Toutes les réponses aux questions sur la cuve du réacteur EPR de Flamanville 3

  • 1. Qu’est-ce qu’une cuve de réacteur nucléaire ?

    Schéma circuit primaire (type « chaudière »)

    La cuve du réacteur nucléaire est l’équipement au sein duquel l’eau du circuit primaire est chauffée au contact du combustible nucléaire. L’eau du circuit primaire va ensuite circuler vers les générateurs de vapeur pour transférer sa chaleur à l’eau du circuit secondaire, transformant cette dernière en vapeur. La vapeur ainsi créée alimente ensuite une turbine, reliée à un alternateur pour produire l’électricité.

    Un réacteur de type EPR, tout comme les réacteurs du parc en exploitation en France, est un réacteur dit “à eau pressurisée”. Dans ce type de réacteur, l’eau du circuit primaire ne bout pas ; elle est maintenue sous forme liquide, malgré la température élevée (~330°C) grâce à une pression importante (~150 bars).

    La cuve est conçue en conséquence, avec une épaisseur d’acier de 25 cm dans sa partie cylindrique, et une masse totale d’environ 520 tonnes avec son couvercle.

  • 2. Comment sont fabriquées les pièces de la cuve ?

    La cuve est composée de plusieurs pièces d’acier faiblement allié, forgées, usinées et assemblées entre elles par soudage.

    Une cuve de type EPR est composée de 7 pièces principales :

    • la calotte supérieure
    • la bride de couvercle
    • la virole porte-tubulures
    • les deux viroles de cœur
    • la bride de fond
    • la calotte inférieure.

    Chaque pièce est fabriquée à partir d’un lingot de grande taille, pesant de 157 tonnes (pour les calottes inférieure et supérieure) à environ 490 tonnes pour la virole porte-tubulure.

    Ces lingots sont ensuite forgés pour prendre la forme voulue, puis soumis à plusieurs traitements thermiques. A l’issue des traitements thermiques, les pièces sont usinées et soudées entre elles. L’intégralité de la surface de la cuve est recouverte d’une double couche d’acier inox de 7,5 mm d’épaisseur, assurant sa protection contre la corrosion.

    Durant toute la durée de la fabrication, les matériaux sont soumis à de nombreux tests. L’intégralité des pièces est contrôlée par ultrasons. Des échantillons destinés à être testés sont prélevés et leurs caractéristiques mécaniques validées. Les soudures joignant les pièces entre elles sont également inspectées dans leur totalité. Enfin une épreuve hydraulique finale teste la résistance de la cuve sous une pression très supérieure à la pression de service.

  • 3. Quels sont les enjeux de sûreté associés à la cuve ?

    Comme tous les équipements du circuit primaire, la cuve est soumise à des conditions de pression et de température importantes. Tous ces équipements forment l’enveloppe qui contient l’eau du circuit primaire, c’est-à-dire l’eau qui a été en contact avec le combustible nucléaire neutronique, et qui est susceptible de transporter des éléments radioactifs. Le circuit primaire constitue la deuxième barrière permettant d’isoler le combustible nucléaire de l’environnement en toutes situations. La première barrière est constituée par les gaines étanches dans lesquelles sont insérées les pastilles de combustible, et la troisième barrière est assurée par l’enceinte de confinement, double sur l’EPR. Néanmoins, tout est mis en œuvre pour exclure toute fuite sur les équipements primaires. On s’attache en particulier à démontrer qu’aucune rupture de la cuve n’est possible.

    Le phénomène auquel est portée une attention particulière est celui dit “de rupture brutale”. Lors de changements de température rapides (dans les phases d’arrêt et de redémarrage, ou éventuellement dans les phases accidentelles qui sont postulées pour évaluer la robustesse de l’installation), les effets de contraction/dilatation thermique sur une pièce de cette épaisseur sont susceptibles d’introduire des contraintes importantes au sein de l’acier. Si une fissure était présente à la surface de l’acier, et si l’acier n’était à cet endroit pas suffisamment résistant, celle-ci pourrait se propager et conduire jusqu’à la rupture de la pièce.

    Ainsi, lors de la conception et de la fabrication, on s’assure que :

    • les pièces de la cuve sont exemptes de défauts ;
    • les conditions auxquelles sera soumise la cuve, dans toutes les situations possibles, ne généreront pas d’efforts susceptibles de dépasser les capacités de l’acier ;
    • la résistance de l’acier à la propagation de fissures, que les scientifiques appellent la ténacité, est suffisante.
  • 4. Qu’est-ce que la ténacité de l’acier ?

    Ce qui caractérise la capacité de l’acier à résister à la propagation d’une fissure est appelé la “ténacité”. A très basse température, la ténacité est faible : dans ce domaine, la quantité d’énergie nécessaire pour propager une fissure qui pré existerait, est plus faible que pour des températures plus élevées. L’acier dans cette zone de température est dit “fragile”. Lorsque la température augmente, la ténacité augmente, et même en présence d’une fissure, la pièce soumise à un effort aura plutôt tendance à se déformer et il faudra une quantité d’énergie significativement plus importante pour que l’acier rompe. L’acier dans cette zone est dit “ductile”.

