Les centrales nucléaires ne sont que des châteaux de sable

Le dernier article de Martin Leers dans l'excellent Journal de l'énergie jette un éclairage inquiétant sur le réel de la sureté nucléaire en France [1]. La note de l'IRSN présentée n'a rien de très rassurant.

Le dernier article de Martin Leers dans l'excellent Journal de l'énergie jette un éclairage inquiétant sur le réel de la sureté nucléaire en France [1]. La note de l'IRSN présentée n'a rien de très rassurant. Dans le cadre de la réflexion sur le renforcement de la robustesse des installations nucléaires de base, l'IRSN donne à voir toutes ses inquiétudes sur la capacité des bâtiments réacteurs à confiner la radioactivité et le risque nucléaire en cas d'accident[2]. «°En particulier, des dispositions doivent être mises en œuvre afin d’éviter la percée du radier du bâtiment contenant le réacteur, et ce avec un grand niveau de confiance[3].°»

Ce n'est pas la première fois que l'Institut émet un tel signal à l'intention non seulement de l'exploitant mais de tous ceux et celles qui sont attentifs à la sureté nucléaire. Le rapport sur la sûreté du parc électronucléaire en 2013, publié en décembre dernier, aborde ainsi les problèmes d'intégrité de la 3e barrière de confinement[4]. «°Dès les premiers essais des enceintes à double paroi, EDF a mis en évidence la nécessité d’améliorer l’étanchéité de certaines zones à l’intrados des enceintes internes : un revêtement en matériau composite (tissu de fibre de verre imprégné d’une résine époxydique) y a été appliqué. Malgré ces revêtements, certaines enceintes, qualifiées de “sensibles”, ont continué de présenter un taux de fuite relativement élevé[5].°» Comme toujours, la retenue est de mise mais le constat sévère. Ainsi peut-on lire que «°certaines enceintes présentent des déformations mesurées plus élevées et des déformations attendues plus importantes.°» Et l'IRSN parle de pathologies du béton «°qui se manifestent par des fissures à la surface des ouvrages et une perte de résistance.°» Des propos rassurant viennent tempérer ces jugements. Mais au final, il n'y a pas de quoi être rassuré. C'est un fait, il convient de développer «°de nouvelles techniques opérationnelles d'amélioration de l'étanchéité des enceintes.°»

Une fois encore force est de reconnaître que ces centrales que d'aucuns rêvent comme éternelles ont bien mal vieilli. Les rapports de sureté successifs de l'Autorité de sureté le rappellent clairement. En 2013, il était déclaré que «°Comme les années précédentes, l’état du confinement et notamment de la troisième barrière et de ses constituants est considéré comme perfectible pour l’année 2012. L’ASN note que le nombre d’événements relatifs au confinement connaît un léger accroissement[6].°» L'année suivante, faute d'évolutions significatives le rapport présentait une formulation comparable : «°De manière générale, en 2013, l’état du confinement, de la troisième barrière et de ses constituants est considéré comme perfectible, notamment pour ce qui concerne la gestion des ruptures de confinement (ouverture d’une zone confinée pour un chantier par exemple)[7].°»

Certains détails méritent qu'on s'y arrêtent. Des fuites ont été mesurées lors des épreuves décennales ses enceintes des réacteurs de 900 MWe. Mais rassurez-vous, il ne s'agit que de fuites réglementaires. La situation décrite en 2013 est plus inquiétante pour les réacteurs les plus puissants. «°Les résultats des épreuves initiales pour les enceintes des réacteurs de 1 450 MWe ou des premières épreuves décennales pour les enceintes des réacteurs de 1 300 MWe ont permis d’identifier une évolution des taux de fuite de la paroi interne de certaines de ces enceintes. Cette évolution résulte notamment des effets combinés des déformations du béton et de la perte de précontrainte de certains câbles. Bien que ces phénomènes aient été pris en compte à la conception, ils ont parfois été sous-estimés. En conséquence, en cas d’accident, certaines zones de la paroi seraient susceptibles de se fissurer, ce qui conduirait à des fuites supérieures à celles retenues dans les hypothèses de la démonstration de sûreté[8].°» Comme par hasard, l'année suivante l'ASN s'est empressée d'expliquer qu'EDF a mis en œuvre des mesures compensatoires. L'énergéticien français a inventé la rustine pour réacteur nucléaire en appliquant une résine sur les parties fuyardes des enceintes. Cela n'a manifestement pas convaincu pleinement les services de PF Chevet soucieux de conclure la partie consacrée à la 3e barrière par une formule qui en dit long : «°Pour autant, l’ASN reste vigilante quant à l’évolution de l’étanchéité de ces enceintes non revêtues à la conception par une peau métallique intégrale.°»

