Tant va la cuve à l'eau qu'elle se casse

Il y a souvent dans le nucléaire des informations qui ne surprennent que ceux qui les donnent. C'est le cas en particulier dès qu'il s'agit des cuves des réacteurs. Or il se trouve qu'Electrabel vient de décider la mise à l'arrêt de deux réacteurs suite à des résultats inattendus de l'évaluation de sureté des cuves mises en cause en 2012.

Il y a souvent dans le nucléaire des informations qui ne surprennent que ceux qui les donnent. C'est le cas en particulier dès qu'il s'agit des cuves des réacteurs. Or il se trouve qu'Electrabel vient de décider la mise à l'arrêt de deux réacteurs suite à des résultats inattendus de l'évaluation de sureté des cuves mises en cause en 2012. Les tests de résistance donnent à voir que ces cuves ne peuvent plus remplir leur rôle. Dans ces grosses casseroles de métal en effet est placé le combustible nucléaire pour produire cette énergie qui fascine tant les passionnés de l'atome. Nul autre équipement n'est plus sensible dans une centrale nucléaire. Nul autre équipement n'est plus fragile, ultime talon d'Achilles d'une technologie absurde.

Non seulement les cuves nucléaires peuvent se percer en situation accidentelle comme à Fukushima ou à Three-Mile-Island, mais surtout elles s'usent. En aout 2012, le grand public découvre ainsi que dans deux centrales de Belgique les cuve sont fissurés[1]. L'affaire fait grand bruit à l'échelle de l'Europe quand les autorités de sureté ont révélé que vingt autres réacteurs pouvaient être affectés par la même fragilité[2]. La France n'as pas été épargnée par cette vague d'inquiétude après la publication par EELV d'une étude révélant que des fissures existent sur les cuves de 10 réacteurs[3].

D'aucuns croient alors que l'affaire allait s'arrêter là puisque les deux centrales ont été autorisées à redémarrer[4]. Mais quelques mois après cette décision très contestée, le patron de la sureté nucléaire en Belgique vide son sac[5]. A ma fin de sa carrière, Willy de Roovere tient un discours digne d'un antinucléaire. "Nous devons vivre avec cela : il y a toujours un risque lié à l’énergie nucléaire. Et nous devons aussi nous demander si le risque est acceptable pour la société. Je pense qu’aujourd’hui il ne l’est plus[6]." Il faut dire qu'il sait de quoi il parle. Qui est mieux placer que lui pour déterminer si des centrales dont les cuves sont fissurées peuvent continuer à fonctionner[7] ?

En France la tendance à minorer la fragilité des cuves pourtant demeure[8]. L'ASN souvent sévère reste sur ce point très conciliante. Les cuves françaises seraient plus sûres que leurs cousines belges[9]. Cela reste à démontrer surtout au vu des événements des dernières semaines. L'état de la cuve du réacteur n°1 du Tricastin est très inquiétant[10] et il semblerait que le destin de Doel et Tihange soit enfin scellé[11]. Voilà bien un événement qui nous rappelle qu'un réacteur nucléaire ne peut être prolonger comme toute autre machine. L'usure des cuves prouve qu'une centrale est une installation à durée déterminée.

La cuve, un équipement irremplaçable

Dans les centrales électronucléaires à eau sous pression, la chaleur est produite par la fission des noyaux d’uranium du combustible placé dans le coeur du réacteur. Ce coeur, formé par l’ensemble des assemblages de combustible, est contenu dans la cuve du réacteur. Cette cuve constitue une partie du circuit primaire principal, qui contient le fluide dit primaire circulant à travers le coeur du réacteur dans la cuve, et qui constitue une des barrières assurant le confinement des éléments radioactifs. La cuve permet également l’introduction des barres de contrôle du coeur et de différents dispositifs de mesure (neutronique, température) permettant la conduite du réacteur. Elle joue donc un rôle essentiel vis-à-vis des trois fonctions de sûreté de l’installation: confinement, maîtrise de la fission et refroidissement. Son intégrité doit donc être garantie et démontrée dans toutes les situations de fonctionnement, normal et accidentel, et pour toute la durée de son exploitation. À la différence d’autres appareils du circuit primaire et des circuits secondaires, tels les générateurs de vapeur, la cuve ne peut être remplacer. La durée d’exploitation d’un réacteur nucléaire est par conséquent déterminée par l'état de la cuve[12].