    On s’attache donc à vérifier que quelles que soient les températures auxquelles l’acier pourrait être soumis, la ténacité reste suffisante pour exclure tout risque de fracture dans le domaine ductile, comme dans le domaine fragile, dans le cas où un défaut préexisterait.

  • 5. En quoi le carbone affecte-t-il les caractéristiques mécaniques de l’acier ?

    Il existe une zone frontière assez franche entre les zones fragiles et ductiles, c’est-à-dire une température de transition à partir de laquelle l’acier passe d’un comportement fragile à un comportement ductile (voir question 4, définition de la ténacité).

    Une présence importante de carbone a tendance à augmenter cette température de transition. Il convient donc de s’assurer que quelles que soient les conditions d’exploitation, la marge vis-à-vis de la rupture reste suffisante.

  • 6. Qu’est-ce que la ségrégation carbone ?

    Schéma simplifié de lingot ségrégué

    La ségrégation carbone est un phénomène naturel bien connu des métallurgistes ; lors de la coulée de lingots d’acier de grande taille, des variations de composition du matériau apparaissent au moment du refroidissement. La solidification se faisant de façon progressive au cœur du lingot, et à une vitesse différente suivant les composés chimiques, certains composés, dont le carbone, migrent au cœur de la pièce au fur et à mesure du refroidissement.

    En général, on trouvera des concentrations en carbone plus élevées dans les parties de la pièce ayant refroidi et solidifié en dernier, c’est-à-dire au centre et dans les parties supérieures des lingots, tandis que le pied du lingot présentera une concentration en carbone plutôt inférieure à la moyenne de la pièce.

    Ce phénomène connu est pris en compte lors de la fabrication des pièces.

  • 7. Qu’impose la réglementation pour vérifier la bonne résistance de la cuve ?

    La réglementation française, pour ce qui est de la justification de la bonne tenue des équipements sous pression, impose en particulier la vérification des propriétés mécaniques des différentes pièces.

    La réglementation applicable a évolué en 2005, passant d’un arrêté datant de 1974 à l’arrêté « ESPN » (Equipements Sous Pression Nucléaires).

    Le principe appliqué avant et après 2005 est celui de la qualification technique du produit : la conformité du produit est garantie par le respect d’un programme de fabrication fixé. Il est ainsi demandé de documenter précisément le procédé de fabrication, ainsi que les essais réalisés sur des pièces sacrificielles pour en vérifier les propriétés mécaniques. Une fois la garantie acquise que le procédé de fabrication permet de produire des pièces conformes, on peut passer à une fabrication « de répétition », où il est demandé de justifier le respect du programme de fabrication qualifié, et de procéder à des essais confirmatoires dans des zones des pièces prédéfinies.

    En pratique, avant 2005, la mise en œuvre du code industriel RCC-M « Règles de Conception et Construction Mécanique », permet de satisfaire aux exigences de l’arrêté de 1974. Il est notamment demandé de vérifier les propriétés mécaniques :

    • aux endroits de la pièce susceptibles d’être soumis à de fortes contraintes ;
    • en prenant en compte les conditions d’utilisation.

    Après 2005, et telles que précisées par l’ASN en 2011, les exigences ont évolué : les propriétés mécaniques sont définies dans l’arrêté et doivent être vérifiées en tout point du composant.

    En particulier, il est demandé de respecter une valeur minimale de résilience de l’acier. Cette propriété mécanique quantifie la capacité de l’acier à résister à un choc. La résilience a été retenue comme mesure réglementaire pour son aspect à la fois conservatif du point de vue de la sûreté et industriellement accessible.

    En 2006 et 2007 lors de la coulée des calottes de la cuve de l’EPR de Flamanville 3, les modalités d’application de la réglementation ESPN étaient encore en cours de clarification et c’est la qualification technique RCC-M qui a été appliquée.

  • 8. Quelle est la nature des anomalies rencontrées sur la cuve et comment ont-elles été détectées ?

    Suite à la clarification fin 2011 des exigences techniques relatives aux pièces forgées au titre de l’arrêté ESPN, AREVA NP a lancé en 2012 la vérification rétroactive de la conformité des pièces du réacteur Flamanville 3 à la nouvelle réglementation ESPN.

    Pour les calottes de la cuve de Flamanville 3, il est proposé par AREVA NP d’utiliser une calotte de cuve similaire, initialement prévue pour un projet de réacteur EPR aux Etats-Unis, et de réaliser sur cette pièce des essais de propriétés mécaniques.

    Après des échanges techniques avec l’ASN sur la façon de réaliser les tests, les tests sont réalisés à l’été 2014 et montrent des résultats de résilience inférieurs aux valeurs requises par l’arrêté ESPN. L’instruction met en évidence que ces propriétés mécaniques sont impactées par une ségrégation carbone plus importante qu’estimée sur la partie externe de la pièce.