Le mouvement antinucléaire s'est toujours inquiété de l'état du génie civil des centrales qui n'a guère mieux résisté au vieillissement que les équipements sous pression. Il faut dire que la conception même de ce qui est présenté par les partisans de l'atome comme un bunker a toujours éveillé des doutes graves. Pour les réacteurs les plus anciens, le nombre de traversées et l'impossibilité de surveiller la peau métallique du radier n'ont jamais rassuré les experts indépendants[9]. Sans parler bien évidemment de la difficulté de réaliser un béton précontraint de qualité et de la thèse selon laquelle une simple membrane de 6 mm pouvait encaisser la puissance d'une explosion nucléaire. Cette solution technique était si convaincante qu'EDF y a renoncé pour les tranches suivantes.

Comme le reconnaît un document publié par la Gazette du nucléaire en 1997, dès le début des années 1980, «°l’Autorité de sûreté manifestait sa préférence pour une enceinte à double paroi afin d’augmenter la résistance visàvis des agressions externes et de se rapprocher du concept allemand (enceinte interne en acier, enceinte externe en béton). C’est à partir de l’expérience acquise et de ces réflexions qu’est né le concept de l’enceinte à double paroi sans peau d’étanchéité.°» En effet, compte tenu de la possibilité de collecter et de filtrer les fuites en provenance de la paroi interne en cas d’accident, l’exigence de sûreté concernant le taux de fuite maximal admissible de cette paroi pouvait être globalement dix fois supérieur à celui exigé pour les enceintes à simple paroi. Afin de conserver une marge substantielle étant donné la nouveauté du concept, ce taux a été fixé par l’Autorité de sûreté à 1,5 % de la masse du mélange air‐vapeur d’eau en 24 h et le système de collecte et de filtration des fuites dans l’espace annulaire entre parois de l’enceinte a été dimensionné en conséquence. Tout du moins en théorie[10]...

Les problèmes d'étanchéité sont en effet nombreux pour tous les paliers. Selon Jean-Louis Costaz, «°pour les REP 900, aucune étanchéité n’étant demandée au béton, il s’agit d’un problème classique de résistance et de mise en œuvre correcte afin d’enrober convenablement toutes les pièces noyées dans le béton et, en particulier, les cornières de la peau. La difficulté majeure apparaît au niveau du gousset de liaison entre le radier et le cylindre à cause de l’inclinaison de la peau et de la grande quantité d’aciers passifs. De petites cavités ont été localisées sur certaines enceintes et ont dû être injectées au coulis de ciment en pratiquant des orifices dans la peau, ultérieurement rebouchés par des tampons soudés et contrôlés[11].» Pour les paliers suivants, le problème constant a été d'éviter la formation de fissures.

L'expérience prouve qu'EDF n'a jamais été en mesure de garantir la pérennité de l'étanchéité des enceintes en béton. Une enquête menée en 2011 par l'équipe de l'émission Envoyé spécial ne peut nous rassurer[12]. La palme des enceintes passoires revient à Flamanville, Belleville et Civaux. En cas d’accident majeur, le taux de fuite de l’enceinte de certains réacteurs dépasserait de beaucoup les valeurs des Décrets d’autorisation de création (DAC). Comme les enceintes vieillissent mal et malgré les réparations, les fuites mesurées lors des futures épreuves des enceintes risquent de dépasser la valeur réglementaire. EDF envisage tout simplement de doubler cette valeur pourtant gravée dans le marbre des DAC[13].

Belleville est le cas le plus évident. En 1998, contre l'avis de Dominique Voynet, Lionel Jospin avait imposé le redémarrage de la centrale fuyarde[14]. Un courrier de l'IPSN de 1997 adressé à Bella Belbeoch révélait non seulement que le problème est sérieux mais qu'il touche d'autres centrales[15]. Près de deux décennies plus tard les défauts demeurent.