La cuve est composée d’un corps de cuve, d''internes et d’un couvercle. Le corps de cuve des réacteurs 900 MWe est un ensemble soudé de grande dimension, environ 13 mètres de haut et 4 mètres de diamètre pour un poids de 330 tonnes. Il est relié aux trois boucles du circuit primaire via six tubulures. Le fond de la cuve ainsi que le couvercle sont munis de traversées permettant le passage de l’instrumentation du coeur et des mécanismes de commande des grappes. La cuve est constituée de pièces forgées assemblées : on distingue viroles, la calotte de fond, les brides et les tubulures. Ces pièces sont en acier massif, soudées entre elles et protégées de la corrosion par un revêtement mince (7 mm) en acier inoxydable placé sur la surface intérieure. L’épaisseur de la partie cylindrique de la cuve atteint 200mm.

Les différentes pièces constitutives sont assemblées par soudage. Les cuves françaises ne comportent que des joints soudés circonférentiellement. Elles comprennent deux viroles dites de coeur mis à part la cuve du réacteur n°1 de la centrale de Fessenheim qui en comporte trois. Les cuves des paliers 900 MWe, 1300 MWe et 1450 MWe sont similaires et comportent le même nombre de pièces constitutives. Pour le réacteur EPR, l’utilisation d’une virole porte-tubulure dans laquelle la bride de cuve est intégrée permet de réduire encore les opérations de soudage. La totalité de la surface intérieure des cuves est revêtue d'acier inoxydable d'environ 8 mm d'épaisseur déposé par soudage en deux couches. Ce revêtement assure une protection contre la corrosion[13].

La conception de l'EPR a essayé d'apporter des solutions techniques aux innombrables problèmes observés depuis le début de l'exploitation des réacteurs à eau pressurisée. La soudure des tubulures ainsi que la suppression des pénétrations de fond de cuve sans oublier une augmentation de la distance entre le haut du coeur et les tubulures ont été modifiés. La cuve de Flamanville III récemment installée comprend ainsi un nombre limité de soudures. La virole porte-tubulure de la cuve EPR est une pièce unique (163 tonnes). Il ne faut pas néanmoins se laisser abuser par les déclarations des nucléocrates. Le nombre de soudures reste globalement le même. En effet la cuve de l'EPR est plus volumineuse que les précédentes, pour répondre aux spécifications résultant de l’augmentation de puissance par rapport aux réacteurs précédents. Ainsi, la zone de coeur est toujours composée de deux viroles de coeur... aucune forge n'étant en capacité de forger en une pièce unique une virole d’un tel diamètre sur une telle longueur.

Si l'on résume, les cuves des réacteurs comprennent de nombreux défauts que le nouveau standard de sureté international essaie de corriger[14]. Mais que peut le génie humain face aux conséquences fatales de la fission nucléaire[15]. Même les cuves les mieux faites s'usent et présentent un risque non négligeable.

La cuve, un équipement fragile

L'exploitation, les arrêts d'urgence, les suivis de charge ont abîmé les cuves au fil des ans. L'exemple de Doel et Tihange prouve que la fission vient bouleverser la structure moléculaire du métal qui constitue le corps de cet équipement[16]. Pendant le fonctionnement, les matériaux du réacteur, sous l’influence du flux de neutrons, perdent progressivement leurs propriétés mécaniques, dont la ténacité[17]. Cette fragilisation est due à l’interaction à l’échelle atomique des neutrons avec les renforts métalliques des matériaux, et se traduit par exemple dans le comportement conduisant à la rupture de la cuve. Toutes possèdent des signes d’usure manifestes, érosions superficielles, fissures, sans oublier des problèmes de corrosion au niveau du revêtement interne et des faiblesses au niveau des soudures des équipements[18]. Une chose est sûre. Les défauts évoluent avec le temps au point de poser des problèmes évidents de sûreté et de fiabilité.

