4333.6

0.1. FONCTIONS DE SURETELa conception des circuits et composants mécaniques prend encompte le dimensionnement des équipements permettant degarantir, par des études ou des essais appropriés, que ceséquipements sont aptes à remplir les fonctions pour lesquelles ilssont conçus, pendant la durée de vie prévue. Les fonctions de sûretéconsistent à assurer :

• Le contrôle de la réactivité,

• L’évacuation de la puissance résiduelle,

• Le confinement des substances radioactives.

0.2. CRITERES FONCTIONNELSLes composants mécaniques sont divisés en deux catégories, selon lerôle actif ou passif de l'appareil pour amener et maintenir le réacteuren état d'arrêt sûr.

Composants actifs

On appelle composant actif un composant qui est actionné oucommandé de l’extérieur et activé soit manuellement soitautomatiquement à l’aide d’un moyen de transfert etd’entraînement (par exemple un courant électrique ou des circuitshydrauliques ou pneumatiques). Un composant automatique (c’est-à-dire fonctionnant sans apport d’énergie ou de commandeextérieure) est considéré comme un composant actif à condition quesa position se modifie lors de la réalisation de la tâche pour laquelleil a été conçu (par exemple, une soupape de sûreté).

Composants passifs

Un composant passif ne nécessite pas d’activation ni d’apportd’énergie pour accomplir sa fonction de sûreté (il n’y a pas demodification de sa position ; par exemple, une cuve, un échangeurou une soupape qui ne change pas de position).

Selon le type de composant (actif ou passif) et la fonction de sûretéqu’il doit accomplir, on doit tenir compte des exigences suivantes :

• Opérabilité : capacité d’un composant actif, y compris tous lescircuits auxiliaires, de support et d’alimentation en énergienécessaires, à accomplir ses fonctions de sûreté afin d’atteindrel’objectif de sûreté.

• Capacité fonctionnelle : aptitude de toutes les parties descomposants (actifs ou passifs) soumises à la pression à résister auxcharges spécifiées de telle sorte qu’ils ne subissent que desdéformations limitées qui n’entravent pas leur fonction de sûretélors d’une éventuelle diminution du débit.

• Intégrité : aptitude de toutes les parties des composants (actifs oupassifs) soumises à la pression à résister sans risque aux chargesspécifiées qui surviennent à la fréquence spécifiée tout au long dela durée de vie du composant.

• Stabilité : aptitude d’un composant (actif ou passif) à résister à descharges qui tendent à modifier l’orientation ou l’emplacement dece composant (provoquant, par exemple, le basculement, la chute,le glissement inadmissible ou le cisaillement des pièces). La stabilitéd’un composant comprend, entre autres, la résistance et la stabiliténécessaires de ses supports.

0.3. EXIGENCES RELATIVES A LACONCEPTION

0.3.1. Réglementation applicable

La conception et la réalisation des équipements mécaniques sontrégies par (voir chapitre 1.7) :

• Les Directives Techniques (voir chapitre 3.1.2, sections B 1.2, B1.3, B 2.3.6 et B 2.3.7) ;

• L’arrêté ESPN du 12 décembre 2005 pour les équipements souspression nucléaires ;

• Le décret n° 99-1046 du 13 décembre 1999 et l'arrêté du 21décembre 1999 pour les autres équipements sous pression.

Par ailleurs, la conception du CPP et du CSP doit être conforme auxexigences de l’Arrêté Exploitation du 10 novembre 1999.

0.3.2. Classement de sûretéLes composants mécaniques assurant une fonction de sûreté doiventêtre classés conformément aux exigences du chapitre 3.2. Cesexigences de classement définissent notamment des niveaux de qualitéde conception et de réalisation pour les composants mécaniques.

0.3.3. Conditions de dimensionnement deséquipements mécaniques

Cette section concerne les équipements suivants :

• composants mécaniques soumis à pression : tuyauteries, cuves,réservoirs, pompes, vannes, pénétrations mécaniques étanches.

• composants non soumis à pression : les supports des composantsmécaniques, les équipements internes de la cuve du réacteur,certains composants mécaniques des systèmes de ventilation, lesoutils de manutention.

Le dimensionnement des équipements mécaniques doit permettrede garantir que ces équipements sont aptes à remplir les fonctionspour lesquelles ils sont conçus et notamment les fonctions de sûreté.

Ce dimensionnement est fondé sur la prise en compte dechargements propres à chaque équipement. Ces chargementsrésultent de l'identification des situations vues par les équipementset des règles définies pour démontrer leur intégrité selon lesprobabilités des différentes situations (voir chapitre 3.6.1).

Chaque situation vue par l'équipement se caractérise par unensemble de paramètres qui traduisent les chargements(sollicitations) auxquels il est soumis : pression et température,efforts internes et externes…

Ces chargements sont les conséquences d’évènements internes(conditions de fonctionnement PCC et RRC, voir chapitres 15 et 19),d’agressions internes (voir chapitre 3.4) et externes (voir chapitre3.4). Le chapitre 3.6.1 donne la nature et les règles de cumul de ceschargements.

Les situations (et les chargements associés) sont définies de manièreenveloppe pour couvrir l’ensemble des conditions defonctionnements (PCC et RRC) pour lesquelles les équipementsmécaniques sont requis.

0.3.4. Protection contre les surpressionsLa protection contre les surpressions doit être assurée par desdispositifs et des actions de sûreté (accessoires de sûreté et arrêtd’urgence du réacteur) qui viennent compléter les dispositifs derégulation de pression et de température.

Les exigences de sûreté relatives à la protection contre lessurpressions figurent aux sections B 2.3.6. et B 2.3.7. des Directivestechniques.

Le dimensionnement des dispositifs de protection contre lessurpressions doit être conforme aux exigences de l’arrêté ESPN du 12décembre 2005 et à celles de l'Arrêté Exploitation du 10 novembre1999 (voir chapitre 3.6.1.5).

La protection contre les surpressions s’applique à la conceptionmécanique de l’ensemble des équipements sous pression etnotamment à celle du CPP et du CSP.

0.3.5. QualificationLes composants mécaniques nécessaires au fonctionnement dessystèmes assurant une fonction de sûreté doivent être qualifiés. Laqualification des composants mécaniques fait l’objet despécifications adaptées à chaque type de matériel.

Les principes et les exigences de qualification sont présentés dans lechapitre 3.7.

SYSTEMES ET COMPOSANTS MECANIQUESsous chapitre 3.6

0. EXIGENCES DE SURETE

4343.6

Le dimensionnement mécanique des équipements sous pressionnucléaire (ESPN) est fondé sur la prise en compte de chargementspropres à chaque équipement, tels que décrits au § 2.2.1 del'Annexe 1 au décret du 13 décembre 1999. Ces chargementsrésultent de l'identification des situations vues par les équipementset des règles définies pour démontrer leur intégrité selon lesprobabilités des différentes situations.

Cette section définit en premier lieu les situations defonctionnement sur la base desquelles sont conçus les équipements(3.6.1.1). Ensuite le 3.6.1.2 spécifie la nature des chargements àconsidérer pour l'ensemble des ESPN et plus particulièrement les CPPet CSP, ainsi que les règles de cumul de ces chargements et lescritères à respecter, selon la catégorisation des situations et l'objectiffonctionnel assigné aux différents équipements. Les 3.6.1.3 et3.6.1.4 décrivent les méthodes d'analyse pour le CPP et le CSP enparticulier vis à vis des chargements qui résultent des effortshydrauliques accidentels, consécutifs à des brèches. Enfin le 3.6.1.5démontre le respect des critères vis à vis des risques de surpressionpour les équipements des CPP et CSP.

1.1. SITUATIONS DE FONCTIONNEMENT

1.1.1. Définition des situations de fonctionnement

Conformément aux exigences de l'Arrêté ESPN (Annexes 1, 2 et 3),les équipements sont dimensionnés sur la base des "situations danslesquelles [ils] peuv[ent] se trouver".

Les situations vues par les équipements découlent des situations defonctionnement vues par le système auquel ils appartiennent, ainsique, éventuellement, des situations spécifiques à l'équipement(exemple : torseur d’effort dû au serrage de la fermeture Cuve pourle couvercle de cuve). Chaque situation vue par l'équipement secaractérise par un ensemble de paramètres qui traduisent lessollicitations auxquelles il est soumis : pression et température,efforts internes et externes…

Les situations de fonctionnement des circuits primaire et secondaireprincipaux (CPP et CSP) sont définies de façon à envelopper lestransitoires de fonctionnement du réacteur en exploitation normaleincidentelle et accidentelle. Elles sont définies en cohérence avec laliste des conditions de fonctionnement de la chaudière (PCC et RRC)servant de référence à l'analyse de Sûreté (voir chapitres 15 et 19).L'ensemble de ces situations est appelé "liste des situations",définissant les situations dites de tranche ou situations CPP/CSP.

Une situation CPP/CSP est définie comme étant l'ensemble constituépar :

• un évènement initiateur (transitoire programmé, incident,accident),

• un état descriptif des systèmes pris en considération dans ladéfinition du transitoire thermohydraulique CPP/CSP (régulation,limitation, protection…),

• les conséquences thermohydrauliques qui en résultent, évaluéesen variation de pression, températures et débit,

• un nombre d'occurrences.

Les situations de fonctionnement des circuits auxiliaires sont définiesen cohérence avec la liste des situations CPP/CSP (celles pourlesquelles le système auxiliaire est sollicité ainsi que celles quipeuvent avoir un effet sollicitant) et de façon à envelopper lestransitoires de fonctionnement du système auxiliaire considéré,compte tenu de ses performances requises en conditions normale etaccidentelle de la tranche.

Conformément au RCC-M (voir chapitre 1.6), les situations de latranche sont répertoriées sous six catégories (situation d’exploitationnormale, situation perturbée, situation exceptionnelle, situationhautement improbable, régime d’essais et épreuves hydrauliques).La catégorisation entre situations de fonctionnement perturbée,exceptionnelle et hautement improbable, est fondée sur les

fréquences d'occurrence annuelles des évènements initiateursconsidérés ; les plages de fréquence sont identiques à cellesconsidérées pour la catégorisation des conditions de fonctionnementPCC et RRC si bien qu'il y a cohérence entre la catégorisation au titredu dimensionnement mécanique et la catégorisation au titre del'analyse de sûreté (voir tableau du § 3.6.1.1.2.2).

Chaque condition PCC ou RRC est couverte par au moins unesituation de fonctionnement CPP/CSP dont le transitoirethermohydraulique est enveloppe du transitoire post-accidentel vis-à-vis des conséquences mécaniques.

La conception mécanique des composants repose de manière plusspécifique sur la catégorisation suivante des situations defonctionnement :

• catégorie 2, regroupant les situations normales et les situationsperturbées,

• catégorie 3, regroupant les situations exceptionnelles,

• catégorie 4, regroupant les situations hautement improbables (quiincluent celles résultant des séquences d’évènements multiples),

• régime d'essai et situations d'épreuve.

a) Situations d'exploitation normale (ou situations de catégorie 2)

Les situations d'exploitation normales correspondent à des situationsauxquelles peuvent être exposés les composants au cours dufonctionnement normal, ce qui inclut le régime permanent et lestransitoires correspondant au démarrage et au passage à l’arrêt dela tranche.

b) Situations perturbées (ou situations de catégorie 2)

Les situations perturbées correspondent à des situations auxquellespeuvent être exposés les composants durant les transitoires dus àdes incidents de fonctionnement normal, tels un arrêt automatiquedu réacteur, un déclenchement de pompe alimentaire ou de pompeprimaire, une perte totale des alimentations électriques externes,une perte du vide au condenseur, et une défaillance d’un composantdu système de régulation.

c) Situations exceptionnelles (ou situations de catégorie 3)

Les situations exceptionnelles correspondent à des situationsauxquelles peuvent être exposés les composants en cas d’incidentsdont la probabilité d'occurrence est faible, mais qui doiventcependant être pris en compte. Ces situations peuvent résulter de ladéfaillance d’une ou de plusieurs fonctions indépendantes duréacteur et de son système de contrôle.

Le nombre total de situations exceptionnelles auxquelles un ESPNpeut être exposé au cours de sa durée de vie ne pourra dépasser 25.Les situations spécifiées au-dessous de ce seuil ne seront pas prisesen compte dans l’étude de fatigue.

d) Situations hautement improbables (ou situations de catégorie 4)

Les situations de catégorie 4 correspondent à des situations qui, bienque hautement improbables, sont envisagées, et dont lesconséquences sur la tenue des composants sont étudiées.

Bien que les catégories de situations définies dans le RCC-M (voirchapitre 1.6) ne concernent que les évènements initiateurs uniques(conditions de fonctionnement PCC) et excluent les séquencesd’évènements multiples, les séquences d’évènements multiples dontla probabilité d’occurrence est proche de celle des accidentsdimensionnants PCC4 (conditions de fonctionnement RRC-A), sonttoutefois traitées au titre des situations hautement improbables. Dessituations spécifiques RRC-A sont ajoutées à la liste des situationsissues des PCC lorsque le transitoire RRC-A n'est pas couvert par unesituation existante du point de vue conséquences mécaniques.

e) Régimes d’essais

Les situations d'essai correspondent aux essais prévus sur lecomposant durant le fonctionnement normal, à l'exception desépreuves hydrauliques.

1. SUJETS SPECIFIQUES AUX COMPOSANTS MECANIQUES (INCLUANT LA LISTE DES SITUATIONS)

4353.6

f) Epreuves hydrauliques

Les épreuves hydrauliques sont de 3 types :

• les épreuves hydrauliques individuelles,

• les épreuves hydrauliques d'ensemble avant le démarrage,

• les épreuves hydrauliques périodiques.

Exigences spécifiques à la catégorie 2

Conformément à l'arrêté du 12 décembre 2005, pour les situationsde catégorie 2, qui correspondent aux situations pour lesquelles leséquipements des systèmes requis en fonctionnement normal sontconçus :

• une analyse à la fatigue doit être réalisée pour tous leséquipements, lorsque leur fréquence d'utilisation le justifie,conformément au RCC-M (voir chapitre 1.6),

• la pression dans les équipements doit être limitée à la pressionmaximale admissible (PS) qui correspond à la pression de calcul deséquipements, un dépassement de courte durée étant admis,comme défini au §2.11.2 de l'annexe 1 du décret du 13 décembre1999,

• la démonstration du respect des exigences essentielles de sécuritédans ces situations fait l'objet d'un examen de conformité (article10 de l'arrêté du 12 décembre 2005).

Pour les systèmes qui ne sont pas utilisés en fonctionnement normalde la chaudière (systèmes de sauvegarde dédiés à la mitigation desaccidents), certaines situations CPP/CSP exceptionnelles ouhautement improbables doivent être considérées comme lessituations pour lesquelles ces systèmes sont conçus. Cependant lescritères de dimensionnement mécanique à respecter peuvent êtreadaptés, en cohérence avec l'utilisation requise du système enaccident, les marges de conception mécanique n'étant pasnécessairement aussi élevées que pour les systèmes utilisés enfonctionnement normal.

Analyse à la fatigue

L'analyse à la fatigue de l'ensemble des équipements est requise,pour les situations de catégorie 2 uniquement. Elle concerne, enparticulier, les équipements des CPP et CSP. Afin de garantir le hautniveau d’intégrité requis pour ces composants, les situationssélectionnées pour l’étude de fatigue des matériels sont basées surune estimation conservative de l’amplitude et de la fréquence destransitoires de température et de pression pouvant se produire aucours de l’exploitation de la tranche. Dans une large mesure, lessituations spécifiques devant être pris en compte dans le cadre desétudes de fatigue des matériels sont basées sur l'analyse et le retourd’expérience. Les situations sélectionnées peuvent avoir desconséquences suffisamment graves ou sont suffisammentfréquentes pour être susceptibles d’affecter le comportementcyclique des composants. Les situations sélectionnées peuvent êtreconsidérées comme étant une représentation conservative desituations qui, utilisées comme base d’étude de la fatigue descomposants, permettent de garantir que le composant est adapté àl’utilisation qui en est faite au cours de la vie de la tranche.

Les termes suivants sont également utilisés dans le cadre de ladéfinition des situations de fonctionnement :

• "Condition de charge thermohydraulique", plutôt que situation defonctionnement,

• "Component Condition Category" (catégorie de situation defonctionnement), plutôt que "Catégorie", dont l’abréviation estCCC (par exemple, CCC2 se réfère à la catégorie 2). Cetteformulation permet de différencier facilement un transitoirethermohydraulique défini dans le cadre de la conceptionmécanique d’un composant, qui est un transitoire CCC, d'untransitoire thermohydraulique défini dans le cadre de l’évaluationde la sûreté de la tranche (au regard des rejets radiologiques etcritères associés), qui est un transitoire PCC du chapitre 15 ou untransitoire RRC du chapitre 19,

• "situation de fonctionnement" pour l’aspect mécanique,

• "condition de fonctionnement" pour l’aspect sûreté.

En effet, pour un évènement initiateur donné, les transitoiresthermohydrauliques diffèrent selon que l'on s'adresse à laconception mécanique ou à la protection du cœur. Par exemple :majoration de la pression pour la justification de la tenue mécanique,et minoration de la pression pour le risque de perte d'intégrité descrayons combustibles par bas RFTC.

Nota : les situations vues par les équipements en Accident Grave(RRC-B) seront définies au cas par cas pour les équipements alorsconcernés par un mode de fonctionnement non enveloppé par lessituations des catégories 1 à 4. Elles ne sont pas abordées dans laprésentation générale des situations de la version actuelle duRapport de Sûreté.

1.1.2. Situations d'exploitation normale

1. Démarrage de la tranche, de l’arrêt à froid à la pleine puissance.

2. Arrêt complet de la tranche de la pleine puissance à l’arrêt à froid.

3. Démarrage et arrêt partiels de la tranche entre l’arrêt à froid et120°C sur les GV.

4. Arrêt et démarrage partiels de la tranche entre la pleine puissanceet 120°C sur les GV.

5. Rampes de charge de 100% à 0% de la pleine puissance avec ungradient de 5%/min et retour.

6. Suivi de charge quotidien.

7. Téléréglage / réglage de fréquence.

8. Variations de puissance non programmées/d’urgence.

9. Fluctuations non programmées / intempestives en arrêt à chaud.

10. Réduction de puissance partielle du réacteur jusqu'à 25% de lapleine puissance.

11. Retour à l’arrêt à chaud après une exploitation en prolongationde cycle.

1.1.2.1. Démarrage de la tranche de l’arrêt à froid à la pleinepuissance

L’état initial correspond à l’arrêt à froid, la température du circuitprimaire valant soit 15°C1 (pour le rechargement après une longuepériode d’arrêt), soit 50°C (après un arrêt court, par exemple pourune intervention de maintenance).

Les chaufferettes sont utilisées en parallèle pour chauffer lepressuriseur. Lorsque leur pression minimale de fonctionnement estatteinte, les GMPP sont démarrées et utilisées, en complément de lachaleur résiduelle, pour chauffer le circuit primaire.

Après atteinte des conditions d’arrêt à chaud (température etpression nominales) la divergence du réacteur peut-être effectuée etc’est alors que le cœur fournit la puissance de chauffage. La dernièrephase du transitoire est la montée en puissance de la tranche jusqu’àla pleine puissance.

Le gradient de chauffe du primaire peut atteindre un maximum de40 °C/h sur des périodes limitées de la phase de montée entempérature, tant que la capacité de chauffe par le cœur et lesGMPP le permet.

1.1.2.2. Arrêt complet de la tranche de la pleine puissance àl’arrêt à froid

En fonctionnement normal, la tranche est refroidie de la pleinepuissance (ou puissance intermédiaire) à l’arrêt à chaud, puis à l’arrêtà froid.

A partir de l’arrêt à chaud, le primaire est automatiquement refroidipar le GCT/AAD jusqu’à ce que les conditions de connexion duRIS/RA soient atteintes.

Après la connexion du RIS/RA, le circuit primaire est refroidi en modeRA jusqu’aux conditions d’arrêt à froid (température du primaire

1 Cette température correspond à la température minimale de l’IRWST.

4363.6

inférieure à 55°C), tandis que la pression du pressuriseur estmaintenue à environ 27 bars afin que les GMPP continuent defonctionner. La contraction du fluide primaire est compensée par leRCV (système de contrôle volumétrique et chimique).

Lorsque la température du primaire passe au-dessous de 100°C,deux GMPP sont déclenchés, le troisième est arrêté à 70°C. Ledernier GMPP est maintenu en fonctionnement afin de conserverl’aspersion normale en service jusqu’à ce que les conditions d’arrêt àfroid soient atteintes.

Au cours de la dernière phase, le pressuriseur est dépressurisé etrefroidi jusqu'à la température effective du circuit primaire, tandisque le niveau pressuriseur, qui a été maintenu à un niveau constantdurant les phases précédentes, est abaissé. La vidange dupressuriseur ne sera réalisée que pour atteindre les 3/4 de la boucleavec des températures du pressuriseur et du primaire égales (cecipermet d'éviter des transitoires additionnels). Par la suite, lepressuriseur et le primaire peuvent être refroidis ensemble jusqu'à50°C environ (valeur minimale 15°C2)

Tant que le GCT et le RRA le permettent, le gradient derefroidissement du primaire pris en compte est de 50°C/h.

1.1.2.3. Mise en service et arrêt partiels de la tranche entre l’arrêtà froid et 120°C sur les GV

Ce transitoire consiste en une chauffe partielle du primaire suivied’un refroidissement, ces deux phases étant séparées par un étatstable suffisamment long pour considérer que les deux transitoiressont indépendants.

Cette situation (présentée dans les spécifications des transitoires deconception suite au retour d’expérience des sites) concerne unechauffe de la tranche interrompue à un niveau de températurequelconque entre l’arrêt à froid et l’arrêt à chaud pour quelqueraison que ce soit, suivie d’un retour à l’arrêt à froid.

1.1.2.4. Arrêt et démarrage partiels de la tranche entre la pleinepuissance et 120°C sur les GV

Ce transitoire concerne une rampe de puissance de la pleinepuissance jusqu'à 0%PN, suivie d’un refroidissement du primairejusqu’à un état d’arrêt intermédiaire à 120°C sur les GV.

Lorsque la température atteint 120°C, le système RIS/RA n’est pasconnecté, mais est en attente, prêt à une connexion sur demande.

Après une phase de stabilisation à l’arrêt intermédiaire, le primairesubit une chauffe de l’arrêt intermédiaire à l’arrêt à chaud, suivied’une rampe de puissance de 0%PN à la pleine puissance.

La phase de stabilisation est suffisamment longue pour considérerces deux transitoires de refroidissement et de chauffe commeindépendants.

1.1.2.5. Rampes de charge de 100% à 0%PN avec un gradient de5%/min et retour

Ce transitoire couvre les rampes de charge entre le fonctionnementen puissance et l’arrêt à chaud au cours des deux phases manuelleset automatiques à faible charge (le cas échéant). Le fonctionnementnormal et le fonctionnement en prolongation de cycle sont pris encompte.

De façon conservative, afin de conserver une marge confortablepour l’exploitation de la tranche, un gradient de puissance maximalde 5%PN/min est considéré pour ce transitoire entre 0% et100%PN.

1.1.2.6. Suivi de charge quotidien

Les transitoires provoqués par le suivi de charge quotidienconcernent des rampes de puissance de diverses amplitudes,comprises entre 100% et 25%PN.

1.1.2.7. Téléréglage / réglage de fréquence

Le réglage primaire de fréquence est toujours actif. La gammenormale de variations de puissance provoquées par ce contrôle estde ± 2,5%PN, sans jamais dépasser 100%PN. Les demandes demontée en puissance sont automatiquement interrompues lorsque

la puissance nominale est atteinte. Le fonctionnement normal et lefonctionnement en prolongation de cycle sont pris en compte.

Le téléréglage, ou réglage secondaire de fréquence, est actifpendant plus de 95% du cycle naturel. Il implique des rampes depuissance d’une amplitude maximale de 12,5%PN avec un gradientmaximal de puissance de 1%PN/min. La gamme normale devariations de puissance de cette amplitude se situe entre 60% et100%PN, domaine dans lequel la température primaire moyenne estmaintenue constante.

1.1.2.8. Variations de puissance non programmées/d’urgence

En cas de perturbations importantes du réseau, la tranche doitpouvoir réaliser des variations de puissance rapides afin de stabiliserle réseau.

1.1.2.9. Fluctuations non programmées/intempestives en arrêt àchaud

Ce transitoire est défini comme des fluctuations de température etde pression dans des conditions d’arrêt à chaud. Il couvre tous lestypes de fluctuations non programmées de faible amplitude en arrêtà chaud, en arrêt intermédiaire, et à faible charge (P<10%PN).

Ces fluctuations de température et de pression peuvent êtresimultanées ou non.

1.1.2.10. Réduction de puissance partielle du réacteur jusqu'à25% de la pleine puissance

Ce transitoire s’applique à une diminution brutale de la charge de laturbine depuis la puissance nominale suivie d’une stabilisation à25%PN, et d’une augmentation jusqu’à la puissance nominale. Lefonctionnement normal et le fonctionnement en prolongation decycle sont pris en compte.

La réduction de puissance est réalisée par le déclenchement partieldu réacteur. Deux types de situations impliquant un déclenchementpartiel du réacteur sont pris en compte :

• le premier est dû à tout initiateur autre que l'îlotage,

• le second est un îlotage réussi ; dans ce cas, l’évènement inclut lesessais d’îlotage réussis.

La chauffe initiale du primaire due à la perte du débit vapeur à laturbine est limitée par le déclenchement partiel qui réduit lapuissance du réacteur à un niveau de puissance minimal de 25%PN,le système de régulation de température moyenne stabilise ensuitela tranche au niveau de puissance visé, qui est au minimum de25%PN.

La tranche est ensuite soit remise en service à pleine puissance, soitpassée en arrêt à chaud avant d’être redémarrée à pleine puissance,ou amenée en arrêt à froid, en fonction de l’initiateur du transitoire.

1.1.2.11. Retour à l’arrêt à chaud après une exploitation enprolongation de cycle

Ce transitoire décrit le retour de l’arrêt à chaud après exploitation enprolongation de cycle, à l’arrêt à chaud en fonctionnement normal.

1.1.3. Situations perturbées

1. Arrêt Automatique du Réacteur.

2. Déclenchement de la turbine avec échec de l’îlotage.

3. Perte totale des alimentations électriques externes avec échec de l’îlotage

4. Perte d’eau alimentaire.

5. Dépressurisation intempestive du primaire.

6. Délestage complet avec refroidissement excessif du secondaire.

7. Surdébit d’eau alimentaire en arrêt à chaud.

8. Dépressurisation importante du secondaire.

9. Fluctuations non programmées entre les arrêts à chaud et à froid.

10. Pression maximale des GV avec circuit primaire ouvert

1.1.3.1. Arrêt Automatique du Réacteur

2 Cette température correspond à la température minimale de l’IRWST.

4373.6

Ce transitoire couvre les arrêts manuels ou intempestifs, ou les arrêtsdus à des perturbations mineures telles que des défaillances de larégulation de l’eau alimentaire ou des anomalies de réactivité, quin’entraînent pas de fluctuations importantes de la pression et de latempérature avant l’arrêt. D’autres initiateurs sont couverts parl’évènement concerné. Les exploitations normale et en prolongationde cycle sont considérées.

Le refroidissement consécutif à l'Arrêt Automatique du Réacteurcouvre tous les modes d’alimentation normale des GV après un ArrêtAutomatique du Réacteur (ARE ou AAD).

On considère que seule une partie de l'ensemble des ArrêtsAutomatiques du Réacteur doit entraîner le passage obligatoire de latranche en arrêt à froid. Dans d’autres cas, après stabilisation enarrêt à chaud, la tranche est redémarrée jusqu'à la pleine puissance.

1.1.3.2. Déclenchement de la turbine avec échec de l’îlotage

Ce transitoire est provoqué par un déclenchement de la turbine,avec indisponibilité différée du GCT (~10 s). Cela conduit à unesurpression et un échauffement des GV et du primaire. Les GMPPsont en fonctionnement, étant donné que les sources électriquesexternes sont disponibles. L’îlotage est supposé échouer.

L'échauffement initial et la surpression du primaire et des GV sontlimités par le déclenchement partiel du réacteur, puis par l'AAR sursignal de "Haute pression GV" ou "Haute Pression Pressuriseur " etl’aspersion normale du pressuriseur côté primaire, et par l’activationautomatique du GCT (fonctionnement limité à 10 s) et du VDA côtésecondaire.

Après stabilisation en arrêt à chaud, la tranche est remise en serviceà pleine puissance.

1.1.3.3. Perte totale des alimentations électriques externes avecéchec de l’îlotage

Ce transitoire est représentatif d’un mode d’alimentation électriquede secours à court terme, à savoir une perte totale des alimentationsélectriques externes d’une durée inférieure à 2 heures, ce qui signifieque les sources électriques externes sont rétablies avant qu'il faillepasser la tranche en arrêt à froid.

Le transitoire est défini comme une perte simultanée des 4 GMPP etdes débits d’eau alimentaire et de vapeur des GV à l'instant initial enraison d’une perte totale des alimentations électriques externes,suivie d’un échec de l’îlotage. Cela provoque un échauffement etune surpression au primaire. Un AAR précoce est activé sur "BasseVitesse GMPP".

La surpression primaire reste au-dessous de la pression dedimensionnement et du point de consigne d’ouverture des soupapesde sûreté du pressuriseur (incertitude du point de consignecomprise).

Après stabilisation en arrêt à chaud, la tranche est redémarréejusqu'à la pleine puissance.

1.1.3.4. Perte de l’eau alimentaire

Ce transitoire est initié par une perte de l'ARE qui n’est pas due àune perte totale des alimentations électriques externes. Celaprovoque une baisse du niveau des GV. Les GMPP sont toujours enfonctionnement étant donné que les sources électriques externes nesont pas perdues. Un Arrêt Automatique du Réacteur est activé sur"Bas Niveau GV ".

Après stabilisation en arrêt à chaud avec AAD en service, et aprèsrétablissement des capacités d’alimentation par ARE, la tranche estredémarrée jusqu'à la pleine puissance.

1.1.3.5. Dépressurisation intempestive du primaire

Ce transitoire enveloppe chaque transitoire conduisant à uneimportante dépressurisation intempestive du primaire, due à unedéfaillance de la régulation de la pression primaire par les vannesd’aspersion du pressuriseur, ou au blocage mécanique d’une vanned’aspersion, entraînant l’ouverture intempestive d’une ou de toutesles vannes.

Ce transitoire entraîne une dépressurisation importante du primaire,avec l’activation de l’Arrêt Automatique du Réacteur sur signal de"Basse Pression Pressuriseur". La dépressurisation additionnelle(maximisée) provoquée par l’Arrêt Automatique du Réacteur

entraîne l’activation du signal d'IS sur signal de "Très Basse PressionPressuriseur", qui amorce le refroidissement partiel au secondaire(gradient de 100°C/h). Les pompes RIS injectent dans le primaire sila pression de refoulement de l'ISMP est atteinte.

L’opérateur intervient et conduit la tranche en arrêt à chaud. Aprèsstabilisation à l’arrêt à chaud, la tranche est redémarrée à pleinepuissance.

1.1.3.6. Délestage complet avec refroidissement excessif dusecondaire

Ce transitoire est enveloppé par l'activation intempestive du signald'IS, entraînant le démarrage du refroidissement partiel ausecondaire avec une défaillance à la fermeture d’une vanne GCT.

L’activation du signal d'IS entraîne un Arrêt Automatique duRéacteur suivi d’un refroidissement partiel des GV. A la fin durefroidissement partiel, la défaillance à la fermeture d’une vanneGCT est supposée. La diminution de l'inventaire en eau dusecondaire se poursuit jusqu’à la fermeture automatique de la vanned’isolement vapeur à 50 bar.

Du côté primaire, on observe une première chute de températuredue à l'AAR, puis au refroidissement partiel. Etant donné que tousles systèmes de régulation et de protection du primaire fonctionnentcorrectement, la pression primaire n’atteint pas la pression derefoulement de l'ISMP et, en conséquence, l’injection par le RIS n'apas lieu.

Après la fermeture de la vanne d’isolement vapeur, la pression dansle GV augmente jusqu’au point de consigne du VDA (60 bar aprèsla fin du refroidissement partiel).

Le réacteur, après l’AAR, est conduit manuellement en arrêt à chaud.Après stabilisation en arrêt à chaud, la tranche est redémarrée àpleine puissance.

1.1.3.7. Surdébit d’eau alimentaire en arrêt à chaud

Ce transitoire couvre les refroidissements excessifs du primaire et desGV dans les états d’arrêt.

L’état initial correspond à l’arrêt à chaud. On suppose l’ouverturecomplète d’une vanne ARE sur un GV. Cela entraîne unrefroidissement excessif de ce GV, ainsi qu’un refroidissement de laboucle primaire associée.

L'alimentation ARE dans le GV affecté est ensuite automatiquementisolée sur signal de "Haut niveau GV". La mise en service de l'ASGdevrait être évitée par un redémarrage manuel de l’alimentationARE/AAD avant d’atteindre le signal de démarrage de l'ASG sursignal de "Très Bas Niveau GV". La tranche atteint un état stabilisé.

L’opérateur intervient et conduit la tranche en arrêt à chaud.

1.1.3.8. Dépressurisation importante du secondaire

Ce transitoire couvre les incidents qui mènent à d'importantesdifférences de pression entre le circuit primaire principal et le circuitsecondaire principal.

Ce transitoire peut être du à un mode d’alimentation électrique desecours à court terme (voir ci-dessus le transitoire de conception1.1.3.3) entraînant une perte simultanée des 4 GMPP et del’alimentation en eau des GV dès le début de l’incident en raisond’une perte totale des alimentations électriques externes, suivied’une défaillance à la fermeture d’une vanne GCT à la sollicitation,avec une dépressurisation des GV jusqu’à la fermeture automatiquede toutes les vannes d’isolement vapeur.

1.1.3.9. Fluctuations non programmées entre les arrêts à chaud età froid

Ces transitoires couvrent toutes les fluctuations de température et depression normales et incidentelles entre les arrêts à chaud et à froid.Ces fluctuations de température et de pression peuvent êtresimultanées ou non. Elles peuvent être occasionnées par :

• Démarrage ou arrêt des GMPP dans les conditions normales.

• Fluctuations dues à la régulation de température du primaire.

• Fluctuations dues à un comportement aléatoire de la régulation detempérature du primaire.

• Contrôle manuel des niveaux GV.

4383.6

Le temps de baisse ou de montée en pression pris en compte estd'une heure. La durée entre les phases de montée et de baisse depression est considérée être suffisamment longue pour que cesphases puissent être traitées indépendamment, en tenant égalementcompte du fait qu’il n’y a pas de variation de température.

1.1.5.3. Epreuves hydrauliques périodiques

Les épreuves hydrauliques périodiques sont décennales, conformémentaux pratiques françaises, mais peuvent également être réalisées aprèsune intervention sur le primaire. Le combustible est déchargé.

La pression d’épreuve est de 212 bar abs (1,2 fois la pression decalcul). L’essai est réalisé en état monophasique liquide où lesconditions du pressuriseur correspondent à celles du reste du circuitprimaire. Après un état intermédiaire où la pression reste constanteà 212 bar, le système est à nouveau dépressurisé jusqu'à 1 bar.

La température d’essai est déterminée comme étant la plus haute valeurentre la température de rupture fragile marges comprises (RTndt+18 °C), et la température assurant la sécurité du personnel (60°C).

Le temps de baisse ou de montée en pression pris en compte estd'une heure. La durée entre les phases de montée et de baisse depression est considérée être suffisamment longue pour que cesphases puissent être traitées indépendamment, en tenant égalementcompte du fait qu’il n’y a pas de variation de température.

1.1.6. Situations exceptionnelles1. Fermeture intempestive d’une/de toutes les vannes d’isolement vapeur.

2. Perte totale des alimentations électriques externes à long termesans GCT (mode d’alimentation électrique de secours long terme).

3. Déclenchement de la turbine à long terme sans GCT.

4. Rupture de Tube GV (1 tube).

5. Petite brèche primaire.

6. Petite brèche secondaire.

7. Ouverture intempestive d’une soupape de sûreté du pressuriseur.

1.1.6.1. Fermeture intempestive d’une / de toutes les vannesd’isolement vapeur

Ce transitoire est le plus pénalisant en ce qui concerne lessurpressions primaire/secondaire de catégorie 3. La fermetureintempestive de toutes les vannes d’isolement vapeur enveloppe lafermeture intempestive d’une vanne d’isolement vapeur.

La pression maximale du primaire (resp. la pression GV) ne devra pasdépasser les critères réglementaires OPP de catégorie 3 :

• 110% de la pression de calcul du primaire (resp. la pression GV),en supposant l’absence de défaillance sur les soupapes de sûreté(du pressuriseur ou du GV),

• ou 120% de la pression de calcul du primaire (resp. la pressionGV), en supposant la défaillance d’une soupape de sûreté (dupressuriseur ou du GV).

L’Arrêt Automatique du Réacteur dédié aux OPP est pris en compte,"Haute Pression pressuriseur" (resp. "Haute pression GV"). Aprèsl’Arrêt Automatique du Réacteur, la tranche est stabilisée à l’arrêt àchaud.

1.1.6.2. Perte totale des alimentations électriques externeslong terme sans GCTc (mode d’alimentation électriquede secours long terme)

La première étape de ce transitoire est similaire dans sa premièrephase au transitoire de situation perturbée "Perte totaled’alimentation externe à court terme avec échec de l’îlotage (moded’alimentation électrique de secours à court terme)", voir ci-dessusle transitoire 1.1.3.3, mais avec un passage en arrêt à froidconsécutif sans rétablissement de l’alimentation électrique normale.

Ce transitoire enveloppe la plupart des phases post-accidentellesavec un retour à l’arrêt à froid, GMPP à l'arrêt.

1.1.6.3. Déclenchement de la turbine à long terme sans GCTc

Le transitoire est similaire au transitoire de situation perturbée de"Déclenchement de la turbine avec échec de l’îlotage" à court termeà la différence que le GCT n’est pas disponible à long terme et latranche est amenée en arrêt à froid.

• Essais de manœuvrabilité des soupapes de sûreté du pressuriseur.

• Fluctuations dues à l'ouverture intempestive d’une vanne GCT.

• Fluctuations dues à un signal d'IS intempestif.

• Fluctuations dues à des circuits auxiliaires au cours du démarrageet de l’arrêt (RCV, RIS/RA, aspersion normale, aspersionauxiliaire...).

Deux catégories de fluctuations sont considérées:

• Les fluctuations de faible amplitude mais de fréquence élevée quicorrespondent à des conditions de fonctionnement en modemanuel ou à un fonctionnement dégradé des systèmes derégulation.

• Les fluctuations de forte amplitude qui correspondent à dessituations perturbées initiées en état B ou C (entre l'arrêt à chaudet l'arrêt à froid).

1.1.3.10. Pression maximale des GV avec circuit primaire ouvert

Ce transitoire était défini à l’origine par l’essai d’étanchéitéGV/primaire, le GV étant pressurisé avec le primaire ouvert en arrêtà froid. Des essais d’étanchéité secondaires sont désormais réalisésavec de l’hélium à basse pression. Toutefois, comme l’indique leretour d’expérience sur les tranches 4 boucles, il semble judicieux degarder ce transitoire afin de couvrir des évènements exceptionnelsoù la pression du GV dépasse considérablement la pression duprimaire.

Le transitoire reste défini par l’ancien essai d’étanchéité GV/primaire.Le GV est pressurisé jusqu’à 47 bar abs, atteignant la pressiondifférentielle de calcul GV/primaire de 46 bar, la température et lapression du primaire étant maintenues constantes dans desconditions d’arrêt à froid. Après un état intermédiaire au coursduquel la pression du GV reste constante, le GV est à nouveaudépressurisé à 1 bar.

1.1.4. Situations d’essais

Les situations d’essais sont prises en compte dans les situationsperturbées.

1.1.5. Epreuves hydrauliques

1. Epreuves hydrauliques individuelles avant installation

2. Epreuves hydrauliques avant la première exploitation

3. Epreuves hydrauliques périodiques

1.1.5.1. Epreuves hydrauliques individuelles avant installation

Avant d’être connecté aux autres équipements du circuit primaireprincipal, chaque composant sera soumis à une épreuve hydrauliqueindividuelle.

L’essai est réalisé en augmentant la pression du composant jusqu’àune pression déterminée, pour chaque composant, par applicationdu code RCC-M (voir chapitre 1.6) à température constante. Aprèsun état intermédiaire où la pression reste constante, le composantest à nouveau dépressurisé jusqu'à 1 bar.

Le temps de baisse ou de montée en pression pris en compte estd’une heure. La durée entre les phases de montée et de baisse enpression est considérée suffisamment longue pour que ces phasespuissent être traitées indépendamment, en tenant égalementcompte du fait qu’il n’y a pas de variation de température.

1.1.5.2. Epreuve hydraulique avant la première exploitation

Ce transitoire définit l’épreuve hydraulique réalisée sur site avant lapremière exploitation de la tranche, à savoir avant le démarrage dela tranche.

La pression d’épreuve est de 229 bar abs (1,3 fois la pression decalcul). Après un état intermédiaire au cours duquel la pression resteconstante à 229 bar, le système est à nouveau dépressurisé jusqu'à1 bar.

La température d’essai est déterminée comme étant la plus hautevaleur entre la température de rupture fragile marges comprises(RTndt+18°C), et la température assurant la sécurité du personnel(60°C).

4393.6

Pour les besoins de l’étude des transitoires de dimensionnement, lesATWS étudiés sont les suivants :

• Ouverture intempestive de toutes les vannes de contournement vapeur,(suivi de la fermeture des vannes d'isolement vapeur sur signal dedépressurisation secondaire), avec grappes mécaniquement bloquées.

• Fermeture intempestive de toutes les vannes d'isolement vapeuravec grappes mécaniquement bloquées.

Ces transitoires entraînent une insuffisance de l’évacuation de lapuissance par le secondaire, et donc une augmentation importantede la température et de la pression dans le primaire et les GV.

Etant donné que les grappes sont supposées être mécaniquementbloquées, ces élévations de température et de pression ne sontstoppées que par l’activation des dispositifs de protection contre lessurpressions (ceux du pressuriseur et des GV), les contre-réactionsneutroniques et l’injection de bore (RBS, RCV).

1.1.7.2. Rupture de plusieurs tubes GV avec perte totale desalimentations électriques externes

Cet accident se définit comme une rupture doublement débattue dedeux tubes d’un même GV cumulée avec une perte totale desalimentations électriques externes au moment de l’ArrêtAutomatique du Réacteur. Cette situation entraîne uneaugmentation du niveau du GV affecté ainsi qu’une dépressurisationdu primaire.

En fonction du niveau de puissance, l’Arrêt Automatique duRéacteur et l’injection de sécurité/le refroidissement partiel sontactivés sur les signaux de "Haut/Très haut niveau GV" ou "BassePression Pressuriseur".

1.1.7.3. Brèche primaire

La plus grosse brèche primaire faisant partie des situationshautement improbables se définit comme la rupture de la plusgrande tuyauterie connectée au primaire (à savoir le piquage de laligne d’expansion du pressuriseur en branche chaude, et le piquageRIS/RRA en branche froide) puisque le principe d’exclusion derupture s'applique aux boucles primaires.

Suite à l'ouverture de la brèche, qui provoque une perte importantede réfrigérant primaire, la pression du primaire diminue rapidement,provoquant une baisse de la température du circuit primaire. Enraison de la vidange rapide du fluide primaire et de la capacitécalorifique relativement grande des matériaux du circuit, il estprobable que le métal demeure à une température égale ou voisinede la température de fonctionnement pendant la vidange. Le circuitd’injection de sécurité est mis en service afin d’injecter de l’eau dansle circuit primaire. L’Arrêt Automatique du Réacteur et l’injection desécurité/le refroidissement partiel sont activés sur les signaux de"Basse pression Pressuriseur" et de "Très Basse PressionPressuriseur".

1.1.7.4. Rupture de tuyauterie vapeur

Le transitoire est basé sur la rupture complète d’une ligne vapeur enaval de la vanne d’isolement vapeur (le principe d’exclusion derupture est appliqué aux lignes vapeur), la vanne d’isolement vapeurne se fermant pas sur demande.

On fait les hypothèses conservatives suivantes :

• La tranche se trouve dans un premier temps à charge nulle et endébut de vie, ce qui amplifie le transitoire de refroidissement.

• La marge à la criticité en arrêt, l’injection automatique de bore parRIS et la borication manuelle par RBS sont suffisants pour éviter unretour à la criticité.

• Le circuit d’injection de sécurité opère à sa capacité maximale, etles accumulateurs se déchargent afin de repressuriser le circuitprimaire.