A Cruas en 2011, l'étanchéité du réacteur n°1 interroge les militants antinucléaires[16]. Ici il y a de quoi être inquiet ici aussi. Selon un recensement de l'Autorité de sureté, 41 événements significatifs ont été déclarés en 2013 par l’établissement AREVA NC La Hague (48 en 2012). 4 de ces événements significatifs ont été classés au niveau 1 de l’échelle INES, qui compte 8 niveaux de 0 à 7 (les autres incidents étant de niveau 0 ou hors échelle). 35 événements significatifs ont été déclarés par la centrale nucléaire de Flamanville (38 en 2012), dont 1 événement significatif classé au niveau 1 de l’échelle INES. 68 événements significatifs ont été déclarés par la centrale nucléaire de Paluel (71 en 2012), dont 4 événements significatifs classés au niveau 1 de l’échelle INES. 25 événements significatifs ont été déclarés par la centrale nucléaire de Penly (21 en 2012), dont 1 événement significatif classé au niveau 1 de l’échelle INES.

Tous ne concernent pas le Génie civil bien évidemment. Mais une lecture attentive de la documentation publiée par l'Autorité de sureté amène à douter de la robustesse des installations. L'exemple de la centrale trentenaire de Paluel mérite qu'on s'y attarde[17]. Si on en reste aux seuls avis généraux, tout semble aller pour le mieux dans le meilleur des mondes. L'ASN se contente d'émettre quelques réserves sur la tenue au séisme de quelques équipements (pince vapeur[18])[19]. Mais si on creuse, des problèmes se dessinent. Il faut dire que l'exploitant n'est jamais pressé d'opérer les corrections demandées par les inspecteurs. Les visites révèlent des traces de corrosion, des erreurs de montage, des écarts par rapport aux plans de conception, somme toute un joli bazar qui donne à voir que la culture de sureté est perfectible.

Reste que pour ce qui est du génie civil les informations publiées par l'Autorité de sureté sont bien maigres. Les lettres de suite d'inspection portent pour l'essentiel sur les équipements. On n'a pas beaucoup d'éléments sur l'état des bétons et des autres éléments structuraux de l'installation. Tout au plus on peut déduire de la documentation mise en ligne que l'ASN est soucieuse de réduire à la source des défaillances que ne pourraient contenir des bâtiments qui ont mal vieilli. C'est le cas en particulier des risques d'explosion et d'incendie[20].

Les inspections de génie civil portent sur les bâtiments auxiliaires mais ne disent pas grand chose sur les bâtiments réacteurs. En avril 2013, les délais de caractérisation des défauts sont mis en cause et des problèmes d'ancrage des ventilateurs sont mis en évidence[21]. En mars 2012, les inspecteurs considèrent que «°l’organisation générale définie et mise en œuvre sur le site pour suivre la fonction de sûreté confinement paraît perfectible sur trois points particuliers à reprendre ou à compléter[22].» Le confinement au sol semble défaillant. Des portes d'entrée et de sortie de la zone contrôlée ne paraissent pas opérationnelles. Mais surtout des corrections importantes n'ont pas été réalisées par l'exploitant. En tout cas une chose est certaine, l'ASN est inquiète mais ne le dit jamais clairement. Elle tourne autour du pot et ne dit rien de très explicite sur l'état des bâtiments réacteurs.

Même les inspections menées dans le cadre des évaluations complémentaires de sureté n'ont pas abordé de front la question du vieillissement des bétons. Il est question de tout ce qui peut causer la défaillance du confinement mais pas de ce dernier en tant que tel[23]. Il y a cependant plus grave. Quand l'ASN pointe du doigt des problèmes de génie civil, elle présente ses avis de manière si obscure qu'il est bien difficile de comprendre de quoi elle parle exactement et ce qu'elle demande précisément. Une lettre de suite de 2010 prouve clairement cette difficulté à communiquer sur l'état des bâtiments[24]. Le jugement semble sévère au vu du ton employé et des références cités mais le tout est très obscur.