La prolongation des centrales n'est dès lors qu'un vœu pieux. L'état de la cuve est l'indicateur en dernier recours de la capacité d'un réacteur à fonctionner dans des conditions de sureté acceptable. Cela d'autant plus que l'on connait encore mal les phénomènes de vieillissement des matériaux irradiés. Yves Marignac, directeur de Wise-Paris, estimait en 2009 au contraire que les phénomènes de vieillissement restent mal connus et qu'on ne peut pas tous les déceler. « On a déjà observé des dégradations non prévues, ou plus rapides que prévu, rappelle-t-il. Aucun réacteur à eau pressurisée [le modèle examiné actuellement] n'a encore atteint une durée de vie de 40 ans[19]. » L'état des cuves n'a cessé de e dégrader en atteste l'évaluation établie pour Greenpeace sur le coup de la prolongation du parc[20]. L'IRSN ne dit pas autre chose. « L'expérience d'exploitation, notamment les résultats des contrôles et des visites périodiques, met en évidence des phénomènes d'endommagement inattendus. [...] Parfois, la cinétique de l'endommagement a été plus rapide que prévu[21]. » Les problèmes sont connus, anciens :

les DSR : Les défauts sous revêtement peuvent se produire lors du soudage du revêtement en acier inoxydable lorsque le conditionnement thermique appliqué n’est pas suffisant. Il s’agit de défauts plans perpendiculaires à la paroi interne de la cuve, correspondant à une fissuration de l’acier de la cuve. Ces défauts sont situés dans l’acier de la cuve juste sous le revêtement, principalement au niveau des tubulures[22].

les DDH : Ces défauts peuvent apparaître lorsque le taux d’hydrogène dissous dans le métal est trop élevé localement ; ils sont en général associés à des zones de ségrégation. Ils se produisent sous forme de multiples microfissures orientées presque parallèlement à la paroi interne de la cuve. Pour éviter l’apparition de ces défauts, le taux d’hydrogène est contrôlé à la coulée et un traitement thermique spécifique est réalisé lors du forgeage pour réduire autant que faire se peut le taux d’hydrogène dans la pièce métallique. Au cours des cinquante dernières années, seules quelques pièces destinées au parc électronucléaire français ont présenté ponctuellement des DDH et ont été mises au rebut suite aux contrôles réalisés par le fabricant[23].

les DIDR : les décohésions intergranulaires dues au réchauffage sont basées sur la recombinaison de l’hydrogène atomique en hydrogène moléculaire qui par effet de pression interne va conduire à l’apparition d’une fissure[24]. dans certains cas ce défaut peut conduire à des arrachements lamellaires (défaut d’origine «mécanique » situé dans une zone de faible ductilité).

La cuve, un équipement périssable

En 2006 dans un rapport établi à la demande des associations écologistes, Mycle Schneider rappelle la fragilité des équipements sous pression des centrales nucléaires. « Comme dans toute installation industrielle, les matériaux composant une centrale nucléaire vieillissent et leurs propriétés se détériorent au fur et à mesure du fonctionnement de la centrale, suite aux sollicitations multiples auxquelles les composants sont soumis. Les facteurs qui influencent le plus les processus de vieillissement dans une centrale nucléaire sont l’irradiation nucléaire, les contraintes thermiques ou mécaniques, les processus corrosifs, abrasifs et érosifs, ainsi que les combinaisons et les interactions des processus précités (Meyer, 1998)[25]. »

L'évolution des cuves intéresse plus particulièrement l'expert antinucléaire. Afin d'expliquer les conséquences du vieillissement sur les installations, Mycle Schneider rappelle quelques événements que les partisans de l'atome citent rarement :

« Le réacteur de Yankee Rowe (États-Unis) a été fermé définitivement en 1992, après 31 années de fonctionnement. Yankee Rowe était pourtant le premier réacteur nord-américain pour lequel une demande de prolongation de licence (de 40 à 60 ans) avait été introduite. Paradoxalement, c’est lors de la procédure de renouvellement de la licence qu’une enquête de sécurité a décelé qu’une soudure de la cuve de réacteur avait déjà atteint un stade critique de fragilisation.

Pendant plus de deux années, de 2002 à 2004, le réacteur Davis Besse (États-Unis) est resté à l’arrêt suite à la découverte fortuite, lors d’une opération de maintenance de la plaque de couverture de la cuve, d’une cavité de 15 cm de profondeur et 17 cm de large. Seuls 3 mm de la membrane extérieure en acier inoxydable de la cuve résistaient encore. Selon la société First Energy, propriétaire et exploitant du réacteur, une fissure axiale s’est développée dans un adaptateur à partir de 1990, pour déboucher - après avoir parcouru tout l’adaptateur - en surface du couvercle en 1995. First Energy estime rétrospectivement la vitesse de l’expansion de la fissure à environ 50 mm/an. Durant les inspections visuelles de 1998 et de 2000, les opérateurs n’ont pas décelé d’endommagement du couvercle. Le déchirement de la dernière protection, la membrane en acier inoxydable, aurait pu ouvrir une brèche susceptible d’entraîner un accident catastrophique comme la perte en eau du réacteur, l’éjection d’une partie des barres de contrôle ou leur perte de fonction.