Deux cas sont étudiés : avec et sans alimentations électriquesexternes.

1.1.7.5. Rupture de tuyauterie d’eau alimentaire

Le transitoire est basé sur la rupture doublement débattue d’uneligne ARE (le principe d’exclusion de rupture ne s'applique pas àcette ligne), entraînant une vidange rapide du générateur de vapeuraffecté et l’interruption du débit d’eau alimentaire vers les autres GV.

1.1.6.4. Rupture de tube GV (1 tube)

Cet accident est postulé comme la rupture doublement débattued’un seul tube de générateur de vapeur, entraînant une baisse duniveau du pressuriseur et de la pression primaire.

La perte de fluide primaire provoque un Arrêt Automatique duRéacteur sur "Basse Pression Pressuriseur". L’AAR peut égalementêtre provoqué sur signal d’activité GV.

Le refroidissement partiel et l’injection de sécurité sont démarrés surle signal d'IS de "Très Basse Pression PZR". Pour le primaire, cetransitoire n’est pas plus grave que la situation perturbée de"Dépressurisation intempestive du primaire", voir transitoire 1.1.3.5.

1.1.6.5. Petite brèche primaire

Les petits Accidents de Perte de Réfrigérant Primaire faisant partiedes situations exceptionnelles sont définis comme des brèchesprimaires de diamètre équivalent inférieur ou égal à 5 cm. Lesbrèches plus grandes sont considérées comme des situationshautement improbables.

Après l'ouverture de la brèche, la pression du circuit primairediminue et le refroidissement partiel ainsi que l’injection de sécuritésont activés sur "Très Basse Pression Pressuriseur".

1.1.6.6. Petite brèche secondaire

La petite rupture de tuyauterie vapeur faisant partie des situationsexceptionnelles se définit comme une brèche équivalente àl’ouverture accidentelle d’une soupape de sûreté GV, d’un groupe decontournement turbine à l'atmosphère (VDA), ou d’une vanne GCT.

Le réacteur est supposé dans un premier temps se trouver dans desconditions d’arrêt à chaud, ce qui amplifie le transitoire derefroidissement.

L’injection de sécurité est activée sur signal de "Très Basse PressionPressuriseur", et re-pressurise le circuit primaire. La vanne GCTbloquée en position ouverte peut être isolée par la fermetureautomatique de la vanne d’isolement vapeur à 50 bar, la vanne VDAbloquée en position ouverte peut être isolée par la fermetureautomatique de la vanne d'isolement VDA à 40 bar, la soupape desûreté GV bloquée en position ouverte ne peut pas être isolée.

Ce transitoire enveloppe l’ensemble des petites brèches secondairesen arrêt intermédiaire et en arrêt à froid. La tranche est amenée enarrêt à froid.

1.1.6.7. Ouverture intempestive d’une soupape de sûreté dupressuriseur

Ce transitoire provoque une dépressurisation importante du circuitprimaire qui entraîne l’Arrêt Automatique du Réacteur, lerefroidissement partiel et le démarrage de l’injection de sécurité surdes signaux de basse pression pressuriseur.

1.1.7. Situations hautement improbables

1. ATWS (Anticipated Transients Without Scram).

2. Rupture de plusieurs tubes GV avec perte totale des alimentationsélectriques externes.

3. Brèche primaire.

4. Rupture de tuyauterie vapeur.

5. Rupture de tuyauterie d’eau alimentaire.

6. Transitoires induits par des évènements externes (chute d'avion etonde de choc d'une explosion).

7. Perte totale de l’eau alimentaire.

8. Refroidissement rapide par le secondaire.

9. Surpression à froid : démarrage intempestif des 4 pompes ISMP,avec une pompe mal lignée (ligne de débit nul fermé).

Les situations 5 à 8 énoncées ci-dessus se rapportent à des"séquences d’évènements multiples". Elles sont actuellementrépertoriées comme étant des situations hautement improbables.Toutefois, une catégorie de situations spécifique pourrait êtreconsacrée à ces séquences.

1.1.7.1. ATWS (Anticipated Transient Without Scram)

4403.6

La tranche est supposée fonctionner à sa puissance nominale lorsquela rupture se produit. L’Arrêt Automatique du Réacteur est supposésurvenir sur bas niveau GV dans les GV sains. L’arrêt des GMPP estsupposé intervenir au moment du déclenchement de la turbine. Lecircuit d’eau alimentaire de secours est activé dans un délai d’uneminute et alimente les générateurs de vapeur sains.

1.1.7.6. Transitoires induits par des évènements externes

Du point de vue de l’étude des transitoires de conception, lestransitoires induits par des évènements externes les plus pénalisantssont les chutes d'avions, qui provoquent des ruptures doublementdébattues des lignes vapeur de 2 générateurs de vapeur, dont lestrains de vannes vapeur sont situées dans le même bâtiment.

1.1.7.7. Perte totale de l'eau alimentaire

Cet accident se définit comme une perte totale de l'ARE, l'AAD etl'ASG à puissance nominale. Après le déclenchement partiel etl’Arrêt Automatique du Réacteur, les GV sont asséchés et ne peuventplus évacuer la puissance résiduelle. L’opérateur manœuvre doncmanuellement les soupapes de sûreté du pressuriseur et les systèmesRCV et RIS afin d’évacuer la puissance résiduelle par passage enconfiguration gavé ouvert du primaire.

1.1.7.8. Refroidissement rapide par le secondaire

Ce transitoire est représentatif de l'opération de refroidissementrapide par le secondaire (ouverture de toutes les vannes decontournement vapeur) qui est initiée par l'opérateur en casd'accident avec défaillance multiple comme par exemple une petitebrèche primaire cumulée avec une défaillance (perte durefroidissement partiel, perte des pompes ISMP, perte des pompesISBP).

1.1.7.9. Surpression à froid : démarrage intempestif des 4 pompes ISMP, avec une pompe mal lignée (ligne dedébit nul fermé)

Le transitoire considéré est le démarrage intempestif des 4 pompesISMP, avec une pompe mal lignée (ligne de débit nul fermé).

Il est initié en état C, RRA connecté, et conduit à une pressionprimaire élevée avec une température primaire basse. Il est donc estpotentiellement pénalisant vis-à-vis des risques de rupture brutaledes composants primaires.

1.2. SPECIFICATION DES CHARGEMENTS

1.2.1. Définition des chargements pour les CPP et CSP

L’analyse des contraintes structurales effectuée pour le CPP et le CSPutilise les chargements spécifiés dans le code RCC-M (voir chapitre1.6) Tome I Volume B. Ces chargements résultent de la dilatationthermique, de la pression, du poids et des torseurs d'effort résultantdes situations de fonctionnement envisagées (situations defonctionnement, agressions externe, ruptures de tuyauterie, etc).

La combinaison de ces différents chargements est explicitée au3.6.1.2.3.

La dégradation potentielle des caractéristiques mécaniques etgéométriques liées, en particulier, aux phénomènes de fatigue,corrosion, érosion et vieillissement sous irradiation est prise encompte dans les analyses de ces chargements.

De manière générale, les chargements considérés sont les suivants :

• Chargement d’origine mécanique :

- statique : le poids (matériel, fluide), la pression, les effortsinitiaux de montage, le serrage (boulonnerie), mouvements dusol et des bâtiments

- dynamique : chocs / coups de bélier, mouvements de fluides,les séismes

- cyclique : variations de pression / efforts séismes, vibrations

- exceptionnelle / accidentelle : ruptures hypothétiques, missiles,surcharges extrêmes Chargement d’origine thermiques :expansion thermique (empêchée), fluctuations de températureochocs thermiques stratification thermique. En détail, lesprincipaux chargements sont pris en compte de la façon suivante

:

Pression

Le chargement dû à la pression est désigné par le terme pression decalcul ou par le terme pression nominale, selon l’application. Lapression de calcul est utilisée en liaison avec la contrainte de pressionlongitudinale et le calcul d’épaisseur de paroi minimaleconformément à la spécification RCC-M (voir chapitre 1.6).

Le terme pression nominale est utilisé en liaison avec ladétermination des déformations du système et des forces deréaction des supports. Les efforts hydrauliques de fonctionnementen régime permanent basés sur la pression initiale du système sontappliqués sur les équipements au niveau des changements desection ou de direction de l’écoulement.

Poids

Une analyse du poids propre est effectuée pour répondre auxexigences du code en appliquant une charge de 1,0 g vers le bas surtoutes les tuyauteries. La charge comprenant la masse des tuyauterieset du fluide est uniformément réparties sur les tuyauteries.

Température

Les chargements thermiques proviennent des situations defonctionnement décrites dans la section 3.6.1.1. L’analyse de ladilatation thermique est effectuée. Les données d’entrée nécessairessont les modules d’élasticité à chaud, le coefficient de dilatationthermique à la température du métal, les déplacements externestransmis à la tuyauterie dus à la dilatation thermique des équipements.Les températures sont exprimées par rapport à la température ambiante.

Déplacement imposé

Le déplacement imposé ou empêché des structures adjacentes (enparticulier supports et tuyauteries) qui agissent sur l'équipementconsidéré, induisent un effort résultant qui est pris en compte sousforme de torseur aux interfaces (tubulures pour les tuyauteries).

Chargement statique 2pA

Dans le cadre de l’hypothèse d’exclusion de rupture appliquée auxtuyauteries principales de l'EPR (voir 5.2.3) les supports de chaquegros composant doivent soutenir les composants lorsqu’une «charge statique 2pA » est exercée indépendamment sur chacune deses tubulures.

Séisme de Dimensionnement

Les données d’entrée pour l’analyse sismique des CPP et CSP sontintroduites sous la forme de spectres de plancher correspondant àdifférents niveaux concernés par les équipements de ces systèmes.Deux spectres horizontaux et un spectre vertical leurs sont appliquésindépendamment.

L’analyse considère un amortissement critique de 4% pour leséquipements et leurs supports.

Autres agressions externes

Le dimensionnement des équipements est vérifié vis à vis deschargements résultants de toutes les agressions externes décrites auchapitre 3.3. Ces chargements s'expriment, en particulier, sousforme de torseurs d'effort (forces et moments de réaction) appliquésà chaque équipement par les équipements et les supports auxquelsil est connecté.

En pratique, la protection des CPP et CSP vis à vis de la plupart desagressions externes est assurée par les bâtiments qui abritent leséquipements.

Rupture de tuyauteries

Par application de l’hypothèse d’exclusion de rupture de l'EPR pourles tuyauteries primaires (voir 5.2.3), les efforts se développent dansla boucle primaire du fait des fluctuations de pression etd’écoulement transitoire à la suite d’une rupture d'une ligneauxiliaire piquée sur le circuit primaire. Les emplacements desruptures de tuyauteries envisagées et leurs caractéristiques sontdonnés dans la section 3.6.1.3.

Pour le CSP, l'hypothèse d'Exclusion de Rupture s'appliqueégalement aux lignes VVP mais non sur la ligne ARE (voir chapitre10.5). Les brèches considérées sont la Rupture guillotine de

4413.6

Tuyauterie Vapeur en aval de la vanne d'isolement ainsi que laRupture de Tuyauterie d'Eau alimentaire, telles que décrites au3.6.1.4.

Une analyse dynamique en fonction du temps est effectuée pour lescas de rupture envisagés. Pour chaque cas de rupture, des modèleshydrauliques sont utilisés pour générer les efforts hydrauliquesappliqués aux équipements. Pour obtenir une description plusdétaillée des efforts hydrauliques, se reporter aux sections 3.6.1.3 et3.6.1.4.

Autres agressions internes

Le dimensionnement des équipements est vérifié vis à vis deschargements résultants des agressions internes appropriées, tellesque décrites au chapitre 3.4.

Décomposition des fluides instables

Les phénomènes de coup de bélier sont envisagés. En pratique ilsn'ont pas à être envisagés sur le CPP (voir chapitre 5.2) et sontrendus très improbables sur le CSP par les dispositions d'exploitation(voir chapitre 10.5).

1.2.2. Lien entre les situations et les conditions defonctionnement de l'analyse de sûreté

Les situations de fonctionnement de la tranche auxquelles lescomposants peuvent être soumis sont réparties en différentescatégories (CCC) : les situations normales, les situations perturbées(incidents courants de fonctionnement), les situationsexceptionnelles et les situations hautement improbables (voir3.6.1.1.1.1).

Les situations de fonctionnement CCC concernent la conceptionmécanique des composants, alors que les conditions defonctionnement PCC/RRC et les agressions concernent l'évaluationde la sûreté de tranche aux regards des rejets radiologiques etcritères associés.

Elles sont respectivement classées en différentes catégories selon leurfréquence d'occurrence annuelle. Le tableau ci-dessous donne lacorrespondance, pour le CPP/CSP et les équipements utilisés enfonctionnement normal de la tranche, entre les situations de fonctionnementpour lesquelles les équipements sont conçus (CCC) et les conditions defonctionnement de la tranche (PCC, RRC et agressions) :

Nota : les situations de fonctionnement auxquelles les composantspeuvent être soumis à la suite d’une agression sont, selon safréquence estimée, des “Situations exceptionnelles” ou des“Situations hautement improbables”. Toutes deux représentent lacatégorie des “Conditions accidentelles”.

Par ailleurs, pour les équipements de certains systèmes dont lessystèmes de sauvegarde, les situations normales de fonctionnement,c'est à dire les situations pour lesquelles ces équipements sontconçus, peuvent correspondre à des situations exceptionnelles ouhautement improbables de la tranche.

Pour les structures de génie civil, en béton et en acier, lesinformations nécessaires pour les calculs sont données dans l'ETC-C(voir chapitre 1.6). Les chargements et les règles de cumul associéessont définis dans les références suivantes :

• Agressions externes : voir chapitre 3.3

• Agressions internes : voir chapitre 3.4

Conception mécanique

Situations de fonctionnement duCPP/CSP (CCC)

Analyse de Sûreté

Conditions de fonctionnementPCC / RRC, et agressions

Situations normales PCC1

Situations perturbées PCC2

Situations exceptionnelles PCC3Agression interne

Situations hautement improbables PCC4RRCAgression externeAgression interne

Situation defonctionnement

de la trancheRéférence Normale Perturbée Essai Exceptionnelle Hautement

improbable

Niveaux decritère

0 A A / B* T C D

• RCC-M (voir chapitre 1.6), Volume H “Supports”.

1.2.3. Cumul de chargements

Classement et superposition d’évènements et de charges pour ladémonstration de la stabilité et de l’intégrité des composantsmécaniques :

• 3.6.1 TAB 1 : répartit les différentes charges statiques ettransitoires entre situations de dimensionnement normales,perturbées, conditions d’essais, situations exceptionnelles etsituations hautement improbables ainsi que les agressions. Chaquecolonne indique les cumuls de chargements.

Classement et superposition d’évènements et de charges pour lesstructures en acier et les supports :

• 3.6.1 TAB 2 : donne les mêmes informations que 3.6.1 TAB 1pour les structures et supports de génie civil en acier

Conditions durant les agressions :

• Les règles de cumul propres aux agressions externes sont indiquéesau sous chapitre 3.3 et explicitées en particulier au 3.3 TAB 2

• Des chargements correspondant à des conditions de la tranchepeu fréquentes n’ont pas à être combinés avec des chargementsrésultant d’agressions externes. Par exemple : séisme dedimensionnement plus chargement au niveau du crochet du pontdu bâtiment réacteur.

1.2.4. Critères et vérification des fonctions de sûreté

En fonction du type de composants mécaniques et des fonctions desûreté qu’ils doivent accomplir, les exigences suivantes sontappliquées (voir chapitre 3.6.0) :

• stabilité,

• intégrité,

• capacité fonctionnelle,

• opérabilité.

Les niveaux des critères sont précisés pour chaque cas de chargeassocié à une situation ou à une catégorie de situations. Ils devrontêtre au moins aussi sévères que ceux stipulés ci-après :

(*) : Niveau A pour composants de niveau 1 RCC-M et Niveau Bpour les autres composants

Les limites imposées dépendent des objectifs fonctionnels spécifiés.Ils comportent des mesures préventives contre certains types dedommages aux composants. Dans le RCC-M (voir chapitre 1.6),chaque niveau de critère correspond à un jeu de contraintesadmissibles, chaque jeu correspondant à des marges données enfonction de divers dommages. Les critères associés à chaque objectiffonctionnels sont explicités ci-après. Pour chaque équipement, lecritère à vérifier est soit le critère spécifique à l'objectif fonctionnelqui lui est assigné dans la situation considérée, soit le critèregénérique associé à la situation de fonctionnement de la tranche siaucun objectif fonctionnel particulier ne lui est assigné.

Pour le cas des équipements qui ne sont conçus que pour dessituations de fonctionnement de la tranche exceptionnelles ouhautement improbables, seul le critère spécifique à l'objectiffonctionnel est à considérer (l'intégrité étant a minima requise).

1.2.4.1. Critères associés aux fonctions de sûreté

1.2.4.1.1. Stabilité, intégrité

L’application des critères de niveau C ou D est, en règle générale,suffisante pour démontrer la stabilité et l’intégrité des composantsmécaniques dans les situations exceptionnelles ou hautementimprobables respectivement.

4423.6

1.2.4.1.2. Capacité fonctionnelle

La vérification de la capacité fonctionnelle par analyse théorique sefait à l’aide de calculs de contrainte et/ou de déformation et, le caséchéant, par calculs de stabilité. La vérification de la capacitéfonctionnelle pour les appareils sous pression, les échangeursthermiques et les tuyauteries est assurée par la vérification del’intégrité et de la stabilité. Pour les vannes dont la disponibilité estrequise sans mouvement fonctionnel, une vérification appropriéesera prévue. Si besoin, on prouvera, par exemple en réalisant uncalcul d’équilibre de forces, que les pièces mobiles ne s’éloignent pasde leurs positions au-delà d’une limite inadmissible.

Dans le cas d’échangeurs, les vibrations induites par le débit dufluide ne doivent pas entraver la capacité fonctionnelle. On étudierales éléments internes pour vérifier si les sections de passage nerisquent pas d’être altérées de manière inadmissible par desdéformations.

Pour des charges de conditions accidentelles (par ex. dues à desagressions externes), le niveau pertinent de critère de capacitéfonctionnelle est le niveau C.

1.2.4.1.3. Opérabilité

L'opérabilité est liée aux composants actifs, par ex. soupapes,pompes et autres qui ont besoin de mouvement fonctionnel afind’assumer leur exigence fonctionnelle.

L'application du critère de niveau 0 pour les composants RCC-M1 etde niveau B pour les autres participe à la démonstration del'opérabilité des matériels non statiques. Cette démonstration doitêtre complétée par des vérifications expérimentales ou/et desanalyses. Lorsque des déformations locales permanentes sont subies,on vérifiera que ces dernières n’ont pas d’effets préjudiciablesinacceptables sur l'opérabilité.

On peut utiliser la limitation de contrainte au niveau C si lesdéformations provoquées par les chargements subis pendant lesconditions accidentelles n’entravent pas l'opérabilité. C’est le cas,par exemple, lorsque des jeux ou des sections efficaces suffisantssubsistent. Ceci sera vérifié en particulier pour :

• les supports : on vérifiera la stabilité des supports importants pourl'opérabilité. Lorsque des déplacements ou des déformationspermanentes sont subis, on vérifiera que ces derniers n’ont pasd’effets préjudiciables inacceptables sur l'opérabilité.

• les composants : dans la zone des composants internes, on devravérifier que les sections de passage libre ne risquent pas d’êtremodifiées de manière inadmissible par les déformations.

Pour les pièces conçues conformément aux codes et normes deconception, les examens seront réalisés au cas pas cas pourdéterminer si une analyse de déformation est nécessaire (par ex.déformation d’arbre dans le cas d’une pompe).

1.2.4.2. Démonstration par essai

1.2.4.2.1. Equipements qualifiés par essais

Il n'est pas nécessaire de refaire des calculs de conception pour leséquipements qualifiés par essais. La bonne sélection des pièces devraêtre vérifiée.

1.2.4.2.2. Vérification expérimentale de l'opérabilité

La vérification expérimentale (par ex. pour les pompes et lessoupapes) peut se faire, si besoin, sur un banc d’essai. Latransposition des conditions d’essai aux conditions de serviceprévues est une condition préalable pour la vérificationexpérimentale. Les déclarations de cette transposition serontcontenues dans le rapport de vérification expérimentale. On vérifieraégalement, le cas échéant, la stabilité des accessoires, des systèmessupports, auxiliaires et de mise en service (si approprié).

1.3. ANALYSE MECANIQUE DU CPP

1.3.1. Méthodes et modèles analytiques

1.3.1.1. Boucle primaire

Les méthodes utilisées dans les analyses de boucles sont basées surla méthode des éléments finis, avec une méthode d’élimination de

Gauss pour résoudre les équations de l’analyse structurale statique,d’une méthode modale spectrale pour l’analyse sismique dynamiqueet d’une méthode d’intégration par rapport au temps pour l’analysedynamique des ruptures du circuit primaire.

Le modèle de boucles primaires/supports intégré est un modèle quipermet de calculer les efforts sur les composants, supports decomposant, tuyauteries et génie civil.

Le modèle inclut les caractéristiques de masse et de rigidité de latuyauterie et des composants de la boucle primaire, la rigidité dessupports, la rigidité de la tuyauterie des lignes auxiliaires quiaffectent le système. La déformation de tout le système est obtenuepour les différents cas de charge à partir desquels les forces deséléments internes et les contraintes de la tuyauterie sont calculées.

a) Calculs statiques

Le modèle de boucles primaires/supports est représenté par unensemble ordonné d’éléments qui décrivent numériquement lesystème physique.

La description géométrique spatiale du modèle de la boucle primaireest basée sur le schéma d’implantation de la tuyauterie de la boucleprimaire et les plans d’équipements. Les propriétés géométriques dela tuyauterie et des coudes ainsi que le module d’élasticité, lecoefficient de dilatation thermique, l’écart de température moyenpar rapport à la température ambiante et le poids par unité delongueur sont spécifiés pour chaque élément. Les béquilles descomposants primaires sont représentées directement par des poutressans inertie de flexion ou ressorts pour simuler les liaisons rotulées.

Etant donnée la symétrie des charges statiques, l’axe de la cuve estreprésenté par un point fixe dans le modèle mathématique dusystème. La dilatation thermique verticale de l’axe des tubulures dela cuve et des pattes de supportage sont prises en compte pour laconstruction du modèle.

Le modèle résout les équations statiques en utilisant une méthoded’élimination de Gauss. On obtient ainsi la solution statique pour lescharges de pression de fonctionnement générales, 2pA, thermiqueset de poids propre. Le calcul des charges hydrauliques initiales, utilisépour la charge de pression, est traité dans la section 3.6.1.3 pourl’analyse des ruptures du circuit primaire de la boucle.

b) Calculs sismiques

Le modèle décrit pour l’analyse statique est modifié pour l’analysedynamique en incluant les caractéristiques de masse de la tuyauterieet des composants primaires. Toutes les boucles de tuyauterie(quatre boucles et la cuve) sont incluses dans le modèle du système.L’effet du mouvement des équipements sur le système desupports/boucle primaire est obtenu en modélisant lescaractéristiques de masse et de rigidité des équipements dans lemodèle global.

Les supports latéraux supérieurs et inférieurs des composants sontinactifs lors de la mise en température et du refroidissement de lacentrale et dans les conditions normales de fonctionnement.Toutefois, ces butées deviennent actives lors des mouvementsrapides (des composants de la boucle primaire) qui se produisent àcause des charges dynamiques et sont représentées par deséléments ressort individuels dans le modèle dynamique.

L’analyse est effectuée pour les conditions correspondant aufonctionnement nominal.

Les déformations et les charges des supports, tuyauterie,composants et génie civil sont ainsi obtenues puis utilisées pourl’évaluation des contraintes.

c) Rupture du circuit primaire (perte de réfrigérant primaire)

Le modèle par éléments finis décrit pour l’analyse statique estmodifié pour l’analyse des ruptures du circuit primaire. Lesmodifications comportent l’ajout des caractéristiques de masse de latuyauterie et de l’équipement (masse répartie). Six degrés de libertédynamiques sont pris en compte pour chaque nœud.

Les efforts hydrauliques en fonction du temps sont appliqués aumodèle de la boucle primaire aux changements de sectiontransversale ou de sens d’écoulement du fluide.

Les résultats du calcul sont les forces internes et les moments utilisés

4433.6

pour l’analyse des contraintes des tuyauteries et des composantsainsi que les forces imposées aux supports et au génie civil.

1.3.1.2. Supports des gros composants primaires

Les supports des composants sont directement inclus dans lesmodèles utilisés pour les analyses structurales statiques etdynamiques (poutres, ressorts). Les charges résultant des analysesstructurales de la boucle primaire sont appliquées à des modèles plusdétaillés de chaque support individuel pour évaluer les contraintesainsi créées.

La description des supports est fournie dans la section 5.4.9. Desmodèles détaillés sont développés en utilisant des éléments de typepoutres et plaques, le cas échéant.

Pour chaque régime de fonctionnement, les charges (obtenues àpartir de l’analyse de la boucle primaire) agissant sur les structuressupport sont combinées de manière appropriée. L’adéquation dechaque élément des supports du générateur de vapeur, supports dela pompe primaire, partie non intégrée des supports du pressuriseuret structure support de la cuve est vérifiée conformément auxspécifications RCC-M (voir chapitre 1.6).

1.3.1.3. Gros composants du circuit primaire

Les gros composants qui constituent l’enceinte sous pression ducircuit primaire sont : les générateurs de vapeur, les pompesprimaires, le pressuriseur et la cuve. Ces équipements sont classés,voir chapitre 3.2, RCC-M classe 1, et l’enceinte sous pressionsatisfait aux exigences de la spécification RCC-M (voir chapitre 1.6).

Les résultats de l’analyse de la boucle primaire sont utilisés pourdéterminer les charges agissant sur les tubulures des équipements etles emplacements des interfaces support/composant. Ces chargessont données pour toutes les conditions de charge sur la base dechargement enveloppe, c’est-à-dire que, en se basant sur lesanalyses préliminaires, un ensemble de charges est déterminé, quiest censé être plus important que l'ensemble des charges prévu lorsdes analyses détaillées des études d’exécution.

Des modèles dynamiques détaillés et complexes pour la pompeprimaire et le générateur de vapeur sont utilisés pour l’analysedynamique. La cuve est analysée à l’aide d’analyses de contraintesstatiques basées sur les charges qui ont été calculées à partir desanalyses dynamiques (voir 3.6.1.1.3.1).

1.3.1.4. Equipements internes dans des situations de 4èmecatégorie

Les analyses dynamiques des équipements internes de la cuvesoumis à des charges sismiques et de perte de réfrigérant primairesont basées sur la réponse en fonction du temps des équipementsinternes de la cuve.

Les modèles dynamiques auxquels s’appliquent les charges incluentle cœur, les équipements internes de la cuve, la cuve, le fluide, unmodèle simplifié des boucles primaires et des structures support dela cuve.

Chargement Sismique : séisme de dimensionnement

Les équipements internes du réacteur sont étudiés à l’aide d’uneanalyse en fonction du temps en utilisant la méthode desuperposition modale non linéaire. Les chargements temporels sontgénérés pour les spectres de plancher correspondants au niveau dusupport de la cuve.

Rupture de tuyauteries : perte de réfrigérant primaire

L’analyse des équipements internes du réacteur pour les efforts dedécompression résultant d’une rupture du circuit primaire est baséesur la réponse en temporelle en utilisant la méthode desuperposition modale non linéaire. Les efforts sont définis à desendroits du système où des changements de section transversale oude sens d’écoulement se produisent et génèrent des chargesdifférentielles lors du transitoire de décompression (voir 3.6.1.1.3.2).Les ondes de pression générées au sein du réacteur dépendentfortement de l’emplacement et de la nature de la rupture detuyauterie envisagée. Les emplacements des ruptures de tuyauteriesenvisagées et leurs caractéristiques sont donnés dans la section3.6.1.3.2.2. En général, plus la rupture de la tuyauterie est rapide,plus les charges auxquelles sont soumis les composants sont

importantes. Un temps de rupture conventionnel d’une millisecondeest pris en compte.

1.3.2. Calcul des chargements hydrauliques

1.3.2.1. Circuit Primaire (APRP)

Cette section décrit les chargements hydrauliques sur la bouclerompue après les APRP de dimensionnement respectivement enbranche chaude et froide. A cet effet, les chargements considéréssont les ruptures de la ligne d'expansion et de la ligne d’injection desécurité (ISBP).

1.3.2.1.1. Méthode analytique pour déterminer les chargementshydrauliques

Afin de déterminer les chargements de poussée et les forces deréaction à appliquer aux tuyauteries de réfrigérant principales durantun APRP de dimensionnement, il est nécessaire d’avoir unedescription détaillée du comportement hydraulique. Tous les effortshydrodynamiques pertinents sont calculés pour la boucle rompue.Ces forces résultent de l'historique de débit et de pression dans lecircuit primaire après la brèche postulée.

Les calculs sont réalisés en deux étapes : La première étape consisteà calculer les pressions, les débits et les propriétésthermodynamiques en fonction du temps. Dans une seconde étape,ces résultats sont utilisés avec les surfaces et des coordonnées dedirection pour calculer l’historique des forces aux emplacementsappropriés sur la boucle.

1.3.2.1.2. Conditions initiales et conditions aux limites,emplacement des brèches

Deux états initiaux du primaire ont été analysés :

• fonctionnement à 100% de puissance,

• conditions de prolongation de cycle (83,3% puissance).

En raison l’hypothèse d’exclusion de rupture pour les lignes primairesprincipales de l’EPR, seules les ruptures sur des lignes connectées,doivent être prises en compte. Etant donné que la ligne d’expansionet la ligne d'injection de sécurité sont chacune grosse comparées auxautres, une rupture de ces lignes couvre, pour ce qui est deschargements hydrauliques dans le circuit primaire, une rupture detoute autre ligne de raccordement. On a supposé que la brèche, quise trouve au niveau de la première soudure de la ligne de réfrigérantprincipale, s’ouvre linéairement jusqu'à rupture complète en 1 milliseconde.

1.3.2.1.3. Chargements hydrauliques sur une boucle rompueaprès une brèche sur la ligne d’expansion

La dimension maximale possible de brèche en branche chaude =correspond à la section de la ligne d’expansion. Lorsque les analysesont été effectuées, la conception finale de la ligne d’expansionn’était pas arrêtée. Par conséquent, l’aire de brèche appliquée de837 cm2 diffère (légèrement supérieure) de la valeur définitive. Leschargements hydrauliques résultants sont pénalisants.

La charge maximale est localisée dans le faisceau tubulaire dugénérateur de vapeur. Elle est respectivement d’environ 19600 kNpour 100% de puissance et d’environ 19500 kN pour laprolongation de cycle.

1.3.2.1.4. Chargements hydrauliques sur la boucle rompue aprèsune rupture de la ligne d'injection de sécurité

La dimension maximale possible de la brèche en branche froidecorrespond à la section de la ligne d'injection de sécurité. Ici encore,lorsque les analyses ont été effectuées, la conception finale desdifférentes lignes connectées n’était pas arrêtée. Par conséquent,l’aire de brèche appliquée de 563 cm2 diffère (largement supérieure)de la valeur définitive. Les chargements hydrauliques résultants sontpénalisants.

La charge maximale est localisée au niveau de l’admission dufaisceau tubulaire du générateur de vapeur. Elle est respectivementd’environ 19800 kN pour 100% de puissance et d’environ 19700kN pour la prolongation de cycle.

1.3.2.2. Internes de cuve (APRP)

Cette section décrit les charges hydrauliques exercées sur les internes

4443.6

de cuve après les APRP de dimensionnement, respectivement enbranche chaude et en branche froide.

Les équipements internes de la cuve du réacteur doivent résister auxcharges hydrauliques induites par APRP principalement pour deuxraisons :

• limitation du déplacement des tubes-guides des grappes pourgarantir un arrêt sûr du réacteur ;

• maintien de la géométrie du cœur du réacteur pour conserver unrefroidissement adéquat des assemblages combustibles.

La soudaine décharge d’eau après occurrence d’une brèche initie desondes de raréfaction qui se propagent par le fluide dans les deuxdirections ; c’est à dire que les ondes de raréfaction pénètrent dansle plénum supérieur ainsi que dans l’espace annulaire. Les deuxondes de raréfaction et les ondes de pression induites dans leréacteur dépendent de l’emplacement et de la nature de la rupturede tuyauterie envisagée.

Les charges hydrauliques générées sur les internes de la cuvedépendent du temps et ne sont pas uniformes verticalement ethorizontalement.

Dans le cas d’une brèche en branche chaude, l’onde de raréfactionpénètre en premier dans le plénum supérieur. Etant donné quel’autre onde de raréfaction qui pénètre l’espace annulaire estretardée et moins importante, l’enveloppe du cœur est soumise àune onde de compression impulsive. Les ondes de pression induitesà l’intérieur de la cuve provoquent :

• des forces horizontales sur les équipements internes du plénumsupérieur et

• des forces verticales sur les plaques support supérieures etinférieures, la plaque supérieure de cœur, les assemblagescombustibles et le réflecteur lourd.

En cas de brèche en branche froide, l’onde de raréfaction arrive enpremier dans l’espace annulaire et, par conséquent, l’enveloppe ducœur est soumise à une impulsion d’expansion radiale non-asymétrique qui change au fur et à mesure que l’onde de raréfactionse propage circonférentiellement et verticalement le long del’enveloppe. En plus de ces forces horizontales exercées surl’enveloppe du cœur, il y a des forces verticales exercées sur la plaquesupport inférieure, l’enveloppe du cœur, et les assemblagescombustibles.

1.3.2.2.1. Méthode analytique pour déterminer les chargeshydrauliques

Alors que pour les équipements internes du plénum supérieur, c’està dire sur les tubes guides des grappes de commande, les colonnessupport et les tubes guides pour les mesures de niveau, lecomportement des fluides et de la structure sont couplés (interactionfluide-structure), les forces sur les autres internes sont calculées entraitant a posteriori les paramètres dynamiques clés des fluides, àsavoir la pression, la vitesse et la densité.

Les analyses de structure (voir 3.6.5 et 3.6.6) sont basées sur leshistoriques des forces hydrauliques impliquées.

Les emplacements de 18 forces verticales et 24 forces horizontalessont nécessaires pour la tâche d’analyse de structure. Outre cesforces, on analyse la force totale sur chaque tube guide de grappe,sur la colonne support et les tubes guides de mesure de niveau dansle plénum supérieur.

Pour l’analyse de la dynamique du fluide on simule la totalité ducircuit primaire, c’est à dire la cuve du réacteur, les principales lignesprimaires, les générateurs de vapeur, les pompes et le pressuriseur.

Le déplacement des équipements internes du plénum supérieur dûaux forces hydrauliques qui s’exercent est décrit par des équations àfaisceau linéaire élastique en 2-D. Les conditions limite dedéplacement et de raideur rotationnelle sont spécifiées en haut et enbas de chaque colonne pour modéliser le type de fixation.

1.3.2.2.2. Conditions initiales et conditions aux limites,emplacements des brèches

Les conditions de prolongation de cycle étant, sur le plan descharges hydrauliques, plus pénalisantes que les conditions à pleinepuissance, on choisit les premières comme état initial du primaire.

En raison de l’hypothèse d’exclusion de rupture pour les lignesprimaires principales de l'EPR, seules les brèches des lignesconnectées doivent être prises en compte. La ligne d’expansion et laligne d'injection de sécurité étant grosses comparées aux autres, unebrèche de ces deux lignes couvre, vis à vis des charges hydrauliquesà l’intérieur de la cuve, toutes les brèches des autres lignesconnectées. On a supposé que la brèche, qui se trouve au niveau dela première soudure à partir de la ligne primaire principale, s’ouvrelinéairement complètement en 1 milliseconde. On suppose aussi quenon seulement la brèche sur la ligne d’expansion, ce qui n’est pascontesté, mais également la rupture sur la ligne d'injection desécurité, se trouvent sur la boucle 3.

Les brèches les plus grandes possibles correspondent à la surface dela ligne d’expansion). Etant donné que lorsque les analyses ont étéeffectuées la conception finale des lignes connectées n’était pasfinalisée, on a utilisé des valeurs de découplage enveloppes de 837 cm2 et 563 cm2.

1.3.2.2.3. Charges hydrauliques

1.3.2.2.3.1. Charges hydrauliques après une rupture de la ligned’expansion

Après l’occurrence d’une brèche la pression chute fortementimmédiatement en amont de la rupture et une onde de raréfactionse propage vers le plénum supérieur et est fortement réfléchie àl’entrée du plénum supérieur. On atteint très vite un comportementquasi-stable et la pression dans le RCP diminue continuellementjusqu’à la pression de saturation qui correspond à la températureatteinte dans le plénum supérieur et la branche chaude.

1.3.2.2.3.2. Charges hydrauliques après une rupture de ligned'injection de sécurité

La chute de pression initiale immédiatement en amont de la brècheest comparable à la brèche sur la branche chaude. Toutefois, lemoment où l’onde de raréfaction arrive au plénum supérieur et sonamplitude sont différents. Comparé au cas précédent, on a plusd'oscillations à l’intérieur de la boucle rompue.

Etant donné que la dimension de la brèche est moindre, le débit à labrèche est, malgré une plus forte densité du fluide, inférieur au débitde la brèche de la ligne d’expansion. La pression diminue donc pluslentement dans le RCP et la pression de saturation correspondant auplénum supérieur et la température en branche chaude ne sont pasatteintes avant la fin du calcul.

1.3.2.3. Système de décharge du pressuriseur

Pour la protection contre les surpressions et pour limiter lessurpressions, le pressuriseur du système de refroidissement duréacteur est équipé de soupapes de sûreté. En cas de besoin, lavapeur est chassée du pressuriseur vers les soupapes dans le ballonde décharge, où elle se condense dans l’eau du ballon de décharge.Ceci entraîne des charges, qui stimulent le ballon de déchargeverticalement. Le processus physique après l’ouverture d’unesoupape de sûreté ou d’une soupape de décharge sera décrit par lestrois étapes suivantes :

• entraînement de l’eau hors de la tuyauterie de la calotte du ballonde décharge (purge),

• initialisation des oscillations de bulles de gaz avec rejet d’eau

• condensation de la vapeur.

En cas d’ouverture d'une soupape, la vapeur s’écoule dans latuyauterie de la calotte, s’y mélange avec l’azote et la pressionaugmente. La différence de pression entre la tuyauterie de la calotteet le ballon de décharge accélère ensuite l’eau dans la tuyauterie dela calotte et l’anneau de distribution dans le ballon de décharge. Lapression dans la tuyauterie de la calotte augmente jusqu'à ce quel’eau venant de la tuyauterie de la calotte et de l’anneau dedistribution se décharge. Les processus fluides et dynamiques durantla purge et la phase suivante d’oscillations de bulles de gaz d’un gaznon-condensable ainsi que la condensation de vapeur dans l’eau duballon de décharge entraînent essentiellement des charges verticalesréciproques au niveau du ballon.

Les charges en question sont provoquées par l’ouverture des soupapesà leurs pressions respectives et la refermeture lorsque la pression estretombée en dessous de la pression de fermeture des soupapes.

4453.6

Pour les calculs, on a distingué cinq cas :

a) Le cas « eau/vapeur-vapeur » suppose que la totalité du systèmeen amont des soupapes est rempli de vapeur saturée et que lesystème en aval des soupapes est rempli d’air, étant donné que pourla conception actuelle des soupapes de sûreté du pressuriseur, unbouchon d’eau en amont de la soupape avant est prévu.

b) Le cas « vapeur/eau » suppose que, avant que les soupapes nes’ouvrent, il y a de l’eau sous refroidie dans le pressuriseur alors quele reste de la section à haute pression du pressuriseur est remplie devapeur saturée et que le système en aval des soupapes est remplid’air. Aucun calcul pour la fermeture des soupapes n'est réalisé dansce cas car ce scénario est couvert par le cas c).

c) Le cas « eau/eau » identifie les charges sur les tuyauteries dansl’hypothèse où le pressuriseur et la totalité de la section à haute pressiondu pressuriseur sont remplis d’eau sous refroidie et que la section à bassepression en aval des soupapes est remplie d’air. Dans cetteconfiguration, les soupapes sollicitées s’ouvrent et se ferment sous eau.

d) Pour éviter un risque de rupture fragile de la cuve du réacteur enarrêt à froid (20°C), la pression du RCP est limitée à 50 bar par deuxdes trois soupapes de sûreté du pressuriseur.

e) Le cas « gavé ouvert » suppose que, avant que les soupapes nes’ouvrent, le pressuriseur et la totalité de la section à haute pression dupressuriseur est rempli d’eau sous-refroidie et que la section à bassepression en aval des soupapes est remplie d’air. Dans cetteconfiguration, les soupapes sollicitées s’ouvrent et se ferment sous eau.

1.3.2.3.1. Méthode analytique pour déterminer les chargeshydrauliques

Les charges hydrauliques sur le système de décharge du pressuriseursont calculées en deux étapes : On doit tout d’abord analyser lecomportement hydraulique après la sollicitation des soupapes, c’est-à-dire les pressions, les débits et les propriétés thermodynamiques enfonction du temps. Ensuite, ces résultats sont utilisés avec les zoneset les coordonnées de direction pour calculer l’historique des forcesaux emplacements appropriés à l’intérieur du circuit de décharge.

Le modèle de calcul simule les trois soupapes du pressuriseur et lesystème de décharge entre les soupapes et le disque de rupture.Etant donné que la conception du système de décharge en aval dudisque de rupture n’était pas figée au moment des analyses, elle n’apas pu être simulée pour les analyses actuelles. Il en résulte que lescharges hydrauliques sont légèrement surestimées.

1.3.2.3.2. Cas de charge, conditions initiales et conditions aux limites

Les composants du système décrit ont été modélisés pour les calculsfluides et dynamiques.

Les données caractéristiques utilisées pour les soupapes et le systèmede décharge seront fournies par l’ingénierie système.

Les conditions initiales et les conditions limite sont décrites ci-dessous.

Cas a : « eau/vapeur-vapeur »

Pour ce cas on suppose qu’au moment de l’ouverture des soupapes,il y a une grande quantité d’eau saturée en amont des soupapes,c’est-à-dire que les soupapes s’ouvrent et se ferment en général envapeur.

Etant donné que la conception actuelle des soupapes du pressuriseurprévoit un bouchon d’eau en amont de la soupape avant, à lapremière ouverture de chaque soupape, ce bouchon s’écoule àtravers les soupapes et charge le système de décharge.

La fermeture des soupapes intervient dans des conditionsd’écoulement de vapeur saturée.

Cas b : « vapeur-eau »

Ce cas s’appuie sur l’hypothèse qu’il y a de l’eau sous-refroidie dansle pressuriseur au moment de l’ouverture de la soupape, c’est-à-direque les soupapes s’ouvrent en vapeur mais sont ensuite frappées parun front d’eau sous refroidie.

En général, pour des transitoires ayant une perte de générateur devapeur, après plusieurs cycles d’ouverture/fermeture, un front d’eaupeut pénétrer la soupape à peine ouverte et se déplacer vers le basdans le système de décharge.

La fermeture de la soupape, qui intervient en eau est analysée dansle cas c.

Cas c « eau/eau » :

Ce cas se réfère à la situation dans laquelle le pressuriseur est remplid’eau sous-refroidie lorsque les points de consigne d’ouverture dessoupapes sont atteints.

Cas d : « protection contre les surpressions à froid »

Pour éviter un risque de rupture fragile de la cuve du réacteur enarrêt à froid (20°C) la pression primaire est limitée à 50 bar par deuxdes trois soupapes de sûreté du pressuriseur. Les chargeshydrauliques correspondantes sont traitées par ce cas.

Cas e : « bleed »

Ce cas examine les charges hydrauliques après une ouverturesimultanée de trois soupapes de sûreté pour s’assurer de ladépressurisation du primaire lorsqu’elle est requise pour atteindrel'état d'arrêt sûr à long terme.

Même si le pressuriseur et le RCP ne sont pas complètement remplisd’eau lorsque la dépressurisation du RCP via les soupapespressuriseur est requise, on a postulé une ouverture simultanée destrois soupapes en eau (à température de saturation). Cettehypothèse peut être justifiée avec les incertitudes d’entraînement del’eau dans l’écoulement de décharge de vapeur.

1.3.2.3.3. Charges hydrauliques

Dans les cas pour lesquels les calculs sont effectués ici, les chargeshydrodynamiques intervenant dans le système sont le résultat desséquences physiques expliquées ci-après.