Toujours est-il que la centrale ne semble pas en capacité de faire face à tous les épisodes climatiques. Une lettre d'inspection s'interroge sur les capacités à ventiler le bâtiment réacteur en période de canicule[25]. Or chacun sait que le maintien en dépression de l'espace entre les deux enceintes est stratégique. Si la ventilation vient à défaillir c'est la capacité globale de l'installation à contenir la radiotoxicité qui est remise en cause. Le taux de fuite de 1.5°% ne pourrait plus être garanti. Mais si les écarts climatiques peuvent gêner la ventilation ne peut on pas considérer que leur succession au fil des ans a dégradé les bétons... qu'au mieux les enceintes des paliers les plus puissants ont perdu leur étanchéité... que finalement la robustesse à diminuer avec le temps... que la barrière de protection n'est plus dans bien des endroits qu'un simple postulat...

On ne trouve pas grand chose dans la documentation officielle qui permette de répondre à ces questions si ce n'est la classique ritournelle du «°tout va bien°». La résistance des enceintes est décidément un sujet qui fâche. Un sujet que l'exploitant veut tenir à l'écart des débats sur la sureté et donc sur la prolongation de l'exploitation du parc. Une recherche minutieuse permet cependant de trouver quelques traces d'un débat très technique sur l'efficience de la 3e barrière de confinement. L'abondante documentation sur la réévaluation du référentiel de sureté à l'occasion des troisième visite décennale des réacteurs de 1 300 MWe en effet aborde cette question :

«°Dans la continuité des réexamens de sûreté VD3-900 et VD1-N4, les études génériques du réexamen de sûreté VD3-1300 permettront de statuer sur [...] les accidents graves, les conséquences radiologiques hors accidents graves et le confinement des substances radioactives dans toutes les conditions de fonctionnement (normale, incidentelle, accidentelle et en accident grave), incluant l’examen des circuits constituant l’extension de la troisième barrière de confinement.

Par ailleurs, la suffisance des propositions d’EDF concernant les études relatives au confinement et à l’extension de la troisième barrière sera examinée plus précisément dans le cadre d’une réunion spécifique du GPR consacrée au confinement des réacteurs de 1300 MWe et de 1450 MWe, en 2012. A cette occasion, le confinement en situation d’accident grave sera particulièrement examiné par l’IRSN[26].°»

Non seulement la robustesse semble l'objet de doutes manifestes, mais la capacité de faire face à des événements au-delà du dimensionnement ne parait pas acquise.

L'IRSN n'est pas convaincu à ce jour par toutes les réponses de l'exploitant. Et cela d'autant plus que ce dernier ne semble guère disposé à intégrer l'ensemble des remarques et autres recommandations[27]. Un courrier adressé en mai 2014 à l'Autorité de sureté illustre parfaitement cette situation. Pour ne prendre que cet exemple, «°l'IRSN considère que l'absence de robustesse des structures de rétention des bâches PTR du palier P'4, mise en évidence par EDF, constitue une non-conformité à l'égard de la démonstration de sûreté[28].°» EDF a présenté des vérifications de résistance à la chute d'avion des voiles des rétentions PTR du palier P'4 et conclut que le ferraillage vertical à la base des voiles est insuffisant. Toutefois l'exploitant précise que ceci n'est pas de nature à modifier l'analyse de sûreté dans la mesure où la robustesse des rétentions PTR à la chute d'avion n'est pas utilisée dans la démonstration de sûreté. Cet exemple ne concerne pas directement le bâtiment réacteur mais donne à voir ce que on peut admettre comme une fragilité de l'îlot nucléaire à Penly en particuliers. Fragilité qui peut devenir une faiblesse dans certaines circonstances aux yeux de l'ASN[29].

 © IRSN © IRSN

[30]

le mode α : explosion de vapeur dans la cuve ou le puits de cuve, provoquant la défaillance à court terme de l'enceinte de confinement ;Schéma des principaux modes de défaillance :

  • le mode  β : défaut d'étanchéité de l'enceinte, initial ou rapidement induit ;
  • le mode γ : explosion d'hydrogène dans l'enceinte conduisant à sa défaillance ;
  • le mode δ : mise en surpression lente dans l'enceinte conduisant à sa défaillance ;
  • le mode ε : traversée du radier en béton par le corium conduisant à sa percée ;
  • le risque de perte d’étanchéité de l'enceinte de confinement due à l’échauffement direct de l’enceinte auxquels s'ajoute le mode V, bipasse du confinement par l'intermédiaire de tuyauteries sortant de l’enceinte de confinement.