    L’ASN juge donc que « le dossier de qualification technique présenté par AREVA pour les calottes du fond et du couvercle de la cuve de Flamanville 3 montre que le risque d’hétérogénéité dû aux ségrégations résiduelles positives a été mal apprécié et ses conséquences mal quantifiées ». Pour documenter plus en détail les conséquences sur les caractéristiques réelles de l’acier, et en particulier sur sa ténacité, AREVA NP et EDF élaborent en 2015 un programme de justification complémentaire basé sur un programme expérimental, qui est soumis à validation par l’ASN en septembre 2015.

  • 9. Quel est le contenu du dossier de justification et des programmes de tests proposé par AREVA NP et EDF en 2015?

    En cohérence avec l’étude du phénomène de rupture brutale, la structure du dossier proposé par AREVA NP pour justifier la bonne tenue des calottes de cuve inférieures et supérieures a été élaborée de la façon suivante :

    • une première partie comprenant une analyse poussée des procédés de fabrication, ainsi qu’une série de contrôles supplémentaires visant à préciser les types et tailles de défauts qui pourraient potentiellement être présents sur les pièces. Ceci a permis de s’assurer de l’absence de tout défaut nocif, c’est-à-dire de taille et de forme propre à se propager en cas de sollicitation importante.
    • une deuxième partie présente le détail des essais à réaliser pour mesurer les caractéristiques physiques des aciers. Ces essais étant par nature destructifs (on teste les pièces jusqu’à leur rupture pour mesurer leur résistance ultime), ils sont réalisés sur des pièces sacrificielles, initialement destinées à d’autres projets.
    • une troisième partie présentant la justification de la représentativité de ces essais pour les calottes de la cuve de Flamanville 3. AREVA NP a ainsi pu démontrer que les pièces sacrifiées étaient bien représentatives des pièces de Flamanville 3 (même acier, même procédé de fabrication, mêmes caractéristiques chimiques en particulier).
    • une quatrième partie visant à comparer les caractéristiques mécaniques mesurées avec le besoin issu de calculs de rupture brutale : l’ensemble des situations de fonctionnement normal, incidentel et accidentel a été pris en compte. Ceci a permis de confirmer que les caractéristiques mécaniques nécessaires, étaient satisfaites par les propriétés mécaniques de l’acier constituant les calottes.

    Avant d’être mis en œuvre, ce programme a fait l’objet d’une validation par l’ASN en septembre 2015, et un complément à ce programme d’essai a été présenté et validé en juin 2016 par l’ASN.

  • 10. D’où viennent les pièces qui ont servi au programme d’essais ?

    Trois pièces sacrificielles de 150 tonnes chacune ont été utilisées pour la réalisation du programme de test, sélectionnées parmi des pièces ayant été fabriquées de façon identique à celles de la cuve de Flamanville.

    Pour vérifier les caractéristiques de la calotte supérieure, une calotte initialement prévue pour la construction de l’EPR anglais d’Hinkley Point C ainsi qu’une seconde calotte, coulée et forgée pour la réalisation d’un projet EPR aux États-Unis, ont été utilisées.

    Pour l’étude de la calotte inférieure, une calotte inférieure destinée à un projet d’EPR aux États-Unis a été utilisée.

  • 11. Pourquoi ces anomalies sur la cuve n’ont-elles pas été détectées plus tôt ?

    La convergence sur l’étendue des démonstrations et l’interprétation des exigences de la réglementation a été longue et l’objet de nombreux débats techniques. Alors que l’arrêté ESPN a été publié en janvier 2006, c’est en novembre 2011 que les exigences ont été clarifiées pour les pièces forgées.

    Ayant procédé à la qualification technique des pièces au titre de la réglementation antérieure (RCC-M), et bénéficiant de premiers éléments techniques positifs de premiers tests, AREVA NP n’anticipait pas dans la période 2011-2014 de difficultés particulières liées aux essais de justification menés a posteriori sur les différentes pièces de Flamanville 3.

  • 12. Y a-t-il un risque de rencontrer d’autres anomalies de ce type sur d’autres pièces, d’autres centrales ?

    Afin de s’assurer de l’absence de risque lié à une ségrégation carbone trop importante sur quelque pièce que ce soit, AREVA NP a lancé un programme de revue exhaustif des pièces de forge fabriquées pour les différentes centrales du parc nucléaire mondial.

  • 13. Y a-t-il un lien avec les problèmes de qualité détectés à l’usine du Creusot début 2015 ?

    Ce sont deux sujets distincts : le sujet de la prise en compte de la ségrégation carbone n’est pas lié aux pratiques non conformes identifiées sur le site du Creusot, qui font l’objet d’un audit et d’un plan d’amélioration dédié. Dans le cadre de cet audit, les dossiers relatifs aux pièces utilisées pour l’EPR de Flamanville 3 ont été vérifiés et confirmés.

  • 14. Peut-on remplacer ou réparer la cuve ?

    AREVA NP et EDF ont soumis, à la demande de l’ASN, une description de l’opération qui consisterait à extraire la cuve de son emplacement dans le réacteur, pour en effectuer le remplacement.