Le modèle comporte un système de tuyauteries complexe entre lepressuriseur, qui sert de source et le ballon de décharge quifonctionne en tant que récepteur. Avec les tuyauteries adéquates, lasection à haute pression est, au moment où les calculs commencent,isolée de la section à basse pression par les soupapes de sûreté. Lecalcul simule l’ouverture des soupapes respectives et, à l’exceptiondu cas « vapeur/eau » défini auparavant, la refermeture dessoupapes après un certain délai conformément aux caractéristiquesdéfinies.

En amont des soupapes fermées, les tuyauteries sont remplies devapeur saturée ou d’eau sous-refroidie alors qu’en aval dessoupapes, le système est rempli d’air.

Lorsque chaque soupape est ouverte, la différence de pression àtravers la soupape commence à diminuer, ce qui augmente les ondesde pression qui se propagent à la vitesse du son à travers le systèmeen entier, provoquant des charges dynamiques au fur et à mesurequ’elle avance.

1.3.2.3.3.1. Charge Cas a : Eau/vapeur – vapeur

Des calculs comparables pour des systèmes similaires montrent queles charges hydrauliques les plus élevées, causées par l’ouvertured’une soupape de sûreté sur le segment de tuyauterie le plus longsont de l’ordre d’environ 8,0 kN/m.

Les forces causées par la fermeture des soupapes sontconsidérablement inférieures pour l’ouverture, comme les soupapesse ferment sous un flux de vapeur.

1.3.2.3.3.2. Charge Cas b : Vapeur/eau - eau

Après l’ouverture d’une soupape de sûreté, la charge la plusimportante est de l’ordre d’environ 4,0 kN/m.

Les forces hydrauliques après la fermeture des soupapes en eau sontidentiques au cas « c », où elles seront abordées.

1.3.2.3.3.3. Charge Cas c : Eau - eau

La charge hydraulique maximale sur le segment de tuyauterie le pluslong, provoquée par l’ouverture de l’une des soupapes de sûreté estde l’ordre d’environ 5,0 kN/m.

Les forces provoquées par la fermeture dépendent ducomportement des soupapes et sont en général inférieures à cellesen cas d'ouverture

1.3.2.3.3.4. Charge Cas d : Eau - Eau, Arrêt à froid

La charge hydraulique maximale sur le segment de tuyauterie le plus

4463.6

long, provoquée par l’ouverture de l’une des soupapes de sûreté estde l’ordre d’environ 1,0 kN/m.

Les forces provoquées par la fermeture dépendent ducomportement des soupapes et sont en général inférieures à cellesen cas d’ouverture.

1.3.2.3.3.5. Charge Cas e : Dépressurisation du primaire (décharge)

La charge hydraulique maximale sur le segment de tuyauterie le pluslong, provoquée par l’ouverture de l’une des soupapes de sûreté estde l’ordre d’environ 5,0 kN/m.

Les forces provoquées par la fermeture dépendent ducomportement des soupapes et sont en général inférieures à cellesen cas d'ouverture.

1.4. CHARGEMENTS HYDRAULIQUES DUCIRCUIT SECONDAIRE (RTV ET RTE)

1.4.1. Description des phénomènes

Dans le cas de rupture doublement débattue d'une tuyauterievapeur principale ou d'une tuyauterie d'eau alimentaire, la pressionà la brèche chute instantanément alors même que le débit à cetendroit atteint de fortes valeurs. Un front d’onde se forme à labrèche et se propage d’un côté vers le GV et de l'autre côté vers laturbine ou la bâche ARE. Il s’ensuit une décompression du circuit quimet en circulation le fluide dans la ligne.

1.4.2. L’hypothèse d’Exclusion de Rupture

La tuyauterie du circuit secondaire comprend la tuyauterie du circuitde vapeur principal et celle du circuit d’eau alimentaire normale,pour lesquelles deux hypothèses différentes sont faites :

Tuyauterie vapeur principale :

• A l’intérieur de l’enceinte :

L’hypothèse d’exclusion de rupture s’applique à la tuyauterie vapeurdes GV correspondant au tronçon de tuyauterie vapeur principalesitué entre la sortie du GV et le point fixe de la traversée del'enceinte.

• A l’extérieur de l’enceinte, en amont du point fixe de la VIV :

L’hypothèse d’exclusion de rupture s’applique à la tuyauterie vapeurdes GV correspondant au tronçon du circuit de vapeur principal situéentre la traversée de l'enceinte et le premier point fixe en aval de lavanne d'isolement vapeur (VIV). Il comprend les trois piquages lesplus importants, notamment celui du VDA et les deux piquages dessoupapes de sûreté GV, réalisés sous la forme de raccords extrudésavec les vannes ou soupapes montées directement sur le raccord(pas de tuyau entre le raccord et la vanne ou soupape).

L’hypothèse d’exclusion de rupture ne s’applique pas au reste de latuyauterie, ni à la ligne de by-pass VIV et ses deux raccords, ni à latuyauterie du VDA et des soupapes de sûreté vapeur en aval desvannes.

• A l’extérieur de l’enceinte, en aval du point fixe de la VIV :

L’hypothèse d’exclusion de rupture ne s’applique pas.

Tuyauterie du circuit d'eau alimentaire normale

• A l’intérieur de l’enceinte :

L’hypothèse d’exclusion de rupture ne s’applique pas.

• A l’extérieur de l’enceinte :

L’hypothèse d’exclusion de rupture ne s’applique pas.

1.4.3. Brèches de conception

Il résulte de l’hypothèse d’exclusion de rupture que la rupture de latuyauterie vapeur des GV n'est postulée qu'en aval du point fixe dela VIV, tandis que la rupture de la ligne ARE peut se produire àn’importe quel endroit.

Dans le cadre de la Défense en Profondeur, et bien que l’hypothèsed’exclusion de rupture soit appliquée aux piquages du VDA et dessoupapes de sûreté vapeur, la rupture de ces raccordements est

considérée et étudiée avec des hypothèses réalistes. Ceci correspondà la demande formulée dans les Recommandations techniquesrelative à la mise en application du concept de "Break Preclusion"sur la tuyauterie principale du circuit secondaire : ”le concepteurdoit supposer que tout tuyau raccordé aux lignes du circuitsecondaire principal peut se détacher de sa tubulure deraccordement.”

Les brèches limitantes prises en compte dans la conceptionmécanique sont donc :

Sur la tuyauterie vapeur principale :

• la rupture doublement débattue de la tuyauterie vapeur en aval dupoint fixe de la VIV, ou

• la rupture de la ligne du by-pass VIV, ou

• la rupture du piquage VDA (avec des hypothèses réalistes), ou

• la rupture d’un piquage d'une soupape de sûreté vapeur (avec deshypothèses réalistes).

Les trois dernières ruptures ne nécessitent pas de calcul de transitoirepour rendre compte des chargements hydrauliques induits, étantdonné la prise en compte d’un chargement statique majorant (voir3.4.2 pour plus de détails). La suite de cette section ne fait pasréférence à ces ruptures.

Tuyauterie du circuit d’eau alimentaire normale :

• la rupture doublement débattue de la ligne ARE.

1.4.4. Méthode d’étude

• Etude de la décompression du circuit secondaire :

L’étude du transitoire est réalisée au moyen d’un code qui présenteles variations en fonction du temps des paramètresthermohydrauliques du fluide pendant la décompression du circuitsecondaire. Les équations de l’hydrodynamique établies pour unfluide homogène dans un réseau de tuyaux unidimensionnels etinterconnectées sont résolues par la méthode des caractéristiques.

• Calcul des chargements hydrauliques :

Les résultats thermohydrauliques des calculs sont exploités par unautre code en tant que données d'entrée afin d’évaluer leschargements exercés par le fluide sur son enveloppe.

1.4.5. Chargements hydrauliques après rupture dela tuyauterie vapeur

1.4.5.1. Hypothèses spécifiques

Choix de la ligne modélisée

Les lignes vapeur principales des générateurs de vapeur GV01 etGV02 sont identiques aux lignes vapeur des générateurs de vapeurGV04 et GV03, respectivement.

Les lignes vapeur des GV diffèrent seulement à l’extérieur del’enceinte, l'ensemble des lignes vapeur étant identiques à l’intérieurde l’enceinte. La ligne vapeur du générateur de vapeur GV01 (resp.SGV04) est un peu plus longue que la ligne vapeur du GV02 (resp.GV03) dans la zone entre la traversée de l'enceinte et le point fixede la VIV.

Par conséquent, les chargements hydrauliques sont légèrement plusélevés pour le GV01 (resp. GV04). L’étude s'appuie sur lamodélisation de la ligne vapeur du GV01 (resp. du GV04).

Modélisation des lignes vapeur principales

Les éléments suivants sont modélisés pour la ligne 1 :

• le dôme vapeur du GV (modélisé par un volume à pressionconstante),

• le limiteur de débit à la sortie du GV,

• la ligne vapeur principale jusqu’au point fixe de la VIV (en aval dela VIV),

• les trois coudes de la ligne vapeur principale à l’intérieur duBâtiment Réacteur,

• les deux coudes de la ligne vapeur principale à l’extérieur duBâtiment Réacteur.

4473.6

Emplacement de la brèche

Une rupture circonférentielle de la conduite vapeur des GV estétudiée. Elle est située au niveau du point fixe de la VIV.

Modélisation de la brèche

Le modèle utilisé est celui d'une rupture guillotine doublementdébattue. La section de brèche est équivalente à la section intérieurede la ligne vapeur de chaque extrémité rompue. La brèche estsupposée s'ouvrir linéairement en un millième de seconde.

Conditions initiales

Plus la pression de saturation initiale du générateur de vapeur estélevée, plus les chargements hydrauliques initiaux sont importantsdans les conduites vapeur des GV. Afin d’obtenir les chargementsmaximaux sur la tuyauterie, les conditions initiales prises en comptecorrespondent à un état d’arrêt à chaud du réacteur. La valeur de lapression secondaire est maximale en comparaison avec toutes lesautres conditions du régime permanent.

Pendant le fonctionnement en puissance au cours du cycle naturel,la pression de saturation du générateur de vapeur est plus faible quependant l'arrêt à chaud. En prolongation de cycle, la pression desaturation du générateur de vapeur est encore plus basse. Parconséquent, le fonctionnement en puissance en cycle naturel ou enprolongation de cycle est couvert par les conditions d’arrêt à chaudprises en compte dans l’étude.

1.4.5.2. Conséquences des brèches postulées

Les chargements hydrauliques exercés sur les coudes présentent unplateau initial dont la durée dépend de la distance à la brèche.Lorsque l’onde de compression arrive au niveau d’un coude, leschargements exercés sur celui-ci peuvent présenter un pic dû à unterme d’inertie (pour mettre le fluide en mouvement).

Ensuite, le chargement diminue pour atteindre environ 70% de sa valeurinitiale. L’onde de compression est réfléchie sur le générateur de vapeur.

Lorsque l’onde réfléchie arrive au niveau d’un coude, les chargesexercées sur celui-ci diminuent pour atteindre un autre palierdéterminé par le limiteur de débit à la sortie du générateur devapeur. Ces différentes phases de décompression du circuit sont plusou moins visibles selon le coude considéré.

1.4.6. Chargements hydrauliques après une rupturede tuyauterie d'eau alimentaire

1.4.6.1. Hypothèses spécifiques

Choix de la ligne modélisée

Les tuyauteries d'eau alimentaire des générateurs de vapeur GV01 etGV02 sont identiques à celles des générateurs de vapeur GV04 etGV03 respectivement.

La ligne ARE du générateur de vapeur GV02 (resp. GV03) est un peuplus longue que la ligne ARE du générateur de vapeur GV01 (resp.GV04) à l’intérieur du Bâtiment Réacteur. La différence est inférieureà 4% de la longueur totale de la ligne ARE à l'intérieur du BâtimentRéacteur.

Par conséquent, les chargements hydrauliques sont légèrement plusélevés pour le générateur de vapeur GV02 (resp. GV03). L’études’appuie sur la modélisation de la ligne ARE du générateur de vapeurGV02 (resp. GV03).

Modélisation de la ligne ARE

Pour l'ensemble des brèches étudiées, les éléments suivants sontmodélisés pour la ligne 2 :

• le côté secondaire du générateur de vapeur (très simplifié),

• le demi-tore d'eau alimentaire et la tôle déflectrice constituant lajonction avec le générateur de vapeur, caractérisés par les sectionfluide, les coefficients de perte de charge et les longueurs fluide,

• la tubulure d’entrée du GV,

• la ligne ARE à l’intérieur du Bâtiment Réacteur, depuis la tubulured’entrée du GV jusqu’à la traversée de l'enceinte du réacteur.

Emplacement des brèches

Quatre brèches circonférentielles de la ligne ARE sont étudiées (deuxaux extrémités et les deux autres là où les contraintes sont les plusfortes). Les tronçons de tuyauterie en amont et en aval de la brècheforment une brèche doublement débattue.

Modélisation de la brèche

Le modèle utilisé est celui d'une rupture guillotine doublementdébattue. La section de brèche est équivalente à la section intérieurede chaque extrémité rompue. La brèche est supposée s'ouvrirlinéairement en un millième de seconde.

Le coefficient de décharge utilisé dans le modèle de débit brèche estégal à 1.

Le coefficient de contre-pression de l’eau sous-refroidie est maximalet égal à 0,8.

Conditions initiales

Les phénomènes pénalisants sont complexes :

• les chargements hydrauliques initiaux les plus élevés dans lescoudes correspondent à la pression de saturation GV la plusélevée, c’est-à-dire au niveau de puissance le plus bas (arrêt àchaud),

• mais les chargements hydrauliques moyens les plus élevéscorrespondent à la température la plus élevée de l’eau alimentaire,c’est-à-dire au niveau de puissance le plus élevé (100% de lapuissance nominale).

Dans une première approche conservative, les calculs sont réalisés à100% de la puissance nominale, mais les valeurs initiales deschargements hydrauliques sont recalculées manuellement en tenantcompte de la pression de saturation GV la plus élevée.

Les conditions initiales pour le calcul de la phase de décompressioncorrespondent alors au fonctionnement du réacteur à 100% de lapuissance nominale.

Les distributions de pression et de débit massique dans la ligne d'eaualimentaire sont imposées au moment initial.

L’état de puissance nominale dans le fonctionnement en cyclenaturel (considéré ici) enveloppe l’état de puissance nominal enprolongation de cycle, en raison de la pression de saturation dugénérateur de vapeur plus importante. En effet, plus la pression desaturation du générateur de vapeur est importante, plus les chargeshydrauliques initiales dans la ligne d'eau alimentaire sont élevées.

1.4.6.2. Conséquences des brèches postulées

Pour les coudes situés en amont de la brèche :

Les charges sont maximales de l'instant initial, jusqu’au passage del’onde de compression générée à l’ouverture de la brèche etpropagée vers l’amont en direction de la traversée du BâtimentRéacteur. Un état quasi stationnaire est atteint immédiatement.

Pour les coudes situés en aval de la brèche :

Le début du transitoire est caractérisé par des oscillations d'uneamplitude décroissante dues à la propagation de l’onde decompression générée au niveau de la brèche. Les charges présententdes pics dus aux variations de la compressibilité du fluide.

L'échelon de pression créé à l’ouverture de la brèche se propage endirection du GV. L'onde de compression générée, après plusieursréflexions aux extrémités du circuit (GV et front diphasique auvoisinage de la brèche), provoque la fuite à la brèche du bouchondiphasique.

Lorsque cette de zone fluide a complètement disparu, la typed'écoulement change brusquement, la pression augmente enéchelon, d’où les pics de charge.

Les charges exercées sur les coudes ont une forme oscillatoire.L’amplitude des ondes diminue rapidement à cause des chutes depression et des réflexions incomplètes aux extrémités du circuit (GVet front diphasique au voisinage de la brèche). Les valeurs maximalessont données par les valeurs à l'instant initial.

Un changement du type d'écoulement se produit également lorsquel’eau du GV, plus chaude que l’eau alimentaire, atteint la brèche.

4483.6

Les grandes variations de la compressibilité provoquent des pics depression dans la ligne. Ces pics peuvent atteindre des valeurs trèsélevées (la force résultante peut représenter jusqu’à deux fois laforce initiale).

1.5. ANALYSES DE LA PROTECTION CONTRELA SURPRESSION DES CPP ET CSP

Les présentes analyses de la protection contre la surpressioncouvrent le respect des critères de surpression des analyses de sûretédes accidents PCC du chapitre 15 et des séquences RRC-A du sous-chapitre 19.1 :

• les accidents PCC2, PCC3, PCC4 sont couverts, en termes detransitoires de surpression primaire et secondaire, par les analysesde protection contre les surpressions de catégorie 3.

A noter que le critère de surpression associé aux accidents PCC4 estcelui de la catégorie 4 (valeur de découplage 130% PC), commepour les séquences RRC-A. Le respect du critère de surpression de lacatégorie 3 résulte du fait qu'il n'y a pas de transitoire PCC4 pluspénalisant en terme de surpression que de transitoire PCC3.

• les séquences RRC-A sont identiques ou couvertes, en termes detransitoires de surpression primaire et secondaire, par les analysesde protection contre les surpressions de catégorie 4.

Par conséquent, la démonstration de l’efficacité de la protectioncontre la surpression lors d’accidents PCC et RRC-A, ne sera pastraitée dans le chapitre 15 et le sous-chapitre 19.1. Cettedémonstration est fournie dans les analyses de protection contre lessurpressions (voir 3.6.1.1.3.1).

Le dimensionnement des dispositifs de protection contre lessurpression est conforme aux exigences de l'Arrêté Exploitation du10 novembre 1999 qui requiert de démontrer :

• la capacité de l'ensemble des accessoires de sécurité reconnus dehaute fiabilité à limiter la pression atteinte lors des situations dedeuxième catégorie à 100% de la pression de conception, et àéviter lors des situations de quatrième catégorie la perte d'intégritépar surpression de l'appareil ;

• la capacité des seuls accessoires de sécurité agissant par limitationdirecte de la pression à limiter la pression dans les situations detroisième catégorie à 110% de la pression de conception ;

• la capacité de ces mêmes accessoires, l'un d'entre eux s'il y en a moinsde quatre et deux d'entre eux s'il y en quatre ou plus étant considéréscomme indisponibles, à limiter la pression dans les situations detroisième catégorie à 120% de la pression de conception ;

Ces exigences couvrent celles de l'arrêté ESPN du 12 décembre 2005qui requiert le non dépassement de la pression maximale admissibledans les conditions raisonnablement prévisibles, selon le 2.11.2 del'annexe 1 du décret du 13 décembre 1999. La pression maximaleadmissible de chaque équipement étant sa pression de calcul, cetteexigence est conforme au critère des situations de catégorie 2, quicorrespondent aux situations pour lesquelles les équipement utilisésen fonctionnement normal de la tranche ont été conçus.

1.5.1. Analyses de la protection contre lasurpression en puissance

Pour chaque catégorie de situation de fonctionnement, on définit :

• le critère de protection contre les surpressions, limite desurpression à ne pas dépasser,

• les moyens de protection contre les surpressions qui sont lesdispositifs de réduction de la surpression envisagés pour le respectdu critère de protection contre les surpressions,

• les règles d’analyse de protection contre les surpressions, définissantles conditions limites prises en compte dans l’analyse des transitoiresde protection contre les surpressions visant à démontrer que lecritère de protection contre les surpressions est respecté.

1.5.1.1. Analyses de la protection contre la surpression du côtéprimaire

La protection contre la surpression du côté primaire est liée à laconception mécanique du circuit primaire principal. Les dispositifs de

protection permettent de limiter les surpressions pour l'ensembledes équipements du CPP. En particulier les soupapes de sûreté dupressuriseur constituent les accessoires de sécurité.

La protection contre les surpressions du côté primaire est divisée entrois catégories différentes de situations, faisant intervenir différentscritères, moyens et règles d’analyse de protection contre lessurpressions.

Dans la catégorie 2 :

• le critère de protection contre les surpressions est 100% PC, avecun court dépassement accepté par rapport à la pression de calcul(< 105% PC ; le décret du 13 décembre 1999 autorisant 110%PC de façon momentanée),

• tous les moyens de protection contre les surpressions sont pris encompte, y compris les régulations, les limitations et les protections,

• pour l’analyse du transitoire de protection contre les surpressions,les incertitudes sont prises en compte pour les conditions limitesqui ont un impact significatif sur le pic de surpression. Aucunedéfaillance n’est considérée.

Dans la catégorie 3 :

• le critère de protection contre les surpressions est 110% PC avectoutes les soupapes de sûreté disponibles (n soupapes) et 120%PC avec toutes les soupapes de sûreté disponibles sauf une (n-1soupapes). Ces critères de protection contre les surpressionss’appliquent à une conception avec n < 4 en ce qui concerne lecircuit primaire principal,

• seuls les soupapes de sûreté et un arrêt automatique du réacteur(AAR) déclenché par le système de protection du réacteur (RPR)sont pris en compte,

• pour les analyses du transitoire de protection contre lessurpressions, des hypothèses pénalisantes sont envisagées pourtoutes les conditions limites, de manière déterministe. Aucunedéfaillance n’est considérée (sauf 1 soupape de sûreté pour lecritère 120% PC).

Dans la catégorie 4 :

• le critère de protection contre les surpressions est la nondégradation de l’intégrité du circuit primaire principal. Le non-dépassement de 130% PC est un critère de découplage en ce quiconcerne cette évaluation,

• tous les moyens de protection contre les surpressions sont pris encompte, y compris les régulations, les limitations et les protections,(sauf ceux déjà considérés comme indisponibles dans la définitionde la « séquence d’évènements multiples »),

• pour l’analyse du transitoire de protection contre les surpressions,des hypothèses réalistes sont envisagées. Aucune défaillance n’estconsidérée (sauf celles déjà envisagées dans la définition de la « séquence d’évènements multiples »).

1.5.1.1.1. Catégorie 2

a) Critère

Dans la catégorie 2, la pression au point le plus chargé du RCP nedoit pas dépasser 100% PC avec un court dépassement accepté.

La surpression est limitée par l’aspersion normale du pressuriseur, leGCTC, l’arrêt automatique partiel et l’arrêt automatique du réacteur.

Le respect de ce critère se fait en tenant compte des incertitudes etsans faire intervenir de défaillance.

b) Transitoire dimensionnant

Les transitoires de fonctionnement les plus pénalisants sont :

• délestage avec îlotage,

• défaut de réseau.

Les incidents de fonctionnement prévus les plus pénalisants sont :

• perte d’une pompe alimentaire,

• déclenchement turbine,

• perte de réseau court terme.

Pour tous ces transitoires, un arrêt automatique partiel est mis en

4493.6

œuvre lorsque le niveau de puissance est supérieur à 60% de lapuissance nominale. Cela signifie que la puissance neutronique estrapidement abaissée jusqu'à environ 50% de la puissance nominalepar chute de plusieurs grappes de contrôle.

La situation la plus pénalisante de catégorie 2 en ce qui concerne lepic de surpression du côté primaire est la « perte de réseau courtterme à pleine puissance ».

c) Méthode d’analyse

Les incertitudes prises en compte dans l’analyse du transitoire de la« perte de réseau court terme à pleine puissance » le sont demanière pénalisante sur les conditions limites qui ont un impactsignificatif sur le pic de surpression primaire :

• la plupart des conditions initiales de la tranche sont maximisées ouminimisées selon leur effet,

• un modèle cinétique point, avec des données neutroniques ducœur pénalisantes englobant les différentes gestions ducombustible, est utilisé,

• l’efficacité des systèmes participant à la limitation du pic desurpression est minimisée, en prenant le retard maximumd’activation et la capacité minimale de réduction de la pression.Sont concernés :

• l’aspersion normale du pressuriseur,

• le GCTc, disponible pendant les 10 premières secondes dutransitoire et indisponible après. En effet, le GCTc, les appareils I&Cet le contrôle commande associés sont conçus pour assurer 10secondes de décharge de vapeur avant d’arriver à l’isolement duGCTc lorsque la pression du condenseur est élevée, en cas de pertede réseau conduisant à une perte du vide au condenseur,

• l’arrêt automatique du réacteur sur le signal « basse vitesse GMPP ».Après l’AAR, la puissance résiduelle maximale est prise en compte

d) Résultats

Une perte de réseau conduit à un arrêt de tous les GMPP, undéclenchement turbine et une annulation du débit ARE. De ce fait,la pression primaire et la pression secondaire augmentent.

L’aspersion normale du pressuriseur est activée et les vannes GCTcs'ouvrent à la suite de l’augmentation de pression.

Conjointement avec l’arrêt automatique du réacteur (sur le signal « basse vitesse GMPP»), elles arrêtent respectivementl’accroissement de la pression primaire et secondaire.

La pression maximale au point le plus chargé du RCP (sortie GMPP)est inférieure à 100% PC dans la situation de catégorie 2 la pluspénalisante « perte de réseau court terme à pleine puissance ».

Le critère de surpression de catégorie 2 est donc respecté.

1.5.1.1.2. Catégorie 3

a) Critère

Dans la catégorie 3, la pression au point le plus chargé du RCP nedoit pas dépasser :

• 110% PC en supposant 3 soupapes de sûreté pressuriseurdisponibles (aucune défaillance des soupapes de sûretépressuriseur),

• 120% PC en supposant 2 soupapes de sûreté pressuriseurdisponibles (défaillance d’1 soupape de sûreté pressuriseur).

La surpression est limitée par les soupapes de sûreté pressuriseur etGV et l’arrêt automatique du réacteur (enclenché par le système deprotection du réacteur).

Le respect de ces critères est vérifié sur une base déterministeconservative, en ne prenant en compte aucune défaillance (sauf 1soupape de sûreté pressuriseur pour 120% PC).

b) Transitoire dimensionnant

La situation la plus pénalisante de catégorie 3 en ce qui concerne lepic de surpression du côté primaire est la « fermeture intempestivede toutes les VIV à pleine puissance ».

c) Méthode d’analyse

Pour l’analyse du transitoire de la « fermeture intempestive de

toutes les VIV à pleine puissance » , des hypothèses conservativessont prises pour chaque condition limite ayant un impact significatifsur le pic de pression primaire :

• les conditions initiales de la tranche sont maximisées ouminimisées selon leur effet,

• un modèle cinétique point, avec des données neutroniques ducœur pénalisantes englobant les différentes gestions ducombustible, est utilisé,

• les systèmes de protection contre la surpression se limitent auxsoupapes de sûreté pressuriseur et GV et à l’arrêt automatique duréacteur. Toutes les données se rapportant à leur efficacité sontpénalisées (comme le retard d’activation et la capacité deréduction de la pression).

• Le signal d’arrêt automatique du réacteur pris en compte est lesignal « pression pressuriseur élevée », prévu pour la protectioncontre la surpression du côté primaire. Après l’AAR, la puissancerésiduelle maximale est considérée.

• Les soupapes de sûreté GV sont prises en compte avec leur seuil depression d’ouverture maximisé mais elles n’ont pas d’impact sur lepic de pression primaire.

d) Résultats

Après fermeture de toutes les VIV, la pression primaire augmenterapidement à cause de la perte de l’évacuation de la chaleur via lecôté secondaire.

La pression pressuriseur atteint le seuil d’arrêt automatique duréacteur (« pression pressuriseur élevée ») puis les seuilsd’ouverture de la 1ère soupape de sûreté pressuriseur (si prise encompte) et de la 2ème / 3ème soupapes de sûreté pressuriseur.

Les soupapes de sûreté GV s’ouvrent après le pic de pressionprimaire et ne contribuent donc pas à la protection contre lasurpression du côté primaire.

La pression maximale au point le plus chargé du RCP (sortie GMPP)est inférieure à 110% PC dans la situation de catégorie 3 la pluspénalisante « fermeture de toutes les VIV à pleine puissance, avec 3soupapes de sûreté pressuriseur disponibles » (aucune défaillancedes soupapes de sûreté pressuriseur).

Le critère de surpression de catégorie 3 est donc respecté.

La pression maximale au point le plus chargé du RCP (sortie GMPP)est est inférieure à 120% PC dans la situation de catégorie 3 la pluspénalisante « fermeture de toutes les VIV à pleine puissance, avec 2soupapes de sûreté pressuriseur disponibles » (défaillance d’unesoupape de sûreté pressuriseur).

Le critère de surpression de catégorie 3 est donc respecté.

1.5.1.1.3. Catégorie 4

a) Critère

Dans la catégorie 4, le critère de surpression est l’absence dedégradation de l’intégrité du circuit primaire principal. En tant quecritère de découplage, la pression au point le plus chargé du RCP nedoit pas dépasser 130% PC.

Tous les systèmes de réduction de la surpression sont pris en comptesauf ceux déjà considérés comme indisponibles dans la définition dela séquence d’évènements multiples.

La démonstration du respect de ce critère se fait sur une base réalistesans ajouter d’autre défaillance.

b) Transitoire dimensionnant

La situation la plus pénalisante de catégorie 4 en ce qui concerne lepic de surpression du côté primaire est « l’augmentation excessivedu débit de vapeur du côté secondaire à pleine puissance, sans AAR» définie comme étant l’ouverture intempestive du GCTC à pleinepuissance, avec blocage mécanique des grappes d’arrêtautomatique du réacteur (ATWS par blocage des grappes).

c) Méthode d’analyse

Pour l’analyse du transitoire « augmentation excessive du débit devapeur du côté secondaire à pleine puissance, sans AAR » , deshypothèses réalistes sont prises en compte :

4503.6

• les conditions initiales de la tranche sont réalistes,

• un calcul avec modélisation 3D du cœur est effectué avec desdonnées neutroniques du cœur couvrant 100% de la durée ducycle,

• l’arrêt automatique du réacteur n’est pas pris en compte du fait dublocage mécanique des grappes,

• les systèmes de réduction de la surpression disponibles sontl’aspersion normale du pressuriseur, les soupapes de sûretépressuriseur et GV, le GCTc, le VDA. Toutefois, le GCTc estrapidement isolé et les soupapes de sûreté GV ne participent pas àla limitation du pic de surpression, leur ouverture se produisantultérieurement.

• le signal ATWS et les actions associées sont pris en compte. Cesactions évitent que les GV ne se vident alors que la puissance ducœur est encore élevée afin de limiter la surpression du RCP. Lesignal ATWS est élaboré à partir du « signal AAR + grappes nonchutées ou flux élevé ». Les actions associées sont l’activationimmédiate du RBS, l'isolement du réservoir de contrôlevolumétrique, l’arrêt de toutes les GMPP sur « niveau GV MIN2 ».

d) Résultats

L’ouverture intempestive du GCTc entraîne la dépressurisation ducôté secondaire. Lors de l’apparition du signal « chute de pressionvapeur sortie GV > Max 1 », les VIV sont fermées et les lignes AREgrand débit sont isolées. Le refroidissement excessif du côté primaireprovoque une augmentation de la puissance du cœur. La puissancemaximale du cœur atteint 105,1% PN.

Après fermeture des VIV et isolement des lignes ARE grand débit, lecôté primaire s’échauffe (échec de l’AAR), ce qui entraîne uneaugmentation de la pression du côté primaire. L’augmentation de latempérature du fluide primaire conduit à une diminution de lapuissance du cœur.

L’ouverture des soupapes de sûreté pressuriseur combinée à lasollicitation des VDA arrêtent la surpression du côté primaire.

Toutes les GMPP sont ensuite arrêtées pour abaisser fortement leniveau de puissance du cœur lorsque les GV se vident et évite undeuxième pic de surpression du RCP. La borication par le RBSdémarre après l’apparition du pic de surpression.

La pression maximale au point le plus chargé du RCP est de 187,2bar abs. (106,4% PC) dans la situation de catégorie 4 la pluspénalisante « augmentation excessive du débit de vapeursecondaire sans arrêt automatique du réacteur ».

Cette valeur est inférieure à 130% PC

Le critère de surpression de catégorie 4 est donc respecté.

1.5.1.2. Analyses de la protection contre la surpression du côtésecondaire

La protection contre la surpression du côté secondaire est liée à laconception mécanique des circuits secondaires principaux. Lesdispositifs de protection permettent de limiter les surpressions pourl'ensemble des équipements du CSP. En particulier les soupapes desûreté des générateurs de vapeur constituent les accessoires desécurité.

La protection contre les surpressions du côté secondaire est diviséeen trois catégories différentes de situations, faisant intervenirdifférents critères, moyens et règles d’analyse de protection contreles surpressions.

Dans la catégorie 2 :

• le critère de protection contre les surpressions est 100% PC, avecun court dépassement accepté par rapport à la pression de calcul(< 105% PC ; le décret du 13 décembre 1999 autorisant 110%PC de façon momentanée),

• tous les moyens de protection contre les surpressions sont pris encompte, y compris les régulations, les limitations et les protections,

• pour l’analyse du transitoire de protection contre les surpressions,les incertitudes sont prises en compte pour les conditions limitesqui ont un impact significatif sur le pic de surpression. Aucunedéfaillance n’est considérée.

Dans la catégorie 3 :

• le critère de protection contre les surpressions est 110% PC avectoutes les soupapes de sûreté disponibles (n soupapes de sûreté) et120% PC avec toutes les soupapes de sûreté disponibles sauf une(n-1 soupapes de sûreté). Ces critères de protection contre lessurpressions s’appliquent à une conception avec n < 4 pourchaque boucle du circuit secondaire principal,

• seules les soupapes de sûreté et un arrêt automatique du réacteur(AAR) provoqué par le système de protection du réacteur sont prisen compte,

• pour les analyses du transitoire de protection contre lessurpressions, des hypothèses pénalisantes sont envisagées pourtoutes les conditions limites, de manière déterministe. Aucunedéfaillance n’est considérée (sauf 1 soupape de sûreté pour lecritère 120% PC).

Dans la catégorie 4 :

• le critère de protection contre les surpressions est l’absence dedégradation de l’intégrité du circuit secondaire principal. Le nondépassement de 130% PC est un critère de découplage en ce quiconcerne cette évaluation,

• tous les moyens de protection contre les surpressions sont pris encompte, y compris les régulations, les limitations et les protections,(sauf ceux déjà considérés comme indisponibles dans la définitionde la « séquence d’évènements multiples »),

• pour l’analyse du transitoire de protection contre les surpressions,des hypothèses réalistes sont envisagées. Aucune défaillance n’estconsidérée (sauf celles déjà envisagées dans la définition de la « séquence d’évènements multiples »).

1.5.1.2.1. Catégorie 2

a) Critère

Dans la catégorie 2, la pression des GV ne doit pas dépasser 100%PC (100 bar abs.) avec un court dépassement accepté.

La surpression est limitée par le GCTc, le VDA s’il est sollicité, l’arrêtautomatique partiel et l’arrêt automatique du réacteur s'ils sontsollicités.

Le respect de ce critère se fait en tenant compte des incertitudes etsans faire intervenir de défaillance.

b) Transitoire dimensionnant

Les transitoires de fonctionnement les plus pénalisants sont :

• délestage avec îlotage,

• défaut de réseau.

Les incidents de fonctionnement prévus les plus pénalisants sont :

• perte d’une pompe alimentaire,

• déclenchement turbine.

Pour tous ces transitoires, un arrêt automatique partiel est mis enœuvre lorsque le niveau de puissance est supérieur à 60% de lapuissance nominale. Cela signifie que la puissance neutronique estrapidement abaissée jusqu'à environ 50% de la puissance nominalepar chute de plusieurs grappes de contrôle.

Le niveau de 60% PN est alors la condition initiale la plus pénalisanteen ce qui concerne la surpression du côté secondaire, combinant :

• le niveau de puissance le plus élevé sans déclenchement de l’arrêtautomatique partiel,

• une pression initiale élevée du coté secondaire.

La situation la plus pénalisante de catégorie 2 en ce qui concerne lepic de surpression du côté secondaire est « le déclenchement turbineà 60% de la puissance nominale ».

c) Méthode d’analyse

Les incertitudes prises en compte pour l’analyse du transitoire de « déclenchement turbine à 60% de la puissance nominale » sontpénalisantes pour les conditions limites qui ont un impact significatifsur le pic de surpression secondaire :

• la plupart des conditions initiales significatives de la tranche sont

4513.6

maximisées ou minimisées selon leur effet,

• un modèle cinétique point est utilisé avec des donnéesneutroniques du cœur englobant les différentes gestions ducombustible,

• l’efficacité des systèmes participant à la limitation du pic desurpression est minimisée, en prenant le retard maximumd’activation et la capacité minimale de réduction de la pression.Sont concernés :

- le GCTc,

- le VDA, qui cependant ne participe pas au pic de surpression àcourt terme,

- l’arrêt automatique du réacteur, qui cependant ne participe pasau pic de surpression à court terme.

d) Résultats

Après le déclenchement turbine, la pression primaire et la pressionsecondaire augmentent. Les vannes GCTc s’ouvrent et arrêtentl’accroissement de la pression secondaire.

La pression maximale du GV est 96,4% PC dans la situation decatégorie 2 la plus pénalisante « déclenchement turbine à 60% dela puissance nominale ».

Cette valeur est inférieure à 100% PC.

Le critère de surpression de catégorie 2 est donc respecté.

1.5.1.2.2. Catégorie 3

a) Critère

Dans la catégorie 3, la pression des GV ne doit pas dépasser :

• 110% PC, en supposant 2 soupapes de sûreté GV disponibles(aucune défaillance des soupapes de sûreté GV),

• 120% PC, en supposant 1 soupape de sûreté GV disponible(défaillance d’1 soupape de sûreté GV).

La surpression est limitée par les soupapes de sûreté GV et l’arrêtautomatique du réacteur (déclenché par le système de protection duréacteur).

Le respect de ce critère est vérifié sur une base déterministeconservative, en ne prenant en compte aucune défaillance (sauf 1soupape de sûreté GV pour 120% PC).

b) Transitoire dimensionnant

La situation la plus pénalisante de catégorie 3 en ce qui concerne lepic de surpression du côté secondaire est la « fermetureintempestive de toutes les VIV à pleine puissance ».

c) Méthode d’analyse

Pour l’analyse du transitoire de la « fermeture intempestive detoutes les VIV à pleine puissance », des hypothèses conservativessont prises pour chaque condition limite ayant un impact significatifsur le pic de pression secondaire :

• les conditions initiales de la tranche sont maximisées ouminimisées selon leur effet,

• un modèle cinétique point est utilisé avec des donnéesneutroniques du cœur pénalisantes englobant les différentesgestions du combustible,

• les systèmes de protection contre la surpression se limitent auxsoupapes de sûreté GV et à l’arrêt automatique du réacteur. Toutesles données se rapportant à leur efficacité sont pénalisées (commele retard d’activation et la capacité de réduction de la pression).

• Le signal d’arrêt automatique du réacteur pris en compte est lesignal « pression GV élevée », prévu pour la protection contre lasurpression du côté secondaire.

• Après l’AAR, la puissance résiduelle maximale est prise en compte.

Remarque : Le VDA n'est pas modélisé dans les calculs desurpression de 3e catégorie, dont l'objectif est de montrer le nondépassement de 110% PC (ou 120% PC avec défaillance d'unesoupape) avec la seule action des soupapes de sûreté et de l'arrêtautomatique du réacteur sur signal dédié. La pression n'étant limitéedans les calculs que par les soupapes dont le point de tarage est

supérieur à PS, elle apparaît donc durablement supérieure à PS. Enréalité, la prise en compte du VDA, dont le point de consigne estinférieur à PS, permet de ramener rapidement la pression en dessousde cette valeur (le délai étant de l'ordre de grandeur de la minute).

d) Résultats

Après la fermeture de toutes les VIV, la pression des 4 GV augmenterapidement et atteint le point de consigne d’arrêt automatique duréacteur (« pression GV élevée ») et plus tard le seuil d’ouverturedes soupapes de sûreté GV. Les soupapes de sûreté GV s’ouvrent(une ou deux prises en compte par GV) et limitent le pic de pression.Du côté primaire, les soupapes de sûreté pressuriseur ne sont pasprises en compte.

La pression GV maximale est de108,9% PC dans la situation decatégorie 3 la plus pénalisante « fermeture de toutes les VIV à pleinepuissance, avec 2 soupapes de sûreté GV disponibles » (aucunedéfaillance des soupapes de sûreté GV).

Cette valeur est inférieure à 110% PC.

Le critère de surpression de catégorie 3 est donc respecté.

La pression GV maximale est de 110,1% PC dans la situation decatégorie 3 la plus pénalisante « fermeture de toutes les VIV àpleine puissance, avec 1 soupape de sûreté GV disponible »(défaillance d’1 soupape de sûreté GV).

Cette valeur est inférieure à 120% PC.

Le critère de surpression de catégorie 3 est donc respecté.

1.5.1.2.3. Catégorie 4

a) Critère

Dans la catégorie 4, le critère de surpression est la non dégradationde l’intégrité des circuits secondaires principaux. En tant que critèrede découplage, la pression GV ne doit pas dépasser 130% PC.

Tous les systèmes de réduction de la surpression sont pris en comptesauf ceux déjà considérés comme indisponibles dans la définition dela séquence d’évènements multiples.

La démonstration du respect de ce critère se fait sur une base réalistesans ajouter d’autre défaillance.

b) Transitoire dimensionnant

La situation la plus pénalisante de catégorie 4 en ce qui concerne lepic de surpression du côté secondaire est la « fermeture intempestivede toutes les VIV à pleine puissance, sans AAR », l’échec de l’AARétant dû au blocage mécanique des grappes (ATWS).

c) Méthode d’analyse

Pour l’analyse du transitoire de la « fermeture intempestive detoutes les VIV sans AAR », des hypothèses réalistes sont prises encompte :

• les conditions initiales de la tranche sont réalistes,

• un modèle cinétique point couvrant 100% de la durée de vie de latranche est utilisé,

• l’arrêt automatique du réacteur n’est pas pris en compte du fait dublocage mécanique des grappes,

• les systèmes de réduction de la surpression disponibles sont lessoupapes de sûreté GV et le VDA. Le VDA et 2 soupapes de sûretéGV par GV sont pris en compte.

d) Résultats

Après fermeture de toutes les VIV, la pression des 4 GV augmenterapidement et atteint le point de consigne d’ouverture du VDA puisle seuil d’ouverture des soupapes de sûreté GV. 1 VDA et 2 soupapesde sûreté GV par GV s’ouvrent et limitent le pic de pression du GV.

Du côté primaire, la pression du pressuriseur augmente, atteint lepoint de consigne d’aspersion normale du pressuriseur et plus tardles seuils d’ouverture des soupapes de sûreté pressuriseur.

La pression maximale des GV est de 110,1% PC dans la situation decatégorie 4 la plus pénalisante « fermeture intempestive de toutesles VIV à pleine puissance, sans arrêt automatique du réacteur ».

Cette valeur est inférieure à 130% PC.

Le critère de surpression de catégorie 4 est donc respecté.

4523.6

1.5.2. Analyses de la protection contre lessurpressions à froid

Cette section traite de la protection contre les surpressions à froiddes équipements du circuit primaire. L'ensemble de ces équipementsayant la même pression de calcul, on vérifie, de manière enveloppe,que les critères de surpression sont respectés au point le plus chargédu CPP, ce qui garantit le respect des critères pour chacun des ESPN.Les conditions à froid comprennent les séquences d’arrêt et dedémarrage.Pour chaque catégorie de situation de fonctionnement,on définit :

• le critère de protection contre les surpressions qui est la limite desurpression à ne pas dépasser,

• les moyens de protection contre les surpressions qui sont lesdispositifs de réduction de la surpression envisagés pour le respectdu critère,

• les règles d’analyse de protection contre les surpressions,définissant les conditions limites prises en compte dans l’analysedes transitoires de surpression visant à démontrer que le critère estrespecté.

1.5.2.1. Protection du circuit primaire principal

La protection contre les surpressions primaires à froid est égalementdivisée en 3 catégories différentes, mettant en jeu les mêmes critèresde protection contre les surpressions, moyens de protection et règlesd’analyses que ceux décrits dans la section précédente 3.6.1.5.1.

Cependant, du fait des conditions à froid, des exigencessupplémentaires sont nécessaires pour la protection du circuitprimaire principal. Lorsque la température du réfrigérant est froide,l’intégrité du circuit primaire principal pourrait être affectée par lerisque de rupture brutale de la cuve. Un tel risque est en faitparticulièrement important pour une température du réfrigérantprimaire proche de la « température de ductilité nulle », c’est-à-dire dans le domaine de températures atteint au cours de l’arrêt àfroid.

Les critères à respecter sont définis selon les règles RCC-M (voirchapitre 1.6) ; RCC-M, sous-section B : "Règles générales d’analysedu comportement des composants", § B3260).

Il faut vérifier que, en prenant comme hypothèse le défaut deréférence initial défini selon ces règles, la charge résultant de chaqueévènement envisagé ne pourra pas provoquer une rupture brutalede la cuve.