Un courrier de position tout récent de l'ASN insiste sur la nécessité pour l'exploitant de vérifier le bon dimensionnement sismique des matériels et des ouvrages de génie civil[31]. On ne peut pas dire que ce document est à la faveur de l'exploitant. L'Autorité s'interroge sur les choix faits par EDF et finalement sur la robustesse globale des installations. L’ASN se permet même de rappeler que les trois fonctions de sûreté[32] doivent être assurées en permanence et, comme l’indique l’article 3.6 de l’arrêté de février 2012, notamment en cas de séisme, sans considération de scénario d’accident particulier. L'autorité est bel et bien fâchée et demande que des garanties réelles soient apportées sur la capacité des installations à contenir la radioactivité.

La fonction de sûreté «°confinement des substances radioactives°» doit en effet être assurée en toute circonstance. Mais puisqu'on ne peut faire confiance en dernier recours à la résistance des enceintes de confinement[33], l'ASN insiste pour que l'exploitant prenne la peine de mettre en œuvre des dispositions matérielles qui compensent ces faiblesses. Le confinement repose en conséquence sur un ensemble de dispositifs que l'on peut qualifier de paliatifs:

  • les matériels nécessaires à la fonction d’isolement de l’enceinte (incluant les ordres d’isolement, les traversées de l’enceinte et leurs organes d’isolement) ;
  • les autres équipements assurant la fonction d’isolement de l’enceinte (sas, tube de transfert, tampon d’accès des matériels, etc.) ;
  • les systèmes de confinement dynamique incluant la filtration iode des systèmes EDE, DVK et DVS°;
  • les matériels faisant partie de l’extension de la troisième barrière, comme les tronçons de tuyauteries traversant l’enceinte (système de distribution d’azote, des purges d’évents et d’exhaures nucléaires…) ;
  • les matériels pouvant contribuer aux bipasses de l’enceinte.

Reste à déterminer si tous ces dispositifs sont fiables et peuvent être disponibles en permanence. Manifestement EDF n'en a pas encore apporté la preuve...

*

Une fois encore il apparaît à la lecture de la documentation officielle qu'EDF bricole faute de vouloir reconnaître l'obsolescence des installations qu'elle veut maintenir en activité coute que coute. Un faisceau concordant d'indices donne à voir que l'état des enceintes de confinement est loin d'être satisfaisante.

Le sujet est si sérieux que l'ANCCLI s'en est emparé. Le 21 janvier dernier une réunion a ainsi eu lieu à Paris avec l'appuis technique de l'IRSN pour aborder notamment le vieillissement des enceintes et le suivi nécessaire de ces effets. Le contenu s'est voulu rassurant mais des points noirs sont clairement apparus. Les bétons sont «°malades°», certains dômes sont fissurés et des phénomènes de corrosion sont observables sur les aciers des enceintes des 900 MWe.

Un courrier de position de l'ASN en date du 4 juin 2014, cité plus haut, prouve que ces défaillances touchent aussi les réacteurs de 1 300 MWe à double paroi. «°Lors d’épreuves réalisées à l’occasion des essais pré-opérationnels, du premier rechargement ou lors de précédentes visites décennales, certaines enceintes à double paroi ont par le passé rencontré des difficultés à respecter le critère d’étanchéité statique de leur paroi interne correspondant à un taux de fuite maximal limite inscrit dans le décret d’autorisation de création (DAC) de leur réacteur[34].°» Non seulement les enceintes de confinement des réacteurs sont soumises à divers phénomènes de vieillissement susceptibles d’affecter notamment leurs armatures de ferraillage ou leur béton. Mais l’ASN note que certaines enceintes sont affectées par des pathologies de gonflement interne du béton préjudiciable à terme à la performance de la fonction de confinement.

La seule réponse de l'exploitant à ce jour a été de recourir à l'usage des fameuses rustines de Belleville et à quelques autres expédients de ce genre. EDF a ainsi indiqué étudier actuellement des techniques de réparation, complémentaires aux techniques de revêtement déjà mises en œuvre, destinées à améliorer l’étanchéité des enceintes de confinement des tranches des paliers 1300 et 1450 MWe. Par ailleurs des études pour améliorer l’étanchéité des traversées de l’enceinte de confinement ont été engagées. Mais manifestement l'ASN ne les trouve pas pleinement satisfaisantes. Et l'Autorité recommande _ chose étonnante _ à l'exploitant de bien vouloir de mener des inspections visuelles sur des éléments importants pour la sureté tels les fourreaux des traversées mécaniques. La liste des demandes est encore longue...