Les coûts totaux liés à l’arrêt de la centrale, y compris les coûts liés au replacement de la production d’électricité, sont estimés à environ 600 millions de dollars. Malgré ces problèmes et le fait qu’il ait fallu douze ans pour les déceler, la Commission de contrôle gouvernementale des États-Unis (NRC) a depuis lors autorisé la centrale de Davis Besse à fonctionner jusque 2017.

Des fissures du même type ont été identifiées dans d’autres réacteurs américains, en Suisse, en Suède, ainsi qu’en France. Le parc nucléaire français, en particulier (la technologie française, comme les réacteurs belges, reprenant le même concept de réacteurs à eau pressurisée que celui du réacteur de Davis Besse), a été largement touché par ce phénomène au début des années 1990.

En 1991, EDF a révélé au public la détection de la première fissure dans le couvercle de cuve de réacteur de Bugey. En mai 1996, EDF signalait la fissuration dans le couvercle du réacteur n° 2 de la centrale de Fessenheim. De 1991 à 1996, EDF reconnaît que 41 adaptateurs sur 2800 inspectés présentaient des fissures.

Des exemples de problèmes liés au vieillissement et ayant conduit à la fermeture (ou l’arrêt prolongé) des centrales existent pour d’autres types de centrales. Le réacteur à eau bouillante de Würgassen, en Allemagne, par exemple, a été arrêté définitivement en mai 1995, après moins de 24 ans de fonctionnement, en raison de fissures graves dans l’enveloppe du coeur du réacteur. Les mesures de réparation et de modernisation auraient coûté à l’époque entre 350 et 400 millions de Deutsche Mark (environ 175-200 millions d’euros) et l’opérateur de la centrale, Preussen Elektra, décida de la fermer. »

Fissures et arrachements lamellaires ne sont pas des phénomènes rares. Ils sont la résultante du fonctionnement même du réacteur nucléaire.

La cuve, un ensemble d'éléments sensibles au vieillissement

Le corps n'est pas la seule partie de la cuve à subir les effets du vieillissement. Une cuve de réacteur nucléaire contient de nombreux aménagements et équipements destinés à contrôler et réguler la fission mais aussi à caler les assemblages de combustible[26]. de l'aveu même de l'IRSN, Des dégradations en service par corrosion sous contrainte sont apparues par le passé sur quelques traversées de couvercles de cuves. L'alliage à base de nickel utilisé pour ces traversées soudées sur le couvercle était sensible à la corrosion sous contrainte en milieu primaire. Ceci a conduit EDF à remplacer progressivement l'ensemble des couvercles de ses réacteurs nucléaires en optant pour un alliage plus robuste[27].

En 2011, une autre dégradation de cet alliage à base de nickel a été observée lors d'un contrôle en service des pénétrations de fond de cuve (PFC) soudée sur la cuve du réacteur n°1 de la centrale de Gravelines[28]. La fonction de cet aménagement est de permettre l’introduction de sondes d’instrumentation dans le cœur du réacteur. 50 PFC sont aménagés à la base du sur le réacteur. Il va sans dire qu'une fuite au niveau d’une PFC constituerait une brèche du circuit primaire du réacteur[29]. Heureusement cette dégradation n'a pas conduit à une fuite. Dans l’attente de la mise au point d'une méthode de réparation définitive, la traversée a été condamnée par bouchage[30].

La centrale a pu redémarrer au prix la mise en place d'un système de détection de fuite en continu et de dispositions de contrôle en service renforcées. Il n'en reste pas moins que la robustesse de la cuve est sérieusement réduite. Mais surtout si ce problème s'est posé à Gravelines, il peut touché tous les autres réacteurs de 900 MWe de l'aveu du groupe permanent d'expert pour les équipements sous pression[31]. Rappelons-le, ces défauts datent de la conception de la centrale et ne s’arrangent pas avec le temps. Il faut d’ailleurs se souvenir qu’en septembre 1979, le personnel de la centrale lui-même s’était opposé aux préparatifs de chargement en combustible du réacteur n°1 suite à la détection de défauts sous le revêtement des cuves et sur des soudures de raccordement au circuit primaire4.