1.5.2.2. Catégorie 2

a) Critère

En catégorie 2, la pression au point le plus sollicité du RCP ne doitpas dépasser la pression maximale acceptable pour éviter le risque derupture brutale de la cuve.

Les soupapes de sûreté du pressuriseur ne doivent pas être sollicitéesen conformité avec la protection contre les rejets radioactifs.

b) Condition de dimensionnement

La condition de catégorie 2 la plus pénalisante en ce qui concerne lepic de surpression primaire est « le démarrage intempestif de toutesles pompes ISMP avec toutes les grosses lignes à débit nul ouvertes ».

c) Méthode d’analyse

Pour l’analyse du transitoire « démarrage intempestif des ISMP (avectoutes les grosses lignes à débit nul ouvertes) », les incertitudes sontprises en compte de manière pénalisante pour les conditions limitesqui ont un impact significatif sur le pic de surpression.

d) Résultats

Le démarrage intempestif de toutes les pompes ISMP (grosses lignesà débit nul ouvertes) conduit à une augmentation de la pressionprimaire.

Par conséquent, l’aspersion normale du pressuriseur est activée.

La pression maximale au point le plus sollicité du RCP (refoulementdes pompes primaires) est inférieure à la pression maximaleadmissible en ce qui concerne le risque de rupture brutale de la cuve

pour la condition de catégorie 2 la plus pénalisante « démarrageintempestif des ISMP (toutes les grosses lignes à débit nul ouvertes) ».

Les soupapes du pressuriseur ne sont donc pas sollicitées.

Les critères de surpression de la catégorie 2 sont donc respectés.

1.5.2.3. Catégorie 3

a) Critère

En catégorie 3, la pression au point le plus chargé du RCP ne doitpas dépasser :

• 110% de la pression de calcul du RCP en supposant 3 soupapespressuriseur disponibles (aucune défaillance des soupapespressuriseur),

• 120% de la pression de calcul du RCP en supposant 2 soupapespressuriseur disponibles (défaillance d’une soupape pressuriseur),

• La pression maximale acceptable est définie par rapport au risquede rupture brutale de la cuve, en supposant 2 PSV disponibles(défaillance d’une soupape pressuriseur).

En catégorie 3, le dernier critère (qui est le plus pénalisant) sera leseul à prendre en compte.

La surpression est limitée par les soupapes du pressuriseur.

b) Condition de dimensionnement

La condition de catégorie 3 la plus pénalisante en ce qui concerne lepic de surpression primaire est « le démarrage intempestif de toutesles pompes ISMP avec une grosse ligne à débit nul fermée ».

Dans ce cas, la pression à l’endroit le plus sollicité du RCP ne doit pasdépasser la valeur maximale acceptable définie dans le paragrapheprécédent, en tenant compte de l’accumulation dans les soupapesdu pressuriseur du fait de leur temps d’ouverture et de fermeture.

c) Méthode d’analyse

Les incertitudes sont prises en compte de manière pénalisante pourtoutes les conditions limites.

d) Résultats

Le démarrage intempestif de toutes les pompes ISMP (une grosseligne à débit nul fermée) conduit à une augmentation de la pressionprimaire.

La pression maximale à l’endroit le plus sollicité du RCP (sortie despompes primaires) est est inférieure à la pression maximaleadmissible en ce qui concerne le risque de rupture brutale de la cuvedans la condition de catégorie 3 la plus pénalisante « démarrageintempestif des ISMP (une grosse ligne à débit nul fermée) ».

Les soupapes du pressuriseur sont sollicitées.

Les critères de surpression en catégorie 3 sont donc respectés.

1.5.2.4. Catégorie 4

Les analyses des transitoires des catégories 2 et 3 englobent celles dela catégorie 4.

En fait, les transitoires de catégorie 4 ont une probabilitéd’occurrence inférieure à celle des transitoires des catégories 2 et 3et les critères associés sont identiques à ceux des catégories 2 et 3.

Cliquez pour voir : Tab 1 : Catégorisation et cumul des chargements pour la démonstration de la stabilité et de l’intégrité des composants mécaniques Tab 2 : Catégorisation et cumul des chargements pour les structures de génie civil

4553.6

2. ESSAIS ET ANALYSES DYNAMIQUES

2.1. ANALYSE DES EFFETS DES VIBRATIONSDes essais vibratoires sont prévus sur les lignes primaires et vapeurprincipales et permettent, entre autres, de vérifier que cestuyauteries ne subissent pas d'endommagements liés à d'éventuellessollicitations vibratoires et donc de s'affranchir de situationsvibratoires susceptibles de remettre en cause l'intégrité de ces lignespour lesquelles on postule une exclusion de rupture.

2.1.1. Analyse des effets des vibrations sur lesboucles primaires et sur la ligne d'expansiondu pressuriseur

Une évaluation minutieuse des vibrations de la tuyauterie et deseffets dynamiques sur la boucle primaire, le système de supportageet la ligne d'expansion du pressuriseur est réalisée sur la base d'uneanalyse modale du comportement de la boucle de refroidissementprimaire en accord avec la longue expérience d'exploitation acquiseavec les chaudières de 900 et 1300 MWe. Le résultat est unprogramme d'essais comportant des observations visuelles à menerlors des essais fonctionnels de démarrage de la centrale.

L'objectif de ces essais est de confirmer que le système a étéadéquatement conçu et supporté pour prévenir les vibrations, commel'exige la section B 3622.5 du RCC-M (voir chapitre 1.6). Les essais incluentdes démarrages et des arrêts des groupes motopompes primaires. Uneattention particulière est apportée aux endroits où les vibrations les plusimportantes sont attendues (milieu d'un tronçon).

Les critères visant à établir où et comment les observations visuelleset manuelles ont lieu et les méthodes et procédures nécessaires à ladétermination de l'acceptabilité de toute vibration observée sontdécrits dans le programme d'essais de la section 3.6.7.

Il est à noter que la disposition, la taille, etc, de la tuyauterie de laboucle primaire et de la ligne d'expansion dans les unités EPR sontsimilaires à celles employées dans les centrales actuellement enexploitation. L'expérience d'exploitation qui a été acquise avec cescentrales indique que la tuyauterie de la boucle primaire et de laligne d'expansion est conçue et supportée adéquatement afin deminimiser les vibrations.

De plus, les niveaux de vibration des groupes motopompesprimaires, qui constituent la seule composante mécanique quipourrait induire des vibrations de la tuyauterie de la boucle primaireet de la ligne d'expansion, sont mesurés et surveillés comme leprécise la section 5.4.1.1.4.

Des tests sont généralement effectués lors d'essais fonctionnels àchaud afin de vérifier que le circuit primaire peut se dilater librementet que les jeux entre les butées et les équipements sont acceptables.

2.1.2. Analyse des effets des vibrations sur latuyauterie du circuit secondaire

Les mesures prises afin de réduire les charges vibratoires sur lesprincipaux circuits de tuyauterie, telles que la bonne implantationdes circuits et des équipements et le bon réglage des supports detuyauterie, sont vérifiées par le contrôle des réponses vibratoires deces équipements lors d'essais effectués dans des conditions dedémarrage ou de service initial. Ces essais visent à confirmer que cescircuits, composants et supports de tuyauterie ont été correctementconçus afin de supporter les charges dynamiques dues àl'écoulement dans les conditions de fonctionnement en régimetransitoire et permanent prévues pendant l'exploitation. Leprogramme comporte une liste de différents modes defonctionnement, une liste d'emplacements sélectionnés pourl'inspection visuelle et les mesures, les critères d'acceptation, et lesactions correctives possibles en cas d'apparition de toute vibrationexcessive. La méthodologie générale est basée sur la norme ASMEOM3 ; les mesures habituelles sont les vitesses maximales (ou lesvaleurs moyennes quadratiques) à mi-portée des secteurs detuyauterie continus ou aux extrémités des sections de tuyauterie enporte-à-faux.

2.2. ESSAIS DE QUALIFICATION SISMIQUEDES EQUIPEMENTS MECANIQUESIMPORTANTS POUR LA SURETE

L'opérabilité d'un équipement mécanique de Catégorie sismique 1doit être démontrée si l'équipement est considéré comme étantactif, i.e. qu'une fonction de sûreté repose sur son fonctionnementmécanique.

L'opérabilité des pompes actives de Classe 2 et 3, des vannes activesde Classe 1, 2 ou 3, et de leurs commandes respectives, deséquipements manuels et auxiliaires vitaux entrant dans le cadre deschaudières sera démontrée par le respect des critères précisés à lasection 3.6.3. Les autres équipements mécaniques actifs serontdémontrés aptes au service par des essais ou des analyses, ou unecombinaison d'essais et d'analyses. Des procédures d'essai similairesaux procédures présentées au sous-chapitre 3.7 pour l'équipementélectrique seront utilisées afin de démontrer l'opérabilité d'uncomposant si celui-ci est d'une complexité mécanique ou structurelletelle que sa réponse ne peut pas être adéquatement prévue par voieanalytique. Une analyse pourra être utilisée si l'équipement relèved'une modélisation ou d'une analyse dynamique.

Un équipement de Catégorie sismique 1 inactif sera démontrépossédant une intégrité structurale dans tous les états defonctionnement de la centrale de l'une des manières suivantes :

• par une analyse qui montre le respect des critères des contraintesapplicables à la pièce ou à l'équipement particulier,

ou,

• par un essai montrant que l'équipement conserve son intégritéstructurale dans l'environnement simulé par l'essai.

2.3. REPONSE DYNAMIQUE DES EQUIPEMENTSINTERNES A UNE EXCITATION PARL'ECOULEMENT OPERATIONNEL

L'excitation des structures internes de la cuve par l'écoulement duréfrigérant est essentiellement aléatoire. Elle est due par exemple àla turbulence de l'écoulement descendant dans l'espace annulaireentre la cuve et l'enveloppe du cœur. Cette turbulence génèreprincipalement une excitation basse fréquence car la densitéspectrale des fluctuations de pression diminue rapidement avec lafréquence.

C'est la raison pour laquelle le comportement vibratoire deséquipements internes se situe principalement dans la gamme desbasses fréquences (0 à 30 Hz). Les modes poutre de l'enveloppe ducœur se situent typiquement autour de 8 Hz. D'autres composantesdes équipements internes ont des fréquences de réponse plusélevées. Tous les niveaux de déplacement et de contrainte sontgénéralement très bas.

Les équipements internes de l'EPR sont similaires à ceux descentrales à quatre boucles de refroidissement existant actuellementen France ou en Allemagne. Cependant, ils bénéficient de certainesévolutions qui peuvent réduire les vibrations dues à l'écoulement.Ces évolutions sont :

• l'augmentation de la section d'écoulement dans le collecteurannulaire entre la cuve et l'enveloppe du cœur ;

• la modification du nombre et de la forme des supports radiaux inférieurs ;

• la suppression de la structure d'instrumentation fixée par le bas etl'installation d'un dispositif de distribution de l'écoulement ;

• l'augmentation du nombre d'assemblages combustibles ;

• le remplacement du cloisonnement par un réflecteur lourd ;

• la modification de la conception et du nombre des guides degrappes ;

• l'installation dans les équipements internes supérieurs del'instrumentation du cœur ;

456

• la modification des fourreaux des thermocouples.

Tous ces changements ne sont pas réellement nouveaux. Certains ontdéjà été mis en place dans les centrales Konvoi de Siemens avec unetrès bonne expérience d'exploitation. On ne s'attend pas à ce que cesévolutions modifient significativement les vibrations des équipementsinternes dues à l'écoulement. Certaines augmenteront le niveau desvibrations, d'autres le réduiront. Ceci doit néanmoins être établi.C'est la raison des essais qui seront effectués sur deux maquettes.

a) Maquette mécanique des équipements internes inférieurs.L'objectif est d'obtenir des données visant à :

• établir l'adéquation de la conception des équipements internes parrapport aux vibrations dues à l'écoulement. Les principauxéléments seront les réponses aux vibrations de l'enveloppe ducœur et du dispositif de distribution de l'écoulement;

• faire une bonne estimation des résultats qui peuvent être obtenuspar l'instrumentation installée dans les équipements internes lorsdes essais d'écoulement préliminaires. Cette instrumentation doitêtre installée sur le premier ensemble d'équipements internes.

Aujourd'hui, la conception de la maquette et le contenu duprogramme d'essais dédié ne sont pas encore établis.

b) Maquette mécanique des guides de grappes avec les grappes decommande installées dans une boucle d'essai. L'objectif de cet essaiest d'établir les fréquences propres et les modes propres des guides degrappes dans l'eau ainsi que la réponse vibratoire de ces composantsdans l'écoulement avec l'environnement EPR. Ces données serontutilisées pour analyser les vibrations des guides de grappes dans leséquipements internes supérieurs en exploitation normale.

2.4. ESSAIS PRELIMINAIRES DE VIBRATIONSDUES A L'ECOULEMENT SUR LESEQUIPEMENTS INTERNES

Un essai préliminaire de vibrations dues à l'écoulement sera effectuésur chaque nouvel ensemble d'équipements internes. Cet essai estappelé essai fonctionnel à chaud. Il s'agit de la pratique courantepour les équipements internes de la cuve. L'essai sera réalisé avant lechargement du cœur, à température de fonctionnement normale etavec les quatre groupes motopompes primaires en service. Pendantl'essai, les équipements internes seront soumis à des conditions plussévères que celles de l'écoulement normal du fait que les quatregroupes motopompes primaires sont en service sans la présence ducœur. Cet essai durera un minimum de 240 heures. Il produira unchargement cyclique pendant environ 107 cycles sur les principauxéléments de structure des équipements internes. De plus, un certaintemps sera réservé à un fonctionnement avec une, deux ou troispompes en marche.

Avant et après l'essai fonctionnel à chaud, un contrôle très

approfondi des équipements internes sera effectué. Ce contrôleportera spécialement sur les zones suivantes :

• tous les principaux éléments de résistance des équipementsinternes assurant le maintien en place de la structure du cœur ;

• les supports latéraux, verticaux et de torsion à l'intérieur de la cuve ;

• les dispositifs de verrouillage et de boulonnage dont la défaillancepourrait nuire à l'intégrité structurale des équipements internes ;

• l'intérieur de la cuve sera également contrôlé avant et après l'essaifonctionnel à chaud, avec les équipements internes retirés. La vérificationsera faite de l'absence de pièces desserrées ou de corps étranger.

Ce contrôle sera réalisé avec des moyens optiques appropriés. Lesnormes d'acceptation sont identiques à celles requises en atelier parles plans de fabrication initiaux et le cahier des charges. Si aucunsigne d'usure anormale ou de vibrations excessives n'est détecté, etsi aucune modification structurale apparente ne se produit, leséquipements internes seront considérés comme structurellementadéquats et aptes au service.

c) En plus des contrôles avant et après l'essai fonctionnel à chaud, uneinstrumentation peut être installée sur certains composants clés dupremier ensemble d'équipements internes de l'EPR lors de l'essai àchaud. L'instrumentation est retirée avant le premier chargement ducœur. L'objectif est d'obtenir l'assurance que le comportement vibratoiredes équipements internes de l'EPR, en fonctionnement normal, seraidentique à celui indiqué par l'analyse des résultats sur maquettes. Lerésultat de l'instrumentation est comparé aux valeurs attendues. Lecontenu du programme d'instrumentation est défini à l'issue des essaissur maquettes indiqués au 3.6.2.3 et des analyses correspondantes.

2.5. ANALYSE DU SYSTEME DYNAMIQUEDES EQUIPEMENTS INTERNES DANS UNESITUATION HAUTEMENT IMPROBABLE

(voir chapitre 3.6.1.3)

2.6. CORRELATION DES ESSAIS DE VIBRATIONSSUR LES EQUIPEMENTS INTERNES AVECLES RESULTATS ANALYTIQUES

L'objectif est de comparer les vibrations dues à l'écoulement deséquipements internes de la cuve établies par des méthodesanalytiques ou des essais sur maquettes avec le comportement réelen centrale du premier ensemble d'équipements internes. Lacorrélation est réalisée sur les composants équipés de capteurspendant l'essai fonctionnel à chaud. L'étendue en est déterminéeaprès la définition détaillée du programme d'instrumentation mis enplace pendant l'essai fonctionnel à chaud.

3. REFERENTIEL DE CONCEPTION DES MATERIELSMECANIQUES DE L’EPR DE CLASSE DE CONCEPTION ETDE REALISATION Q1, Q2 OU Q3

Comme indiqué au chapitre 3.2.1 du RPS (Principes de classement),les matériels mécaniques de l’EPR ne sont pas forcément tous conçuset fabriqués selon les exigences du code RCC-M (sauf pour lesmatériels de niveau de qualité de conception et de réalisation Q1, àsavoir les Circuits primaire et secondaire principaux). L’objet de cechapitre est de préciser pour les matériels mécaniques les règlesgénérales de conception applicables pour l’EPR. En particulier, estprécisée ci-après la version du RCC-M qui est utilisée pour laconception et la construction des matériels mécaniques pourlesquels le code RCC-M a été retenu.

3.1. VERSION DU RCC-M UTILISEELe référentiel de conception et de construction des matérielsmécaniques de l’îlot nucléaire de l’EPR appliqué pour la conceptiondes matériels mécaniques conçus selon le RCC-M, est constitué deséléments suivants :

• le code RCC-M Edition 2000 et modificatif 2002,

• le modificatif 2005 du RCC-M ; ce modificatif intègre notammentles évolutions de codification issues de la convergence des codesETC-M et RCC-M, et qui ont été validées par l’AFCEN,

• le modificatif 2006 du RCC-M (à paraître); ce dernier modificatifintégrera les évolutions du code RCC-M nécessaires afin de rendrele code compatible avec les exigences de l’arrêté ESPN du12/12/05.

Des exigences complémentaires à celles définies dans le référentielci-dessus pourront être prescrites dans les spécificationsd’équipement des matériels afin de compléter ou préciser lesexigences du référentiel de conception (pour les matériaux nouveauxnotamment), ou encore de lever des options.

Le RCC-M s'applique aux équipements classés de sûreté, selon lesmodalités exposées dans le sous-chapitre relatif au classement des

3.6

4573.6

équipements (voir chapitre 3.2). Les limites de contraintesadmissibles du RCC-M sont notamment choisies de manière àgarantir l'intégrité des équipements classés de sûreté soumis àpression.

Les supports des composants sont conçus conformément au VolumeH du RCC-M si ce code a été retenu comme référentiel deconception (voir 3.6.3.4). Les équipements internes de la cuve, ycompris les éléments de supportage du cœur, sont conçusconformément au Volume G du RCC-M, (voir chapitre 3.6.5) et (voirchapitre 3.6.6).

3.2. CAS DE CHARGE, TRANSITOIRES ETLIMITES DE CONTRAINTES

3.2.1. Composants de Niveau 1 du RCC-M (niveaude qualité Q1)

Les composants du circuit primaire principal et du circuit secondaireprincipal auxquels sont affectées les exigences RCC-M de Niveau 1(composants Q1) sont listés dans le sous chapitre relatif auclassement des équipements (voir chapitre 3.2).

Ces composants doivent être conçus conformément au Volume B duRCC-M. Pour les composants Q1, les exigences très strictes du RCC-M niveau 1 sont imposées et sont satisfaites.

Les règles de conception générale, applicables au dimensionnementdes composants soumis à pression et à l'analyse de leurcomportement lorsqu'ils sont soumis aux efforts stipulés dans lesspécifications des composants, sont fournies dans le RCC-M B3100.

Ces règles ont pour objet de garantir le respect des marges de sûretéspécifiées par rapport aux types de dommages qui pourraientsurvenir suite aux sollicitations imposées :

• déformation excessive et instabilité plastique,

• instabilité élastique ou élastoplastique,

• déformation progressive provoquée par des efforts répétés,

• fatigue (progressive),

• rupture brutale.

Au cours de son fonctionnement, un composant peut être soumis àun certain nombre de situations de fonctionnement différentes quisont classées suivant quatre catégories (voir 3.6.1.1), auxquelless'ajoutent une situation de référence classique et des situationsd'essai. Ce classement est effectué suivant la fréquence del'évènement.

Il existe un ensemble d'actions de l'environnement sur les matériels(pressions, forces, flux thermique, irradiation, corrosion). Certainesde ces actions sont susceptibles de fournir un certain travailmécanique, fonction de la déformation de ce matériel, et sontappelées sollicitations. L'ensemble de ces sollicitations est appeléchargement.

La prévention des dommages est requise pour les composantssoumis à ces chargements, avec des marges dépendant des objectifsd'intégrité. A cette fin, des séries de critères appelées "niveaux decritères" sont définies, selon les dommages couverts et les margesrequises.

Les règles relatives aux chargements et le niveau des critères àsatisfaire sont présentés au paragraphe 3.6.1.2.

3.2.2. Composants de niveaux de qualité Q2 et Q3

Les composants auxquels sont affectées les niveaux de qualité deconception et de réalisation Q2 et Q3 sont listés dans le souschapitre relatif au classement des équipements (voir chapitre 3.2).

La conception mécanique des composants Q2 est soit conforme auxexigences des Volumes C (Niveau 2) du RCC-M, soit à celles d’unautre code nucléaire équivalent (ASME section III-NC ou, pour unnombre limité de composants, KTA).

La conception mécanique des composants Q3 est conforme auxexigences des normes harmonisées européennes ou de tout autre

code conforme aux exigences du décret du 13 décembre 1999.

La pression de calcul, la température et autres conditions dechargement, qui fournissent les bases pour la conception descomposants Q2 et Q3 des systèmes fluide, sont présentées dans lessections qui décrivent ces systèmes.

Pour les composants Q2 et Q3, pour lesquels le RCC-M a été retenucomme référentiel de conception, les exigences sont moins sévèresque celles du niveau 1, en accord avec ce classement (application desniveaux 2 ou 3 du RCC-M). Les niveaux de critères requis et leslimites de contraintes associées sont cependant suffisamment baspour garantir qu'une perte d’intégrité de l'enceinte sous pression nese produira pas.

3.3. OPERABILITE SOUS SEISME DESPOMPES ET DE LA ROBINETTERIE DENIVEAUX DE QUALITE DE CONCEPTIONET DE REALISATION Q2 ET Q3

3.3.1. Pompes

Les pompes classées de sûreté sont soumises à des essais en usinequi comprennent des essais hydrostatiques (voir, par exempleexigences du Volume C 5000 ou D 5000 du RCC-M lorsque cedernier est appliqué), et à des essais de performance pourdéterminer la hauteur manométrique totale, les exigences relatives àla hauteur nette d'aspiration (NPSH), et d'autres caractéristiques desmoteurs de pompes. Lorsque cela est applicable, la température etles vibrations des paliers sont contrôlées pendant les essais deperformance.

En sus des essais requis, les pompes sont conçues et livréesconformément aux critères suivants associés au chargementsismique :

• Si la fréquence propre la plus basse est supérieure à 33 Hz, lapompe et son support seront considérés commefondamentalement rigides. Une analyse statique de la déformationde l'arbre du rotor est réalisée, et la déformation est comparée auxjeux admissibles pour le rotor.

• Si la fréquence propre se trouve être inférieure à 33 Hz, uneanalyse est effectuée pour déterminer les accélérations d'entréeamplifiées nécessaires à la réalisation de l'analyse statique.

• Les efforts sismiques maximums sur la tubulure sont égalementpris en compte dans une analyse des ancrages de pompe, pourgarantir l'impossibilité d'apparition d'un défaut d'alignementinacceptable du dispositif.

• Pour compléter les procédures de qualification sismique, le moteurde pompe et tous les accessoires indispensables aufonctionnement de la pompe sont qualifiés, de façonindépendante, pour fonctionner pendant le séisme maximum,conformément aux exigences du RCC-E (voir chapitre 1.6).

3.3.2. Robinetterie

La robinetterie classée de sûreté est soumise à des essais en usine quicomprennent des essais hydrostatiques (voir, par exemple, exigencesdes volumes C 5000 ou D 5000 du RCC-M, lorsque ce dernier estappliqué), des vérifications de l'étanchéité des portées disque-buse,et d'autres essais de fonctionnement.

La robinetterie est conçue à l'aide d'une analyse des contraintes oudes règles de conception standards pour des exigences minimales entermes d'épaisseur de paroi, conformément aux exigences des codesnucléaires ou des normes harmonisées européennes, ou d’autresnormes satisfaisant les exigences du décret du 13 décembre 1999.

De plus, l'ensemble de la robinetterie et de ses structures est conçupour présenter une première fréquence propre supérieure à 33 Hz.Une analyse est effectuée en appliquant des efforts sismiquesstatiques tridimensionnels au centre de gravité de la structureétendue. Pour la conception sous chargement sismique, la chargestatique utilisée est de 4 g dans les trois directions. Ces efforts sontappliqués simultanément.

458

Si la fréquence propre est inférieure à 33 Hz, un calcul dynamique estréalisé avec les accélérations réelles. Un calcul statique est acceptablesous réserve d’appliquer un facteur 1.5 aux accélérations précitées.

La qualification à l'opérabilité des motorisations et des accessoiresélectriques est démontrée par la satisfaction des exigences du RCC-E (voir chapitre 1.6) ou d‘un autre code acceptable.

3.4. SUPPORTS DES COMPOSANTSLes supports soudés sur les composants soumis à pression sont constituésd'éléments en acier comprenant des platines, des poutres, des brides, desdispositifs auto-bloquants,... Pour la tuyauterie en particulier, ces supportspeuvent être des supports banalisés, lorsque cela est réalisable.

Les transitoires et les cas de charge appliqués aux supports sont lesmêmes que ceux des composants supportés.

Les critères applicables aux supports reposent sur le principe suivant :les supports de systèmes fluide sont aussi importants que le systèmequ'ils supportent.

Ils sont répartis en trois sous-niveaux :

• supports pour composants Q1 : les exigences du RCC-M sontappliquées (volume H, exigences pour supports classés S1),

• supports pour composants Q2 : les exigences du volume H duRCC-M sont applicables (supports classés S2) ou les exigenceséquivalentes d’un code nucléaire (ASME section III ou KTA)

• supports pour composants Q3 : les exigences des normesharmonisées européennes sont applicables ou les pratiquesindustrielles équivalentes conformes à la DESP (s’il est décidéd’utiliser toutefois le RCC-M, le support est classé S2).

Les supports des grosses motorisations de vannes RCC-M et des grosmoteurs de pompes RCC-M sont classés comme les supports descomposants RCC-M correspondants.

Les supports des autres matériels électriques (câbles, connexions,armoire électrique,...) sont traités dans le RCC-E.

Les équipements internes des piscines de combustible sont classéscomme les supports des composants Q2.

Les règles de conception des supports ou des pièces de supports, qui sontnoyé(e)s dans du béton, sont traitées dans l' ETC-C (voir chapitre 1.6).

3.6

4. MECANISME DE COMMANDE DES GRAPPES

4.0. EXIGENCES DE SURETE4.0.1. Fonctions de sûreté

Le mécanisme de commande des grappes doit assurer les fonctionsde sûreté suivantes :

• Contrôle de la réactivité lors de l'arrêt d'urgence automatique duréacteur,

• Confinement des substances radioactives (par l'intégrité del'enceinte sous pression du mécanisme de commande des grappes).

4.0.2. Critères fonctionnels4.0.2.1. Maîtrise de la réactivité

Le mécanisme de commande des grappes participe à la maîtrise dela réactivité par la chute de l'ensemble tige de commande/grappe decommande.

La chute de chaque grappe de commande doit être garantie danstoutes les situations accidentelles (PCC2 à 4 et RRC-A et B).

De plus, les indicateurs de position de tige doivent alerter en cas deligne de commande désalignée et indiquer les limites d'insertion dechaque groupe de grappes de commande.

4.0.2.2. Evacuation de la puissance résiduelle

Le mécanisme de commande des grappes ne contribue pas àl'accomplissement de cette fonction de sûreté.

4.0.2.3. Confinement des substances radioactives

L'enceinte sous pression du mécanisme de commande des grappesqui fait partie de la deuxième barrière doit conserver son intégritédans toutes les situations de fonctionnement de la tranche.

4.0.3. Exigences relatives à la conception4.0.3.1. Exigences issues du classement de sûreté

4.0.3.1.1. Classements de sûreté

Le mécanisme de commande des grappes doit être classé de sûreté,selon la classification présentée dans le sous-chapitre 3.2.

4.0.3.1.2. Critère de défaillance unique (active et passive)

L'arrêt automatique du réacteur doit être étudié en supposant quela grappe de commande présentant l'antiréactivité maximale soitbloquée en position haute (totalement extraite).

4.0.3.1.3. Alimentations électriques secourues

Non applicable

4.0.3.1.4. Qualification aux conditions de fonctionnement

Non applicable

4.0.3.1.5. Classements mécanique, électrique, contrôle commande

• Classement mécanique

L'enceinte sous pression du mécanisme de commande des grappes

doit être classée RCC-M (voir chapitre 1.6), classe 1, comme faisantpartie de l'enceinte du Circuit Primaire Principal du Réacteur, et lesmécanismes de commande doivent être classés selon la classificationprésentée dans le sous-chapitre 3.2.

• Classement électrique

Les bobines doivent être classées EE2.

• Classement contrôle commande

Non applicable

4.0.3.1.6. Classement sismique

Le mécanisme de commande des grappes doit être classé sismique,selon la classification présentée dans le sous-chapitre 3.2.

L'intégrité, la capacité fonctionnelle et l'opérabilité pendant et aprèsun tremblement de terre sont exigées.

4.0.3.2. Autres exigences réglementaires

• Textes officiels, lois, arrêtés, décrets

Deux documents s'appliquent au mécanisme de commande desgrappes :

- L'annexe 1 de l'"Arrêté ESPN"

- Les "Options de Sûreté du projet de réacteur EPR" (DSIN lettre079/2000)

• Règles Fondamentales de Sûreté

Les Règles Fondamentales de Sûreté applicables sont traitées ausous-chapitre 1.7.

• Directives Techniques

Les exigences spécifiques au mécanisme de commande des grappessont présentées dans les sections B2.3.1. (voir section 3.1.2).

• Textes EPR spécifiques

Les règles de conception des équipements mécaniques sontrassemblées dans le Code Technique consacré aux EquipementsMécaniques de l'EPR (code RCC-M, voir chapitre 1.6).

4.0.3.3. Agressions

• Agressions internes

Le mécanisme de commande des grappes doit être protégé contretoute agression interne, selon le sous-chapitre 3.4.

L'éjection d'une grappe de commande (évènement PCC4, voir15.2.4 et 3.4.4) ne doit pas compromettre le fonctionnement descircuits requis pour le retour et le maintien à l’arrêt sûr du réacteur.

• Agressions externes

Le mécanisme de commande des grappes doit être protégé contretoute agression externe, selon le sous-chapitre 3.3.

4.0.4. EssaisAprès installation sur le couvercle du réacteur, le fonctionnement de

4593.6

chaque mécanisme de commande des grappes doit être vérifié. Cescontrôles doivent inclure des mesures de temps de chute.

L'examen visuel des tiges de commande doit aussi être effectué lorsdu rechargement en combustible.

Pour démontrer que les tiges non actionnées par le RCSL sont enétat de l'être, la vérification partielle de leur déplacement doit êtreeffectuée pendant le fonctionnement du réacteur.

4.1. GENERALITESLe rôle des mécanismes de commande des grappes est d'insérer oud'extraire l’ensemble des grappes de commande sur une hauteur égaleà celle du coeur et de les maintenir dans n'importe quelle positionintermédiaire choisie. La position d'une grappe de commande dans lecoeur est suivie au moyen d'indicateurs de position numérique etanalogique. Comme autre rôle principal, le mécanisme de commandedes grappes doit libérer la ligne de commande dans un temps très courtaprès l'interruption du courant dans les bobines (arrêt d'urgence).

Le mécanisme de commande des grappes complet est composé :

• de l'enceinte sous pression avec sa liaison à brides,

• de l'ensemble mécanisme de levée,

• de la tige de commande,

• de l'ensemble électromagnétique.

Chaque mécanisme de commande des grappes est une unitéindépendante qui peut être montée ou retirée indépendamment desautres.

4.2. DESCRIPTION

4.2.1. Description de la conception mécanique etdes supports

Voir dessin d’ensemble, 3.6.4 FIG 1.

4.2.1.1. Enceinte sous pression et liaison à brides

Chaque enceinte sous pression est composée de la partie inférieure(carter du mécanisme) et de la partie supérieure (gaine de la tige decommande). Elle forme une extension en forme de doigt de gant del'enceinte sous pression du réacteur et est fixée sur le couvercle decuve par l'intermédiaire d'un adaptateur.

Le carter de mécanisme contient le mécanisme de levée. La gaine detige de commande protège la tige de commande lors de sonmouvement ascendant, en cas de retrait du coeur.

L’enceinte sous pression est formée de l’assemblage de cinq partiescylindriques soudées entre elles.

Un dispositif de liaison relie le sommet du mécanisme de commandedes grappes au mur de la piscine du réacteur pour limiter lesdéplacements, en cas de vibrations ou de sollicitation externe.

La liaison à brides est équipée de deux joints coniques, chacun conçupour résister à la pression de service. De par leur forme conique, lesjoints augmentent en diamètre externe et diminuent en diamètreinterne quand l'enceinte sous pression est mise en place. Lors de ce

processus, les bords des joints coniques trouvent appui dans lescongés situés respectivement dans l'enceinte sous pression etl'adaptateur qui sont alors scellés hermétiquement du fait de laplastification locale de ces joints coniques.

Grâce à la présence des deux joints séparés, l'étanchéité de la liaisonà brides peut être testée aussitôt après montage. La ligne de test estscellée, au terme de l'essai, au moyen d'un obturateur spécial.

4.2.1.2. Mécanisme de levée

Le mécanisme de levée est placé dans son carter, partie inférieure del'enceinte sous pression. Il convertit les forces magnétiques produitespar les bobines à l'extérieur de l'enceinte sous pression endéplacements de translation de la ligne de commande. Pourl'essentiel, il est composé de trois électroaimants qui engagentalternativement deux grappins (groupes de cliquets) dans lescannelures de la tige de commande, la maintenant ainsi en positionou la déplaçant vers le haut ou le bas.

4.2.1.3. Tige de commande

La tige de commande est l'élément de liaison entre le mécanisme delevée et la grappe de commande. Elle est composée d'une tigecreuse qui est cannelée transversalement dans sa section supérieure,sur la longueur nécessaire.

4.2.1.4. Ensemble électromagnétique

L'ensemble électromagnétique est composé d'une bobine de levée,d'une bobine de transfert et d'une bobine de maintien. Il est associéaux bobines de l'indicateur de position, avec son enveloppemétallique, pour former un seul ensemble qui peut être facilementséparé de l'enceinte sous pression. L'enveloppe métallique placéeautour de l'indicateur de position constitue une cheminéeengendrant un phénomène de convection naturelle. Monté surl'extrémité supérieure de cet ensemble, un connecteur assurel'alimentation DC des bobines de l'ensemble électromagnétique etun deuxième connecteur transmet les signaux en provenance desbobines de l'indicateur de position.

4.2.2. Description de la conception électrique4.2.2.1. Polarité des circuits magnétiques

Le pôle de transfert est commun aux circuits magnétiques desélectroaimants de levée et de transfert, conduisant à un couplagemagnétique réciproque. Le meilleur comportement du mécanismede commande des grappes est obtenu si la polarité de la bobine delevée est opposée à celle de la bobine de transfert.

4.2.2.2. Arrêt automatique du réacteur

Au signal d'arrêt automatique du réacteur, toutes les bobines decommande sont désactivées ; la grappe chute dans le coeur duréacteur sous l'action de la gravité.

4.2.3. Description fonctionnelleLe schéma séquentiel présenté ci-dessous décrit la montée d’un pasd'une grappe à partir de la position de repos dans laquelle seule labobine de transfert est activée. L'ensemble est contrôlé par unprogrammateur temporel qui contrôle l'alimentation des bobinesselon la séquence spécifique qui suit.

Séquence d'activation desbobines

Mouvement des grappins

� Bobine de transfert activée Position de repos : tige sur le grappin mobile (cliquetsde transfert).

� Activation de la bobine delevée

L'électroaimant de levée fait monter la tige d'un pas parl'intermédiaire du grappin mobile.

�-� Activation de la bobine demaintien

Les cliquets de maintien s'engagent dans unecannelure de la tige puis s'élèvent afin de reprendre lepoids de la ligne de commande.

� Désactivation de la bobinede transfert

Le grappin mobile désengage les cliquets de transfertde la cannelure de la tige.

� Désactivation de la bobinede levée

Le grappin mobile chute pour revenir à sa positioninitiale.

� Activation de la bobine detransfert

Les cliquets de transfert s'engagent dans la cannelureinférieure.

�- Désactivation de la bobinede maintien

Le grappin fixe descend, transférant ainsi la charge augrappin mobile, puis retire les cliquets de maintien de lacannelure de la tige

� Bobine de transfert activée Position de repos : tige sur le grappin mobile.

� à Montée de la ligne de commande d'un pas.

4603.6

Le cycle est répété autant de fois qu'il est nécessaire pour laréalisation du déplacement (nombre de pas) désiré. La tige decommande peut être re-introduite dans le coeur au moyen de laséquence inverse.

En cas d'interruption de l'alimentation électrique des bobines, lespôles inférieurs des électroaimants chutent, entraînant larétractation des cliquets. Ceux-ci libèrent la ligne de commande quichute à son tour dans le coeur par gravité. A la fin de sa chute, laligne de commande est ralentie à l'aide d'un amortisseurhydraulique. A l’arrêt de la grappe, la compression du ressort situé àl’intérieur du pommeau de grappe achève de dissiper l’énergierésiduelle.

4.2.4. Indicateurs de position

Il est nécessaire de posséder un équipement permettant dedéterminer la position de la grappe à tout moment. Il existe ainsi unsystème numérique, un système analogique et un système dedétection de fin de course pour déterminer la position de la grappe.

4.2.4.1. Indicateur de position numérique

L'indicateur de position numérique figure au tableau de la salle decommande. En position basse, l'affichage indique le nombre 411 quicorrespond au nombre total de pas possible. A l'opposé, le nombre0 s'affiche lorsque la tige est dans sa position extrême supérieure.Lors du mouvement de la tige, l'affichage du compteur est modifiéau moyen d'impulsions correspondant au nombre de pas d'insertionet de retrait demandés par la commande de la bobine de levée. Laposition limite basse (nombre 411) est automatiquement affichée encas de chute de la ligne de commande.

Ce compteur fournit, sans doute, l'indication la plus précise et la plussimple à lire. Cependant, il est tributaire de la détection correcte detous les pas exécutés. Il n'y a aucune corrélation directe entrel'affichage et la position réelle de la ligne de commande. Donc, pourdes raisons de redondance, un indicateur de position analogique estégalement fourni.

4.2.4.2. Indicateur de position analogique

L'enceinte sous pression se prolonge au-dessus du carter dumécanisme sous la forme d'un tube d'acier austénitique de diamètreréduit (gaine de la tige de commande). Cela permet de placer deuxbobines (enroulements primaire et secondaire) autour la partiesupérieure de l'enceinte sous pression pour constituer l’indicateur deposition analogique. L'activation de l'enroulement primaire esteffectuée au moyen d'un courant d'excitation imposé. Quand la tigede commande est insérée, la tension secondaire croît et peut êtreutilisée comme indication de la position de la grappe. Du point devue électrique, ces bobines d'indicateur de position constituent untransformateur à air.

La tension alternative induite est conditionnée dans un moduleélectronique monté en série. Le signal de l'indicateur de positionanalogique peut alors être converti et affiché sous forme de"profondeur d'insertion en cm" en salle de commande. Quand uneligne de commande est sélectionnée, sa position et celle des troisautres qui lui sont associées dans le quadruplet s'affiche (lequadruplet est défini comme l'ensemble des lignes de commandequi sont déplacées simultanément dans le cœur pour les besoins dela régulation en boucle fermée).

Pour éliminer l'influence de variations de température sur le courantprimaire aussi bien que secondaire, la bobine primaire est alimentéevia une résistance électrique élevée. Le courant secondaire, redresséet stabilisé, est dirigé sur un voltmètre via une résistance decompensation variable permettant d'ajuster la valeur maximale.Dans ce circuit, la tension de compensation variable est mise à laterre afin d'ajuster le point zéro de l'instrument (ligne de commandecomplètement insérée).

Le système d'indication de position analogique est très fiable.L'incertitude maximale de lecture est ± 5%. L'expérience montreque l'incertitude pratique est de l'ordre de 3 pas (<< 5%).

Avec la technologie numérique, la compensation du signal, prenanten compte la variation de température le long de la ligne, peutaméliorer la précision de mesure. Dans ce cas, la précision est ± 0,5% de la hauteur du cœur.

4.2.4.3. Indicateurs de fin de course

Des bobines supplémentaires sont installées pour indiquer les fins decourse, haute et basse, de la tige et permettre ainsi leur détectionplus précise. La lecture de la tension induite en fin de course esteffectuée par l'intermédiaire d'un module électronique. Enfonctionnement normal, les signaux mis en forme à partir del’indicateur de position numérique et des indicateurs de fin decourse analogiques sont utilisés. En cas de défaillance du compteurnumérique, seules les bobines des indicateurs de fin de course sontdisponibles.

D'autres détails figurent en section 7.5.4.

4.3. BASE DE CONCEPTION

4.3.1. Généralités

La conception mécanique (statique et dynamique) du mécanisme decommande des grappes satisfait aux exigences imposéesrelativement

• au fonctionnement recherché

• à la tenue en situations de fonctionnement

• au choix et à l'utilisation des matériaux

• à l'absence de maintenance spécifique

avec prise en compte de l'interaction éventuelle entre ces différentesexigences.

Les paramètres fondamentaux de conception du mécanisme decommande des grappes sont

• du point de vue fonctionnement

- pression et température

- valeur du pas

- course totale

- masse de la tige de commande et de la grappe

- fréquence de déplacement

- temps de chute

• du point de vue de l'intégrité et de la chute de grappe (enceintesous pression)

- classement de l'enceinte sous pression: RCC-M, classe 1

- pression

- température

- vibrations, efforts hydrauliques

- évènements extérieurs (par exemple, conditions sismiques)

Pour la fonction attendue du mécanisme de commande des grappesen cas d'arrêt du réacteur, la sûreté en cas de défaillance est obtenuepar utilisation de la gravité (aucun composant actif).

4.3.2. Enceinte sous pression

La conception de l'enceinte sous pression est conforme au RCC-M(voir chapitre 1.6) pour la classe 1 et ne diffère pas de façonsignificative de celle du Konvoi pour laquelle les règles techniques etles règlements allemands ont été pris en compte.

Pour satisfaire aux règles françaises sur les composants souspression, un Dossier Matériau spécifique est soumis au BCCN.

4.3.3. Exigences fonctionnelles

Pour les mouvements de la tige (vitesse de fonctionnement normal) :

• vitesse maximale exigée : 72,0 cm/minute

• vitesse moyenne minimale exigée : 12,7 cm/minute

La conception respecte le domaine de vitesse imposé.

La puissance délivrée par la bobine de levée est beaucoup plusélevée que nécessaire pour soulever la ligne de commande(puissance excédentaire importante) de manière à garantir le bondéroulement dans le temps des mouvements pas à pas.

4613.6

Le mécanisme de commande des grappes est conçu de telle façonque la grappe est relâchée en cas d'interruption de l'alimentation électrique.

Pour base de conception, le nombre de pas envisagé pour chaquemécanisme de commande des grappes est de 6 millions.

4.4. MATERIAUXLes matériaux utilisés dans la fabrication du mécanisme decommande des grappes doivent respecter les exigences de qualitédans les domaines suivants :

• Qualification (par exemple, expérience du fabricant de matière,références),

• Aptitude à l'emploi (par exemple, soudage, formage à chaud ou à froid),

• Composition chimique (par exemple, teneur en carbone, élémentsd'alliage, éléments associés ou traces),

• Propriétés mécaniques (par exemple, ténacité, résistance à latraction à l'ambiante et en température, propriétés en fatigue),

• Résistance aux mécanismes de corrosion propres à l'applicationenvisagée,

• Réduction du niveau d'irradiation dans la tranche (par exemple,teneur en Co),

• Propriétés magnétiques.

Les matériaux utilisés pour le mécanisme de commande des grappes sontconformes aux Règles KTA allemandes. Des travaux complémentairespermettront de les inclure dans les Règles de Construction du RCC-M(voir chapitre 1.6), Section II, Matériaux. Les études concernant lesmatériaux de l’enceinte sous pression porteront sur :

• les spécifications d’approvisionnement (valeur Re/Rp, critère destriction),

• l’élaboration du dossier matériau (propriétés mécaniques: ténacité,fatigue),

• la soudabilité,

• la validation d’un modèle prédictif du vieillissement,

• la procédure de qualification M140 selon le RCC-M.