Toujours est-il que personne ne peut être vraiment rassuré par les mesures envisagées par l'exploitant. L'ASN et l'IRSN font de leur mieux pour essayer de maximiser l'efficience des dispositifs et autres solutions techniques qui leur sont proposés. Force est de reconnaître que le compte n'y est pas. La fameuse 3e barrière de confinement s'est érodée avec le temps et cela d'autant plus rapidement que toutes les maintenances attendues n'ont pas été mises en œuvre.

Aujourd'hui on se trouve en face d'une situation des plus inquiétantes. La résolution d'EDF à vouloir étendre la DDF de ses centrales est inversement proportionnelle à la capacité réelle à répondre à des référentiels de sureté indéniablement réévalués. Plus le temps passe plus la robustesse effective des installations recule. L'état des enceintes l'atteste. Les centrales sont devenues des passoires comme le donne à voir la condamnation d'EDF à Dieppe en septembre dernier suite à des pertes de tritium dans l'environnement.

On ne doit pas s'étonner dès lors des évaluations du coût de la prolongation de l'exploitation faites par Yves Marignac pour Greenpeace France[35]. Mais quelques soient les sommes dépensées _ aux dépends de la transition énergétique et de la facture des usagers _ il ne faut pas perdre de vue que l'enceinte est tout comme la cuve un élément qui ne peut être changé. Au mieux les solutions techniques disponibles ne sont guère que des pansements sur une jambe de bois. La posture d'EDF me fait penser à ces enfants qui essaient vainement de consolider leur château de sable face à la mer montante. Ils rebouchent quelques trous mais au final l'édifice finit par être englouti. N'est ce pas la situation des enceintes qui ne résisteront plus guère longtemps à la lime sourde du temps même si aucun accident ne survient pour les détruire de l'intérieur ?

 


[1] Sureté nucléaire : des failles clairement identifiées, http://journaldelenergie.com/nucleaire/surete-nucleaire-des-failles-clairement-identifiees/ 

[2] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_expertise/surete/Pages/Elements-reflexion-strategie-retention-corium-cuve-reacteur.aspx#.VMk-RmiG-t9

[3] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/Documents/IRSN_Reflexion-Strategie-Retention-Corium-Cuve_01-2015.pdf

[4] http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Pages/20141215_IRSN-rapports-bilan-surete-parc2013-transports2012-13.aspx#.VMlAf2iG-t8

[5] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_expertise/Documents/surete/Rapport-Surete-Parc-2013_IRSN_201412.pdf, p 56

[6] http://www.asn.fr/Informer/Publications/Rapports-de-l-ASN/La-surete-nucleaire-et-la-radioprotection-en-France-en-2012, p 387

[7] http://www.asn.fr/Informer/Publications/Rapports-de-l-ASN/La-surete-nucleaire-et-la-radioprotection-en-France-en-2013, p 394

[8] http://www.asn.fr/Informer/Publications/Rapports-de-l-ASN/La-surete-nucleaire-et-la-radioprotection-en-France-en-2012, p 388

[9] L’enceinte comporte environ 250 traversées qui vont du diamètre 1 300 mm pour les tuyauteries vapeur, au diamètre 250 mm pour les câbles électriques. La paroi interne de l’enceinte est revêtue d’une peau métallique d’étanchéité de 6 mm d’épaisseur en acier de nuance A 42 P1. Cette peau recouvre toute la paroi interne de l’enceinte (jupe, dôme et radier) ; la jupe et le dôme sont accessibles à l’inspection, mais non le radier sur lequel reposent les structures internes en béton de la chaudière nucléaire.

