équipements de la salle des machines et autres équipements Démontage des équipements de la salle des machines et autres équipements Démontage des équipements de la salle des machines et autres équipements Démontage des équipements de la salle des machines et autres équipements conventionnelsconventionnelsconventionnelsconventionnels
Cette opération comprend la mise à l’arrêt et en sécurité suivie du démontage des équipements des
circuits conventionnels de la salle des machines. Les circuits de fluides sont vidangés et rincés.
Le retrait de ces équipements permet de réduire les risques classiques grâce à l’évacuation des produits
dangereux (inflammables, explosifs, toxiques, etc.).
4.34.34.34.3---- Réalisation de simplifications et d’adaptations Réalisation de simplifications et d’adaptations Réalisation de simplifications et d’adaptations Réalisation de simplifications et d’adaptations d’équipementsd’équipementsd’équipementsd’équipements
En préalable à l’arrêt définitif de production d’électricité, une organisation a été mise en place pour définir
les simplifications des fonctions élémentaires, comprenant des mises à l’arrêt et en sécurité ou des
adaptations des équipements devenus inutiles.
Les principaux enjeux sont :
• la suppression au plus tôt des risques associés aux installations inutilisées ou peu adaptées à la
nouvelle configuration de la Centrale,
• l’adaptation des installations aux besoins permettant la réduction de la surveillance, de l’exploitation et
de la maintenance,
• la libération progressive des espaces pour d’autres besoins ultérieurs.
Ces opérations constituent des opérations de préparation à la mise à l’arrêt définitif.
29 Pièce 2
4.3.14.3.14.3.14.3.1---- Simplification des sources électriquesSimplification des sources électriquesSimplification des sources électriquesSimplification des sources électriques
Après l’arrêt définitif de production d’électricité, et compte tenu de la baisse des besoins électriques par
rapport à une période de fonctionnement, une réduction des sources d'alimentation électrique externes et
internes est prévue afin de les adapter à l'état de l'installation.
4.3.24.3.24.3.24.3.2---- Adaptation des besoins en fluideAdaptation des besoins en fluideAdaptation des besoins en fluideAdaptation des besoins en fluide
Les besoins en fluides (azote, argon, eau déminéralisée, dioxyde de carbone, hydrogène, etc.) diminuant
dès la fin du fonctionnement en puissance du réacteur, les réseaux sont adaptés en conséquence.
La suppression des fluides dans certaines parties de l’installation permet de réduire les risques d’anoxie
(azote, argon, etc.) ou explosifs (hydrogène) afin de mettre en sécurité les installations avant démontage.
Anoxie Diminution du taux d’oxygène dans une zone ou un local. Le taux moyen d’oxygène dans l’air est de 21 %.
Les portions de circuits inutilisées sont vidangées et isolées définitivement au moyen de tapes.
Les capacités d’entreposage d’eau déminéralisée sont adaptées au besoin. Il est également prévu de
s’approvisionner en eau déminéralisée depuis le site de Marcoule.
4.3.34.3.34.3.34.3.3---- Adaptation de la surveillance en salle de commandeAdaptation de la surveillance en salle de commandeAdaptation de la surveillance en salle de commandeAdaptation de la surveillance en salle de commande
La mise à l’arrêt et en sécurité des installations s’accompagne d’une simplification des calculateurs et
moyens de contrôle-commande existants.
L’objectif est d’adapter la surveillance, en salle de commande, aux risques spécifiques rencontrés lors de la
phase d’assainissement-démantèlement. En outre, les systèmes non nécessaires sont déconnectés pour
éviter le risque d’alarmes intempestives en salle de commande.
Au fil des simplifications d’installations, certains systèmes de surveillance (système de détection des
ruptures de gaine par neutrons différés, etc.) non nécessaires sont supprimés.
4.3.44.3.44.3.44.3.4---- Simplification des installations de chiSimplification des installations de chiSimplification des installations de chiSimplification des installations de chimiemiemiemie
Le traitement chimique de l’eau d’alimentation des générateurs de vapeur n’étant plus nécessaire après la
mise à l’arrêt définitif de ces derniers, les installations de traitement de l’eau sont mises à l’arrêt et les
produits chimiques évacués.
Cette simplification permet également de réduire les risques pour l’environnement, liés aux produits
utilisés.
30 Pièce 2
4.44.44.44.4---- Réalisation de bâtiments de traitement du sodiumRéalisation de bâtiments de traitement du sodiumRéalisation de bâtiments de traitement du sodiumRéalisation de bâtiments de traitement du sodium
Après l’enquête publique relative à la demande de décret de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement,
deux bâtiments de traitement du sodium pourront être construits.