Cet exemple prouve clairement que les défauts sous revêtement ne sont pas les seuls signes de l'usure des cuves. Dans la mesure où le métal se dégrade sous les coups de la radioactivité et des chocs thermiques, la fiabilité de la cuve diminue avec le temps. La cuve n'est pas une simple cocotte minute mais un équipement complexe qui comprend de nombreux éléments plus fragiles très sensibles au vieillissement de l'aveu même d'EDF[32]. Comment s'étonner dès lors que de nombreuses recherches sont menées pour renforcer les internes de cuve afin d'allonger la durée de vie des centrales[33] ? D'autant plus que cette usure est cause d'incidents en particuliers d'une détérioration des barres de combustibles comme ce fut encore le cas l'an dernier à Paluel 4[34].

EDF et l'Autorité de sureté ont conscience de ces fragilités. Mais elles peinent à y apporter des réponses satisfaisantes. Ainsi en 2010, le CRILAN révèle des défauts de conception des mécanismes de conduite de grappes du couvercle de cuve de l'EPR[35]. Preuve que les problèmes viennent  non seulement de l'exploitation maise de la conception.

Mais une doctrine de sureté qui minore encore ce risque

La doctrine classique de sûreté nucléaire ne conçoit pas la possibilité d’une rupture prématurée de la cuve d’un réacteur nucléaire. Longtemps l'AIEA et les autorités de sureté sont restées persuadées que la cuve, telle qu'elle est conçue, peut contenir l'énergie produite par un combustible entré en fusion. Voilà pourquoi il a été longtemps question d'une « seconde barrière » dont la fonction est de confiner le risque nucléaire. Mais les cuves ont vieilli et le risque d'accident grave est bel et bien une réalité.

cet accident peut prendre une infinité de forme. Le percement de la cuve par un corium dans la partie basse n'est que l'un d'entre eux. « L'effondrement des éléments constitutifs du coeur dans le fond de la cuve provoque son percement au bout de quelques dizaines de minutes à quelques heures, délai qui est fonction de la masse de corium dans le fond de la cuve et de la disponibilité d’eau pour évacuer, par vaporisation, une partie de la chaleur accumulée dans le corium[36]. » Or un autre risque existe en dépit des dénégations des exploitants nucléaires tolérées par les experts officiels[37]. « S’il y a de l'eau dans le fond de la cuve ou bien du puits de cuve, de fortes interactions entre le corium et l'eau peuvent générer une vaporisation « quasi-instantanée » et massive de l’eau, phénomène appelé « explosion de vapeur ». C'est certainement le cas de figure le plus dramatique que l'on puisse envisager[38].

Mais des gaz se créent dans une telle configuration. En situation accidentelle, de l'hydrogène se forme et s'accumule en raison du découvrement des gaines de combustible[39]. A Three-Mile-Island un tel phénomène s'est produit[40]. Une bulle d'incondensables est apparue au sommet du coeur[41]. Heureusement, oserai-je dire, l'hydrogène a fuit dans le bâtiment réacteur. A Tchernobyl l'hydrogène a contribué à l'ampleur de la catastrophe[42]. Cette fois-ci la bulle de vapeur a explosé dans la cuve, les barres de contrôle ont été éjectées et la dalle de 1 200 tonnes projetée dans le ciel. A Fukushima, l'hydrogène une fois encore révèle son caractère destructeur[43]. Là encore une explosion est due à l'accumulation d'hydrogène dans une cuve[44]. Si ce n'est en cas d'accident de criticité ce n'est pas l'explosion nucléaire proprement dite qui est la plus dangereuse mais une explosion massive d'hydrogène qui peut volatiliser des éléments radioactifs sur une étendue considérable.