4.5. ESSAIS PRELIMINAIRESAprès assemblage, chaque mécanisme de commande des grappescomplet, avec les bobines de l'ensemble de levée, les connecteurs etles bobines d'indicateurs de position, est soumis à un test defonctionnement sur banc d'essai en conditions primaires. Leprogramme d'essai inclut plus de 20 000 pas de fonctionnement dumécanisme de commande des grappes. Des essais de chute danslesquels la grappe est simulée par un poids mort sont aussi exécutés.

Après installation sur le couvercle de cuve, le fonctionnement dechaque mécanisme de commande des grappes est vérifié denouveau. Ces contrôles incluent la manœuvre de la ligne decommande et la mesure de temps de chute avec la grappe en place.

4.6. EXPERIENCE EN EXPLOITATIONPlus de 1200 mécanismes de commande des grappes ont déjàfonctionné en exploitation pendant des durées allant jusqu'à 35 ans.Aucun arrêt de tranche n'a été causé par la défaillance d'unmécanisme de commande des grappes bien que 40 % de cestranches aient fonctionné plus de 20 ans. L'expérience enexploitation est d'environ 0,6.10+6 à 1,8.10+6 pas pour 35 ans.

4.6.1. Partie mécanique

Quelques chutes intempestives de ligne de commande et des ratésde pas ont été observés. Ils ont été résolus par le remplacement desressorts ou des ensembles de mécanisme de levée.

4.6.2. Partie électrique

L'isolation des connecteurs en silicone a été remplacée par ducapton / verre pour des raisons de fragilisation liée au vieillissement.

4.7. INSPECTABILITE EN SERVICE ETREMPLACABILITE

Une série d'essais peut être exécutée pendant le fonctionnementet/ou les arrêts de tranche afin d'établir un diagnostic du mécanismede commande des grappes. Elle comporte principalement des essaisélectriques, comme l'enregistrement à l’oscillographe de la tensionet du courant des bobines et la mesure du temps de chute quipermettent la vérification fiable du bon fonctionnement en service.

L'état interne du mécanisme de commande des grappes examinépeut être déduit des résultats ainsi obtenus. Si l'on détecte dessignes d'usure accélérée, une action réparatrice peut êtrerapidement menée. Elle peut aller du simple remplacement decertaines parties au changement d'un ensemble complet.

Pendant le rechargement en combustible, l’examen visuel des tigesde commande est aussi prévu. L’étanchéité des liaisons à brides peutaussi être testée par mise en dépression à partir de l’extérieur ducalorifuge du couvercle de cuve. Le programme d’inspection enservice mis en oeuvre s’assure ainsi de l’étanchéité des liaisons àbrides.

L’enceinte sous pression est en outre soumise aux épreuveshydrauliques périodiques du circuit primaire.

Le contrôle par courants de Foucault de la surface interne del’enceinte sous pression, au-dessus du mécanisme de levée, est aussiréalisable sans démontage supplémentaire.

Les bobines sont facilement échangeables (si nécessaire) etremplaçables. Leur démontage permet l'examen non destructif, del’extérieur, des soudures de l'enceinte sous pression.

En tout état de cause, le mécanisme entier comme toutes ses partiespeuvent être facilement remplacés.

4.8. DUREE DE VIELa durée de vie des parties mécaniques est limitée par l'usure et lafatigue des parties mobiles et le paramètre principal est le nombrede pas exécutés par le mécanisme de levée.

L'ensemble du mécanisme de levée de l'EPR a essentiellement lamême conception que le prototype qui a été testé avec succès surbanc d'essai, dans les années 70, en conditions REP.

Le nombre maximal de pas que le groupe le plus sollicité devraitexécuter pendant la durée de vie d’une tranche EPR est fixé à 6.10+6.Cela excède légèrement la valeur pour laquelle la conception a ététestée. Des études complémentaires, par exemple un programmed'essai étendu ou d'autres investigations plus théoriques, serontréalisées pour démontrer la capacité du mécanisme de commandedes grappes à effectuer le nombre de pas exigé. Le banc d'essai serareprésentatif du matériel EPR et des conditions de fonctionnementen particulier pour ce qui concerne la grappe et le fluideenvironnant.

S'il devait arriver que le fonctionnement réel d'une tranche EPRmène à une situation où le mécanisme de commande des grappes leplus sollicité soit en passe d’excéder ses capacités démontrées, desmesures préventives pourraient être prises en temps utile, comme lapermutation ou le remplacement de ce mécanisme de commandedes grappes.

D'autres phénomènes de dégradation des parties mécaniques sontexclus par conception ou du fait du choix des conditions defonctionnement :

• Fragilité sous irradiation : compte tenu du niveau d'irradiation deconception, le vieillissement ou la baisse de la ténacité des aciersutilisés pour le mécanisme de commande des grappes ne sont pasà redouter.

• Vieillissement thermique : en fonctionnement, à l'étatpermanent, la température du matériau utilisé pour l'enceintesous pression au niveau du carter est comprise entre 160 et250°C. Le vieillissement thermique n'est pas à craindre dans cesconditions. Ce point sera vérifié après validation d’un modèleprédictif du vieillissement et à l’aide d’une instrumentationdédiée montée sur la tête de série.

462

• Corrosion : les matériaux sont les mêmes que ceux utilisés sur lestranches en fonctionnement et l'on sait qu'ils présentent une bonnerésistance à la corrosion dans les conditions chimiques des REP.

4.9. INTERFACES DU MECANISME DECOMMANDE DES GRAPPES

Les équipements suivants sont concernés :

• La liaison adaptateur de couvercle/mécanisme de commande desgrappes avec ses joints et la manchette thermique,

• Les équipements connexes du couvercle, notamment la passerelle

à câbles, les supports sismiques, la cavité réacteur et les blocs deconnecteurs,

• L’isolation du couvercle de cuve et les dispositifs de reprise de fuite,

• Le système de ventilation (cuve),

• Les équipements électriques et d'instrumentation,

• Le système d'accouplement tige de commande/grappe,

• Le guide de grappe,

• Le pont auxiliaire avec l'outil de connexion/déconnexion,

• Le pont polaire (déconnexion des tiges de commande).

3.6

Cliquez pour voir : Fig 1 : Dessin d'ensemble du mécanisme de commande des grappes

463

5.0. EXIGENCES DE SURETE

5.0.1. Fonctions de sûreté

Les équipements internes de la cuve du réacteur (supérieurs etinférieurs) participent aux fonctions de sûreté suivantes :

a) Contrôle de la réactivité en assurant l'arrêt du réacteur et enpermettant l’insertion de l’instrumentation du cœur,

b) Réfrigération du cœur en maintenant une géométrie permettantle refroidissement du cœur quelles que soient les conditions defonctionnement,

c) Confinement des substances radioactives en maintenant unniveau vibratoire tel que l’étanchéité des assemblages decombustible soit conservée,

d) Intégrité de la deuxième barrière de confinement en limitant leflux de neutrons rapides qui pourrait conduire à la fragilisation dela cuve du réacteur.

5.0.2. Critères fonctionnels

• Contrôle de la réactivité

Les équipements internes de la cuve du réacteur doivent permettre :

a) la commande des grappes absorbantes afin d’assurer l'arrêt duréacteur en toutes circonstances,

b) la mesure du flux neutronique dans le cœur par le système desonde "aeroball" et les détecteurs fixes de neutrons (SPND),

c) la mesure des températures à la sortie cœur et dans le dôme aumoyen de thermocouples

• Evacuation de la puissance résiduelle

La libre circulation de l’eau entre les assemblages de combustibledoit être maintenue en toutes circonstances.

• Confinement des substances radioactives

Le niveau vibratoire des équipements internes du réacteur enfonctionnement normal doit être suffisamment bas pour empêchertoute contrainte inacceptable sur les assemblages de combustible.

• Intégrité de la deuxième barrière de confinement

En plus des fonctions décrites dans le paragraphe 3.6.5.0.1, leséquipements internes de cuve du réacteur participent au programmede surveillance du matériau de la cuve du réacteur. Les éprouvettesd'irradiation de ce matériau sont contenues dans des capsulesinsérées dans des paniers d'irradiation fixés à l'extérieur del'enveloppe de cœur. Ces capsules peuvent être extraites (et re-insérées) des paniers d'irradiation et ainsi permettre la réalisation duprogramme de surveillance du matériau de la cuve.

5.0.3. Exigences de conception

5.0.3.1. Exigences émanant du classement sûreté

5.0.3.1.1. Classement sûreté

Les équipements internes de la cuve du réacteur doivent être classésselon les principes de classement présentés dans le paragraphe sur laclassification des équipements (voir chapitre 3.2).

5.0.3.1.2. Critère de défaillance unique (active et passive)

Sans objet

5.0.3.1.3. Alimentations secourues

Sans objet

5.0.3.1.4. Qualification dans des conditions de fonctionnement

Sans objet

5.0.3.1.5. Classements mécanique, électrique et contrôle-commande

En ce qui concerne l’intégrité mécanique, les équipements internesde la cuve du réacteur sont répartis en deux sous-classes :

• Les éléments de support du cœur (ES) qui sont nécessaires àl’intégrité mécanique des assemblages de combustible,

• Les éléments internes (EI).

Les éléments de support du cœur doivent être conçus selon le RCC-M (voir chapitre 1.6) Volume G.

5.0.3.1.6. Classement sismique

Les équipements internes de la cuve doivent être classés sismiques,selon les principes présentés dans le paragraphe sur le classementdes équipements (voir chapitre 3.2).

5.0.3.2. Autres exigences réglementaires

5.0.3.2.1. Textes officiels

Deux documents s’appliquent aux équipements internes de la cuve :

• Arrêté ESPN

• “Options de Sûreté du projet de réacteur EPR” (lettre DSIN079/2000)

5.0.3.2.2. Règles fondamentales de sûreté

L'application des RFS est présentée au voir chapitre 1.7.

5.0.3.2.3. Directives techniques

Les prescriptions générales des directives techniques s’appliquentaux équipements internes de la cuve (voir section 3.1.2).

5.0.3.2.4. Textes spécifiques aux réacteurs EPR

Aucun

5.0.3.3. Agressions

5.0.3.3.1. Agressions internes

Sans objet

5.0.3.3.2. Agressions externes

Les équipements internes de la cuve doivent être protégés contre lesagressions externes, conformément aux exigences du chapitre 3.3.

5.0.4. Tests

Il doit être possible de retirer complètement les équipementsinternes de la cuve du réacteur pour :

• Le contrôle en service des équipements internes du réacteur,

• Le contrôle des parois internes de la cuve du réacteur.

5.1. GENERALITESLes équipements internes supérieurs se trouvent dans la partiesupérieure de l’enveloppe du cœur, celle qui contient les ajutages. Ilsdoivent remplir les importantes fonctions suivantes :

• garantir le positionnement et l’alignement des éléments decombustible,

• supporter les forces exercées par la pré-charge des ressorts deséléments de combustible,

• distribuer le réfrigérant,

• garantir le positionnement et l’alignement des barres ou grappesde commande,

• guider les sondes de mesure de niveau,

• servir de support à l’instrumentation du cœur,

• supporter les efforts dynamiques produits par les situations de4ème catégorie.

Ils constituent l’extrémité supérieure du cœur du réacteur etaccueillent les grappes absorbantes et les lances destinées àl’instrumentation du cœur et autres instrumentations.

Les équipements internes supérieurs se composent de :

• la plaque support supérieur avec sa jupe et sa bride,

5. CUVE DU REACTEUR – INTERNES SUPERIEURS

3.6

4643.6

• la plaque supérieure du cœur,

• des colonnes pour guide de grappe,

• des guides de grappe,

• des colonnes normales,

• des colonnes pour les sondes de mesure de niveau (LevelMeasurement Probe : LMP),

• des tubes guides ou conduits pour les doigts de gant des lancesd’instrumentation,

• des broches de centrage pour les guides de grappe,

• des pions de centrage supérieurs pour les assemblages decombustible.

5.2. DESCRIPTIONLes figures 3.6.5 FIG 1 et 2 illustrent la conception des internessupérieurs.

• Support supérieur

Le support supérieur (en forme de chapeau renversé) sépare leplénum supérieur du dôme du couvercle de cuve. Il constituel'ossature des équipements internes supérieurs. Il est connecté à laplaque supérieure de cœur par les colonnes des guides de grappe,les colonnes normales et les colonnes LMP.

Le support supérieur comprend la plaque support supérieur, unebride et une jupe cylindrique. Le raccordement de la jupe cylindriqueà la plaque se fait sous forme d’une soudure à pleine pénétration.

L’extrémité supérieure des trous aux emplacements des guides degrappe est fermée par une bride de raccordement au guide degrappe et par la bride de raccordement au capot supérieur du guidede grappe, l’extrémité inférieure par une bride de raccordement à lacolonne de guide de grappe.

Dans le cas des emplacements de mesure de niveau, la colonne LMPest raccordée à l’aide d’une bride à la face inférieure de la plaque. Letrou, qui est beaucoup plus petit que celui précédemmentmentionné, est fermé sur la face supérieure de la plaque d'un cônede guidage à bride pour faciliter l'insertion des sondes de mesure deniveau.

Les broches d'alignement servent au positionnement relatif ducouvercle, de la cuve, des internes inférieurs et des internessupérieurs. Elles sont constituées de deux parties fixéesrespectivement sur la bride de l'enveloppe du cœur et la bride dusupport supérieur.

L'anneau de calage se trouve entre la bride des équipementsinternes supérieurs et la bride de l’enveloppe du cœur.

• Plaque supérieure du cœur

Cette plaque est connectée au support supérieur par les colonnesdes guides de grappe, les colonnes normales et les colonnes LMP.Ces colonnes assurent l’espacement entre la plaque supérieure ducœur et le support supérieur. Les autres pièces de la plaquesupérieure du coeur sont les pions de centrage des assemblages decombustible et les broches de centrage des guides de grappe.

Les pions de centrage du combustible et les broches de centrage desguides de grappe assurent un positionnement précis des guides degrappe par rapport aux assemblages de combustiblecorrespondants.

Un alignement précis entre la plaque supérieure du cœur et leréflecteur lourd (i.e. la cavité de cœur) est obtenu grâce à quatrebroches de centrage fixées sur le réflecteur lourd qui s'engagentdans quatre jeux d’inserts fixés sur la plaque.

La plaque supérieure du cœur possède des trous carrés pour lesguides de grappe, des trous sans restriction de débit et des trous audessus desquels se trouvent les brides inférieures des colonnesnormales et des colonnes LMP.

• Colonnes support

Il faut faire une distinction entre les trois types de colonnes support :

- colonnes des guides de grappe

- colonnes normales

- colonnes LMP

Les colonnes des guides de grappe sont implantées au-dessus desemplacements des assemblages de combustible qui sont équipésd'une grappe absorbante. Les guides de grappe se trouvent àl’intérieur de ces colonnes.

Chaque colonne de guide de grappe est reliée à sa bride inférieurepar des goussets. Ces goussets traversent la section ouverteinférieure entre le tube de la colonne de guide de grappe et la bridede raccordement à la plaque supérieure du cœur. Ce système degoussets permet le passage du débit primaire.

La portion périphérique de la plaque supérieure du cœur qui setrouve à l’extérieur du cœur est connectée au support supérieur parles colonnes normales et les colonnes LMP.

• Guides de grappe (GDG)

Les GDG assurent le bon alignement et les caractéristiques de chutedes barres de commande dans le cœur.

Les GDG sont essentiellement constitués de tirants et de cartes deguidage. Dans la partie inférieure des colonnes support qui estouverte, les cartes de guidage sont, en plus, connectées par destubes fendus (tubes en C), dans lesquels chaque crayon des grappesde contrôle peut coulisser librement.

Les grappes de contrôle sont protégées de l'écoulement par lescolonnes des GDG.

Les GDG sont vissés sur le dessus de la plaque support supérieur. Labonne position par rapport à l’assemblage de combustible estobtenue par le centrage de la carte inférieure du GDG sur les quatrebroches de centrage fixées sur la plaque supérieure du cœur.

La partie supérieure du GDG est fermée par le capot supérieur. Laplaque de logement au sommet du capot supérieur est munie d’untrou pour obtenir, grâce à un jeu prédéterminé avec la tige decommande, un certain débit. Il est résulte une pression dans le dômequi est inférieure à la pression dans le centre du plénum supérieur etsupérieure à la pression à la périphérie du plénum supérieur. Dansces conditions, le réfrigérant "chaud" s’écoule du plénum supérieurà travers les colonnes centrales des GDG dans le dôme où se produitle mélange avec le débit de by-pass "froid" provenant de l'espaceannulaire entre cuve et enveloppe de cœur via les ajutagesd'aspersion. Le fluide est alors ré-acheminé du dôme supérieur versle plénum supérieur à travers les colonnes des GDG périphériques.

Lorsque la tige de commande est déconnectée, la plaque delogement située au sommet du capot supérieur maintient la tige àpeu près en position verticale. Ceci facilite l’insertion de la tige decommande dans l’adaptateur lorsque le couvercle de cuve estdescendu sur la cuve.

• Colonnes destinées à la mesure de niveau

Les colonnes pour les sondes de mesure de niveau (LMP) sontconstituées principalement de deux pièces : la colonne proprementdite et une pièce d’entrée. Cette pièce est installée sur la facesupérieure du support supérieur.

La colonne proprement dite est un tube. Son sommet est fixé parune bride sous le support supérieur. Sa partie inférieure est fixée surla plaque supérieure du cœur.

• Tube guide pour l’instrumentation du cœur

Les tubes guides pour l’instrumentation du cœur sont fixés parl'intermédiaire de supports sur les colonnes de GDG. Ces supportssont soudés sur les tubes et vissés sur les colonnes de GDG.

L’extrémité supérieure des tubes guides est insérée dans un trou dela plaque support supérieur. Un espace est laissé libre pour ladilatation thermique.

5.3. CONCEPTION MECANIQUE• Exigences de conception

Pour les travaux à venir, les exigences seront celles du RCC-M (voirchapitre 1.6).

• Exigences fonctionnelles

4653.6

La durée de vie des équipements internes de la cuve est de 60 ans.

Sur la base des conditions de chargement définies et selon les règlesdu RCC-M (voir chapitre 1.6), la conception mécanique garantitl’intégrité des équipements internes de la cuve pour tous lesconditions de fonctionnement PCC1 à 4 et RRC-A.

Les équipements internes de la cuve sont conçus structurellementpour les chargements permanents et les transitoires dufonctionnement normal et accidentel résultant de transitoires detempérature, des accidents externes et de la rupture du circuitprimaire. Ceci garantit la capacité de refroidissement et d’arrêt duréacteur en toutes circonstances.

L’analyse des contraintes prend en compte les chargements suivantspour les conditions de fonctionnement normal et les conditionsaccidentelles :

- chargements mécaniques dus au poids, à l’écoulementpermanent, aux vibrations, au freinage des grappes et auxforces de précharge,

- chargement thermique dû à la dilatation thermiquedifférentielle des pièces individuelles et à l’échauffementgamma,

- les vibrations et les forces d’impact provoquées par les rupturesdu circuit primaire et les évènements externes, en tenantcompte des conditions locales pour ce qui concerne l’ampleuret la fréquence.

La résistance des équipements internes aux forces cycliques (courbesde fatigue et limite d’endurance des pièces) est vérifiée par le calculet les mesures de vibrations.

Les équipements internes de la cuve sont répartis en deux sous-classes :

- ES pour les composants remplissant une fonction de support du cœur,

- EI pour les autres composants.

En ce qui concerne les équipements internes supérieurs, lescomposants ES comprennent par exemple la plaque supérieure ducœur, la plaque support supérieur et les colonnes support des GDG.

• Matériaux

Les caractéristiques suivantes, concernant la qualité des matériauxdéfinis pour la fabrication des équipements internes supérieurs, sontprises en compte :

- qualification (par exemple: expérience du fabricant desmatériaux, ses références)

- type du processus de fabrication mis en jeu (par exemple:soudage, formage à chaud ou à froid)

- composition chimique (par exemple: teneur en carbone,éléments de l’alliage, éléments associés et traces d'éléments)

- propriétés mécaniques au cours de la durée de vie defonctionnement (par exemple: ténacité, résistance à latempérature ambiante et aux températures plus élevées,fatigue)

- résistance aux mécanismes de corrosion correspondant à lasituation particulière

- réduction du niveau d’irradiation dans la centrale nucléaire (parexemple teneur en Co)

5.4. CONCEPTION HYDRAULIQUE• Conception hydraulique des équipements internes supérieurs

La résistance hydraulique et les sections de passage pour lecheminement du réfrigérant entre la région du dôme et le plénumsupérieur sont les éléments importants qui permettent d'obtenir lesconditions d’un dôme fermé tiède.

Il existe différents cheminements du dôme jusqu’au plénumsupérieur :

- écoulement à travers la plaque de logement et les GDG,

- écoulement à travers les tubes guides protégeant les doigts degant des lances d’instrumentation destinées aux billes àpropulsion pneumatique (aeroball), aux détecteurs de neutron(SPND) et aux thermocouples.

- écoulement à travers les trous de passage des doigts de gantpour les mesures de niveau (LMP).

De plus, le cheminement qui va du cœur au plénum supérieur doitêtre pris en compte.

C'est l'écoulement à travers la plaque supérieure du cœur :

• aux emplacements des barres de commande,

• aux emplacements des grappes bouchons,

• dans l'espace annulaire entre l’enveloppe du cœur et la plaquesupérieure du cœur.

Les tubes guides d’instrumentation destinés au système aeroball,SPND et aux thermocouples sont implantés dans cette région. Lesgéométries du cheminement dans les différents types de tubesguides sont identiques.

Les résistances dans les GDG, dans les conduits des lancesd’instrumentation et dans la plaque supérieure du cœur ont étéévaluées et prises en compte dans des études de by-pass.

• Conception hydraulique du dôme sous couvercle

La plaque support supérieur, qui sépare le dôme sous couvercle et levolume du plénum supérieur, ne constitue pas une barrière étancheentre l’eau chaude qui sort du cœur et l’eau mélangée provenant dudôme supérieur. Ceci est dû au fait que les grappes de contrôledoivent pouvoir monter et descendre et donc qu’un passage avec unjeu suffisant doit exister pour la tige de commande au niveau de laplaque de logement (sommet du capot du GDG).

Pour contrôler le by-pass du cœur qui alimente le dôme supérieur,les orifices sont munis de tuyères. Ces orifices de by-pass sontrépartis uniformément tout le long d’une circonférence dont lediamètre moyen est compris entre le diamètre extérieur de l'anneaude calage et la zone de contact des équipements internes supérieursavec le couvercle de cuve.

Le by-pass induit une pression dans le dôme qui est inférieure à lapression dans le centre du plénum supérieur et supérieure à lapression à la périphérie du plénum supérieur. Dans ces conditions, leréfrigérant "chaud" s’écoule du plénum supérieur à travers lescolonnes centrales des GDG dans le dôme où se produit le mélangeavec la dérivation "froide". Le fluide est alors réacheminé du dômesupérieur via les plaques de logement à travers les colonnespériphériques des GDG vers le plénum supérieur.

La conception thermo-hydraulique du dôme exige une certainevaleur minimale pour le coefficient de circulation descendante dansles GDG si on veut garantir la faisabilité du dôme fermé.

5.5. CALCULS DE DIMENSIONNEMENTLa base pour l’estimation préliminaire de la capacité de résistanceaux mises en charge est obtenue par la considération des forcesappliquées aux colonnes support pour différents cas de chargementainsi que par les résultats des analyses de contraintes expérimentalesou analytiques. Une analyse tridimensionnelle des interactionsfluide-structure dans le cas d’une rupture du circuit primaire a étéeffectuée. Les colonnes support peuvent résister à une ruptureguillotine complète de la ligne d’expansion en considérant un tempsd’ouverture légèrement supérieur à 1 ms. Le temps d’ouvertureexact de la rupture sera déterminé à partir d’une analyse dynamiquedu fouettement de la canalisation lors de l’étude d’exécution.

Les dimensions des équipements internes supérieurs sont vérifiées àl’aide d’une analyse des structures principales et d’une comparaisondes résultats avec les normes applicables (RCC-M, voir chapitre 1.6).Il a été démontré que la structure des équipements internessupérieurs satisfait aux exigences fonctionnelles.

5.6. INSPECTABILITE ET REPARABILITEUne inspection visuelle en service des sous-ensembles est possible.Les équipements internes supérieurs sont remplaçables dans leurensemble ou par élément. La conception des GDG, del’instrumentation et des pions de centrage supérieurs desassemblages de combustible est telle qu’un remplacement estpossible.

4663.6

5.7. EXPERIENCE D’EXPLOITATIONLa conception structurale et hydraulique des équipements internessupérieurs est basée sur des principes et des équipements déjà misen œuvre dans des centrales en exploitation. Les GDG et lescolonnes des GDG sont similaires à celles de Konvoi. La structure desupport et l’implantation du dôme fermé sont un standard français.

5.8. INSTRUMENTATION DU CŒUR• Généralités

La conception mécanique de l’instrumentation du cœur satisfait auxexigences imposées par :

- le bon fonctionnement,

- les conditions de mise en charge,

- la bonne sélection et utilisation des matériaux,

- une bonne pratique de fabrication,

- la facilité d’entretien.

Et en tenant compte de l’interaction entre ces exigences.

L’instrumentation du cœur est constituée des composants suivants :

- lances d’instrumentation,

- doigts de gant pour les détecteurs à neutrons (SPND) et lesthermocouples (mesure de la température à la sortie du cœur),

- doigts de gant avec des sondes à billes à propulsionpneumatique (aeroball),

- sondes de mesure de niveau,

- pénétrations d’instrumentation dans le couvercle de cuve,situées au-dessus de la périphérie du cœur,

- détecteur de température pour la mesure de la température dudôme,

- pénétration proche du centre du couvercle de cuve pour lamesure de la température du dôme.

La conception de ces composants est basée sur l’expérience acquiseavec l’instrumentation du cœur des centrales REP allemandes. Cespropositions sont présentées ci après ainsi que les dimensionsprincipales.

Toute l’instrumentation est insérée dans la cuve via le couvercle.C'est l'instrumentation "fixée par le dessus".

• Description

Lances d’instrumentation pour les sondes à billes (aeroball),détecteurs fixes de neutrons dans le cœur (SPND) et thermocouples

La conception mécanique des lances d’instrumentation estfondamentalement la même que celle des lances d’instrumentationutilisées dans les centrales allemandes.

Chaque lance d’instrumentation comprend une tige de lanceverticale avec une tête de lance, une poutre horizontale s’appuyantsur la face supérieure de la plaque support supérieure et les doigtsde gant fixés à la poutre horizontale.

La tête de lance sert de pénétration étanche dans le couvercle decuve pour les tubes du système aeroball, les câbles des SPND et desthermocouples. La tête de lance conjointement avec le dispositif defermeture de la pénétration constitue le joint étanche pour lapénétration d’instrumentation.

Les tubes et les câbles sont acheminés à travers la tige de lancejusqu’à la poutre horizontale sur la plaque support supérieur d’où ilscontinuent horizontalement jusqu’à leur doigt de gant respectif.

Les doigts de gant de l'instrumentation sont fixés à la poutrehorizontale et sont guidés depuis cet emplacement jusqu’aux tubes-guides des assemblages de combustible. A l’extrémité supérieure del’assemblage combustible, sur une courte distance, ils ne sont pasguidés. La raison en est que la température de sortie du cœur estmesurée dans cette zone. Les doigts de gant correspondantcomportent des trous dans cette zone afin de permettrel’écoulement direct du réfrigérant vers les thermocouples.

A l’intérieur des assemblages de combustible, les doigts de gant sont

insérés dans les tubes-guides prévus pour les grappes de contrôle.

Les doigts de gant de la lance d’instrumentation contenant les SPNDpeuvent être remplacés individuellement.

Lors de l’arrêt pour rechargement, tous les bouchons etraccordements filetés doivent être enlevés et protégés par un tubeétanche (capuchon). Après avoir retiré les joints d’étanchéité despénétrations d’instrumentation, le couvercle de cuve peut être levéou abaissé au-dessus des lances.

Les lances elles-mêmes sont retirées de la structure de supportsupérieure à l’aide d’un outil spécial (outil de préhension des lances).L’insertion s’effectue à l’aide d’autres outils spéciaux (entonnoirs guide).

Il existe différents types de lances d'instrumentation :

• Sondes de mesure de niveau de cuve

Une sonde de mesure de niveau de cuve vise à déterminer qu'unniveau d'eau suffisant est présent dans le plénum supérieur. Cettemesure, particulièrement utile en cas d'accident de perte deréfrigérant primaire, vise à prévenir un potentiel dénoyage du cœur.

Les sondes de mesure de niveau cuve sont situées dans les colonnesLMP en périphérie du plénum supérieur. Un dispositif spécial fixé àl'extrémité inférieure des colonnes permet une alimentation en eaucalme du système de mesure (dispositif KONVOI). Des orifices,assurant la circulation de cette eau, sont usinés en partie supérieurede la colonne LMP, sous la plaque support supérieure.

La sonde est constituée des éléments suivants :

- une pénétration dans le couvercle de cuve similaire à cellecorrespondant aux lances d'instrumentation. Un cône decentrage de géométrie spécifique aux sondes de mesure deniveau cuve est fixé en partie inférieure de ces pénétrationsdans le couvercle de cuve,

- des thermocouples en partie supérieure pour la mesure de latempérature dans le dôme (voir ci-après) pour une seule dessondes,

- des capteurs pour la mesure de niveau cuve dans le plénumsupérieur,

- un cône en partie inférieure de la sonde pour assurer uneinsertion correcte dans le tube de guidage vissé sur la plaquesupport supérieure.

• Sondes à thermocouple

Une sonde à thermocouple mesure la température du milieu àl’intérieur du dôme sous le couvercle de cuve.

Pour l’EPR, il est prévu un total de 3 thermocouples placés à 3 niveaux différents au-dessus du niveau de la surface de contactcuve/couvercle.

La sonde est constituée des éléments suivants :

- un tube étanche,

- une tête de thermocouple,

- une chaussette de sonde,

- des tubes guides à l’intérieur du tube étanche et de lachaussette de sonde.

Pour le thermocouple situé à proximité du centre du couvercle, lapénétration est du type tube d'évent. Les deux autresthermocouples, associés à une des quatre sondes de mesure deniveau cuve, utilisent la pénétration dans le couvercle de cuve decette dernière. Les têtes de sonde des thermocouples servent depénétration étanche dans le couvercle de cuve pour les câbles desthermocouples et sont placées au niveau de la passerelle à câbles.Cette hauteur facilite l’entretien. Les thermocouples peuvent êtreremplacés individuellement.

Les câbles des thermocouples sont acheminés à l’intérieur des tubesguide verticaux depuis la tête de sonde jusqu’au point de mesuredans le dôme de cuve. Aucun cintrage de tubes guide n’estnécessaire.

La chaussette de sonde et les tubes guide comportent des trous à lahauteur des points de mesure de température pour permettre unécoulement direct vers les thermocouples.

4673.6

• Implantation des pénétrations

16 pénétrations d’instrumentation au-dessus de la périphérie ducœur sont nécessaires pour l’instrumentation du cœur et les sondesde mesure de niveau de cuve.

Une pénétration supplémentaire près du centre du couvercle estnécessaire pour la mesure de la température dans la partie la plushaute du dôme.

L'étanchéité des pénétrations d’instrumentation se fait àl’emplacement des têtes de lance et tête de sonde grâce auxdispositifs d’obturation.

• Exigences fonctionnelles

- Tubes-guides des assemblages de combustible

Les tubes-guides utilisés ont été sélectionnés en fonction desexigences suivantes :

a) Diamètre intérieur minimum pour accueillir les doigts de gant dela lance d’instrumentation

b) Les doigts des systèmes aeroball et les SPND doivent être répartisaussi uniformément que possible autour du cœur,

c) Intervalles réduits pour les lattes de support des tubes guides dansla structure de support supérieure

Comme le tube-guide central ne satisfait qu’à une seule de cesexigences, il n'a pas été retenu.

- Thermocouples pour la mesure de la température de sortie ducœur

Le nombre de points de mesure résulte du nombre de doigts de gantavec des SPND.

3 thermocouples sont installés dans chaque doigt.

En ce qui concerne leur position verticale, les thermocouples setrouvent au niveau de l’embout supérieur de l’assemblagecombustible.

- Thermocouples pour la mesure de la température du dôme

Un thermocouple doit être monté à proximité du centre du dôme ducouvercle.

- Système de billes à propulsion pneumatique (aeroball)

Toutes les positions radiales des assemblages de combustible où desgrappes absorbantes ne sont pas insérées doivent être surveillées parau moins deux sondes.

Le nombre d'aeroball requis est basé sur les exigences précédentes.

- Mesure de niveau

Afin d’éviter que les sondes ne soient soumises à des chargesimportantes lors de la rupture éventuelle du circuit primaire, lessondes de mesure de niveau doivent être placées dans des zones defaible débit à l’intérieur de la cuve entre les ajutages de sortie duréfrigérant.

- Détecteurs fixes de neutrons du cœur (SPND)

Les doigts de gant contenant des détecteurs de neutrons sontinsérés dans les tubes-guides des assemblages de combustibleprévus pour les grappes de contrôle.

• Données de conception et interfaces

- Conception sismique

Les pièces de l’enceinte sous pression à l’intérieur du réacteur sontde classe sismique 1.

- Durée de vie de la lance avec tube mais sans détecteur : 60 ans

• Interfaces

Les éléments suivants sont concernés :

- couvercle de cuve y compris les pénétrations,

- équipements internes de la cuve y compris les guides de grappe,

- assemblages de combustible,

- équipement du couvercle c'est à dire la passerelle à câbles etles panneaux de connexion,

- matériel électrique et appareils de contrôle commande,

- dispositif de commande du réacteur

- circuit d’alimentation en azote

- grappe bouchon de l’assemblage de combustible.

• Facilité de réparation et de remplacement

- Inspection en service,

- Le contrôle peut être effectué en vérifiant la mesure faitedurant le fonctionnement du réacteur,

- Opérations d’entretien et de remise en état.

L’espace nécessaire pour insérer les lances d’instrumentation àl’intérieur de la cuve est disponible dans les tubes-guides desassemblages de combustible qui ne sont pas occupés par les barresde commande. Les doigts de gant sont insérés dans ces tubes-guidespour éviter tout dommage lors de l’insertion et du retrait.

La lance, repose librement dans la zone de débit mort au dessus dela plaque support supérieur. Les doigts sont guidés par les tubes surtoute la hauteur. Ceci garantit une insertion fiable des lances etprotège, lors du fonctionnement du réacteur, les doigts contre lesforces d’écoulement du réfrigérant qui pourraient provoquer desvibrations.

Les tubes à billes aeroball et les tubes transportant le gaz moteursont regroupés sur la poutre horizontale et sortent de la tête delance qui est étanche avec la pénétration. Au-dessus de la tête delance un raccord vissé démontable est installé sur les tubes. Ceux-cisont protégés de l’eau au moyen d’un capuchon lorsque la piscinede rechargement est pleine.

Le remplacement d’une lance d’instrumentation retirée du réacteurparce qu’elle contient des détecteurs défectueux est effectué defaçon routinière lors de l'entretien de la tranche au moyen de l’outilde préhension de la lance et d'outils spéciaux. Les doigts de gantdéfectueux sont stockés temporairement dans la piscine du réacteurjusqu’à l’évacuation finale.

Le remplacement des sondes de mesure de niveau de cuve lors d’unarrêt de tranche (à cause par exemple d’un capteur cassé) s’effectuetrès rapidement grâce à un grappin spécial. Pour ce remplacement ledispositif d'étanchéité à ouvrir est de conception identique à celuides mécanismes de commande des grappes. De ce fait l’outil depréhension spécial utilisé pour le remplacement est le même. Lessondes de remplacement sont stockées temporairement dans lapiscine.

Le remplacement d’un thermocouple défectueux de mesure detempérature du dôme lors d’un arrêt de tranche s’effectue depuis lapasserelle à câbles lorsque le couvercle de la cuve est sur son standde stockage.

• Technologies de référence

La lance d’instrumentation a été installée la première fois dans lacentrale nucléaire de Stade en 1971. Entre-temps tous les autresréacteurs à eau légère construits par KWU ont été équipés de cesystème d’instrumentation. Grâce à une expérience d’exploitationconcluante, seules des améliorations de détail ont été faites depuis,alors que la conception fondamentale a été conservée.

Les systèmes ont fonctionné avec une disponibilité opérationnelle de100 % pendant les 260 années d’exploitation cumulées dans 16centrales.

Les sondes de mesure de niveau de cuve, avec leur conceptionéprouvée, ont été installées depuis 1983 dans 15 REP Siemens avecun retour d’expérience excellent.

La conception mécanique de la sonde à thermocouple est basée laconception de l’instrumentation du cœur utilisée sans problèmedans la centrale REP KWO depuis 1968.

Cliquez pour voir : Fig 1 : Ensemble équipements internes supérieurs Fig 2 : Equipements internes supérieurs avec l’instrumentation

470

6. CUVE DU REACTEUR – INTERNES INFERIEURS

3.6

6.0. EXIGENCES DE SURETELes exigences de sûreté qui s’appliquent aux équipements internesinférieurs de la cuve sont données dans la section traitant deséquipements internes supérieurs de la cuve (voir 3.6.5.0).

6.1. PRINCIPES DE CONCEPTIONAu cours du fonctionnement du réacteur, toute la structure deséquipements internes de la cuve (y compris l’instrumentation duréacteur) se comporte globalement comme un seul ensemble àl’intérieur de la cuve.

Cependant, certaines conditions de fonctionnement du réacteur (parexemple: rechargement, contrôle en service, manutention…)obligent à faire la distinction entre les deux structures principales quiconstituent deux ensembles distincts :

• les internes supérieurs qui sont systématiquement retirés pour lerechargement,

• les internes inférieurs, qui ne sont retirés que pour le contrôle enservice de la cuve.

Cette section 3.6.6 ne concerne que les internes inférieurs. Leséquipements internes supérieurs sont traités dans la section 3.6.5.

Les équipements internes inférieurs sont constitués de trois élémentsprincipaux :

• la structure de support inférieur du cœur, qui est la principalestructure résistante des équipements internes inférieurs.

• le réflecteur lourd, qui est la structure latérale entourant le cœur.

• le système de répartition de débit qui participe à la répartition dudébit dans le plénum inférieur.

6.1.1. Fonctions des équipements internes inférieursde la cuve

Les principales fonctions des équipements internes inférieurs sont :

1- Fonction de support et de positionnement du cœur

• les équipements internes inférieurs supportent, positionnent,immobilisent, protègent et guident les composants du cœur(assemblages de combustible) afin d’assurer un refroidissementhomogène du cœur, en ce qui concerne les besoins neutroniqueset thermo hydrauliques.

• Les équipements internes inférieurs limitent les chargesmécaniques provenant des composants du cœur

• Les équipements internes inférieurs permettent le chargement, ledéchargement et le rechargement du cœur

2- Fonction de répartition de débit du réfrigérant de la cuve

Les équipements internes inférieurs guident le réfrigérant duréacteur jusqu’au cœur :

Pour obtenir une répartition de débit homogène dans le cœur. Ledébit du fluide pénétrant dans les assemblages de combustible doit,autant que possible, être le même pour tous les éléments afin de :

• minimiser l’accroissement des forces de soulèvement desassemblages de combustible, provoqué par un débit supérieur audébit mécanique moyen par assemblage,

• minimiser le risque de REC (Rapport d'Ebullition Critique),provoqué par un débit inférieur au débit thermo hydrauliquemoyen par assemblage,

• minimiser le débit transverse entre deux assemblages adjacentsafin de réduire le risque de vibration des crayons de combustible,

Pour obtenir un bon coefficient de mélange entre les boucles :

• pour favoriser une bonne homogénéisation de la concentration en bore,

• pour limiter les différences de température du réfrigérant dans lecœur du réacteur lors de transitoires dissymétriques,

Pour assurer la circulation du fluide jusqu’au dôme supérieur de la cuve :

• Pour favoriser la circulation naturelle du circuit primaire dans le casd’une perte de la circulation forcée du réfrigérant,

• Pour assurer le refroidissement des équipements internes de lacuve et de la cuve elle-même.

3- Relation avec les autres équipements

Les équipements internes inférieurs :

• assurent une protection contre l’irradiation de la cuve,

• supportent et protègent les capsules d’éprouvette d’irradiation duprogramme de surveillance de la cuve,

• supportent et orientent les équipements internes supérieurs,

• fournissent un support secondaire du cœur afin de limiter lesconséquences d’une chute accidentelle du cœur suite à unedéfaillance hypothétique des équipements internes inférieurs.

6.1.2. Description

Les équipements internes inférieurs :

• sont supportés verticalement par le rebord de pose usiné dans labride de la cuve

• sont fermement maintenus verticalement à l’intérieur de la cuvepar l'anneau de calage se trouvant entre les brides deséquipements internes inférieurs et supérieurs : il empêche leséquipements internes inférieurs de décoller du rebord de pose,

• sont immobilisés en rotation dans la cuve.

Cette disposition permet une mise en place et un retrait faciles detoute la structure.

6.1.2.1. Structure de support inférieur du cœur

La structure de support inférieur du cœur est l'élément majeur de lastructure des équipements internes de la cuve.

La structure de support inférieur du cœur fait partie deséquipements internes inférieurs. Elle est constituée de l'enveloppedu cœur et de sa bride, du fond support de cœur et des dispositifsd’interface avec la cuve et les équipements internes supérieurs.

La structure de support inférieur du cœur transmet les chargementsverticaux à la bride de la cuve et répartit les chargements horizontauxentre la bride de la cuve et le système de maintien radial inférieur.

Les éléments constituant la structure de support inférieur sont :

• une bride supérieure, qui est la bride de l’enveloppe du cœur. Ellese trouve à l’intérieur de la bride de la cuve et transmet à la cuveles chargements des assemblages de combustible et deséquipements internes inférieurs,

• une enveloppe cylindrique, c'est l’enveloppe du cœur. Elle estsoudée à la bride de l’enveloppe du cœur et est constituée desections cylindriques soudées ensemble,

• la partie supérieure de l’enveloppe comporte quatre ajutages desortie qui sont en face des quatre ajutages de sortie de la cuve. Ilsconstituent la voie de passage du réfrigérant du réacteur entre lecœur et les ajutages de sortie de la cuve,

• le jeu radial, entre les ajutages de sortie de l’enveloppe du cœur etceux de la cuve, est contrôlé afin de limiter le débit de by-pass.

• le fond support est soudé au bas de l’enveloppe du cœur. Cetteépaisse plaque forgée supporte tous les assemblages decombustible, le réflecteur lourd et le système de répartition dedébit. Elle possède des trous qui dirigent et répartissent le flux duréfrigérant du réacteur jusqu’à l’entrée du cœur. Grâce au systèmede maintien radial inférieur, les équipements internes inférieurssont positionnés par rapport au fond de la cuve,

• les assemblages de combustible qui constituent le cœur sontplacés dans la cavité de cœur qui est délimitée par le réflecteurlourd. Ils reposent sur le fond support qui contient les pions decentrage inférieurs pour positionner et aligner les emboutsinférieurs des assemblages de combustible,

4713.6

• paniers des capsules d’irradiation.

Les paniers des capsules d’irradiation sont fixés à l’extérieur del’enveloppe de cœur aux endroits où le flux neutronique estsupérieur à celui qui existe sur le diamètre intérieur des viroles ducœur de la cuve.

Ils positionnent, supportent, immobilisent et guident les capsulesd’irradiation. Ils participent également à leur refroidissement.

Les dispositifs d’interface sont constitués des broches d'alignementet des butées radiales inférieures :

• l'alignement entre le couvercle et la cuve est assuré par des demi-broches, dont la moitié sont fixées à la bride de l'enveloppe ducœur et dépassent au-dessus et en dessous de la bride. La partiedes broches dépassant sous la bride s’engage dans les logementsde la bride de la cuve pour assurer l’alignement entre l’ensemblesupport inférieur du cœur et la cuve. La partie des brochesdépassant au-dessus de la bride de l’enveloppe du cœur s’engagedans la bride de l’ensemble support supérieur du cœur et s’étendjusqu’aux logements prévus dans le couvercle de cuve parl'intermédiaire des demi-broches fixées à la bride des internessupérieurs,

• ceci assure l’alignement de tous ces éléments. Un jeu minimum estconservé entre les broches de centrage et leurs logements pourassurer un alignement correct et faciliter le montage,

• le système de maintien radial inférieur est constitué de clavettesradiales, qui sont soudées sur la paroi de la cuve et s’engagentdans des glissières de maintien radial fixées à la périphérie du fondsupport de cœur,

• ce système positionne précisément et limite les déplacements del’extrémité inférieure de l’ensemble support inférieur du cœur parrapport à la cuve, tout en permettant une libre expansion radialeet axiale entre la cuve et les équipements internes.