Le traitement du sodium coulable, prévu au moyen du procédé NOAH, nécessite la construction d’une
installation dans un nouveau bâtiment à proximité du bâtiment des Générateurs de Vapeur. La soude
générée par le traitement NOAH sur du sodium primaire et sur le barillet sera neutralisée dans l’installation
INES, avant transfert vers la station de traitement des effluents liquides du Centre de Marcoule. La soude
issue du traitement du sodium secondaire peut être réutilisée dans une industrie nucléaire.
L’élimination complète du sodium métallique dans les circuits secondaires peut être réalisée par
carbonatation (après une vidange poussée) une fois qu’ils ont été définitivement isolés des échangeurs et
des réservoirs de stockage. Ceux-ci seront traités de la même manière après pompage du sodium des
réservoirs vers l’installation de traitement NOAH. Les circuits auxiliaires du circuit primaire seront traités à
l’identique, au risque radiologique près, en parallèle des opérations de démantèlement du bloc réacteur.
Pour le traitement de certains déchets comportant des résidus importants de sodium, il est prévu de
construire l’installation de traitement ELA dans une extension du bâtiment des Manutentions. La découpe
et la préparation des paniers de lavage sont réalisées en cellule d’intervention ou dans un atelier de
découpe.
Emplacement des installations NOAH et ELA
31 Pièce 2
5. État initial de la Centrale
Phénix à la parution du
décret de mise à l’arrêt
définitif et de démantèlement
5.15.15.15.1---- GénéralitésGénéralitésGénéralitésGénéralités
L’état initial, physique, radiologique et chimique (sodium) de la Centrale décrit dans ce paragraphe est
celui prévu à la parution du décret de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement. Cet état initial est
fonction de l’avancement des opérations préparatoires à la mise à l’arrêt définitif décrites au paragraphe 4.
5.25.25.25.2---- Le bâtiment RéacteurLe bâtiment RéacteurLe bâtiment RéacteurLe bâtiment Réacteur
5.2.15.2.15.2.15.2.1---- État physiqueÉtat physiqueÉtat physiqueÉtat physique
Les équipements permettant le maintien en température du sodium primaire (thermoplongeurs), les
dispositifs de déchargement des éléments du cœur et de retrait des composants amovibles sont
opérationnels.
Les fonctions annexes suivantes du bâtiment Réacteur sont conservées :
• la ventilation nucléaire du bâtiment qui permet d’assurer la fonction de collecte des effluents et de
rejet à la cheminée,
• le circuit de ventilation qui collecte les rejets des circuits d’argon du ciel de pile, du circuit d’azote
intercuve et du circuit d’azote des cellules des circuits auxiliaires primaires,
• le circuit d’ultime secours permettant d’assurer la fonction de refroidissement de l’enceinte primaire du
réacteur à l’arrêt.
32 Pièce 2
En fonction de l’avancement du déchargement du cœur, des assemblages combustibles irradiés peuvent
encore être présents dans le réacteur.
Les composants amovibles (pompes, échangeurs intermédiaires) sont en partie retirés du réacteur et
remplacés par des bouchons d’obturation biologique.
5.2.25.2.25.2.25.2.2---- État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)
L’inventaire radiologique est rassemblé dans quelques zones ou locaux peu nombreux du bâtiment : bloc
réacteur où se trouvent les principaux matériels et équipements activés ou contaminés (reliquat
d’assemblages combustibles, éléments divers ayant séjourné dans le sodium primaire, structures et
composants amovibles).
Au-delà du bloc réacteur, en l’absence de flux neutronique, la contamination concerne les circuits
auxiliaires primaires.
Les structures internes en acier inoxydable du bloc réacteur ont subi le flux neutronique du cœur, environ
4600 JEPP (Jours Équivalent Puissance Projet). Ceci correspond à des valeurs s’échelonnant entre
3,5.1013 n/cm2/s pour le sommier et 5.103 n/cm2/s pour la virole de la cuve principale.
Le sommier et le faux-sommier ont un revêtement en stellite au niveau des portées recevant les
assemblages, ce qui génère la présence de cobalt 60. L’ensemble pèse environ 23 t (dont 190 kg de
stellites).
En regard, l’activité déposée sur les structures, essentiellement due au manganèse 54 après l’arrêt définitif
de production d’électricité, est d’un ordre de grandeur bien inférieur.