Or on ne peut pas dire que les connaissances des ingénieurs de l'industrie nucléaire soient complètes. Malgré les sommes colossales engagées dans la recherche nucléaire beaucoup de points restent à élucider. Le comportement de la cuve en situation accidentelle en est un. Dès le début des années 1990, l'IRSN a abordé cet enjeu dans le cadre du programme Cabri sur les risques d'accident de réactivité[45]. La possibilité d'explosion de vapeur ainsi que l'éjection des grappes de commande sont reconnues. Mais peu est dit sur le risque d'explosion d'hydrogène à l'intérieur de la cuve. De leur aveu même les ingénieurs connaissent mal la cinétique de production d’hydrogène : « des incertitudes importantes subsistent pour ce qui concerne la phase de dégradation avancée du coeur (fusion et relocalisation des matériaux, formation de débris, écroulement du coeur dans le fond de la cuve) ainsi qu’en cas de renoyage du coeur. »

Il existe donc bien un risque, même infime, de fragilisation de la cuve en situation « incidentelle » voire d’une rupture en situation accidentelle. dans certaines circonstances le métal peut devenir cassant comme du verre. La Cuve peut se briser. Une explosion peut se produire en son sein. Et bien évidemment elle peut être percée par du combustible en fusion.

Des exploitants qui n'hésitent pas à bricoler pour poursuivre l'exploitation des réacteurs

Ce risque d'explosion hydrogène donne à voir qu'il existe une faiblesse structurelle de des réacteurs à eau (pressurisée et bouillonnante). Il a longtemps était niée voire minoré par les ingénieurs de la filière nucléaire. Mais les faits parlent d'eux mêmes Mais surtout il révèle une fragilité très inquiétante des équipements sous pression. La France n'est pas épargnée par ce problème en 1998, une fuit d'hydrogène s'est produite à Chinon[46]. D'où une attention renforcée de l'Autorité de sureté[47]. L'intention est louable mais faudrait il encore que l'ASN ne soit pas tributaire d'une filiale d'AREVA pour inspecter les cuves[48] et que les contrôle soient plus fréquents.

Le discours a beaucoup évolué depuis quelques années comme le donne à voir cet extrait de la Revue Contrôle. « L’hypothèse de la rupture de la cuve n’ayant pas été retenue à la conception des réacteurs à eau sous pression pour la définition et le dimensionnement des systèmes de sauvegarde, la fragilisation due à l’irradiation ne doit en aucun cas conduire à un risque de rupture de la cuve en situation normale ou accidentelle. Cette fragilisation sous irradiation doit donc, pour rester acceptable, conduire, jusqu’à la fin de l’exploitation du réacteur, à une ténacité du matériau suffisante pour permettre la justification de la résistance à la rupture brutale de la cuve en toute situation de fonctionnement, compte tenu de marges de sécurité prévues par la réglementation française. Si tel n’est plus le cas, le haut niveau de sûreté exigé pour la cuve n’est plus garanti et la mise à l’arrêt définitif du réacteur doit être effectuée[49]

Le problème est que l'exploitant essaie par tous les moyens d'échapper à une mise à l'arrêt. Puisque les équipements ne peuvent être changés, EDF propose à l'Autorité de sureté des dispositifs et de nouvelles règles d'exploitation qui ménage des matériels notoirement défaillants. La principale inquiétude porte aujourd'hui sur une rupture de la cuve sous les coups d'un choc thermique. « Un refroidissement brutal de l’acier par injection d'eau froide à haute pression par le circuit d’injection de sécurité pourrait entraîner, dans certains cas, un risque de rupture fragile de la cuve. C’est pourquoi ce risque de rupture fragile de la cuve par pressurisation à froid a fait l’objet de plusieurs réunions du Groupe permanent pour les réacteurs nucléaires depuis 1997. Il est ressorti des études menées la nécessité de mettre en œuvre des modifications complémentaires, matérielles ou de conduite, pour pouvoir « pratiquement éliminer » le risque de sollicitations élevées dans les domaines d’exploitation où le matériau de la cuve est en-dessous de sa température de transition fragile-ductile[50]. » La prolongation de la durée de vie des centrales se traduit donc concrètement par une baisse de leur production alors qu’elles restent tout autant dangereuses[51].

Les visites décennales des réacteurs en fonctionnement depuis 30 ans montrent clairement les bricolages qu'autorise l'ASN pour maintenir en activité des installations obsolètes et défaillantes. Si le problème de l'Inconel 600 est en cours de traitement[52], on peut regretter que les autres problèmes ne donnent pas lieu à des décisions à la mesure du risque. Officiellement, 33 défauts sous revêtement ont été observés sur 9 cuves, dont 20 sur la cuve du réacteur n°1 de Tricastin[53]. Le réacteur n°2 de la centrale de Paluel connait aussi des défauts de ce genre. On ne peut pas dire que ces réacteurs fonctionnent aujourd'hui normalement mais surtout qu'ils disposent de la robustesse nécessaire pour faire face à une situation ne serait-ce qu'incidentelle. le rapport remis par le GSIEN sur Fessenheim n°1 présente clairement les doutes des experts indépendants sur la résistance des cuves des tranches les plus anciennes. 