6.1.2.2. Réflecteur lourd

Le réflecteur lourd se trouve à l’intérieur de l’enveloppe du cœur, au-dessus du fond support de cœur.

Ce sous-ensemble forme le pourtour périphérique du cœur. Via lecontrôle dimensionnel de la cavité de cœur, c’est-à-dire le jeu entreles assemblages de combustible et le réflecteur, il contribue aucontrôle du cheminement du fluide caloporteur dans le cœur.

La chaleur générée à l’intérieur de la structure en acier parabsorption du rayonnement gamma est évacuée par l’eau circulantdans les trous et les jeux.

Pour éviter tout assemblage soudé ou boulonné à proximité ducœur, le réflecteur est constitué d’un empilage de plaques forgéespositionnées entre elles grâce à des clavettes et bagues ajustées etfixées au fond support de cœur par des tirants.

6.1.2.3. Système de répartition de débit

Le système de répartition de débit est fixé sous le fond support decœur au moyen de colonnes verticales boulonnées. Il homogénéisela répartition du débit à l’entrée du fond support de cœur.

6.1.2.4. Divers

Anneau de calage

L'anneau de calage se trouve entre les brides des ensembles supportsupérieur et inférieur du cœur lorsque ces structures sont assembléesà l’intérieur de la cuve.

Cet anneau sert à maintenir une précharge permettant de limiter lesdéplacements radiaux et interdisant les déplacements axiaux desinternes supérieurs et inférieurs, lors du fonctionnement du réacteur.Cette précharge n’existe que lorsque le couvercle de cuve est enplace et les goujons de fermeture de la cuve serrés.

Support secondaire du cœur

Un support secondaire du cœur est installé dans la zone de l’espaceannulaire inférieur entre le bas du fond support de cœur et la cuve.Cette structure utilise les huit clavettes du système de maintien radialinférieur.

Les fonctions du support secondaire du cœur sont, après unedéfaillance hypothétique de l’enveloppe du cœur, de :

a) Limiter le déplacement vertical vers le bas des internes inférieurspour éviter le retrait des grappes de commande du cœur etconserver l’espace annulaire pour le refroidissement,

b) Transmettre les chargements verticaux de la chute uniformémentà la cuve.

Système de maintien radial inférieur

Ce système se compose de clavettes radiales. Certaines clavettes, surles axes principaux de la cuve, assurent le centrage tangentiel deséquipements internes inférieurs (jeu petit en fonctionnementnormal) et servent de butées radiales (jeu relativement grand) dansles situations de 4ème catégorie. Les autres clavettes ne servent quede butées radiales. Les inserts sur les clavettes et sur les équipementsinternes permettent de réaliser les écartements nécessaires dans lessens tangentiel, radial et vertical. Un rechargement dur est effectuésur les inserts qui ont les petits jeux dans le sens tangentiel.

6.2. CONDITIONS DE FONCTIONNEMENTLes équipements internes inférieurs sont conçus en accord avec lesspécifications générales, c’est-à-dire les conditions spécifiées defonctionnement, les exigences relatives aux interfaces et les règles etcritères de conception.

A chaque condition de fonctionnement spécifique correspond unensemble de paramètres environnementaux : pression, forces,températures du réfrigérant, flux thermiques, irradiationneutronique.

Ces paramètres agissent (généralement en fonction du temps) surles composants sans produire de travail mécanique.

Associés aux chargements mécaniques et aux effets thermiques, ilsdéfinissent des ensembles de chargements qui sont utilisés lors de laconception mécanique.

6.2.1. Conditions de fonctionnement

La durée de vie est de 60 ans, basée sur un coefficient d’utilisationde 90 %.

La classification en catégories, la liste des conditionscorrespondantes et leur description sont fournies dans la section serapportant à la conception des composants mécaniques (voir 3.6.1).

6.2.2. Chargements et cas de chargement

La conception des équipements internes inférieurs est basée sur lestypes de chargements suivants :

a) Différences de pression dues à la circulation du réfrigérant.

b) Poids des équipements internes.

c) Chargement supplémentaire comme celui dû aux autresstructures, au cœur du réacteur, à l’instrumentation et au matérielde sûreté (par exemple, poids des assemblages de combustible,compression des ressorts des assemblages de combustible et descomposants du cœur, précharge de l'anneau de calage,chargements provenant de la réaction entre les composants, etc.).

d) Chargements sismiques ou autres chargements résultant dumouvement de la cuve.

e) Réactions des supports ou butées.

f) Chargements dus aux effets de la température, gradientsthermiques ou dilatations différentielles.

g) Chargements résultant des forces de l’écoulement du fluide.

h) Chargements dus aux transitoires de pression, comme ceuxrésultant de la rupture de l’enceinte sous pression (tuyauterieconnectée par son extrémité à la boucle primaire).

i) Chargements vibratoires d'origine mécanique ou hydraulique.

Les chargements qui peuvent intervenir simultanément sont le plussouvent ajoutés sous forme de somme directe. Le cas de chargementclassique (racine carrée de la somme des carrés) est appliqué lors dessituations de fonctionnement de 4ème catégorie pour les chargementssismiques et les chargements dus à la rupture du circuit primaire.

4723.6

6.2.3. INTERFACES

Les équipements internes inférieurs possèdent les interfacessuivantes :

6.2.3.1. Avec la cuve

Dans le plénum inférieur, les clavettes radiales soudées sur la cuvecentrent et positionnent en rotation les équipements internesinférieurs. Le petit jeu tangentiel, nécessaire pour obtenir un boncentrage à ce niveau, provoque un transfert des chargements entrela cuve et les équipements internes inférieurs :

• Horizontalement (vibrations, effets de température),

• Verticalement (chargements transitoires de frottement).

Au niveau de la surface de contact de la cuve, l’alignement entre lecouvercle et la cuve est obtenu grâce aux demi broches fixées sur labride des équipements internes inférieurs et quatre demi broches surla bride des équipements internes supérieurs. Un transfert dechargement horizontal entre la cuve et les brides des équipementsinternes peut se faire dans les situations de 4ème catégorie.

6.2.3.2. Avec les équipements internes supérieurs

Ils sont fermement maintenus en position dans les équipementsinternes inférieurs au niveau de la plaque supérieure du cœur : desbroches de guidage, fixées sur la partie supérieur du réflecteur lourd,orientent cette plaque. Les chargements horizontaux et leschargements de frottement verticaux sont transférés via ces brochesentre les équipements internes supérieurs et inférieurs.

6.2.3.3. Avec les assemblages de combustible du cœur

Les assemblages de combustible sont supportés par le fond supportde cœur et maintenus latéralement par le réflecteur lourd, dont lecontour intérieur constitue la cavité du cœur.

Chaque assemblage de combustible est positionné sur le fondsupport de cœur à l’aide de deux pions de centrage inférieur fixéssur le fond support : tout chargement horizontal provenant des

assemblages est transmis au fond support via ces pions.

Entre la cavité du cœur et les assemblages de combustiblepériphériques, le jeu est aussi faible que possible (pour limiter ledébit de by-pass) : les grilles des assemblages de combustiblepeuvent entrer en contact avec les plaques du réflecteur lourd,particulièrement lors de chargements dynamiques. Les grilles ne sontpas situées au niveau des jonctions entre les plaques.

6.3. CONCEPTION HYDRAULIQUE

6.3.1. Refroidissement du dôme de la cuve

La conception des équipements internes de la cuve est faite pourobtenir un dôme fermé et "tiède" (i.e température intermédiaireentre branches chaudes et froides).

En ce qui concerne la conception des équipements internesinférieurs, la mise en œuvre d’un dôme fermé et "tiède" est assuréepar des orifices calibrés placés dans la bride de l’enveloppe du cœurafin que le débit de by-pass requis provenant de la branche froidepuisse aller directement de l’espace annulaire vers le dôme.

6.3.2. Répartition à l’entrée du cœur

Une répartition régulière de la vitesse du fluide à l’entrée du plénuminférieur aide à obtenir une répartition homogène de la pression àl’entrée du cœur

C’est pour cela qu’un système de répartition de débit est placé dansle plénum inférieur pour obtenir une distribution de débit qui soitacceptable à l’entrée du cœur.

6.3.3. Débit de by-pass

La tolérance sur la répartition du débit de by-pass (valeursmaximales) en % du débit total à l’entrée de la cuve est :

Zone By-pass (%)

Refroidissement du dôme supérieur 0,5

Jeu entre les ajutages de l'enveloppe du cœuret celles de la cuve

1

Réflecteur lourd 1,5

Cavité du cœur (1) 0,5

Ces valeurs de découplage contribuent à limiter le débit de by-passà la valeur maximale de 5,5 %.

6.4. CONCEPTION MECANIQUE

6.4.1. Calculs

La structure de support inférieur du cœur comporte différentespièces pour lesquelles un dimensionnement mécanique préliminairea été effectué. En général, la conception des différentes pièces estbasée sur le N4 français et les calculs de dimensionnement suivantsont été faits pour justifier les nouvelles caractéristiques et leséventuels nouveaux chargements.

6.4.1.1. Bride de l’enveloppe du cœur

Sa fonction est de supporter verticalement les équipements internesinférieurs dans la cuve.

Des inserts sont fixés dans la bride pour permettre la connexion avecl'outil de manutention des équipements internes.

L’opération de manutention crée un cas de chargement significatifpour la bride (les équipements internes supérieurs et inférieurs sontmanipulés en même temps). De plus, on prend comme hypothèsequ’un insert est défaillant.

Une analyse de la bride par la méthode des éléments finis a montréque les contraintes calculées pour toute partie de cette bride sontacceptables.

6.4.1.2. Fond support de cœur

Cette plaque est perforée et elle est équipée sur son pourtour de 8rainures de clavette radiales qui accueillent les clavettes de la cuve.

Un cas de chargement important pour la plaque est la rupturecirconférentielle de l’enveloppe du cœur. Dans ce cas, l’énergie esttransmise sur les clavettes radiales via la plaque.

1 entre la périphérie théorique du cœur et la surface intérieure du réflecteur lourd.

4733.6

Pour le chargement d’impact correspondant, les contraintes dans lesligaments de la plaque restent acceptables.

6.4.1.3. Système de répartition de débit

Ce système est fixé sous le fond support du cœur.

Une analyse par la méthode des éléments finis a été effectuée pourdéterminer son comportement statique et dynamique dans desconditions de fonctionnement normales. Cette analyse a montré queles contraintes dans la structure sont acceptables.

6.4.2. Conception du réflecteur lourd

6.4.2.1. Exigences fonctionnelles

La structure réfléchit les neutrons vers le cœur, d’où la nécessité d’uncomposant massif.

Le débit de by-pass nécessaire pour refroidir le réflecteur est limité à1,5 % du débit d’entrée total de la cuve.

Tout jet d’eau du réflecteur sur les crayons de combustiblepériphériques est évité.

Les températures de l’acier du réflecteur sont limitées :

• Pour contrôler les dimensions transversales de la cavité de cœur etl’écartement avec l’enveloppe du cœur.

• Pour limiter le gonflement de l'acier.

6.4.2.2. Chargements

Dans des conditions normales :

• poids propre,

• chargements hydrauliques verticaux,

• chargements thermiques, y compris l’échauffement dû aurayonnement gamma.

Dans des situations de 4ème catégorie :

• chargements sismiques,

• chargements dus à la rupture du circuit primaire.

6.4.2.3. Description

Le réflecteur est constitué d’un empilage de plaques perforées etmassives positionnées entre elles grâce à des clavettes et baguesajustées et fixées entre elles par huit longs tirants. Ce sous-ensembleest centré dans les équipements internes inférieurs grâce auxclavettes de positionnement fixées sur le fond support de cœur.

6.4.2.4. Circuit de refroidissement

Les rayonnements gamma provoquent l’échauffement de l’acier desplaques massives. Pour limiter cet échauffement, des canauxrefroidissent le réflecteur :

• un nombre suffisant de canaux cylindriques verticaux munis dediaphragmes à la base de chaque plaque,

• un espace annulaire entre le réflecteur et l’enveloppe du cœur

• des canaux à l’intérieur et à l’extérieur de chacun des tirants.

Le nombre et la répartition des canaux sont le résultat des analysesd’optimisation destinées à obtenir une température maximaleacceptable et une température moyenne basse. Les trous tiennentégalement compte des contraintes de fabrication.

6.4.2.5. Comportement hydraulique

Une circulation de by-pass, nécessaire pour refroidir le réflecteur,pénètre dans la chambre d'eau de la plaque inférieure du réflecteur,puis est répartie entre les canaux de refroidissement.

La répartition adéquate entre ces canaux est assurée par lesdiaphragmes des canaux cylindriques verticaux, et par des trous decommunication en bas de l'espace annulaire entre réflecteur etenveloppe du cœur.

Cette conception conduit à des pressions dans le réflecteurlégèrement inférieures à celles du cœur.

Les pressions au sommet du réflecteur étant influencées par lespositions des ajutages de sortie de la cuve, les dispositions suivantesassurent une faible sensibilité des différents débits de

refroidissement aux éventuelles hétérogénéités au sommet duréflecteur :

• épaisseur de l'espace annulaire entre la plaque supérieure etl'enveloppe du cœur réduit et usinage d'une rainure circulaire surle pourtour extérieur de l'avant dernière plaque

• diaphragmes des canaux cylindriques verticaux

Avec cette configuration, le débit minimum de by-pass est de 0,6 %du débit d’entrée de la cuve.

Les dilatations différentielles verticales des plaques peuvent produirelocalement des ouvertures entre les plaques ; ces ouvertures entre lesplaques n'ont qu'une faible influence sur le by-pass.

6.4.2.6. Dilatation horizontale

La dilatation thermique radiale des plaques est plus importante quecelle de l’enveloppe du cœur ; le jeu à froid entre ces deux pièces seréduit de quelques dixièmes de mm dans les conditions nominalesde fonctionnement.

La température moyenne basse du réflecteur évite le risque dedéformation d'ensemble significative qui pourrait résulter dugonflement sous irradiation et qui pourrait réduire l'épaisseur del'espace annulaire entre réflecteur et enveloppe du cœur.

6.4.3. Plan d’encombrement

La disposition des équipements internes inférieurs à l’intérieur de lacuve est présentée en 3.6.6 FIG 1.

3.6.6 FIG 2 présente le réflecteur lourd.

6.4.4. Méthodes et outils pour la conceptionmécanique et les analyses de contraintes

Fondamentalement, la conception est basée sur une extrapolationde conceptions existantes.

Toutefois, les principaux composants, les nouvelles caractéristiquesou les zones critiques ont été étudiés par la méthode des élémentsfinis.

6.4.5. Inspectabilité, réparabilité et facilité deremplacement

Les surfaces intérieures des équipements internes inférieurs peuventêtre contrôlées visuellement lorsqu’elles sont dans la cuve.

De plus, lorsque les équipements internes inférieurs sont sortis etposés sur leur stand de stockage dans la piscine, toutes les surfacesextérieures peuvent être inspectées.

6.5. EXPERIENCE D’EXPLOITATIONA ce jour, aucune expérience d’exploitation avec un réflecteur lourdn’est disponible en France ou en Allemagne. Cependant on nes'attend pas à de problème majeur.

Le diamètre de la structure de support inférieur du cœur estlégèrement plus grand que celui des centrales françaises 1450 MWe ;mais la conception est très similaire.

6.6. MATERIAUXLes matériaux et leur élaboration sont conformes au RCC-M (voirchapitre 1.6) - Tome I – Sous-chapitre G 2 000.

6.7. FABRICATION ET APPROVISIONNEMENTLa fabrication de la structure support inférieure du cœur est similaireà celle de N4.

La fabrication du réflecteur lourd est basée sur des pièces forgéesavec uniquement de l’usinage et du perçage : aucun cordon desoudure n’est utilisé ; il s'en suit que les tolérances de fabricationobtenues sont particulièrement bonnes.

Cliquez pour voir : Fig 1 : Ensemble cuve Fig 2 : Réflecteur lourd

477

7. ESSAIS EN SERVICE DES POMPES ET ROBINETS

7.1. DEFINITION ET OBJECTIFLes Essais Périodiques (EP) sont requis au titre des Règles Généralesd'Exploitation (RGE). Ils consistent à vérifier périodiquement que lessystèmes assurant des fonctions de sûreté F1A, F1B ou F2 respectentles critères fonctionnels de sûreté définis à la conception duranttoute l’exploitation de la tranche. Ces vérifications sont effectuéesdans les configurations requises, selon une périodicité et desmodalités fixées à l’avance.

Dans ce cadre, toutes les pompes et robinets nécessaires pourassurer les fonctions de sûreté font l'objet d'essais conformément auprogramme des EP RGE.

Toutefois, le bon fonctionnement des pompes et robinets utiliséspour assurer cette fonction est garanti par la maintenance, et enparticulier par la maintenance préventive, dont les principes sontdécrits dans le sous-chapitre 13.2.

En outre parmi les actions de maintenance, peuvent être réalisés desessais fonctionnels des matériels, tels que :

• les essais de maintenance préventive conditionnelle consistant àsurveiller le matériel en fonctionnement afin d'en connaître son état,

• les essais de requalification après intervention de maintenance,consistant à vérifier que le matériel a conservé ou retrouvé sesperformances attendues.

Ainsi, les EP RGE permettent de vérifier que le niveau de sûretéattendu est respecté, alors que la maintenance représente lesmoyens mis en œuvre pour garantir le maintien de ce niveau desûreté.

7.2. METHODOLOGIELa méthodologie proposée pour générer les EP consiste, dans lapremière phase, à identifier, pour chaque système classé sûreté, laliste des fonctions F1A, F1B ou F2 assurées par le système.

Les EP RGE sont à réaliser sur toutes les fonctions classées de sûretéF1A, F1B ou F2, et uniquement celles-là.

La seconde phase consiste alors à analyser chacune de ces fonctionsafin de déterminer pour l’EP :

• les critères fonctionnels de sûreté à respecter, ainsi que les valeursattendues pour ces critères (valeur analogique ou binaire),

• les conditions initiales nécessaires à la réalisation de l’essai, état detranche, nombre de train à tester simultanément,

• la définition de l'EP, en regroupant les essais sur les fonctionsmutuellement compatibles,

• la périodicité d’essai.

Dans la troisième phase, les éléments suivants sont élaborés pourchaque EP :

• les principes du mode opératoire,

• les limites de l'EP, en particulier la liste des matériels qui ne peuventêtre mis en œuvre lors de l’EP de la fonction, tels que les capteursà inhiber ou forcer.

En outre :

• les essais effectués sur des équipements classés de sûreté dans lecadre de la maintenance préventive sont décrits dans les PBMP(Programme de Base de Maintenance Préventive). Les critères àrespecter sont propres aux caractéristiques de l’équipement à vérifier.

• les essais de requalification après intervention de maintenancesont définis dans le cadre de la préparation de l'intervention.

Il doit donc y avoir une phase de mise en cohérence etd’optimisation entre le programme d’EP RGE et les essais demaintenance réalisés au titre du PBMP.

Il est à noter que la maintenance préventive conditionnelle, enparticulier mise en œuvre sur les robinets motorisés électriques, seraprise en compte pour adapter les Essais Périodiques et les essais autitre du PBMP, ainsi que leur fréquence.

Par ailleurs, les EP et les essais de maintenance pourront êtreeffectués tranche en fonctionnement.

7.3. FONCTION CLASSEEPour chaque système élémentaire, une analyse est menée fonctionpar fonction afin de déterminer la classe de sûreté de chacune, ainsique les équipements remplissant ces fonctions classées de sûreté.Cette analyse des exigences fonctionnelles est basée sur les étudesd’accident et les études de dimensionnement des systèmes.

Les exigences fonctionnelles et le classement des équipements sontprésentés au sous-chapitre 3.2.

3.7

0.1. OBJECTIFS DE LA QUALIFICATION AUXCONDITIONS ACCIDENTELLES

L’objectif fondamental de sûreté est de limiter le dégagementéventuel de substances radioactives à des valeurs acceptables. Il estatteint par la mise en œuvre des dispositions techniques nécessairespour satisfaire aux trois objectifs suivants :

• maintien de l’intégrité de l’enveloppe sous pression du circuitprimaire principal,

• capacité d’arrêter le réacteur et de le maintenir en état d’arrêt sûr,

• capacité de prévenir les accidents ou d’en limiter les conséquencesradiologiques.

La qualification a pour but de prouver que les matériels sont aptes àremplir leurs fonctions sous les sollicitations auxquelles ils sontsupposés être soumis.

En pratique, la démonstration que cet objectif est atteint est réaliséeen examinant les conséquences d’un nombre limité de conditions defonctionnement :

• les conditions de fonctionnement de référence : PCC 1 à 4 (voirchapitre 15.0 du Rapport Préliminaire de Sûreté),

QUALIFICATION DES EQUIPEMENTSELECTRIQUES ET MECANIQUES AUXCONDITIONS ACCIDENTELLES

sous chapitre 3.7

0. EXIGENCES DE SURETE

Remarque préliminaire

Le chapitre 3.7 traite de la qualification des matériels aux conditions accidentelles, y compris les accidents graves.

Les principes généraux de qualification (notamment, qualification aux conditions normales et aux agressions internes et externes) sont présentésau chapitre 3.1.

4783.7

• les conditions de fonctionnement avec défaillances multiples :RRC-A (voir chapitre 19.1.0 du Rapport Préliminaire de Sûreté),

• les situations d’accidents graves : RRC-B (voir chapitre 19.2 duRapport Préliminaire de Sûreté).

Bien que les accidents correspondants soient exclus de la listeconventionnelle des accidents de référence, des brècheséquivalentes à la rupture doublement débattue d’une tuyauterieprimaire principale (2A-APRP) et à la rupture doublement débattued’une tuyauterie vapeur dans l’enceinte (2A-RTV) sont retenues pourla qualification des équipements (voir chapitre 19.3 du RapportPréliminaire de Sûreté présentant les études spécifiques).

0.2. MATERIELS CONCERNESLes équipements concernés par la qualification sont ceux qui sontnécessaires au fonctionnement des systèmes remplissant unefonction de sûreté, c’est-à-dire une des fonctions nécessaires pouratteindre l’objectif fondamental de sûreté énoncé au paragrapheprécédent.

0.3. SOLLICITATIONS A PRENDRE EN COMPTELes sollicitations à prendre en compte sont celles qui découlent desconditions internes et d’environnement correspondant auxconditions de fonctionnement PCC, RRC-A ou RRC-B pour lesquellesles matériels sont requis.

Les sollicitations dues à l’APRP-2A (conformément aux DirectivesTechniques – voir chapitre 3.1.2) et à la RTV-2A dans l’enceinte sontaussi considérées pour la qualification, malgré l’exclusion de rupturedes tuyauteries concernées. Elles peuvent être évaluées avec deshypothèses réalistes.

En fonction de leur rôle pour la sûreté et des ambiances danslesquelles ces matériels sont requis, des exigences de qualificationsont établies puis prises en compte par des spécifications techniqueslors de la conception des matériels.

En plus des conditions de fonctionnement citées, la procédure dequalification prend en compte :

• les effets du vieillissement, c’est-à-dire les effets dus aux conditionsd’environnement correspondant aux conditions defonctionnement normales avant l’occurrence des conditions defonctionnement accidentelles considérées pour la qualification,

• les effets des sollicitations sismiques pour les matériels ayant uneexigence de qualification en raison de leur utilisation dans lessituations PCC. Ces effets sont pris en compte au cas par cas pourles matériels ayant une exigence de qualification en raison de leurutilisation dans les situations RRC-A ou RRC-B (voir chapitre 3.2).

0.4. FONCTIONS A QUALIFIER ETEXIGENCES ASSOCIEES

0.4.1. Liste des fonctions à qualifier

La liste des fonctions à qualifier est établie en s’appuyant sur :

1) les analyses d’exigences fonctionnelles menées sur la base desétudes d’accidents du Rapport Préliminaire de Sûreté (chapitres 15 et19) : PCC-2 à 4, RRC-A, études spécifiques, RRC-B.

Pour chaque transitoire accidentel du Rapport Préliminaire de Sûreté,une Analyse d’Exigences Fonctionnelles est menée. Cette analysepermet de déterminer l’ensemble des fonctions de sûreté nécessairespour gérer l’accident en identifiant la phase au cours de laquelle lafonction intervient :

• passage à l’état contrôlé des PCC,

• passage à l’état sûr des PCC,

• passage à l’état final des RRC-A,

• prévention / limitation des rejets en RRC-B.

La phase d’intervention de la fonction détermine son classementfonctionnel.

L’approche de sûreté RRC-A se distingue de l’approche PCC dans lamesure où elle nécessite de s’appuyer à la fois sur les étudesd’accident (l’objectif est de démontrer l’atteinte et le maintien del’état final RRC-A) et sur les études probabilistes de sûreté (l’objectifest de s’assurer de l’acceptabilité du risque de fusion du cœurassocié aux séquences fonctionnelles valorisant une mêmedisposition RRC-A). Aussi, dans le cas des situations accidentellesRRC-A, si un système est nécessaire pour l’atteinte et/ou le maintiende l’état final RRC-A ou pour le respect de objectifs probabilistes,alors la fonction qu’il assure doit être à ce titre classée F2 avec lesexigences que cela implique : notamment, qualification auxconditions d’ambiance accidentelles correspondantes (ambiancenormale ou dégradée selon le cas).

Dans un deuxième temps, les études d’analyses fonctionnellestransverses pour les systèmes supports (ventilation, sources froides,sources électriques, notamment) sont menées afin de déterminer lesfonctions supports aux fonctions de sûreté. La réalisation de cesanalyses nécessite d’avoir au préalable identifié les fonctions desûreté principales.

La synthèse de ces analyses d’exigences fonctionnelles menées surchaque transitoire permet d’établir la liste des fonctions de sûretéclassées avec leur classement enveloppe, à partir de laquelle sontdéterminées les fonctions à qualifier avec les exigencescorrespondantes.

2) l’analyse des besoins liés à la conduite post-accidentelle : mesuresqui sont nécessaires pour le diagnostic de l’état de l’installation,l’orientation initiale, les réorientations entre stratégies de conduite.

En particulier, l’instrumentation requise pour déterminer lesparamètres des fonctions d’état est soumise à des exigences dequalification à long terme.

Chaque fonction de sûreté identifiée dans la note de synthèse desAnalyses d’Exigences Fonctionnelles se décline en fonctionsélémentaires pour les matériels sollicités situés dans les bâtimentsaffectés par l’ambiance accidentelle associée à la fonction de sûreté.

Les fonctions élémentaires sont la manœuvre ou le maintien enposition d’un matériel. Typiquement, pour une vanne, les fonctionsélémentaires sont l’ouverture, la fermeture, le réglage, le maintienouvert et le maintien fermé et, pour un actionneur motorisé telqu’une pompe ou un ventilateur, les fonctions élémentaires sont lamise en service, la mise hors service, le maintien en service et lemaintien hors service.

Les matériels ayant une exigence de qualification pour desconditions de fonctionnement particulières (Rupture de TuyauterieHaute Energie, Eau Chargée et Active) sont également déterminés.

0.4.2. Exigences associées

0.4.2.1. Exigence de qualification à l’ambiance dégradée

0.4.2.1.1. Situations à considérer pour la détermination desconditions d’ambiance

Pour chacun des transitoires du Rapport Préliminaire de Sûreté(chapitres 15 et 19), sont évaluées les conditions d’ambiance crééespar le transitoire dans le Bâtiment Réacteur et/ou dans les autresbâtiments.

Connaissant l’ensemble des transitoires dans lesquels intervientchaque fonction de sûreté, on en déduit l’enveloppe des ambiancesaccidentelles pour cette fonction et les bâtiments affectés par cesambiance.

L’instrumentation requise pour diagnostiquer les conditions depassage en accident grave est soumise à des exigences dequalification prenant en compte les ambiances qu’elle pourrait avoirsubies avant d’atteindre ces conditions.

Pour chaque fonction élémentaire, les conditions d’ambianceenveloppes et le délai de sollicitation enveloppe sur l’ensemble desfonctions de sûreté auxquelles elle participe sont retenus. Cecipermet, en particulier, pour les matériels ayant une exigence dequalification hors AG, de déterminer la famille de conditionsd’ambiance qui lui est associée (voir plus loin §0.4.2.1.1).

4793.7

0.4.2.1.2. Exigence de qualification à l’ambiance dégradée, horsAccidents Graves

Pour les fonctions à qualifier au titre de leur utilisation en situationsaccidentelles autres que les situations d’Accidents Graves (RRC-B),des familles de conditions d’ambiance sont définies. Elles permettentde caractériser les exigences de qualification à l’ambianceaccidentelle que doivent satisfaire les matériels.

0.4.2.1.2.1. Zones considérées pour la définition des familles deconditions d’ambiance

Les zones à considérer sont celles :

• dans lesquelles les conditions d’ambiance sont susceptibles d’êtredégradées en situation accidentelle,

• et où se trouvent des matériels à qualifier aux conditionsaccidentelles.

Ces zones sont :

• le bâtiment réacteur,

• les bâtiments des auxiliaires de sauvegarde,

• le bâtiment combustible,

• les locaux vapeur et eau.

Aucune zone n’est créée pour le BAN, dont les conditionsd’ambiance sont susceptibles d’être dégradées, mais qui n’abrite pasde matériels ayant une exigence de fonctionnement en situationaccidentelle avec dégradation de l’ambiance.

Le bâtiment réacteur est subdivisé en deux sous-zones : la zoneaccessible en fonctionnement et la zone inaccessible enfonctionnement. Les débits de dose en fonctionnement normal ysont, en effet, nettement différents, ce qui permet de considérer desirradiations de vieillissement différentes.

0.4.2.1.2.2. Familles de conditions d’ambiance dans le BâtimentRéacteur (BR)

0.4.2.1.2.2.1 Situations accidentelles dans lesquelles les matérielsdoivent assurer leur fonction

Les situations dans lesquelles les matériels doivent assurer leurfonction peuvent être classées en trois catégories :

• situations accidentelles sans dégradation de l’ambiance :

Pour les matériels nécessaires dans ces situations, seule laqualification aux conditions normales d’ambiance est nécessaire.L’enceinte est subdivisée en deux parties pour lesquelles les dosesd’irradiation à retenir pour la qualification sont différentes.

Les conditions d’ambiance correspondant à ces situations sontdonnées au §1.1.1.1.1.

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance dansl’enceinte, pour lesquelles l’irradiation accidentelle est comparableà l’irradiation de vieillissement :

Ces situations sont de type RTV ou petites ou moyennes brèchesprimaires. Il s’agit d’accidents sans rupture de gaine ou associés,éventuellement, à un faible nombre de ruptures de gaines, pourlesquels le RIS en mode RRA sera connecté.

Pour la qualification des matériels ayant une exigence defonctionnement en situations accidentelles conduisant à la mise enservice du RIS en mode RRA, une irradiation accidentellecorrespondant à environ 1% de ruptures de gaines est retenue, demanière très conservative. Les valeurs d’irradiation accidentelle àretenir, indiquées au § 1.1.1.1.2.2, sont faibles et, au bout d’1 an,du même ordre de grandeur que la dose d’irradiation devieillissement retenue pour 10 ans en zone accessible.

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance dansl’enceinte et irradiation accidentelle significative (jusqu’à 10 % deruptures de gaines) :

Les conditions d’ambiance auxquelles les matériels ayant uneexigence de fonctionnement dans ce type de situations sontsusceptibles d’être soumis sont données au § 1.1.1.1.2.

Ces trois types de situations sont retenus :

• pour affecter les matériels situés à l’intérieur de l’enceinte à une

famille de conditions d’ambiance,

• pour déterminer le profil de qualification (pression et température,irradiation) qu’ils doivent supporter.

0.4.2.1.2.2.2 Durée pendant laquelle les matériels doiventaccomplir leur fonction en situation accidentelle

Trois durées sont déterminées : court terme, moyen terme, longterme.

Limite moyen terme / long terme

La limite supérieure du moyen terme est déterminée comme uneenveloppe de la durée d’atteinte de l’état sûr pour les PCC et de ladurée d’atteinte de l’état final pour les RRC-A.

Situations accidentelles PCC :

L’état sûr, pour les différentes situations accidentelles PCCconduisant à une dégradation de l’ambiance dans l’enceinte, est :

• soit l’état RIS-BP en mode RRA,

• soit l’état RIS-BP en branches chaudes.

Dans toutes les études d’accidents correspondantes (brèchesprimaires petite, intermédiaire ou grosse, rupture de tuyauterievapeur ou eau), il est atteint avant 8,5 heures. De plus, le gradientde température de refroidissement le plus faible qui devrait êtreintroduit dans les procédures de conduite accidentelles correspond àun refroidissement plus rapide que sur le Parc français enexploitation

Situations d’APRP-2A et de RTV-2A :

Ces situations accidentelles évoluent plus rapidement que lessituations de brèches plus petites ; l’état sûr est donc atteint plusrapidement.

Situations accidentelles RRC-A :

L’état final des situations accidentelles RRC-A conduisant à unedégradation de l’ambiance dans l’enceinte est atteint avant 24 heures.

La limite moyen terme / long terme est fixée à 24 heures.

Limite court terme / moyen terme

La limite court terme /moyen terme est déterminée comme unevaleur majorante de l’instant où intervient l’isolement enceinte 2èmephase. L’isolement enceinte 1ère phase a normalement déjà étésollicité à ce moment-là, en même temps que l’IS. L’isolementenceinte 2ème phase peut être sollicité :

• soit automatiquement, dès que la pression enceinte dépasse uncertain seuil de pression,

• soit manuellement, par les opérateurs, sur application desprocédures de conduite ou sur demande de l’équipe de crise.

Les situations conduisant à l’isolement de l’enceinte sont de deuxtypes :

• situations accidentelles conduisant à un relâchement rapide etimportant de fluide dans l’enceinte (APRP grosses brèches, APRP-2A,RTV-2A) : dans ces situations, la pression enceinte dépassemomentanément et significativement la pression de déclenchementdu signal d’isolement enceinte ; l’isolement intervient rapidement,bien avant 1 heure après le début de l’accident,

• situations à cinétique de pressurisation plus lente : dans cessituations, l’isolement enceinte intervient dès l’atteinte de son seuilde mise en service automatique. Tant que celui-ci n’est pas sollicité,les conditions vues par les matériels sont bornées par cette valeurde pression et la température de rosée correspondante. La brècheprimaire conduisant à ce type d’évolution de la pression,nécessairement de petite taille, n’est pas susceptible de donner lieuà des ruptures de gaines. L’activité du fluide primaire rejeté dansl’enceinte est donc égale à l’activité du fluide primaire enfonctionnement normal. Il n’y a donc pas lieu de considérer, pourles matériels, un supplément d’irradiation par rapport àl’irradiation de vieillissement.

Un profil de qualification en deux parties pourrait être défini pourcouvrir ces deux types de situations.

Le profil enveloppe de pression et température peut être retenu pourcouvrir les situations accidentelles du 1er type.

4803.7

Pour couvrir les situations accidentelles du 2ème type, un profil àpression et température constantes pourrait être retenu : pressionenceinte de sollicitation automatique de l’isolement enceinte 2èmephase (2,5 bar), température de rosée correspondante (inférieure à110°C), pendant 7 heures. En effet, au bout de 7 heures, en cas denécessité, les opérateurs auront isolé l’enceinte à la demande del’équipe de crise.

Dans un souci de simplification et compte tenu du fait que lesprocédures de conduite ne sont pas définies au moment où lesactions de qualification sont engagées :

• une durée enveloppe de l’instant de sollicitation de l’isolementenceinte 2ème phase est retenue comme limite court terme /moyen terme. Cette limite est fixée à 12 heures,

• un seul profil thermodynamique est associé à cette durée : le profilthermo-dynamique enveloppe.

La dose d’irradiation accidentelle associée à ce profil est la dosecorrespondant à une durée de mission de 1 heure en situationaccidentelle, dans la mesure où seules les situations du 1er typeconduisent à un surcroît d’irradiation.

0.4.2.1.2.2.3 Définition des familles de conditions d’ambiancedans le BR

La définition des familles de conditions d’ambiance pour lesmatériels du Bâtiment Réacteur résulte des considérations exposéesen § 0.4.2.1.1.2.1 sur les situations dans lesquelles les matériels ontà assurer leur fonction et § 0.4.2.1.1.2.2 sur les durées durantlesquelles ils doivent l’assurer.

Famillesdans le BR

Ambiance

Usages

P, T Irradiation

Court terme(<12h)

Moyen terme(<24h)

Long terme

Normales Normale 1

Anormales Normale 3 4

Anormales Anormale

2

5 6

0.4.2.1.2.3. Familles de conditions d’ambiance dans lesBâtiments des Auxiliaires de Sauvegarde (BAS)

0.4.2.1.2.3.1 Situations accidentelles dans lesquelles les matérielsdoivent assurer leur fonction

Les situations accidentelles dans lesquelles les matériels ont àfonctionner peuvent être classées en trois catégories :

• situations accidentelles sans dégradation de l’ambiance dans les BAS,

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance, sousl’aspect température, humidité, pour lesquelles l’irradiationaccidentelle est comparable à l’irradiation de vieillissement, trèsfaible ou nulle (cas des situations accidentelles de brèches sur le RISen mode RRA),

• situations accidentelles pour lesquelles l’irradiation accidentelle estsignificative (cas de situations accidentelles avec ruptures de gaines,pour lesquelles de l’eau primaire active circule dans les BAS).

Les matériels remplissant certaines fonctions en situationaccidentelle doivent être qualifiés vis-à-vis des deux types desollicitations : température et humidité, d’une part, irradiation,d’autre part.

0.4.2.1.2.3.2 Durée pendant laquelle les matériels doiventaccomplir leur fonction en situation accidentelle

La limite moyen terme / long terme est fixée à 24 heures, commepour le Bâtiment Réacteur. Elle enveloppe la durée d’atteinte del’état sûr pour les PCC et la durée d’atteinte de l’état final pour lesRRC-A.

La limite court terme / moyen terme est fixée à :

• 1 heure pour les situations accidentelles avec irradiationaccidentelle dans le BAS (situations au cours desquelles du fluideprimaire actif circule dans les tuyauteries RIS des BAS) :

Les matériels nécessaires à court terme dans ces situations sont lesmatériels à manœuvrer pour isoler l’enceinte (organes d’isolementextérieurs à l’enceinte). Ceux-ci sont actionnés en même temps queles organes d’isolement intérieurs à l’enceinte, c’est-à-dire avant 1heure en conditions enceinte très dégradées ou 7 heures enconditions enceinte peu dégradées (§0.4.2.1.1.2.2). La manœuvrede ces organes n’a lieu au-delà de 1 heure que dans les situations oùil n’y a pas de ruptures de gaines et où l’activité dans l’enceinte estnormale. Les vannes ne sont donc pas actionnées en ambiancedégradée.

• 5 heures pour les situations accidentelles avec ambiance dégradéedans le BAS (situations de brèches sur le circuit RIS en mode RRA) :

En cas de brèche importante sur le circuit RIS en mode RRA,induisant une augmentation rapide et importante de la températuredans le BAS, l’isolement de la brèche intervient automatiquement aubout de quelques minutes (bien avant 1 heure). En cas de brècheplus petite, l’isolement de la brèche peut intervenir au-delà d’1 heuresoit de façon automatique, soit de façon manuelle. Il devraitintervenir dans toutes les situations où il est nécessaire avant 5heures, avec une ambiance dans le BAS qui est alors moins dégradéequ’en cas de brèche importante. La durée de 5 heures est liée autemps nécessaire au diagnostic et à l’action d’isolement.

0.4.2.1.2.3.3 Définition des familles de conditions d’ambiancedans les BAS

La définition des familles de qualification EPR pour les matérielssitués dans les BAS résulte des considérations exposées en §0.4.2.1.1.3.1 sur les situations dans lesquelles les matériels ont àassurer leur fonction et § 0.4.2.1.1.3.2 sur les durées durantlesquelles ils doivent l’assurer.

4813.7

0.4.2.1.2.4. Familles de conditions d’ambiance dans le BâtimentCombustible (BK)

0.4.2.1.2.4.1 Situations dans lesquelles les matériels doiventassurer leur fonction

Les situations accidentelles dans lesquelles les matériels ont àfonctionner peuvent être classées en trois catégories :

• situations accidentelles sans dégradation de l’ambiance dans lebâtiment combustible,

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance, sousl’aspect température et humidité (situations conduisant à uneperte de refroidissement de la piscine BK),

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance, sousl’aspect irradiation (cas de l’accident de manutention ducombustible).

0.4.2.1.2.4.2 Durée pendant laquelle les matériels doiventaccomplir leur fonction en situation accidentelle

La limite moyen terme / long terme est fixée à 24 heures, commepour le Bâtiment Réacteur. Elle enveloppe la durée d’atteinte del’état sûr pour les PCC et la durée d’atteinte de l’état final pour lesRRC-A.

Pour les situations avec dégradation de l’ambiance du BK entempérature (cas des pertes de refroidissement) :

• l’accroissement de température dans le BK est lent, en raison del’importante masse d’eau présente. Les matériels qui seraientutilisés à court terme dans ce type de situations seraient soumis,avant leur utilisation, à des conditions peu dégradées. La créationd’une famille court terme dans ce type de situations ne présentedonc pas d’intérêt,

• les matériels nécessaires à moyen terme (jusqu’à 24 heures) sontles mêmes que les matériels nécessaires à long terme, c’est-à-direjusqu’à la récupération du refroidissement de la piscine BK. Uneseule famille est donc créée pour le moyen et le long termes.

Pour les situations avec dégradation de l’ambiance BK en irradiation,on retient une limite court terme / moyen terme de 1 heure.

Comme pour le BAS, cela permet également de couvrir la durée defermeture des organes d’isolement extérieurs de l’enceinte, lessituations où l’isolement de l’enceinte est sollicité à plus long termes’accompagnant d’une ambiance normale en irradiation.

0.4.2.1.2.4.3 Définition des familles de conditions d’ambiancedans le BK

La définition des familles de qualification EPR pour les matérielssitués dans le BK résulte des considérations exposées en §0.4.2.1.1.4.1 sur les situations dans lesquelles les matériels ont àassurer leur fonction et § 0.4.2.1.1.4.2 sur les durées durantlesquelles ils doivent l’assurer.

Famillesdans lesBASAmbiance

UsagesCourt terme Moyen terme

(<24h)Long terme Situations

correspondantes

T, H Irradiation

Normales Normale ABAS

Sans dégradationambiance

Anormales Normale

<1h (ambiancetrès dégradée)ou<5h (ambiancepeu dégradée)BBAS

CBAS

Sans objet :Ambianceredevenuenormale

Brèche RIS enmode RRA

Normales Anormale<1hDBAS EBAS FBAS Circulation fluide

primaire actif dansRIS

Famillesdans le BK

Ambiance

UsagesCourt terme(<1h)

Moyen terme(<24h)

Long terme Situationscorrespondantes

T, H Irradiation

Normales Normale ABK

Sansdégradationambiance

Anormales Normale sans objet CBK

Perterefroidissementpiscine

Normales Anormale DBK EBK FBK

Accident demanutentioncombustible

482

0.4.2.1.2.5. Familles de conditions d’ambiance dans les locaux eauet vapeur

0.4.2.1.2.5.1 Situations accidentelles dans lesquelles les matérielsdoivent assurer leur fonction

Les situations accidentelles dans lesquelles les matériels ont àfonctionner peuvent être classées en deux catégories :

• situations accidentelles sans dégradation de l’ambiance dans leslocaux eau et vapeur,

• situations accidentelles avec dégradation de l’ambiance, sousl’aspect pression, température et humidité.

Aucune situation accidentelle PCC ou RRC-A ne conduit à uneirradiation accidentelle dans les locaux eau et vapeur.

0.4.2.1.2.5.2 Durée pendant laquelle les matériels doiventaccomplir leur fonction en situation accidentelle

La limite court terme / moyen terme est fixée à une valeur enveloppede l’isolement des ruptures de tuyauteries eau ou vapeur. Celui-ci estsollicité rapidement (bien avant 1 heure) et automatiquement en casde rupture importante. Il est effectué plus tardivement (au bout dequelques heures) sur action opérateur en cas de fuite plus petite.

La limite moyen terme / long terme est fixée à 24 heures, durée au-delà de laquelle l’ambiance est redevenue normale.

0.4.2.1.2.5.3 Définition des familles de conditions d’ambiancedans les locaux eau et vapeur

La définition des familles de qualification EPR pour les matérielssitués dans les locaux eau et vapeur résulte des considérationsexposées en § 0.4.2.1.1.5.1 sur les situations dans lesquelles lesmatériels ont à assurer leur fonction et § 0.4.2.1.1.5.2 sur les duréesdurant lesquelles ils doivent l’assurer.