[10] Les études de génie civil ont pour finalité le dimensionnement des structures de façon à garantir le comportement satisfaisant de l’enceinte de confinement dans les différentes situations normales ou accidentelles envisagées. Ces études s’inscrivent dans le cadre de la réglementation en vigueur : les ouvrages sont donc justifiés en application de la théorie des états limites, qui constitue la base conceptuelle de la réglementation moderne du génie civil dans le monde entier

[11] http://www.techniques-ingenieur.fr/base-documentaire/energies-th4/conception-construction-et-exploitation-des-reacteurs-nucleaires-42204210/confinement-enceintes-b3290/

[12] http://www.dailymotion.com/video/xj83ic_extrait-de-l-emission-envoye-special-du-09-06-2011-sur-le-theme-du-nucleaire_news, 27'

[13] http://www.sortirdunucleaire.org/Synthese

[14] http://www.lesechos.fr/24/09/1998/LesEchos/17738-035-ECH_lionel-jospin-autorise-le-redemarrage-de-la-centrale-nucleaire-de-belleville.htm

[15] http://gazettenucleaire.org/1998/163_164_p7.html

[16] http://next-up.org/pdf/Centrale_nucleaire_EDF_Cruas_Meysse_Fissurations_enceinte_confinement_reacteur_nr1_20_07_2011.pdf

[17] http://energie.edf.com/fichiers/fckeditor/Commun/En_Direct_Centrales/Nucleaire/Centrales/Paluel/Publications/documents/Rapport%20annuel%20CNPE%20Paluel%202013_VDef.pdf

[18] http://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-tenue-au-seisme-de-la-pince-vapeur-des-centrales-nucleaires-de-Paluel-et-de-Flamanville

[19] CODEP-DCN-2014-035410

[20] Inspection n° INSSN-CAE-2013-0281 du 10 octobre 2013

[21] Inspection n° INSSN-CAE-2013-0277 des 2 et 3 avril 2013

[22] Inspection n° INSSN-CAE-2012-0274 du 14 mars 2012.

[23] Inspection n° INSSN-CAE-2011-0853 du 14, 15 et 16 septembre 2011.

[24] Inspection n° INS-2010-EDFPAL-0019 du 23 novembre 2010.

[25] Inspection n° INS-2010-EDFPAL-0007 du 1er septembre 2010

[26] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/Documents/Reacteurs/IRSN_SyntheseRapport_GPR_VD3_1300Mwe_20052010.pdf

[27] Toutefois, EDF a indiqué son intention de finaliser l'instruction du référentiel « tornade » en amont de sa déclinaison et n’a donc pas procédé à l’identification des cibles potentielles à protéger ni à l’évaluation des conséquences de la tornade de référence sur la sûreté des installations des réacteurs de 1300 MWe. De plus, EDF a indiqué que le référentiel « tornade » ne sera pas intégré au référentiel VD3-1300, ce qui a pour conséquence de ne pas évaluer l’impact d’une tornade sur les modifications qui seront définies et mises en place lors des VD3 des réacteurs de 1300 MWe. Si l’IRSN convient de la difficulté de décliner le référentiel « tornade » en amont de la réunion du groupe permanent d'experts retatif à [a clôture du réexamen VD3-1300, t'|RSN estime qu'il, doit être intégré au référentiet VD3-1100 et déctiné au plus tard lors des VD3 des réacteurs de'1300 MWe.  http://www.irsn.fr/FR/expertise/avis/Documents/Avis-IRSN-2013-00293.pdf

[28] http://www.irsn.fr/FR/expertise/avis/Documents/AVIS-IRSN-2014-00209.pdf

[29] Réacteurs électronucléaires - EDF - Palier 1300 MWe, Réexamen de sûreté associé à la troisième visite décennale des réacteurs (VD3 1300), Explosion, CODEP-DCN-2014-005838

[30] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/accidents-graves/Pages/1-gestion-accident-grave-REP.aspx#.VMqfMGiG-t9

[31] CODEP-DCN-2015-001288

[32] au titre de l’article 3.4 de l’arrêté du 7 février 2012 la démonstration de sûreté nucléaire doit prouver la maîtrise des fonctions fondamentales de sûreté suivantes, sans distinction de valeur entre ces dernières : - la maîtrise des réactions nucléaires en chaîne ; - l’évacuation de la puissance thermique issue des substances radioactives et des réactions nucléaires ; - le confinement des substances radioactives.

[33] CODEP-DCN-2014-014235

[34] CODEP-DCN-2014-014235

[35] L’échéance des 40 ans pour le parc nucléaire français, Processus de décision, options de renforcement et coûts associés à une éventuelle prolongation d’exploitation au delà de 40 ans des réacteurs d’EDF, http://www.greenpeace.org/france/PageFiles/266521/greenpeace-rapport-echeance-40-ans.pdf

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