Arrêtons avant qu'une cuve ne se casse

Somme toute les cuves qui présentaient dès leur conception ne sont plus en mesure de garantir une exploitation sûre des réacteurs. Le problème des veine sombres est un des sujets majeurs d'inquiétudes des militants antinucléaires[54]. or l'expérience prouve que l'industrie nucléaire n'a rien appris de ces erreurs. Même les réacteurs les plus récents sont l'objet de "fatigue thermique[55]". La puissance de l'énergie atomique est décidément bien difficile à contenir en particuliers dans des conditions économiquement acceptables par les actionnaires de l'exploitant nucléaire[56].

Il existe donc bel et bien une faiblesse structurelle au coeur des centrales nucléaires. Les cuves donnent à voir que les réacteurs ne peuvent garantir de manière pérenne, sûre et fiable une production d'électricité. Il s'agit bel et bien d'une installation à durée déterminée. L'activisme d'EDF pour prolonger l'exploitation au delà de quarante années n'y peut rien. De plus en plus ont conscience de cette faiblesse structurelle. L'ère du nucléaire touche à sa fin[57]. La part du nucléaire dans le mixe énergétique à l'échelle mondiale ne cesse reculer depuis des années. En 2001, le parc nucléaire produisait 17 % de l’électricité dans le monde, 13,5 % en 2010, avant donc le drame japonais. Depuis, cette proportion est descendue à 12 %[58] pour enfin passer sous la barre des 10%[59].

Ce n'est pas seulement un problème de cout mais un problème technique[60]. Quelques soient les milliards qu'EDF investiraient des éléments ne peuvent se changer dans une centrale... quoi qu'en pensent quelques farfelus auréolés de diplômes[61]. L'exploitant nucléaire est débordée par la maintenance des centrales parce qu'il est totalement illusoire de vouloir de maintenir en activité des machines usées par le temps[62]. L'analyse par l'IRSN de la définition d'un noyau dur post-Fukushima est sans illusion[63]. « L’hypothèse de maintien du coeur en cuve, une fois le coeur dégradé, qui permet d’éviter le percement du radier et ainsi d’éviter, d’une part des rejets atmosphériques très élevés, d’autre part des rejets liquides dans les sols, apparaît difficile à démontrer au vu des connaissances actuelles[64].» Le dénoyage du combustible comme la rupture de la cuve sont des possibilités réelles quelques soient les dénégations de l'exploitant qui imposent une révision très importantes des de la conduite et des équipements des réacteurs.

On comprend mieux dès lors les déclarations de la Direction générale de l'énergie et du Climat (DGEC) devant la commission d'enquête parlementaire sur les coûts du nucléaire. « Pour la première fois depuis l’élection de François Hollande, l’État évoque officiellement la fermeture d’une vingtaine de réacteurs nucléaires[65]. » En fait il n'a guère le choix. Au vu du vieillissement du parc et des ressources disponibles pour garantir l'offre d'électricité, le réalisme impose de fermer des réacteurs à moins de consentir à un accident nucléaire majeur à l'échelle du continent européen. Un accident que Mme Merkel n'entend pas financer[66]...

Somme toute la France est bien seule aujourd'hui. L'ambition de persévérer dans le nucléaire n'est pas tenable techniquement. Quelques soient les réponses d'EDF aux prescriptions de l'ASN pour le noyau dur, la robustesse ne pourra être sensiblement améliorée dans des délais raisonnables (seule 8 prescriptions sont applicables immédiatement, les 47 autres imposent à EDF de mener des études). Un accident majeur peut tout à fait survenir avant que ces mesures soient mises en œuvre. Pourquoi donc courir ce risque ?