Les familles sont définies de la façon suivante :

Famillesdans leslocauxvapeur eteauAmbiance

Usages

T, H Irradiation

Très court terme (<1h) enconditions très dégradées danslocaux vapeur / eauOu moyen terme (<7h) enconditions peu dégradées danslocaux vapeur / eau

Moyen terme(<24h)

Long terme

Normales Normale Avapeur-eau

Anormales Normale Bvapeur-eau Cvapeur-eau Sans objetTempératureredevenuenormale

0.4.2.1.3. Exigence de qualification à l’ambiance dégradée autitre de l’utilisation en situation d’Accident Grave

Pour les fonctions ayant une exigence de qualification au titre de leurutilisation en situation d’accident grave (RRC-B), aucunregroupement en familles de conditions d’ambiance n’est retenu.Les missions que chaque matériel dédié doit remplir sont retenuescomme base des paramètres de qualification de celui-ci.

0.4.2.2. Exigence de qualification sismique

Les fonctions pour lesquelles les effets des sollicitations sismiquessont à prendre en compte sont indiquées au paragraphe 0.3 ci-dessus.

Pour les fonctions concernées, l’exigence est la tenue auxmouvements définis dans la RFS 2001-01 comme devant être pris encompte pour la conception avec des marges suffisantes pour satisfairel’objectif général défini dans les Directives Techniques (§ A2.5) : « Lesagressions externes ne doivent pas constituer une part importante durisque associé aux tranches nucléaires de la prochaine génération ».

0.4.2.3. Exigence de qualification à la Rupture de TuyauterieHaute Energie (RTHE)

La rupture de tuyauterie haute énergie (RTHE) est une agression priseen compte dans la conception des tranches. En considérant cet

évènement initiateur, des règles d’installation sont définies (voirchapitre 3.4 du Rapport Préliminaire de Sûreté) :

• pour protéger les équipements ou systèmes nécessaires à assurerles fonctions de sûreté,

• pour ne pas provoquer une aggravation de l’accident initial.

Dans le cadre de l’application de ces règles, les conséquences de larupture sur les matériels équipant la tuyauterie sur laquelle celle-cis’est produite doivent être prises en compte.

Les matériels concernés par la RTHE sont les organes d’isolement quivoient leur débit augmenter et qui subissent des contraintesimportantes. Si les études de sûreté montrent qu’ils doivent sefermer dans la séquence accidentelle considérée, leur qualificationvis-à-vis de la RTHE est requise. Dans les autres cas, ils n’ont pas àêtre qualifiés à cette mission, les systèmes élémentaires prévus à ceteffet (en particulier, les systèmes de sauvegarde) permettant deramener la tranche à l’état d’arrêt sûr et de l’y maintenir.

0.4.2.4. Exigence de qualification à l’Eau Chargée et Active

Les matériels ayant à fonctionner en situation accidentelle avec del’eau chargée et active doivent être qualifiés pour les conditions defonctionnement correspondantes.

1. BASES DE CONCEPTION

1.1. DONNEES DU PROJET NECESSAIRES ALA QUALIFICATION

1.1.1. Données relatives à la qualification auxconditions d’ambiance (pression, température,irradiation)

1.1.1.1. Conditions d’ambiance dans le Bâtiment Réacteur (BR)

1.1.1.1.1. Fonctionnement normal

Les conditions de température dans le BR en fonctionnement normalfigurent dans le chapitre 9.4.1.

La dose d’irradiation en fonctionnement normal diffère entre la zoneaccessible et la zone non accessible du BR.

• Zone accessible en fonctionnement normal

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis

La zone accessible en fonctionnement normal correspond à unezone radiologique verte. De manière conservative, on retient, pour

3.7

4833.7

les matériels qui s’y trouvent, la valeur limite supérieurecorrespondant à la zone radiologique jaune, soit un débit de dose de2 mSv/h.

La dose d’irradiation maximale susceptible d’être subie par lesmatériels en fonctionnement normal est de 0,18 kGy par tranche de10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone accessible du bâtiment réacteur est de0,7 kGy par tranche de 10 ans.

• Zone inaccessible en fonctionnement normal

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis

La plus grande partie de la zone inaccessible en fonctionnementcorrespond à une zone radiologique orange. On retient, pour lesmatériels qui s’y trouvent, la limite supérieure correspondant à la

zone radiologique orange, soit un débit de dose de 100 mSv/h.

A l’exception des quelques matériels qui seraient situés en zonerouge, la dose d’irradiation maximale susceptible d’être subie par lesmatériels en fonctionnement normal est de 8,8 kGy par tranche de10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone inaccessible du bâtiment réacteur est de35 kGy par tranche de 10 ans.

Pour les quelques matériels à qualifier qui se situeraient en zonerouge, une dose d’irradiation de vieillissement majorante est retenueconventionnellement : 250 kGy (valeur de la norme [1]).

En résumé, le tableau suivant donne des valeurs majorantes de ladose d’irradiation de vieillissement à prendre en compte pour laqualification des matériels, suivant leur zone d’installation dans leBâtiment Réacteur.

IRRADIATION DE VIEILLISSEMENT A RETENIR POUR LA QUALIFICATION (BR)(pour matériels sensibles au vieillissement

si matériel non sensible, irradiation vieillissement non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation de vieillissement

fonction de la périodicité deremplacement des composants

sensibles1 à 6 Zone accessible 0,7 kGy par tranche de 10 ans

Zone inaccessible 35 kGy par tranche de 10 ansZone « rouge » 250 kGy

Temps Pression (bar abs) Température (°C)conditions saturées

Pression vapeur(Pvap)

Pression totale(Ptot)

Tsat(Pvap)

de 0 à 2 min 5,5 5,5 15620 min 4,8 5,5 15045 min 3,6 5,0 140

2 h 2,7 4,1 1304 h 2,0 3,3 12010 h 1,5 2,8 11017 h 1,0 2,3 10024 h 0,9 2,2 9596 h 0,9 2,2 95

96 h + ε 0,4 1,6 73

1.1.1.1.2. Situations accidentelles PCC, RRC-A, APRP-2A et RTV-2A

En situation accidentelle, une seule zone est considérée dans le BRpour déterminer les valeurs de pression, de température etd’irradiation à retenir (pas de distinction entre zones accessible etnon accessible en fonctionnement normal).

1.1.1.1.2.1. Profils de pression et température enveloppes

Le profil de pression et température dans le Bâtiment Réacteur dansles situations à prendre en compte pour la qualification des matérielsaux conditions accidentelles, hors Accidents Graves correspond auxvaleurs suivantes :

4843.7

1.1.1.1.2.2. Irradiations enveloppes

Les tableaux suivants donnent des valeurs majorantes de la dosed’irradiation accidentelle Á et de la dose d’irradiation accidentelle ‚

(dose ‚ à considérer si le matériel à qualifier y est sensible et calculéederrière une protection de 1 mm et de densité 1) à prendre encompte pour la qualification des matériels, pour chaque famille deconditions d’ambiance.

IRRADIATION ACCIDENTELLE γ (BR)(pour matériels sensibles à l’irradiation

si matériel non sensible, irradiation accidentelle γ non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle γ

(kGy)1 Toutes zones 02 Toutes zones 0,3*3 Toutes zones 0,24 Toutes zones 6,85 Toutes zones 2,26 Toutes zones 68

IRRADIATION ACCIDENTELLE β (BR)(pour matériels sensibles à l’irradiation β

si matériel non sensible, irradiation accidentelle β non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle β

(kGy)1 Toutes zones 02 Toutes zones 1,1*3 Toutes zones 0,84 Toutes zones 8,45 Toutes zones 7,96 Toutes zones 84

* Comme indiqué au §0.4.2.1.1.2.2, la dose d’irradiation retenuepour la famille 2 est celle qui correspond à une durée de 1 heure.

1.1.1.1.3. Situations d’accidents graves (RRC-B)

1.1.1.1.3.1. Profils de pression et température enveloppes

En situation d’accident grave, la pression dans l’enceinte ne dépassepas 5,5 bars absolus, sauf éventuellement pendant une durée de 2minutes, si une combustion hydrogène se produit. Pendant ce tempstrès court, la pression reste inférieure à 6,5 bars absolus (voirchapitres 19.2.2.1 et 19.2.2.3).

La prise en compte de la mise en service de l’EVU au bout de 12heures conduit la pression à décroître jusqu’à 2 bar absolus.

Le profil de pression dans l’enceinte suivant est donc retenu :

• palier à 5,5 bars absolus de 12 heures,

• pic de pression à 6,5 bars maintenu pendant 5 minutes,

• décroissance linéaire de 5,5 bars à 2 bars pendant 12 heures,

• palier à 2 bars.

La durée du profil à retenir est déterminée au cas par cas pourchaque matériel, en fonction de ses missions. Si la durée de missionest inférieure à 12 heures, le pic de pression à 6,5 bars pendant 5minutes est placé à la fin du palier à 5,5 bars.

En situation d’accident grave, la température dans l’enceinte nedépasse pas 156 °C. La prise en compte de la mise en service del’EVU au bout de 12 heures conduit la température à décroîtrejusqu’à 110 °C.

Le profil de température dans l’enceinte suivant est donc retenu :

• palier à 156 °C de 12 heures,

• décroissance linéaire de 156 °C à 110 °C pendant 12 heures,

• palier à 110 °C.

La durée du profil à retenir est déterminée au cas par cas pourchaque matériel, en fonction de ses missions.

Cas des matériels participant à l’étanchéité du confinement

Des conditions de qualification spécifiques sont retenues pour lesmatériels participant à l’étanchéité du confinement.

Le profil de pression retenu pour la qualification de ces matériels estle suivant :

• palier à 6,5 bars absolus de 12 heures,

• décroissance linéaire de 6,5 bars à 2 bars pendant 12 heures,

• palier à 2 bars, maintenu jusqu’à 15 jours depuis le début du profil.

Le profil de température retenu pour la qualification de ces matérielsest le suivant :

• palier à 170 °C de 12 heures

• décroissance linéaire de 170 °C à 110 °C pendant 12 heures

• palier à 110 °C, maintenu jusqu’à 15 jours depuis le début duprofil.

1.1.1.1.3.2. Irradiations

Les irradiations auxquelles les matériels sont susceptibles d’êtresoumis sont déterminées pour chaque matériel concerné, en tenantcompte de sa mission, de sa localisation et de sa géométrie(protection des parties sensibles à l’irradiation).

Des dispositions de conception sont prises afin de réduire lasensibilité au rayonnement ‚ des matériels ayant une exigence dequalification pour les situations d’accidents graves. Ces dispositionspeuvent consister à :

• éviter autant que faire se peut les matériaux sensibles àl’irradiation,

• protéger efficacement du rayonnement ‚ les parties des matérielsles plus sensibles à l’irradiation,

4853.7

• éloigner les parties des matériels les plus sensibles à l’irradiationdes surfaces où se formeraient les dépôts d’isotopes radioactifs enaccident grave.

1.1.1.2. Conditions d’ambiance dans les Bâtiments des Auxiliairesde Sauvegarde (BAS)

1.1.1.2.1. Fonctionnement normal

Les conditions de température dans les BAS en fonctionnementnormal figurent dans le chapitre 9.4.1.

Les BAS correspondent en partie à des zones radiologiques vertes, enpartie à des zones jaunes en fonctionnement normal, pour lesquellesla dose d’irradiation maximale en fonctionnement est différente.

• Zone verte du BAS

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis.

Le débit de dose maximal en zone verte en fonctionnement normalest de 0,025 mSv/h. La dose d’irradiation maximale susceptibled’être subie par les matériels en fonctionnement normal est de2,2.10-3 kGy par tranche de 10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone verte des BAS est de 8,8.10-3 kGy partranche de 10 ans.

• Zone jaune du BAS

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis

Le débit de dose maximal en zone jaune en fonctionnement normalest de 2 mSv/h. La dose d’irradiation maximale susceptible d’êtresubie par les matériels en fonctionnement normal est de 0,18 kGypar tranche de 10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone jaune des BAS est de 0,7 kGy partranche de 10 ans.

En résumé, le tableau suivant donne des valeurs majorantes de ladose d’irradiation de vieillissement à prendre en compte pour laqualification des matériels, suivant leur zone d’installation dans lesBâtiments des Auxiliaires de Sauvegarde.

IRRADIATION DE VIEILLISSEMENT A RETENIR POUR LA QUALIFICATION (BAS)(pour matériels sensibles au vieillissement

si matériel non sensible, irradiation vieillissement non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation de vieillissement

fonction de la périodicité deremplacement des

composants sensiblesA à F BAS – zone verte

(< 0,025 mSv/h)8,8.10-3 kGy par tranche de

10 ansBAS - zone jaune

(< 2 mSv/h)0,7 kGy par tranche de 10

ans

1.1.1.2.2. Situations accidentelles PCC et RRC-A

1.1.1.2.2.1. Profils de pression et température enveloppes

Les BAS ne sont pas pressurisables. Les situations accidentellessusceptibles de dégrader l’ambiance des BAS sous l’aspecttempérature et humidité sont les brèches du RIS en mode RRA.

Deux types de situations de dégradation de l’ambiance sont àconsidérer :

• brèches importantes du RIS en mode RRA, pour lesquelles latempérature peut augmenter rapidement et l’automatismed’isolement de la fuite est sollicité rapidement.

Dans ces situations, la température peut atteindre des valeursélevées, au plus égales à 100 °C pendant une durée inférieure à 1heure.

• petites brèches du RIS en mode RRA, ne sollicitant pasl’automatisme d’isolement de la brèche avant 1 heure, l’isolementpouvant être effectué plus tardivement soit de manièreautomatique, soit sur action de l’opérateur.

Dans ces situations, la température atteint des valeurs plus modérées(inférieures à 70 °C) jusqu’à l’isolement de la brèche (qui intervientavant 5 heures), puis décroît.

1.1.1.2.2.2. Irradiations enveloppes

Deux phénomènes sont susceptibles de créer une dose d’irradiationdans les BAS :

• l’activité de l’eau rejetée en cas de brèche sur le RIS en mode RRA :l’activité de l’eau rejetée est l’activité normale de l’eau primaire,

• l’activité due à la circulation d’eau primaire en cas d’APRP.

L’irradiation maximale due à l’eau provenant du fond de l’enceinteet circulant dans les tuyauteries RIS, à laquelle un matériel estsusceptible d’être soumis prend en compte un taux de ruptures degaines de 10 %.

Ces valeurs d’irradiation couvrent le cas de la fuite du RIS en modeRRA pour laquelle le taux de ruptures de gaines est inférieur à 1 %.

Les tableaux suivants donnent des valeurs majorantes de la dosed’irradiation accidentelle Á et de la dose d’irradiation accidentelle ‚(à considérer si le matériel à qualifier y est sensible) à prendre encompte pour la qualification des matériels.

Remarque : Les doses indiquées ne s’appliquent pas aux robinetsextérieurs d’isolement enceinte, susceptibles de subir l’ambiance duBR (voir § 1.2.2.2.2.2.2).

Elles s’appliquent, par contre, à leurs commandes.

4863.7

IRRADIATION ACCIDENTELLE γ (BAS)(pour matériels sensibles à l’irradiation

si matériel non sensible, irradiation accidentelle γ non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle γ

(kGy)D BAS 0,2E BAS 1,1F BAS 34

IRRADIATION ACCIDENTELLE β (BAS)(pour matériels sensibles, et soumis, à l’irradiation β

si matériel non sensible, irradiation accidentelle β non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle β

(kGy)D, E BAS 0,35

F BAS 5

IRRADIATION DE VIEILLISSEMENT A RETENIR POUR LA QUALIFICATION (BK)(pour matériels sensibles au vieillissement

si matériel non sensible, irradiation vieillissement non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation de vieillissement

fonction de la périodicité deremplacement des composants

sensiblesA à F BK – zone verte

(< 0,025 mSv/h)8,8.10-3 kGy par tranche de 10

ansBK – zone jaune

(< 2 mSv/h)0,7 kGy par tranche de 10 ans

1.1.1.2.3. Situations d’accidents graves (RRC-B)

1.1.1.2.3.1. Profils de pression et température enveloppes

Un accident grave dans le Bâtiment Réacteur n’est pas cumulé avecun accident dans les BAS. La situation d’accident grave correspond àune circulation d’eau active dans les BAS, ce qui n’a pas pour effetd’y augmenter la température ambiante de façon sensible.

La pression et la température dans les BAS restent normales enaccident grave.

1.1.1.2.3.2. Irradiation

L’irradiation est due à la circulation d’eau active provenant del’enceinte.

L’activité de l’eau en provenance de l’enceinte susceptible de circulerdans les tuyauteries du BAS en situation d’accident grave seracalculée ultérieurement.

1.1.1.3. Conditions d’ambiance dans le Bâtiment Combustible(BK)

1.1.1.3.1. Fonctionnement normal

Les conditions de température dans le BK en fonctionnement normalfigurent dans le chapitre 9.4.1.

Le BK correspond en partie à une zone radiologique verte, en partieà une zone jaune en fonctionnement normal, pour lesquelles la dosed’irradiation maximale en fonctionnement est différente.

• Zone verte du BK

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis

Le débit de dose maximal en zone verte en fonctionnement normalest de 0,025 mSv/h. La dose d’irradiation maximale susceptibled’être subie par les matériels en fonctionnement normal est de2,2.10-3 kGy par tranche de 10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone verte des BAS est de 8,8.10-3 kGy partranche de 10 ans.

• Zone jaune du BK

Dose d’irradiation maximale à laquelle les matériels sont susceptiblesd’être soumis

Le débit de dose maximal en zone jaune en fonctionnement normalest de 2 mSv/h. La dose d’irradiation maximale susceptible d’êtresubie par les matériels en fonctionnement normal est de 0,18 kGypar tranche de 10 ans.

Dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualification

Les débits de dose appliqués lors des essais de qualification sontbeaucoup plus élevés et appliqués sur un temps plus court que lesdébits de dose subis lors du fonctionnement de la tranche. Pour tenircompte de cette différence, un facteur 4 entre la dose susceptibled’être subie et la dose prise en compte en qualification, est retenu,sauf exception justifiée.

La dose d’irradiation de vieillissement à retenir pour la qualificationdes matériels situés en zone jaune des BK est de 0,7 kGy par tranchede 10 ans.

En résumé, le tableau suivant donne des valeurs majorantes de ladose d’irradiation de vieillissement à prendre en compte pour laqualification des matériels, suivant leur zone d’installation dans leBâtiment Combustible.

4873.7

IRRADIATION ACCIDENTELLE γ (BK)(pour matériels sensibles à l’irradiation

si matériel non sensible, irradiation accidentelle γ non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle γ

(kGy)D BK 0,2 kGyE BK 0,09F BK 10

IRRADIATION ACCIDENTELLE β (BK)due au fluide véhiculé (pour matériels sensibles, et soumis, à l’irradiation β

si matériel non sensible, irradiation accidentelle β non prise en compte pour la qualification)Famille du matériel Localisation du matériel Irradiation accidentelle β

(kGy)D BK 0,35 kGyE BK 0,02F BK 1,6

1.1.1.3.2. Situations accidentelles PCC et RRC-A

1.1.1.3.2.1. Profils de pression et température enveloppes

Le BK n’est pas pressurisable. Les situations accidentelles conduisantà une dégradation de l’ambiance dans le BK sous l’aspecttempérature et humidité sont les pertes de refroidissement de lapiscine. Dans ces situations, la température croît lentement et atteintun palier n’excédant pas 100 °C, jusqu’à la récupération durefroidissement de la piscine ; la 3ème file PTR est, en effet, conçuepour que, en cas de perte de refroidissement de la piscine BK, satempérature n’excède pas 95 °C.

1.1.1.3.2.2. Irradiation

Les situations accidentelles susceptibles de conduire à unedégradation de l’ambiance du BK sous l’aspect irradiation sont lesaccidents de manutention du combustible.

On retient, pour les fonctions du BK nécessaires à court terme(fermeture des vannes extérieures d’isolement enceinte en casd’accident dans le BR), une irradiation Á inférieure à 0,2 kGy et uneirradiation ‚ inférieure à 0,35 kGy au bout d’1 heure.

Les tableaux suivants donnent des valeurs majorantes de la dosed’irradiation accidentelle Á et de la dose d’irradiation accidentelle ‚dans l’eau (à considérer si le matériel à qualifier y est sensible) àprendre en compte pour la qualification des matériels.

Remarques :

• Les doses indiquées ne s’appliquent pas aux robinets extérieursd’isolement enceinte, susceptibles de subir l’ambiance du BR (voir§ 1.2.2.2.2.2.2). Elles s’appliquent, par contre, à leurs commandes.

• Les doses indiquées ne couvrent pas nécessairement le cas dematériels nécessaires en accident de manutention situés dans l’airdu hall BK, qui seraient sensibles au rayonnement β. Ceux-ciseraient traités de façon spécifique.

1.1.1.3.3. Situations d’accidents graves (RRC-B)

Aucune situation d’accident grave n’est considérée dans le BK.Aucun matériel du BK n’est à qualifier à des conditions spécifiques àl’accident grave.

1.1.1.4. Conditions d’ambiance dans les locaux vapeur et eau

1.1.1.4.1. Fonctionnement normal

Les conditions de température dans les compartiments des locauxvapeur et eau en fonctionnement normal figurent dans le chapitre9.4.1 du Rapport Préliminaire de Sûreté.

Il n’y a pas d’irradiation en fonctionnement normal.

1.1.1.4.2. Situations accidentelles PCC et RRC-A

1.1.1.4.2.1. Profils de pression et température enveloppes

Le profil de pression et température à retenir pour la qualificationsera indiqué dans une version ultérieure du Rapport de Sûreté.

1.1.1.4.2.2. Irradiation

Les situations accidentelles considérées dans les locaux vapeur et eaune créent pas d’irradiation.

1.1.1.4.3. Situations d’accidents graves (RRC-B)

Aucune situation d’accident grave n’est considérée dans les locauxvapeur et eau. Aucun matériel de ces locaux n’est à qualifier à desconditions spécifiques à l’accident grave.

1.1.2. Données relatives à la qualification sismique

Les spectres sismiques retenus pour la qualification sont définisconformément au chapitre 3.3.

Pour mémoire :

• matériels situés dans les bâtiments standards : EUR 0,25 g, largegamme de modules de sol,

• matériels situés dans les bâtiments de site : EUR 0,15 g, modulede sol du site.

Pour les matériels ayant une exigence de qualification sismique, on pourra :

• soit se référer aux spectres enveloppes,

• soit se référer aux spectres de plancher correspondants.

1.1.3. Données relatives à la qualification à la RTHE

Les données de la qualification à la RTHE sont à définir au cas par caspour chaque tuyauterie à haute énergie dont l’isolement estnécessaire en cas de rupture.

1.1.4. Données relatives à la qualification à l’EauChargée et Active

Les données relatives à la qualification des matériels à l’eau chargée,sont les suivantes :

• les conditions de qualification des pompes vis-à-vis de l’eauchargée correspondent à une quantité de débris dans l’eau de 500 ppm (1 ppm = 1 gramme par tonne),

4883.7

• la taille maximale des débris traversant les filtres des puisards nedépasse pas 2,5 mm.

Les données concernant les doses d’irradiation dues à l’activité del’eau sont les valeurs indiquées :

• au § 1.1.1.2.2.2 pour les situations hors accidents graves,

• au § 1.1.1.2.3.2 pour les situations d’accidents graves.

1.1.5. Liste des fonctions élémentaires à qualifier

La liste de fonctions à qualifier se base, notamment, sur l’analysed’Exigences Fonctionnelles.

1.2. VERIFICATION DU RESPECT DES EXIGENCES– PROGRAMMES DE QUALIFICATION

1.2.1. Méthodes de qualification

Le processus de qualification est décomposé en séquencesélémentaires susceptibles de mettre en évidence les défaillances dumatériel. Plusieurs méthodes sont utilisées dans la démarche dequalification.

1.2.1.1. Qualification par essais

Elle consiste à soumettre un matériel « modèle », représentatif dumatériel monté en centrale, aux chargements représentatifs desconditions de fonctionnement dans lesquelles il doit remplir safonction de sûreté.

Les essais de qualification sont réalisés indépendamment les uns desautres et selon une séquence représentant au mieux les conditionsde service ou les sollicitations supportées par les matériels.

1.2.1.2. Qualification par analyse

La qualification par analyse se distingue généralement de laqualification par essais par le fait qu’elle ne fait pas appel à des essaisspécifiques.

1.2.1.2.1. Qualification par calcul

La qualification par calcul consiste à démontrer que les chargementssubis par le matériel ont sur celui-ci des conséquences admissibles.Cette méthode n’est utilisable que si :

• les chargements ont été estimés avec un conservatisme suffisant,

• les modèles de calcul sont représentatifs,

• les méthodes ou les codes de calcul utilisés sont validés.

Par exemple, la qualification de la robinetterie à la RTHE faitprincipalement appel à l’analyse dans la mesure où cette dernièrepermet de déterminer les efforts mécaniques supportés par lerobinet ainsi que les caractéristiques du fluide la traversant.

1.2.1.2.2. Qualification par expérience d’exploitation

La qualification par expérience d’exploitation consiste à déduire, enanalysant l’histoire passée d’un matériel en exploitation industrielle,son aptitude au rôle de sûreté dans les installations à réaliser.

Pour assurer la qualification, l’expérience d’exploitation doit remplirles conditions suivantes :

• le matériel faisant l’objet du retour d’expérience doit être unmatériel identique ou suffisamment représentatif de celui àqualifier,

• la durée d’exploitation doit être suffisamment longue,

• les conditions de service durant l’exploitation doivent être aumoins aussi sévères que celles escomptées,

• la documentation accompagnant l’expérience d’exploitation doitêtre suffisamment sûre et détaillée pour justifier le comportementdu matériel exploité.

Dans la pratique, cette méthode est rarement utilisée seule. Elle vienten général compléter et confirmer le comportement d’uncomposant d’un matériel dont la qualification d’ensemble estdémontrée par les autres méthodes.

1.2.1.2.3. Qualification par analogie

La qualification par analogie consiste à effectuer, sur la base derègles logiques, une comparaison du matériel à qualifier par rapportà un matériel « analogue » déjà qualifié. Trois étapes sont engénéral nécessaires à la démonstration de la qualification.

Ces trois étapes sont :

• la comparaison des technologies,

• la comparaison des conditions fonctionnelles,

• l’évaluation et la justification, pour chaque risque potentiel dedéfaillance, de la conception technologique retenue.

Les matériels concernés par la méthode de qualification par analogiesont principalement les pompes et la robinetterie.

1.2.1.2.4. Méthodes mixtes

Les méthodes mixtes consistent en une combinaison des méthodesprésentées dans les paragraphes précédents. Ces combinaisons sontvariables selon le cas considéré.

Dans tous les cas, chaque partie traitée par une des méthodes doitrépondre aux prescriptions correspondantes. L’ensemble doitdémontrer totalement l’aptitude du matériel à assurer sa fonction desûreté.

1.2.2. Programmes de qualification applicables

1.2.2.1. Principe général

Pour la qualification des matériels, le document de référence est lanorme internationale CEI 60780 [2]. Les trois pratiques dequalification suivantes, qui sont compatibles avec cette norme,peuvent être employées :

• la pratique française basée sur la norme [1] et les spécificationsassociées,

• la pratique allemande basée sur les règles KTA [3]

• la pratique américaine basée sur les règles IEEE [4]

A l'issue d'une revue des pratiques de qualification utilisées enEurope [5], il est reconnu que toutes ces pratiques concourent aumême objectif, qui est de démontrer qu'un matériel a lefonctionnement attendu dans les conditions d'ambiance et sousles sollicitations spécifiées. Elles ont été développées selon desprincipes analogues (ceux que l'on retrouve dans un documentfédérateur comme la publication [2]) et, pour la méthode paressais, elles font appel aux mêmes étapes et font intervenir desgrandeurs d'influence identiques et des paramètres analogues.Toutefois, il n'est pas possible de montrer l'identité oul'équivalence des essais unitaires qui composent chacune des filesde qualification. Cette variété de solutions en face d'une exigencede qualification ne traduit pas un niveau de sûreté différent. Ellereflète d'une part la personnalisation des files d'essais avec leshabitudes des prescripteurs et essayeurs, et d'autre part, ladépendance des paramètres aux données de conception etd'installation qui peuvent différer d'un projet à l'autre.

Chacune des pratiques citées plus haut est applicable dans la mesureoù la qualification est vérifiée pour un requis supérieur ou égal àcelui du projet EPR.

Le requis pour un matériel donné est caractérisé par :

• les conditions d’ambiance en fonctionnement normal etl’hypothèse de durée de vie prise en compte pour la qualificationdu matériel,

• les conditions d’ambiance accidentelle pour lesquelles le matérieldoit être qualifié : profil de température, pression, humidité, d’unepart, dose d’irradiation, d’autre part,

• le niveau de sollicitation sismique,

• l’éventuelle sollicitation en RTHE,

• les caractéristiques de l’éventuelle Eau Chargée Active.

Le recours possible à plusieurs pratiques évite de développer denouvelles files de qualification, autorise le réemploi d'unepratique existante pour laquelle on dispose d'une validation etd'un retour d'expérience, et permet le réemploi de dossiers dequalification lorsque la qualification a été prononcée pour un

4893.7

projet antérieur au projet EPR.

En l'absence de reconduction d'une spécification particulière déjàvalidée au sein d'une des pratiques admises, les dispositions du §5.3 de la publication [2] sont à appliquer pour élaborer unenouvelle spécification.

Pour tirer profit d'une pratique existante, il convient de lareconduire en restant à l'intérieur du domaine dans lequel savalidité a été démontrée.

En conséquence, pour un matériel donné, la file de qualificationchoisie doit relever d'une seule des pratiques disponibles. Ellesera retenue pour toutes les étapes de la qualification initiale.

En d’autres termes, le « panachage » des files de qualification estinterdit.

A titre d’illustration, une phase de pré-conditionnement obtenueen sélectionnant des essais RCC-E (pratique française – voirchapitre 1.6) pour une part et des essais KTA pour une autre,serait à considérer comme une création. Son emploi n'est pasautorisé (sauf à faire l'investissement d'étude pour justifier unenouvelle séquence). De même, il n'est pas autorisé de fairel'appréciation du comportement dans le temps (en tant que pré-conditionnement du matériel) selon le RCC-E puis d’effectuer laphase accidentelle en s’appuyant sur les spécifications quidécoulent des règles KTA.

En règle générale, la pratique d’origine sera retenue pour lescompléments de qualification. Un dossier de justification serait àétablir dans le cas contraire.

Prise en compte de la validation d'une pratique et de sesévolutions :

• pour réutiliser une spécification existante, il conviendra defournir les références des matériels pour lesquels cettespécification a été reconnue comme valable sur le planméthodologique et qui permettent de la considérer comme depratique industrielle courante,

• il conviendra également d’examiner les évolutions de la règleIEEE ou KTA postérieures à la révision pour laquelle la spécificationa été validée.

Les vérifications aux limites d'emploi fonctionnelles peuvent se fairesur d'autres spécimens que les matériels soumis en laboratoire à laséquence accidentelle.

Pour la phase d'appréciation du comportement dans le temps, il estrequis de tracer les hypothèses prises en compte pour lefonctionnement normal.

Lorsqu'elle existe (existence d'une norme produit pour un type dematériel donné), il convient de recourir à une phase d'appréciationdu comportement dans le temps ayant fait l'objet d'unenormalisation au sein de la Communauté Européenne (en priorité),ou d’une norme internationale CEI ou ISO.

Ces dispositions, ainsi que les méthodes décrites au §1.2.1,s’appliquent également à la qualification des matériels pour lessituations d’accidents graves, avec les précisions suivantes :

• la méthode par essais est recommandée lorsque le matérielcomporte des matériaux organiques,

• la sanction peut être différente de celle requise en conditions PCC(par exemple, la précision spécifiée pour un capteur peut être plusfaible),

• pour un matériel installé sous une protection atténuant lesrayonnements dont l’efficacité est démontrée, il est possible :

- soit de calculer la dose ambiante à l’emplacement del’équipement complet et d’essayer le matériel avec saprotection,

- soit de calculer la dose sous le dispositif de protection etd’essayer le matériel sans sa protection.

• quand la qualification aux conditions de l’accident grave intervienten complément d’une qualification déjà prononcée aux conditionsPCC :

- les enseignements tirés de la qualification PCC sont mis à profitpour adapter le conditionnement avant la séquence d’accident

grave en retenant les facteurs les plus contraignants,

- la démonstration de la tenue sismique acquise antérieurement,si elle est nécessaire, n’est pas à reprendre au sein de laséquence accident grave.

1.2.2.2. Conditions d’ambiance

1.2.2.2.1. Qualification au titre de l’utilisation dans les situationsd’Accidents Graves

Comme indiqué au § 0.4.2.1.2, aucun regroupement en familles deconditions d’ambiance n’est retenu. Les missions que chaquematériel dédié doit remplir sont retenues comme base dequalification. Pour les matériels situés dans le BR, des profils depression et température enveloppes sont donnés au § 1.1.1.1.3.1. Ladurée du profil (P, T) et la dose d’irradiation à retenir sontdéterminées de manière spécifique, pour chaque matériel.

1.2.2.2.2. Qualification au titre de l’utilisation en situationsaccidentelles autres que situations d’Accidents Graves –Conditions standardisées de qualification à l’ambiance

Les conditions d’ambiance sont déterminées de façon simple, pourun matériel donné, à partir des données suivantes :

• localisation (zone accessible du BR, zone inaccessible du BR, BAS,BK, locaux eau et vapeur),

• famille de conditions d’ambiance,

• éventuelle périodicité de remplacement des composants sensiblesau vieillissement,

• éventuelle sensibilité au rayonnement,

• éventuelle exigence de qualification à la RTHE,

• éventuelle exigence de qualification à l’Eau Chargée et Active.

Pour les matériels ayant une exigence de qualification hors AccidentsGraves, la qualification peut être faite en utilisant les conditionsstandardisées décrites ci-dessous (§ 1.2.2.2.2.1).

Ces conditions standardisées de qualification à l’ambiance nes’appliquent pas à la qualification vis-à-vis des situations d’AccidentsGraves.

1.2.2.2.2.1. Conditions standardisées de température et pression

La localisation et la famille de conditions d’ambiance permettent dedéterminer le type de profil standard à retenir.

1.2.2.2.2.1.1 Matériels situés dans le BR

Un profil de pression et température enveloppe est déterminé au §1.1.1.1.2.1.

Ce profil est confondu avec celui de la phase thermodynamiqueaccidentelle de la norme [1], couramment appelé profilthermodynamique K1, pendant le 1er jour.

Entre 1 et 4 jours, les pressions et températures du profil enveloppedépassent celles du profil K1. Ceci est dû au fait que, au-delà de 1jour, les pressions et températures calculées pour l’accident d’APRPsans ISBP (situation de type RRC-A) dépassent ce profil.

La norme [1] décrit, pour le parc français en exploitation, lesconditions applicables pour la qualification des matériels auxconditions accidentelles. Celles-ci comprennent :

• un essai de tenue aux conditions thermodynamiques et chimiquesaccidentelles, qui correspond au profil K1 du RCC-E (voir chapitre1.6), d’une durée de 96 heures. Le 1er jour de cet essai correspondau profil enveloppe déterminé pour EPR (§ 1.1.1.1.2.1),

• un essai de tenue aux conditions thermodynamiques post-accidentelles : 10 jours à 100 °C (voir norme, si températuredifférente). Cet essai couvre la partie du profil enveloppe compriseentre 1 et 4 jours.

Trois profils de pression et température standardisés, déduits de lanorme [1], sont définis dans le tableau ci-dessous. Les familles deconditions d’ambiance pour lesquelles ils conviennent sontindiquées.

4903.7

Profilstandardisé

Matérielsconcernés

Description

BR-CT(Court Terme)

Famille 2 Profil accidentel K1 limité à 12 heures

BR-MT(Moyen Terme)

Familles 3 et 5 Profil accidentel K1 limité à 24 heures

BR-LT(Long Terme)

Familles 4 et 6 Profil accidentel K1 (durée de 96heures),puis 100°C pendant 10 jours

Profil standardisé Matériels concernés DescriptionBAS-CT

(Court Terme)Famille B Profil composé de 2 parties :

- (100°C, 1 bar) pendant 1 heure

- (70°C, 1 bar) pendant 5 heuresLa qualification à chacune des deux parties du profilest nécessaire. Ce n’est pas forcément le mêmematériel qui est soumis aux deux parties du profil

BAS-MT(Moyen Terme)

Famille C (100°C, 1 bar) pendant 1 heure,puis (70°C, 1 bar) pendant 23 heures*

Profilstandardisé

Matérielsconcernés

Description

BK-MT(Moyen Terme)

Famille C Montée de 50 °C à 100 °C en 4 heures,puis palier à 100 °C jusqu’à l’instant derécupération du refroidissement de lapiscine BK (100 heures)

Remarque : Le profil de pression et température BR-LT enveloppe leprofil BR-MT qui, lui-même, enveloppe le profil BR-CT. Il est, parconséquent, possible d’utiliser le profil BR-MT pour qualifier desmatériels de la famille 2 ou d’utiliser le profil BR-LT pour qualifier desmatériels des familles 2, 3 ou 5.

Les matériels qualifiés suivant la norme /1/ satisfont aux exigences de

qualification en pression et température des matériels situés dans le BR de l’EPR.

1.2.2.2.2.1.2 Matériels situés dans les BAS

Compte tenu des éléments présentés au § 1.1.1.2.2.1, deux profilsde pression et température standardisés sont définis dans le tableauci-dessous. Les familles de conditions d’ambiance pour lesquelles ilsconviennent sont indiquées.

* La vitesse de passage de 100 °C à 70 °C n’est pas imposée : dupoint de vue de l’exigence, une baisse de température instantanéeconviendrait ; une décroissance plus lente est enveloppe d’unebaisse de température instantanée.

Les profils BAS-CT et BAS-MT sont associés à des conditionsd’humidité proches de la saturation.

Remarque : Le profil de température BAS-MT est enveloppe duprofil BAS-CT. Il est, par conséquent, possible d’utiliser le profil BAS-MT pour qualifier des matériels de la famille B.

Conformément au § 0.4.2.1.1.3.3, aucun profil long terme detempérature n’est défini dans le BAS.

1.2.2.2.2.1.3 Matériels situés dans le BK

Conformément au § 0.4.2.1.1.4.3, un seul profil standard detempérature dans le Bâtiment Combustible est défini : BK-MT.

Ce profil couvre le moyen et le long termes, jusqu’à la récupérationdu refroidissement de la piscine BK.

Il est défini comme suit :

Ce profil est associé à des conditions d’humidité proches de lasaturation et à une pression de 1 bar.

1.2.2.2.2.1.4 Matériels situés dans les locaux vapeur et eau

Les conditions de pression et température standards seront donnéesultérieurement.

1.2.2.2.2.2. Doses d’irradiation de qualification standardisées

Ce point est sans objet pour les matériels des locaux vapeur et eau.

1.2.2.2.2.2.1 Détermination d’une valeur majorante de la dose àretenir pour la qualification

Une valeur majorante de la dose d’irradiation pour laquelle un

matériel doit être qualifié est déterminée de la façon suivante :

Irradiation pour laquelle le matériel doit être qualifié

=

Irradiation de vieillissement

+

Irradiation accidentelle γ

+

Irradiation accidentelle β

(si elle a des conséquences sur le matériel)

4913.7

Les valeurs d’irradiation de vieillissement à utiliser sont celles desparagraphes suivants :

• pour le Bâtiment Réacteur : § 1.1.1.1.1,

• pour les Bâtiments des Auxiliaires de Sauvegarde : § 1.1.1.2.1,

• pour le Bâtiment Combustible : § 1.1.1.3.1,

Les valeurs d’irradiations accidentelles γ et β‚ à utiliser sont celles desparagraphes suivants :

• pour le Bâtiment Réacteur : § 1.1.1.1.2.2,

• pour les Bâtiments des Auxiliaires de Sauvegarde : § 1.1.1.2.2.2,

• pour le Bâtiment Combustible : § 1.1.1.3.2.2.

Les valeurs indiquées dans les tableaux permettent de déterminerune dose d’irradiation enveloppe pour la qualification d’un matérieldonné, en fonction de sa localisation, de la périodicité deremplacement de ses composants sensibles, de sa famille et de sonéventuelle sensibilité au rayonnement β.

Si la dose ainsi déterminée crée des difficultés pour qualifier unmatériel, il est possible de produire une analyse plus fine pourjustifier une dose plus faible susceptible d’être subie par un matérieldonné.

1.2.2.2.2.2.2 Doses d’irradiation de qualification standards

Pour simplifier la qualification des matériels, des doses dequalification standards sont déterminées, en nombre limité :

• doses d’irradiation standards dans le BR :

50 kGy, 100 kGy, 200 kGy, 300 kGy, 400 kGy,

• doses d’irradiation standards hors du BR (BAS, BK) :

50 Gy, 1 kGy, 10 kGy, 50 kGy.

Dans la pratique, la dose retenue pour la qualification est la dosestandard immédiatement supérieure à la dose déterminée de lafaçon indiquée au § 1.2.2.2.2.2.1.

La qualification à une dose supérieure permet, bien sûr, de vérifier lerespect de l’exigence.

La dose standardisée maximale fixée hors du BR permet de qualifierdes matériels situés en zone jaune, appartenant à la famille FBAS ouFBK, sensibles au rayonnement ‚ et dont les composants sensibles neseraient pas remplacés pendant la durée de vie de la tranche.

Cette valeur ne couvre pas la valeur à retenir pour le maintien fermédes robinets extérieurs d’isolement enceinte. En effet, l’intérieur deces robinets est susceptible de se trouver en contact avec l’intérieurde l’enceinte. Ils sont affectés, de manière conservative, à la mêmefamille que leurs correspondants situés à l’intérieur de l’enceinte.Cela concerne les robinets, mais pas leur commande.

Dans les locaux eau et vapeur, aucune irradiation n’est considérée (§1.1.1.4.2.2).

1.2.2.2.2.3. Utilisation des conditions standardisées dequalification

Les conditions de qualification d’un matériel à l’ambianceaccidentelle se composent :

• de conditions de qualification en température (et éventuellementpression),

• ou/et de conditions de qualification à l’irradiation.

Pour déterminer les conditions de qualification à retenir, pour unmatériel ayant une exigence de qualification, les informationssuivantes sont nécessaires : localisation du matériel, famille deconditions d’ambiance, périodicité de remplacement descomposants sensibles au vieillissement, sensibilité éventuelle aurayonnement β.

La localisation et la famille permettent de déterminer le profil detempérature (et de pression, si le local est pressurisable) à retenir. Lesprofils standardisés envisageables, définies dans le § 1.2.2.2 ci-dessus, sont au nombre de 6 (hors matériels situés dans les locauxeau et vapeur, dont les conditions de pression et température nesont pas connues à ce jour) :

BR-CT, BR-MT, BR-LT, BAS-CT, BAS-MT, BK-MT.

Pour les matériels ayant une exigence de qualification en ambiancedégradée en température (et pression), toute qualification à un profilde température (et pression) supérieur ou égal au profil standardiséainsi déterminé convient. Le profil de pression et température K1 dela norme [1], notamment, est enveloppe de tous les profilsstandardisés précédents.

La localisation, la famille de conditions d’ambiance, la périodicité deremplacement des composants sensibles au vieillissement etl’éventuelle sensibilité du matériel au rayonnement ‚ permettent dedéterminer une valeur majorante de la dose à retenir pour laqualification du matériel (voir § 1.2.2.2.2.2.1). Sauf justificationparticulière, la dose standardisée à retenir pour la qualification est lavaleur immédiatement supérieure parmi les suivantes :

• matériels situés dans le BR : 50 kGy, 100 kGy, 200 kGy, 300 kGy,400 kGy,

• matériels situés dans les BAS et dans le BK : 50 Gy, 1 kGy, 10 kGy,50 kGy.

Pour les matériels ayant une exigence de qualification en ambiancedégradée en irradiation, toute qualification à une dose supérieure ouégale à la dose standardisée ainsi déterminée convient.

A titre d’illustration, le tableau 3.7 TAB 1 indique les conditions dequalification standardisées qui devraient être retenues pour lesmatériels des différentes familles de conditions d’ambiance du BR,dans les cas suivants :

• matériels situés en zone accessible en fonctionnement normal,

• matériels situés en zone inaccessible en fonctionnement normal etdont les composants sensibles seraient remplacés tous les 10 ans,

• matériels situés en zone inaccessible et dont les composantssensibles ne seraient pas remplacés.