Sept ans après l’arrêt définitif de production d’électricité (correspondant à la date à partir de laquelle le
bloc réacteur pourrait être démantelé), le débit de dose au contact du sommier a été évalué à près de
6500 Gy/h.
La masse totale de sodium primaire contenue dans le bâtiment Réacteur est d’environ 890 t, répartie dans
la cuve, les réservoirs de stockage et le circuit auxiliaire primaire.
Les radionucléides présents en majorité dans le sodium primaire de Phénix sont le 22Na, le 137Cs et le 3H.
Bien que le nombre de ruptures de gaine survenues pendant le fonctionnement du réacteur soit resté très
faible, des traces d’émetteurs alpha étaient susceptibles d’être détectées dans le sodium primaire. Mais la
recherche de ces émetteurs dans les différents prélèvements de sodium réalisés pendant toutes les années
de fonctionnement n’en a cependant pas révélé.
Au 1er janvier 2010, l’activité totale du sodium primaire est d’environ 15 TBq.
33 Pièce 2
La masse de sodium contenue dans chacun des pièges froids primaires est d’environ 4 t. Un seul piège
froid a été mis en service depuis le début du fonctionnement du réacteur. Il a accumulé les impuretés de
sodium (oxydes et hydrures), mais aussi la contamination issue des produits d’activation (54Mn, 60Co) et
des produits libérés par les quelques ruptures de gaines (137Cs), avec en particulier de l’ordre de 18,8 TBq
de 137Cs à l’arrêt définitif de production d’électricité.
Schéma de principe d’un piège froid primaire
Environ 1,2 t de NaK (alliage de sodium et potassium) est également présente, répartie principalement
dans la double enveloppe des pièges froids primaires, la soupape du circuit auxiliaire primaire, le
barboteur du circuit argon primaire et les trois Visus (dispositifs de visualisation dans le sodium par
ultrasons).
34 Pièce 2
5.35.35.35.3---- Le bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des ManutentionsLe bâtiment des Manutentions
5.3.15.3.15.3.15.3.1---- État physiqueÉtat physiqueÉtat physiqueÉtat physique
Les principaux équipements existants permettant le démantèlement des assemblages combustibles en
phase de fonctionnement et l’évacuation des composants amovibles du bloc réacteur sont opérationnels.
Le bâtiment des Manutentions comprend le barillet de stockage des assemblages, la Cellule des Éléments
Irradiés (CEI), la Cellule Annexe (CA) qui forment un ensemble de cellules nécessaires à l’examen et au
démantèlement des éléments irradiés.
Ces cellules continuent à être exploitées pendant toute la durée de l’évacuation des éléments du cœur.
Le bâtiment des Manutentions comprend également des puits de lavage et de stockage, et une cellule
d’intervention. Cet ensemble d’équipements est utilisé pour évacuer les composants démontables du bloc
réacteur.
Il convient d’adjoindre à ces locaux, ceux qui abritent l’installation de neutronographie et ses équipements
associés, qui seront exploités jusqu’à la fin des examens non destructifs sur les aiguilles expérimentales.
5.3.25.3.25.3.25.3.2---- État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)
Les principaux matériels et équipements activés sont les composants amovibles du réacteur qui transitent
par ce bâtiment pour lavage et évacuation, le barillet de stockage, les cellules et les puits de lavage et de
décontamination des composants, les circuits et cuves d’effluents liquides.
Le barillet de stockage contient (suivant l’avancement des opérations de déchargement du combustible)
des assemblages irradiés et du sodium (180 t) mélangé pour une faible part avec du sodium primaire du
fait des mouvements des pots de sodium lors des opérations de chargement/déchargement des
assemblages.
Des copeaux et poussières métalliques radioactives générées par les opérations de découpe et de
diagnostic sont présents dans la Cellule des Eléments irradiés et la Cellule Annexe. Cette contamination
résulte des opérations de découpe des structures (séparation des aiguilles combustibles et des structures
métalliques).
Les puits de lavage et de stockage des gros composants et des petits composants voient transiter la
contamination éliminée par les opérations de lavage et de décontamination.
Les cuves d’effluents liquides voient transiter les effluents radioactifs de la Centrale.
La solution de nitrate d’uranyle de l’installation de neutronographie, d’un volume total d’environ 20 l
d’uranium enrichi, est évacuée à l’issue des derniers examens.
5.45.45.45.4---- Le bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de VapeurLe bâtiment des Générateurs de Vapeur
Le bâtiment des générateurs de vapeur est un bâtiment conventionnel.
35 Pièce 2
5.4.15.4.15.4.15.4.1---- État physiqueÉtat physiqueÉtat physiqueÉtat physique
Les circuits secondaires sont à l’arrêt et partiellement ou totalement mis en sécurité.
5.4.25.4.25.4.25.4.2---- État radiologique et chimique État radiologique et chimique État radiologique et chimique État radiologique et chimique ((((sodiumsodiumsodiumsodium))))
Le sodium secondaire est, par définition, inactif. Toutefois, du tritium parvenu par diffusion à travers les
structures métalliques des circuits, y est relevé mais seulement à l’état de traces.
La masse totale de sodium des circuits secondaires contenue dans le bâtiment Générateur de Vapeur est
d’environ 370 t vidangées dans les réservoirs de stockage.
La masse de sodium contenue dans les deux pièges froids des circuits secondaires implantés dans le
bâtiment GV est d’environ 4 t.
5.55.55.55.5---- LLLL’installation de production d’électricité’installation de production d’électricité’installation de production d’électricité’installation de production d’électricité
Le bâtiment IPE (ou salle des machines) est un bâtiment conventionnel.
Cette salle se trouve dans tout ou partie de l’état suivant (dépendant de l’avancement des mises en
sécurité et démontages) :
• les produits toxiques chimiques ont été évacués,
• tout ou partie des équipements, des matériels, et des circuits sont démontés et évacués sous forme de
déchets conventionnels ou revalorisés,
• le génie civil du bâtiment est conservé,
• tous les moyens de manutention existants restent opérationnels et accessibles,
• l’éclairage (normal et de sécurité), les prises de courant et la Détection Automatique Incendie mis en
place dès le début du démontage des équipements de l’IPE sont conservés, les anciens équipements
ont été démontés ou mis en sécurité,
• les zones concernées par les travaux sont remises en sécurité (remontage des garde-corps en
périphérie des trémies, etc.).
5.65.65.65.6---- Les autres bâtiments Les autres bâtiments Les autres bâtiments Les autres bâtiments
5.6.15.6.15.6.15.6.1---- Le bâtiment des AnnexesLe bâtiment des AnnexesLe bâtiment des AnnexesLe bâtiment des Annexes
5.6.1.1 État physiqueÉtat physiqueÉtat physiqueÉtat physique
Le bâtiment des Annexes abrite principalement :
• des circuits auxiliaires, en particulier trois réservoirs de dépotage de sodium. Ces réservoirs ont reçu le
sodium lors de la mise en sodium de la Centrale,
• les circuits de liquide organique,
36 Pièce 2
• les centrales de soufflage et d’extraction de la ventilation des bâtiments Réacteur et des Manutentions,
• la station de production d’air comprimé,
• le circuit de refroidissement des auxiliaires nucléaires.
À l’extérieur de ce bâtiment, se trouvent les stations d’argon et d’azote qui y sont rattachées
fonctionnellement.
Les autres servitudes sont maintenues en service jusqu’à la mise à l’arrêt des installations desservies.
5.6.1.2 État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)État radiologique et chimique (sodium)
Le bâtiment des Annexes contient une trentaine de tonnes de sodium dans les réservoirs de dépotage.
5.6.25.6.25.6.25.6.2---- Le bâtiment BureauxLe bâtiment BureauxLe bâtiment BureauxLe bâtiment Bureaux
Le bâtiment Bureaux abrite des transformateurs, les deux groupes électrogènes principaux, des batteries
d’accumulateurs, les armoires électriques d’alimentation et de distribution moyenne et basse tension, les
calculateurs et la salle de commande.
Les batteries d’accumulateurs sont mises à l’arrêt et en sécurité, avant évacuation, dès lors qu’elles ne
sont plus requises. À la date prévue de parution du décret d’autorisation de MAD/DEM, a minima les
batteries liées au fonctionnement de la Salle des Machines sont évacuées.
5.6.35.6.35.6.35.6.3---- Les bâtiments Les bâtiments Les bâtiments Les bâtiments NOAH et ELANOAH et ELANOAH et ELANOAH et ELA
Les bâtiments NOAH et ELA, nécessaires pour le traitement du sodium, seront construits ou en cours de
construction après l’obtention de leur permis de construire, à l'issue de l'enquête publique.
37 Pièce 2
Crédits photographiquesCrédits photographiquesCrédits photographiquesCrédits photographiques
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38 Pièce 2
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