A titre d’illustration également, le tableau 3.7 TAB 2 indique lesconditions de qualification qui devraient être retenues pour lesmatériels des différentes familles de conditions d’ambiance des BASet du BK.

Un type de matériel donné peut être situé en différentsemplacements ou/et être nécessaire dans différents types desituations accidentelles. Il a lieu d’être qualifié pour les conditions lesplus contraignantes dans lesquelles il est nécessaire.

Dans la pratique, pour qualifier un matériel donné, un profilenveloppe du profil requis (par exemple, BR-LT pour les matériels duBR) sera le plus souvent retenu.

1.2.2.3. Niveau de sollicitation sismique

Les spectres à retenir sont indiqués au § 1.1.2.

1.2.2.4. Qualification à la RTHE

Comme indiqué au §1.1.3, les sollicitations correspondantes sont àdéfinir au cas pour cas, en fonction de la rupture à isoler.

1.2.2.5. Caractéristiques de l’Eau Chargée Active

Les caractéristiques à retenir pour l’Eau Chargée Active sontindiquées au § 1.1.4.

1.3. DISPOSITIONS PRISES POUR GARANTIRLA PERENNITE DE LA QUALIFICATIONLORS DE LA FABRICATION ET DEL’EXPLOITATION

La qualification initiale apporte la preuve documentée que lematériel modèle répond aux exigences de sûreté.

Une fois cette confiance établie par essai, par analyse ou par uneméthode mixte, elle doit être préservée tout au long de la vie del'installation, tant au cours de la fabrication en usine des matérielsde série, que lors de leur montage et de leur exploitation sur site.

C'est le rôle de la pérennité.

4923.7

1.3.1. Pérennité en fabrication

Le processus de pérennité de la qualification en fabrication vise às’assurer que :

• le fournisseur est apte à produire un matériel de série conforme aumatériel modèle qualifié aux conditions accidentelles,

• la conformité pourra être maintenue dans le temps tant qu’il estnécessaire de fabriquer des matériels de série et des pièces derechange.

Les principales dispositions reposent sur :

• la sélection des couples produit – fournisseur avant la notificationdes contrats de fourniture. Elle a pour but, pour un produit donné,de choisir le fournisseur apte à répondre au besoin exprimé. Elledébute par une enquête sur le marché des fournisseurs. Pourchacun d’entre eux, la sélection intègre un examen d’aptitude quiporte à la fois sur les capacités de l’entreprise et sur l’aptitude duproduit à répondre au besoin. Ce processus débouche sur lacontractualisation avec le fournisseur sélectionné,

• la création et le maintien d’un dossier de référence par lefournisseur, cette exigence contractuelle prenant effet au plustard à la fin de la procédure de qualification. Ce dossier décrit leséléments de fabrication permettant de s’assurer de la conformitédes matériels fabriqués au modèle qualifié et d’en maîtriser lesévolutions,

• la mise en place d’un processus de gestion des modifications, afind’examiner leur incidence sur la qualification du matériel auxconditions accidentelles.

1.3.2. Pérennité lors du montage et del’exploitation

Le processus de pérennité de la qualification lors du montage et del’exploitation vise à garantir que la qualification du matériel auxconditions accidentelles sera préservée :

• lors du premier montage sur site, ou à l’occasion de montagesultérieurs,

• lors des activités de maintenance tout au long de l’exploitation(maintenance, visites périodiques, modifications, pièces derechange).

Les principales dispositions reposent sur :

• l’établissement, dès que la qualification initiale est prononcée,d’une fiche de pérennité des matériels qualifiés. Ce document apour but d’indiquer à l’Installateur et à l’Exploitant les prescriptionsissues directement du processus de qualification, qui complètent,sans les reprendre, les standards de montage et les règles de l’art,

• l’application sur site des procédures de montage et du recueil desprescriptions pour le maintien de la qualification, dans lesquels cesprescriptions sont transcrites,

• la prise en compte de l’état qualifié du matériel lors de lapréparation des interventions sur site et la formation desintervenants,

• la maîtrise de l’approvisionnement et des conditions de stockagedes matériels et des pièces de rechange, avec l’attribution d’unecatégorie conforme à leur impact sur la fonction qualifiée,

• l’analyse du retour d’expérience des sites avec un processus dedétection et d’analyse des écarts de conformité.

• la pérennité des fournisseurs de biens et de services ainsi que letraitement des obsolescences.

1.4. DOCUMENTATION GARANTISSANT LERESPECT DES EXIGENCES

Au niveau de chaque matériel, le respect des exigences est attestépar un ensemble de documents issus du processus de qualificationou mis en place au plus tard à la fin du processus de qualificationpour en garantir la pérennité en fabrication, installation etexploitation.

Ce sont :

• le dossier d’identification du matériel modèle,

• la spécification générale de qualification pour une famille dematériels, et la spécification particulière de qualification pour unmatériel précis de la famille donnée,

• les rapports d’essai (de qualification), les notes de calcul etd’analyse (en fonction de la méthode de qualification retenue),

• la note de synthèse de qualification. Elle prononce la qualificationdu matériel sans réserve ou sous réserve, auquel cas le processusde demande de modification est enclenché,

• le dossier de qualification. Il rassemble les documents apportant ladémonstration de la qualification (dont la note de synthèse).

S’y ajoutent les documents destinés à maintenir la qualification lors dela fabrication, du montage et de l’exploitation (cf. § 1.3), tels que :

• la fiche de pérennité des matériels qualifiés,

• le dossier de référence (ce document est tenu à disposition chez lefabricant),

• le recueil des prescriptions pour le maintien de la qualification,

• les notes attribuant une catégorie d’approvisionnement aux piècesde rechange.

Globalement, une note de bilan de la qualification des matériels auxconditions accidentelles garantit que tous les composants deschaînes électromécaniques assurant une fonction classée de sûretésont qualifiés pour les conditions dans lesquelles ils sont nécessaires.Le bilan fournit l’état de la qualification des matériels, en référençantles documents qui ont permis de prononcer la qualification, ainsi queles dossiers de modification en cas de qualification sous réserve.

LISTE DES REFERENCES[1] Norme française NF M 64-001 (novembre 1991) – Procédure dequalification des matériels électriques installés dans l’enceinte deconfinement des réacteurs à eau sous pression et soumis auxconditions accidentelles

[2] Norme internationale CEI 60780 – Centrales nucléaires –Equipements électriques de sûreté – Qualification

[3] Exemples de règles KTA :

KTA 3501 – Reactor Protection System and Monitoring Equipment ofthe Safety System

KTA 3701 – General Requirements for the Electrical Power Supply ofthe Safety System in Nuclear Power Plants

[4] IEEE Std 323 – IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipmentfor Nuclear Power Generating Stations

[5] Report EUR 16246 EN – A comparison of European practices forthe qualification of electrical and I & C equipment important tosafety for European LWR power plant

Profil (T)Dose

Conditions normales BAS-CT BAS ou BK-MT

10 kGy Familles A, D, E Famille B Famille C

50 kGy Famille F

4933.7

Profil (P, T)Dose

Conditionsnormales

BR-CT BR-MT BR-LT

50 kGy Famille 1* Famille 2 Famille 3Famille 5 Famille 4

100 kGy Famille 6 sans β∗∗

200 kGy Famille 6 avec β

Profil (P, T)Dose

Conditionsnormales

BR-CT BR-MT BR-LT

200 kGy Famille 1*

300 kGy Famille 2 Famille 3Famille 5

Famille 4Famille 6 sans β

400 kGy Famille 6 avec β

Profil (T)Dose

Conditions normales BAS CT BAS ou BK -MT

50 Gy Famille A Famille B Famille C

1 kGy Famille D

10 kGy Famille E

50 kGy Famille F

Profil (T)Dose

Conditions normales BAS-CT BAS ou BK-MT

1 kGy Familles A, D Famille B Famille C

10 kGy Famille E

50 kGy Famille F

Dans les tableaux suivants, chaque famille est placée dans la casecorrespondant au programme standardisé minimal permettant dequalifier ses matériels. Un programme de qualificationcorrespondant à une durée de profil (P, T) plus longue ou/et à unedose d’irradiation plus élevée conviendrait, bien sûr, également.

Matériels situés dans la zone accessible du BR, indépendamment dela périodicité de remplacement des composants sensibles

et

Matériels situés dans la zone inaccessible du BR et dont la périodicitéde remplacement des composants sensibles est de 10 ans

Dans les tableaux suivants, chaque famille est placée dans la casecorrespondant au programme standardisé minimal permettant dequalifier ses matériels.

Remarques :

• Les doses standardisées indiquées incluent l’irradiation Á etl’irradiation ‚ due au fluide véhiculé dans les tuyauteries.

Matériels situés dans la zone inaccessible du BR et dont les composants sensibles ne sont pas remplacés (sur une durée de 60 ans)

• Pour un matériel ayant une exigence de qualification entempérature et en irradiation (par exemple C + F), l’irradiation dequalification standardisée à retenir est égale au maximum desirradiations de qualification standardisées correspondant aux deuxfamilles concernées.

• Comme indiqué au § 0.4.2.1.1.4.3, il n’existe pas de famille B dansle BK.

Matériels situés dans la zone verte, indépendamment de la périodicité de remplacement des matériels sensibles

Matériels situés dans la zone jaune et dont la périodicité de remplacement des composants sensibles est de 10 ans

Matériels situés dans la zone jaune et dont les composants sensibles ne sont pas remplacés

* La famille 1 n’est concernée que par l’irradiation de vieillissement, sans pression ni température.

** L’utilisation directe des valeurs des § 1.1.1.1.1 et 1.1.1.1.2.2 conduit à une dose de qualification de 103 kGy. Si on tient compte d’untaux de disponibilité de l’ordre de 90%, ce qui diminue la dose à retenir pour le vieillissement, la dose de qualification est de 100 kGy.

* L’utilisation directe des valeurs des § 1.1.1.1.1 et 1.1.1.1.2.2 conduit à une dose de qualification de 210 kGy. Pourun taux de disponibilité de 90 %, la dose de qualification est de 190 kGy.

TAB 1 : EXEMPLES DE CORRESPONDANCES ENTRE PROGRAMMES DE QUALIFICATION STANDARDISES ET FAMILLES DANS LE BR

TAB 2 : EXEMPLES DE CORRESPONDANCES ENTRE PROGRAMMES DE QUALIFICATION STANDARDISES ET FAMILLES DANS LES BAS OU LE BK

494

RISQUES CLASSIQUES D’ORIGINE NON NUCLEAIREsous chapitre 3.8

1. CADRE DE LA DEMARCHE

2. RISQUES D’ORIGINE NON NUCLEAIRE – METHODE UTILISEE

L’article 3 du décret n°63-1128 du 11 décembre 1963 précise que lerapport préliminaire de sûreté doit comporter la description del’installation et l’inventaire des risques de toutes origines qu’elleprésente. Dans son courrier en référence [1], la DGSNR précise qu’unRapport de Sûreté doit prendre en compte des risques d’origine nonnucléaire, risques dits « classiques », créés par l’installation.

La méthode proposée « doit permettre de démontrer quel’ensemble des risques potentiels de type « classiques » ont étéidentifiés, traités et que leurs conséquences sont acceptables pourl’environnement, à savoir pour les personnes du public situées enlimite de site ».

La méthode doit également permettre de démontrer pour chaqueinstallation du site présentant un risque potentiel « classique » queles conséquences de ces risques sont acceptables pour lesinstallations IPS situées à l’intérieur des périmètres INB. Pour ce faire,on regarde l’impact sur les bâtiments IPS des différentes tranches, enenvisageant lorsque nécessaire les interactions entre installations «classiques » susceptibles d’engendrer des effets dominos àl’intérieur des périmètres INB.

La démarche proposée s’apparente à celle retenue dans le cadre de l’applicationdes prescriptions de l’arrêté du 31/12/99 et repose sur les étapes suivantes :

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

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

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

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

Par ailleurs, en cohérence avec la réglementation ICPE, les accidentsenveloppes susceptibles d’affecter des personnes à l’extérieur del’établissement sont présentés en terme de couples probabilité –gravité. L’acceptabilité du risque est déterminée en fonction de laposition du couple sur la grille de l’annexe V de l’arrêté du29/09/2005 [3].

Nota : dans tout le document, le terme « environnement » est prisdans le sens « les personnes du public situées en limite de site ».

L’appellation « site » correspond à la réunion des INB Flamanville 1,Flamanville 2 et Flamanville 3 (INB EPR). Les installations « classiques» de Flamanville 1 et Flamanville 2 font partie de la présente analyse.

On considère qu’une installation génère un risque si, au travers de laréalisation de ses activités ou la manipulation de produits, elle peutconduire à des conséquences inacceptables pour les fonctions desûreté des tranches en exploitation ainsi que pour l’environnementau-delà des limites du site. Les risques retenus sont :

• une élévation anormale de température en cas d’incendie,

• une onde de pression aérienne suite à une explosion,

• l’émission d’un nuage de gaz toxique ou corrosif dérivant (accidentou gaz et fumée résultant d’un incendie),

• une pollution chimique liquide,

• l’émission de projectiles (suite à l’explosion d’une bouteille de gaz,éclatement d’une machine tournante, …),

Les seuils de référence pour l’évaluation des conséquences sont lessuivants :

• l’incendie :

- le seuil des effets irréversibles (SEI) pour les personnes, soit unflux surfacique de 3 kW/m2,

- le seuil des effets dominos pour les installations soit un fluxsurfacique de 8 kW/m2,

• la surpression : le SEI pour les personnes et le seuil des dégâtslégers pour les structures, soit une surpression de 50 mbar,

• le nuage toxique ou corrosif dérivant : le SEI pour une expositionallant de 1 à 60 minutes pour une personne ou un opérateur ensalle de commande (pas d’effet sur les structures),

• la pollution chimique liquide :

- pour la nappe phréatique : les valeurs repères sont définiesdans [2] à partir de la notion de VCI (valeurs de constatd’impact) qui est dépendante de chaque produit. Lorsqu’unproduit n’est pas référencé, on considère de manièrepénalisante, que la perte de la potabilité de l’eau constitue unpréjudice inacceptable pour les personnes du public,

- pour l’eau de mer : les seuils de toxicité aiguë des produitssont retenus.

- les agressions des structures et matériels des INB par pollutionchimique ne sont pas retenues,

• l’émission d’un projectile . On considère que l’atteinte de la cibleconduit à sa perte.

Nota : Il n’y a pas de nappe phréatique sous le site de Flamanville,le premier point de la pollution chimique est sans objet.

2.1. RECENSEMENT DES INSTALLATIONS ARISQUES

Le régime d’une Installation Classée pour la Protection del’Environnement (ICPE) (déclaration, autorisation, autorisation avecservitude) est un indicateur du danger qu’elle peut représenter :l’imposition du régime est liée à la quantité de produits entreposésou à la dangerosité de l’activité réalisée. L’ensemble des ICPE au sensde l’article 6 bis du décret de 1996 est retenu dans un premier tempspour l’évaluation des risques.

Par ailleurs, les installations nécessaires au fonctionnement de latranche nucléaire qui relèvent de la réglementation INB peuventprésenter un niveau de risques équivalent ou supérieur ; cesinstallations sont donc aussi retenues pour l’évaluation des risques.

En résumé, les installations du site qui peuvent générer des risques,lors de la réalisation de leurs activités ou lors de la manipulation deproduits et entraîner des conséquences sur le site ou au-delà de seslimites sont :

• les équipements nécessaires à l’exploitation (EN) situés à l’intérieurdes périmètres INB et relevant du décret n°63-2128 du 11novembre 1963 modifié par le décret n° 73-405 du 27 mars 1973,

• les équipements non nécessaires à l’exploitation situés à l’intérieurdes périmètres INB et relevant de l’article 6bis de la réglementationICPE,

• des installations autres pouvant conduire à des conséquences surl’environnement.

A partir de la liste établie au paragraphe 3.1, une sélection desinstallations permet de ne retenir que celles susceptibles de conduireà des conséquences sur les bâtiments IPS et sur l’environnement et

3.8

4953.8

dont le risque n’est pas traité à la source par des dispositions deconception. Cette sélection est réalisée à partir des caractéristiquesphysico-chimiques des produits entreposés ou utilisés. La quantité deproduit entreposée est un facteur aggravant du risque.

Les propriétés physico-chimiques des produits sont identifiées dansles différentes bases de données et l’installation est retenue si leproduit qu’elle entrepose présente réellement un danger. Cetteétape est déclinée dans les paragraphes 2.1.1 à 2.1.5.

Nota : une approche simplifiée pour la sélection d’une installationà risques consiste à se reporter au numéro de rubrique de lanomenclature ICPE. Pour plus de commodité, on se reporte aussi aucode de danger du produit dans la réglementation transport, codeque l’on utilise comme critère de sélection.

Les canalisations de transport des matières dangereuses ne sont pasretenues pour l’analyse de risque. Les canalisations sont enterréesdepuis le parc jusqu’à leur arrivée sur l’installation qu’ellesdesservent : elles sont protégées des agressions externes(manutention, circulation). Les travaux en profondeurs sont soumisau préalable à autorisation et les canalisations font l‘objet d’unrepérage. Les contrôles et la maintenance préventive des réseauxdans le cadre des RTGE garantissent l’absence d’incidents fortuits aucours de la vie de l’installation. Par ailleurs, la présence de vannesd’isolement en de nombreux points des circuits permet d’isolerrapidement une fuite sur un réseau et limite en tout état de causeles conséquences d’une fuite à proximité de la conduite.

2.1.1. Risque d’incendie

Tous les liquides inflammables sont retenus dans les scénariid’incendie. Ces produits sont identifiables :

• à partir des numéros de rubrique ICPE qui commencent par 143(utilisation de liquides inflammables) ou 15 (matières combustibles),

• à partir de la réglementation ADR (Accord européen relatif autransport international des marchandises dangereuses par route),ce sont les produits :

- de la classe 3 qui possèdent un chiffre 3 dans leur code dedanger. Un doublement de ce chiffre caractérise un risque accru,

- de la classe 4 (produits solides inflammables) qui possèdent unchiffre 4 dans leur code de danger.

Nota : les produits explosifs (classe 1) ou facilement dispersables(classe 2) ne sont pas retenus ici. Ils entrent en effet respectivementdans les scénarii d’explosion sur place et les scénarii de dérive denuages (explosibles ou toxiques).

L’incendie peut par ailleurs générer des nuages de produits toxiques(Chlore, NOx, SO2, CO,…) lors de la combustion de divers produitsclassiques (PVC, câbles, peintures, …). Une partie de ce risque estécarté à la source par les dispositions constructives (application del’arrêté du 31/12/99) : en particulier l’utilisation de câbles sanshalogène permet d’éviter la formation de nuages toxiques (Cl2) encas d’incendie. Le risque de formation de polluant est traité dans cemême paragraphe.

2.1.2. Risque d’explosion sur place

Les produits susceptibles de conduire à une explosion sur place sontidentifiés :

• à partir des numéros de rubrique ICPE qui commencent par 13(explosifs et substances explosibles),

• à partir des numéros de rubrique ICPE qui commencent par 143(utilisation de liquides inflammables) et qui répondent en outre auxcaractéristiques ci-dessous,

• à partir de la réglementation ADR :

- ce sont les produits de la classe 1 qui, par décomposition, sontsusceptibles de libérer une énergie importante,

- les liquides inflammables précédents (classe 3), mélangés à l’airdans des proportions qui autorisent la combustion (entre lalimite inférieure et supérieure d’inflammabilité). Pour que lemélange existe, il est nécessaire que la cuve de stockage soit enpartie vide et/ou non dégazée,

- les gaz inflammables conditionnés sous pression (classe 2 etproduits comportant un 3 dans le code de danger). L’explosiond’une bouteille nécessite cependant un apport d’énergieextérieure (choc de manutention, incendie, …).

Nota : l’explosion sur place peut s’accompagner d’émission demissiles provenant de l’éclatement du réservoir. Cette situation esttraitée dans le paragraphe 2.1.4.

2.1.3. Risque de dérive de nuage toxique ouexplosible

Pour les scénarii de dérive de nuage gazeux, seuls sont retenus lesproduits facilement dispersables, c’est à dire existants en phasegazeuse à la pression atmosphérique.

Certains liquides peuvent être accompagnés d’une phase gazeusecaractérisée par la pression de vapeur saturante à températureambiante. Dans un souci d’accessibilité des données, on choisit latempérature d’ébullition comme critère de sélection (T < 100°C).

Plus particulièrement :

• les produits toxiques sont recensés dans les numéros de rubriquescommençant par 11 et le code de danger des matières doitprésenter le chiffre 6,

• les produits inflammables dispersables sont recensés dans lesnuméros de rubriques qui commencent par 141. Aucun autrecritère que la présence du chiffre 3 dans le code de danger n’estajouté pour les produits explosibles.

2.1.4. Risque de pollution chimique liquide

Les produits susceptibles de conduire à un risque de pollutionchimique sont identifiés en particulier :

• à partir des numéros de rubrique ICPE qui commencent par un 11(substances toxiques),

• à partir des numéros de rubrique ICPE qui commencent par un 16(substances corrosives)

• ou à partir de la réglementation ADR : ce sont les produits de laclasse 6 (6.1 et 6.2).

Dans un soucis de simplification tous les produits chimiques liquidesà température ambiante sont retenus.

2.1.5. Risque d’émission de projectiles

Le risque d’émission de projectile est associé à :

• la présence de gaz sous pression ou inflammables,

• l’utilisation d’appareils sous pression,

• la présence de machines dont les pièces tournent à grande vitesse.

Dans le cas des stockages de gaz, le risque d’émission de missile estaccentué en cas d’incendie puisque la température extérieureentraîne un accroissement de la pression interne du réservoir.

Les installations retenues sont donc celles :

• utilisant ou entreposant des produits comportant un chiffre 2 dansle code de danger. Le code de danger peut être complété duchiffre 3,

• utilisant des machines tournantes dont l’épaisseur des carters nepermettraient pas de contenir les éventuelles pièces émises,

• l’émission de missile est aussi une conséquence des scénariid’explosion sur place (fragments de cuve).

2.2. IDENTIFICATION DES SCENARIOSENVELOPPES / LIGNES DE DEFENSE

Pour les installations susceptibles de conduire à des conséquencespour les fonctions de sûreté des INB ou l’environnement et dont lerisque n’est pas traité à la source par des dispositions de conception,il est nécessaire d’identifier les évènements initiateurs d’origineinterne ou externe susceptibles de conduire à ces conséquencesredoutées.

496

On définit dans un premier temps, installation par installation, un ouplusieurs scénarii enveloppes.

Pour chaque type d’agression recensée, l’identification desévènements initiateurs permet de vérifier dans un second temps si ilexiste :

• un effet de cumul des agressions,

• une possibilité de mode commun entre les installationsconcernées.

Des lignes de défenses matérielles ou organisationnelles sont misesen place afin d’atteindre le niveau de maîtrise recherché. La mise en

place des lignes de défense est basée principalement sur laprévention.

2.3. VERIFICATIONLa vérification de l’efficacité des lignes de défense est réalisée àtravers la quantification des conséquences des scénarii enveloppes.

L’acceptabilité du risque est déterminée par rapport à un objectif denon déclenchement du PPI, compatible avec les seuils de référencesretenus au § 2. Le positionnement du risque en termes de probabilité– gravité selon l’arrêté du 29/9/2005 [3], constitue un axe de lecture

complémentaire pour prononcer son acceptabilité.

3. RISQUES D’ORIGINE NON NUCLEAIRE – APPLICATION

3.1. RECENSEMENT DES INSTALLATIONS ARISQUE

La liste complète des installations à risque non nucléaire de l’INB EPRqui rentrent de le cadre de la méthode définie au 2.1 est présentéeau chapitre 1.2.6 du présent Rapport de Sûreté. Les installations àrisque non nucléaire de Flamanville 1 et 2 sont présentées dans leRapport de Sûreté du site.

Le tableau 3.8 TAB 4 présente l’ensemble des installations qui sontidentifiées comme pouvant présenter des risques classiques.

3.2. IDENTIFICATION DES INSTALLATIONSPOUVANT CONDUIRE A DESCONSEQUENCES SURL’ENVIRONNEMENT

3.2.1. IncendieDes installations de la salle des machines et les transformateurs nesont pas identifiés comme des ICPE, cependant certaines de cesinstallations présentent un risque d’incendie. D’autres installationsprésentant un risque d’incendie sont également retenues.

La combustion des produits entreposés dans les installationsprésentées peut aussi conduire à la formation de nuages toxiques(CO2, CO, NOx, …). Les installations pour lesquelles le risqued’incendie n’est pas prépondérant mais qui peuvent avoir un impactvia les produits de combustions dégagés sont présentées sous lethème « dérive de nuage toxique suite à un incendie ».

Nota : lors de l’incendie d’hydrocarbures, les principaux produits dedégradation sont le CO et le CO2, les conséquences toxiques restenten deçà de celles envisageables lors de l’incendie de produitstoxiques ou pouvant dégager des produits tels que NOx, produitscorrosifs, ... Les stockages d’hydrocarbures (rubriques 143X) ne sontdonc plus mentionnés dans le cadre du risque d’émission de fuméestoxiques en cas d’incendie. Les produits entreposés sous la rubrique1510 apparaissent en propre dans les rubriques 11XX (hydrazine enparticulier).

3.2.2. Explosion sur placeLes installations et produits retenus pour le risque d’explosion surplace sont recensés sous le thème « explosion sur place(surpression) ».

L’alternateur alimenté en hydrogène présente un risque d’explosionsur place. Ce risque est couvert par l’analyse de sûreté du référentielsur les explosions internes. Cette installation n’est pas retranscritedans le tableau de synthèse 3.8 TAB 4.

3.2.3. Dérive de nuage toxique ou explosibleLes installations et produits retenus pour le risque de dérive denuages toxiques ou explosibles sont recensés sous le thème « dérivede nuage toxique » et « dérive de nuage explosible (surpression) ».

3.2.4. Pollution chimique liquideDans un soucis de simplification, tous les produits chimiques liquides

sont retenus dans le cadre de cette étude, même si leur caractèretoxique vis à vis de l’environnement n’est pas avéré. Les installationsconcernées sont regroupées sous le thème « pollution chimiqueliquide »

3.2.5. Emission de projectiles

Dans la salle des machines, le groupe turboalternateur est le seulcomposant suffisamment énergétique pour justifier une étude dupoint de vue missile. Les seuls projectiles énergétiques à prendre enconsidération proviennent des parties tournantes des corps bassepression de la turbine.

Les parc à gaz situées à l’extérieur des bâtiments peuvent conduirentaussi à l’émission de missiles.

L’ensemble des installations concernées est regroupé sous le thème« émission de missile »

3.3. IDENTIFICATION DES SCENARIIENVELOPPES / LIGNES DE DEFENSE

L’agression est envisagée depuis l’installation citée dans la colonne « installation » du tableau 3.8 TAB 4. Les colonnes FLA1, 2 et 3 dece même tableau synthétisent les dispositions retenues (à la sourceou sur l’INB/environnement) qui permettent d’écarter le risque ou dele rendre résiduel.

L’impact des ICPE de FLA1 et 2 n’est envisagé que sur FLA3 :l’agression des bâtiments IPS de FLA1-2 même où l’environnementne rentre pas dans le cadre de ce rapport.

L’impact des installations de FLA3 est envisagé sur FLA1, 2 et 3.

Nota : Les quantités mentionnées dans le tableau 3.8 TAB 4 sontsous-entendues par tranche à l’exception de celles relatives auxinstallations communes.

3.3.1. Identification des situations de cumul de risques

Conformément à la démarche proposée au chapitre 3.2,l’identification des initiateurs est réalisée afin de déterminer lessituations de cumul de risques possibles pour les différentesinstallations.

Pour chaque risque (incendie, explosion, dérive de nuage, pollutionchimique liquide, missile), on vérifie l’absence de cumul avecd’autres risques par l’implication d’installations indépendantes (effetdomino) et l’absence ou l’acceptabilité d’un mode commun (vis a visd’une agression externe par exemple).

Nota : les risques d’agression externe tels que la chute d’avion ouliés à l’environnement industriel et aux voies de communication nesont pas abordés ici : la probabilité de ces risques, estimée dans lasection 8 du sous chapitre 3.3 du rapport de sûreté, est dans ledomaine résiduel.

3.3.1.1. Risque incendie

Dans le cadre des études réalisées pour l’arrêté du 31/12/99, lesconséquences d’un incendie d’hydrocarbure en fonction des taillesde nappes susceptibles d’être rencontrées sur un CNPE sontévaluées. Les flux thermiques dans les cas les plus pénalisants(absence de protection, feu de grandes nappes) ne remettent pas en

3.8

4973.8

cause l’intégrité de la structure des bâtiments situés au-delà d’unedizaine de mètres. Au-delà d’une vingtaine de mètres, les effetsdomino liés au flux thermique peuvent être considérés commenégligeables.

Le cumul d’un incendie externe et d’un incendie du parc à gaz HZn’est pas envisageable compte tenu du casematage du parc par desvoiles béton dont la tenue au feu est suffisante.

Aucun initiateur externe n’est identifié comme étant susceptibled’impliquer plusieurs installations dans un scénario de modecommun incendie dont les conséquences pourraient être supérieuresà celles envisagées dans le cadre de l’accident enveloppe retenu.

Nota : le risque de dégagement de fumées toxiques ne conduit pasà un possible cumul d’agressions. Il n’est pas abordé ici.

3.3.1.2. Risque explosion

Un initiateur externe au stockage gaz (incendie) peut conduire à lamobilisation de tout ou partie des bouteilles dans un scénariod’explosion. Cependant, des dispositions sont retenues pour éviterl’agression du stockage gaz par un incendie externe (identification ettraitement des éventuelles sources de flux thermique).

De plus, les dispositions constructives retenues pour le stockage gaz(casematage sur plusieurs faces) permettent de protéger le parccontre l’agression d’autres installations via onde de surpression oul’émission de projectiles. Ceci permet d’éviter tout effet domino liéau risque d’explosion.

Aucun autre initiateur externe (type climatique, séisme, …) n’estidentifié comme étant susceptible d’impliquer plusieurs installationsdans un mode commun explosion.

3.3.1.3. Dérive de nuage toxique ou explosif

Aucun scénario de dérive de nuage toxique (hors incendie) n’estidentifié.

Les dispositions retenues au titre du risque explosion (voir ci-avant)permettent d’éviter tout cumul d’agression vis-à-vis de la dérive d’un

nuage explosif.

3.3.1.4. Risque de pollution chimique liquide

De par la nature physique des produits (liquides), une défaillance surune capacité n’entraîne pas l’agression d’une autre capacité oud’une autre installation à « risque classique ».

Des initiateurs externes comme le séisme ou des agressionsclimatiques (grands froids) peuvent conduire à la défaillance deplusieurs capacités de produits liquides. Les rétentions ou les réseauxd’effluents ne sont généralement pas affectés par ces agressions, larécupération et le traitement des effluents peuvent être considéréscomme intacts.

3.3.1.5. Risque de missile

Les scénarii d’émission de fragments de bouteilles sous pression sontenvisagés uniquement pour les entreposages extérieurs (stockagegaz) : on considère que des missiles issus de bouteilles disposées àl’intérieur d’une installation perdront une part importante ou latotalité de leur énergie en traversant la paroi du bâtiment : elles nepeuvent donc agresser un bâtiment voisin. Pour les différents parcsà gaz extérieurs, les dispositions constructives et organisationnellesretenues permettent d’éliminer le risque d’émission d’un missile(notamment casematage sur plusieurs faces, limitation des sourcesd’agressions externes) pour la quasi-totalité des parcs de l’INB.

Pour les cas restant (SGZ et BAC) où un missile unitaire pourrait sortirdu parc, l’implication d’une autre ICPE (la TAC ou transformateurHT/HJ) suite à son agression ne conduit pas à augmenter le niveaude risque pour les tranches existantes (cf. §3.3.1.1 sur l’incendie). Iln’y a pas de cumul de conséquences.

Aucun cumul avec d’autres agressions n’est envisageable. Le risquede mode commun suite à un initiateur externe est aussi écarté.

3.3.1.6. Synthèse

Les installations à risque identifiées au paragraphe 3.3 etsusceptibles de conduire à des effets domino sont regroupées dansle tableau suivant.

Installation Risques Conséquences

SGZ FLA 2 Émission de missilesAgression vers transformateurs

HT/HJAgression de la TAC

Stockage gaz BAC Missiles Vers installation FLA1, 2uniquement

Installation Risques Conséquences

Magasin REC Flux thermique et fuméestoxiques vers l’environnement

Aire TFA Flux thermique et fuméestoxiques vers l’environnement

POELaverie

Salle des machines (FLA1-2-3)Station de pompage FLA1, 2. 3Station de déminéralisation +

aire transitDéchets huileux (bungalow

huilerie)BAC/BTE

incendie

Fumées toxiques versl’environnement

3.3.2. Scénarii enveloppes identifiés

Le tableau suivant rappelle, les installations identifiées dans ladémarche comme pouvant conduire à des conséquences surl’environnement ainsi que les risques qu’elles génèrent.

Le paragraphe précédent ne permet pas d’identifier de scénarioimpliquant plusieurs installations (effet domino ou agression

commune) dont le cumul d’agression serait susceptible de porteratteinte à un bâtiment IPS ou entraîner des conséquencesinacceptables au-delà des limites de site.

Compte-tenu des dispositions de protection à la source et dudimensionnement des bâtiments IPS aucune agression enprovenance des installations classiques de FLA 1-2 (resp. FLA3) n’ade conséquence sur les bâtiments IPS de FLA3 (resp. FLA 1-2).

3.8 TAB 1 : INSTALLATIONS RETENUES, IDENTIFICATION DES INSTALLATIONS POUVANT ENTRAÎNER UN EFFET DOMINO

3.8 TAB 2 : INSTALLATIONS RETENUES, IDENTIFICATION DES RISQUES ET CONSEQUENCES

4983.8

3.4. VERIFICATION ET CLASSEMENT

3.4.1. Incendie

Les conséquences d’un incendie en limite de site pour les installationsretenues sont évaluées et donnent les résultats suivants :

Du point de vue du flux thermique, le scénario d’incendie de l’aireTFA correspond au cas le plus pénalisant pour les personnes dupublic par rapport à la charge calorifique disponible et par rapport àla localisation de l’aire (sur le plateau) : le magasin REC est unbâtiment fermé situé en retrait vis à vis de la clôture.

On postule un incendie généralisé d’une surface maximale de 800 m2 sur l’aire. Cette surface correspond à la surface maximaledes rétentions d’huile présentes sur l’aire. Au-delà de 69 m, le fluxsurfacique est inférieur à 3 kW/m2. La clôture de l’INB est située auplus près de l’aire TFA à environ 160 m.

Du point de vue des conséquences toxiques, l’incendie d’une napped’hydrazine dans le POE constitue un des scénarii les plus pénalisantsavec l’incendie de la laverie. Les conséquences toxiques en limite desite restant très inférieures au Seuil des Effets Irréversibles, cesscénarii sont donc acceptables. La protection apportée par la falaisen’a pas été valorisée au travers des calculs.

L’évaluation des conséquences démontre la suffisance des lignes dedéfense vis à vis du risque incendie : les conséquences d’un incendiedans une des installations non nucléaires du site restent inférieuresaux seuils de dégradation d’une fonction de sûreté ou d’impact surla population en limite de site.

Le risque incendie sur un site nucléaire représente le risqueprépondérant. La probabilité d’occurrence d’un incendie peut doncêtre estimée comme « moyenne ». En cas d’incendie, il n’y a pas deconséquence au delà de la limite du site. Le nombre de personneexposée en cas d’incendie (SEI) est donc inférieur à 1 ; le niveau degravité est qualifié de « modéré » au sens de l’arrêté du 29/9/2005[3]. Dans le cas d’une agression sur un bâtiment IPS, le niveau degravité peut être fixé de même à « modéré » compte tenu desdistances et des protections effectives par les voiles des installations

Le classement en couple probabilité - gravité est donc pour tous lescas : moyen – modéré.

3.4.2. Explosion sur place

Différents calculs suivant les produits (hydrogène, acétylène) ont étémenés, le scénario le plus pénalisant est la fuite puis l’explosion d’unnuage d’acétylène, produit le plus réactif, dans un milieu confiné (aumilieu du cadre de transport). La distance au-delà de laquelle lasurpression est inférieure à 50 mbar est de 21 m. L’explosion d’unnuage d’hydrogène dans les mêmes conditions génère une onde desurpression de 50 mbar à une distance de 19 m.

L’explosion d’un nuage de propane suite à la rupture complète d’unebouteille conduit à un BLEVE (Boiling Liquid Expanding VapourExplosion), boule de feu intense et brève dont les conséquences lesplus importantes sont localisées à proximité du lieu d’allumage dunuage et sont dues au flux thermique. La distance d’impact du fluxthermique est de 12 m.

Les conséquences d’une explosion dans le parc à gaz sont sansimpact pour la population en limite de site. Elles restent localisées àproximité du parc à gaz.

Le risque d’explosion de bouteilles sous pression peut être considérécomme résiduel. En cas d’explosion, il n’y a pas de conséquence au-delà de la limite du site. Le nombre de personne exposée en casd’explosion (SEI) est donc inférieur à 1 ; le niveau de gravité estqualifié de « modéré » au sens de [3]. Dans le cas d’une agressionsur un matériel de sûreté, le niveau de gravité peut être fixé demême à « modéré » compte tenu des protections effectives mises enplace sur les installations

Le classement en couple probabilité - gravité est donc pour tous lescas : résiduel – modéré.

3.4.3. Dérive de nuage toxique ou explosible

Dans le cas de dérive d’un nuage explosible, les conséquences ontété évaluées. Le scénario le plus pénalisant est constitué par la dérived’un nuage de propane suite à la fuite d’une bouteille. Pour cescénario, la distance d’impact d’une surpression de 50 mbar est de5,8 m. Dans les mêmes conditions de dispersion, la fuite etl’allumage d’un nuage d’acétylène génère une onde de surpressionde 50 mbar à une distance de 1,6 m.

Les conséquences de la dérive d’un nuage explosible et de sonexplosion ne dépassent pas les limites du parc à gaz : il n’y a aucuneconséquence pour des matériels IPS ou des personnes du public enlimite de site.

De plus, il n’a pas été identifié de scénario de dérive de nuagetoxique.

De même que précédemment le classement en couple probabilité –gravité est : résiduel – modéré.

3.4.4. Pollution chimique liquide

Sur l’ensemble des installations il existe un réseau de récupération etde traitement des effluents. Les aires extérieures et bâches destockages sont conçues de telle manière à pouvoir collecter les fuitesd’effluents (pentes, caniveaux de récupération, réseaux detraitement). Par ailleurs, les hydrocarbures sont entreposés dans descuves doubles enveloppes ; des rétentions sont placées dans leszones de chargement et dépotage.

Enfin, il n’y a pas de nappe phréatique sous le site de Flamanville :même en cas de pollution hypothétique, la potabilité de l’eau estconservée.

Compte tenu de l’absence de risque à court ou long terme pour lespersonnes du public le risque de pollution chimique liquide peut êtreécarté. Le classement en couple probabilité – gravité proposé estrésiduel – modéré.

3.4.5. Emission de missile

Cas des bouteilles sous pression

Le risque d’émission de missile suite à l’explosion de bouteilles souspression peut être considéré comme résiduel. Compte tenu desdispositions de protection à la source sur les parcs ou de laprotection naturelle apportée par la falaise. Le nombre de personneexposée en cas d’émission de missile peut être estimé inférieur à 1;le niveau de gravité est qualifié de « modéré » au sens de [3]. Dansle cas d’une agression sur un matériel de sûreté, le niveau de gravitépeut être fixé en dessous de « modéré » compte tenu desprotections effectives mises en place ou du dimensionnement dugénie-civil des bâtiments IPS.

Le classement en couple probabilité - gravité est donc pour tous lescas : résiduel – modéré.

Cas du groupe turbo alternateur

Dans la salle des machines, le groupe turbo alternateur est le seulcomposant suffisamment énergétique pour justifier une étude dupoint de vue missile. Les seuls projectiles énergétiques pris enconsidération proviennent des parties tournantes des corps bassepression de la turbine.

Les deux causes possibles d’émission de projectiles de grandeénergie sont la rupture ductile en survitesse et la rupture fragile àvitesse nominale.

• rupture ductile

La rupture ductile se produit quand le groupe atteint la vitessemaximale que peuvent supporter les rotors sains sur le planmétallurgique.

Le bon comportement du rotor et des ailettes pour des survitessesallant de 150% à 200% de la vitesse nominale est pris en comptedans les exigences de conception.

La protection contre les survitesses s’appuie d’une part sur une hautefiabilité des organes d’admission et sur la surveillance de cesorganes, et d’autre part sur la haute fiabilité des chaînes de

4993.8

protection contre les survitesses et le dispositif de hiérarchisation dudéclenchement qui en réduit encore le risque de montée ensurvitesse.

• rupture fragile

Le seul processus susceptible de propager un défaut dans la massed’un disque est la fatigue oligocyclique développée lors des cycles dedémarrage-arrêt du groupe. Ce risque est pris en compte d’une partpar des contrôles de fabrication qui ne tolèrent aucun défaut d’unetaille supérieure à une limite fixée en prenant des marges trèsimportantes par rapport au défaut critique, et d’autre part par le faitque le nombre de démarrages, d’incidents de survitesse que peuventsupporter les disques est très important par rapport à la fréquenceobservée.

Par ailleurs les critères et les choix de conception sont tels que lessollicitations en fonctionnement normal ne peuvent pas générer denouveaux défauts comme des défauts dus à la fatigue, à la corrosionsous contrainte, à l’érosion ou à la corrosion.

En conclusion, la conception mécanique de la turbine et lesdispositions concernant le contrôle en exploitation permettent de nepas retenir le risque d’émission de projectiles. Par ailleurs, desdispositions sont prises pour assurer la protection de la turbine pardes circuits redondants de détection de défaut et de déclenchementde la turbine.

Tous ces éléments permettent de démontrer que l’émission d’unmissile turbine est de probabilité négligeable.

Des dispositifs de conception et d’exploitation similaires conduisentaux mêmes conclusions sur les tranches 1 et 2.

Néanmoins, en considérant de manière conservative une probabilitéd’émission d’un missile turbine cohérente avec la RFS I 2b, le risquelié à la chute d’un missile provenant de la turbine de la tranche 3 deFlamanville sur une zone d’habitation est en ordre de grandeurinférieur d’une décade au risque de chute d’avion. Cette estimationplace la probabilité du risque lié au missile turbine bien en dessousde la catégorie « résiduelle » telle qu’entendue au sens de laréférence [3] : aucun classement en couple probabilité –conséquence n’est donc affecté au risque de missile turbine.

3.5. CONCLUSIONA l’intérieur du site, l’identification des installations présentant desrisques « classiques » pour les matériels de sûreté ou lespopulations en limite de site est réalisée sur la base du recensementdes activités et produits utilisés au sein de ces installations.

L’analyse des risques présentés par ces installations (incendie,explosion, dérive de nuage toxique ou explosif, pollution chimiqueliquide, émission de projectiles), tenant compte des dispositionsmises en place pour en réduire l’occurrence ou la gravité, conduit àn’identifier aucun scénario susceptible de conduire à desconséquences à l’intérieur comme à l’extérieur des limites du site.

Le placement des différents risques, suivant le couple probabilité /gravité est présenté sur le graphique ci-dessous.

Probabilité d’occurrence (sens croissant de E vers A)Gravité E D C B A

DésastreuxCatastrophique

ImportantSérieux

ModéréDérive de nuage

explosion sur placemissiles / pollution

Incendie

Légende :

Zone blanche : domaine acceptable

Zone grise : domaine susceptible d’évolution

zone noire : domaine inacceptable

Dans ces conditions, le risque lié aux installations à risques dits"classiques", est maîtrisé.

Dans ces conditions, le risque lié aux installations à risques dits"classiques", est maîtrisé.

[1] Courrier DGSNR-SD2 n° 0989/2004

Question n° 1.

[2] Ministère de l’aménagement du territoire et de l’environnement

Gestion des sites (potentiellement) pollués.

[3] Arrêté du 29 septembre 2005 modifiant l’arrêté du 10 mai 2000modifié relatif à la prévention des accidents majeurs impliquantdes substances ou des préparations dangereuses présentes danscertaines catégories d’installations classées pour la protection del’environnement soumise à autorisation – Ministère de l’écologieet du développement durable.

3.8 TAB 3 : TABLEAU PROBABILITE – GRAVITE POUR LES RISQUES « CLASSIQUES »

LISTE DES REFERENCES

Cliquez pour voir : 3.8 Tab 4 : Installations à risque - dispositions de protection