 


[1] http://www.usinenouvelle.com/article/de-potentielles-fissures-detectees-sur-deux-reacteurs-nucleaires-belges.N179997 ; http://www.actu-environnement.com/ae/news/doel-fissures-cuve-arret-afcn-16369.php4

[2] http://www.reporterre.net/spip.php?article3071 ; http://www.usinenouvelle.com/article/fissures-en-belgique-l-ue-inquiete-pour-neuf-reacteurs-nucleaires-en-europe.N180042 ; http://www.usinenouvelle.com/article/nucleaire-les-experts-europeens-au-chevet-de-la-centrale-belge.N180223 ; http://www.lemonde.fr/planete/article/2012/08/09/soupcons-sur-les-cuves-de-22-reacteurs-nucleaires_1744086_3244.html

[3] http://www.lemonde.fr/planete/article/2012/08/17/des-micro-fissures-sur-les-cuves-de-dix-reacteurs-nucleaires-francais_1747094_3244.html ; http://www.usinenouvelle.com/article/nucleaire-belge-les-doutes-d-un-elu-eelv-sur-les-cuves-francaises.N180355

[4] http://www.rtbf.be/info/economie/detail_electrabel-estime-que-doel-3-et-tihange-2-peuvent-redemarrer-immediatement?id=7887703 ; http://www.actu-environnement.com/ae/news/nucleaire-Doel-Tihange-redemarrage-AFCN-Electrabel-18541.php4

[5] http://www.rtbf.be/video/detail_willy-de-roovere-agence-nucleaire-parle-avant-sa-retraite?id=1786848

[6] http://www.rtbf.be/info/belgique/detail_pour-le-patron-de-l-afcn-le-risque-nucleaire-n-est-plus-acceptable?id=7897816

[7] http://www.m.lesechos.fr/redirect_article.php?id=0202470808405

[8] http://www.usinenouvelle.com/article/greenpeace-critique-la-position-de-l-asn-sur-les-fissures-des-cuves-nucleaires.N180308 ; http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Pages/20130207-Situation-Reacteurs-Doel3-Tihange2.aspx

[9] http://www.asn.fr/Informer/Actualites/Les-controles-de-l-ASN-sur-les-cuves-des-reacteurs-nucleaires-en-France

[10] http://www.francebleu.fr/infos/nucleaire/centrale-nucleaire-du-tricastin-une-cuve-de-reacteur-sous-surveillance-rapprochee-316957

[11] http://www.sudinfo.be/970197/article/actualite/belgique/2014-03-26/arret-de-doel-3-et-tihange-2-les-proprietes-mecaniques-des-cuves-davantage-influ

[12] http://www.asn.fr/Informer/Publications/La-revue-Controle/Controle-n-186-Le-controle-des-equipements-sous-pression-des-reacteurs-nucleaires

[13] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/cuves-reacteurs/Pages/2-caracteristiques-conception-fabrication-contrele-cuves.aspx?dId=9ec47067-0a3e-4284-b818-1cd6b909f399&dwId=02acab8a-6896-4434-8118-01a8dd7a0c6e

[14] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-IRSN/Documents/IRSN_Livre-Accidents-fusion-coeur_2013.pdf

[15] http://micro.icaunais.free.fr/mat_nucleaire.pdf

[16] http://www.fanc.fgov.be/GED/00000000/3400/3429.pdf ; http://www.asn.fr/Informer/Actualites/Situation-des-reacteurs-de-Doel-3-et-Tihange-2-Belgique

[17] la capacité de la cuve à résister à un effort mécanique en présence d’un défaut, qui dépend fortement de la température, diminue avec l’importance de l’irradiation, donc avec la durée d’exploitation du réacteur. En d’autres termes, la température en dessous de laquelle l’acier de la cuve a un comportement fragile augmente au cours de l’exploitation du réacteur.

[18] http://www-lmdc.insa-toulouse.fr/jfms10/JFMS_PRES/TS2/Defaux_Meister_Pendola.pdf

[19] http://www.global-chance.org/Le-vieillissement-des-installations-nucleaires-un-processus-mal-maitrise-et-insuffisamment-encadre

[20] http://www.greenpeace.org/france/PageFiles/266521/greenpeace-rapport-echeance-40-ans.pdf

[21] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/gp-equipements-sous-pression/Pages/Avis-IRSN-tenue-cuves-reacteurs-900MWe-Comportement-materiaux-irradies.aspx

[22] http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Documents/IRSN-NI-Cuves_francaises_suite_Doel3_24092012.pdf

[23] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/cuves-reacteurs/Pages/4-Detection-defauts-cuves.aspx?dId=9ec47067-0a3e-4284-b818-1cd6b909f399&dwId=02acab8a-6896-4434-8118-01a8dd7a0c6e

[24] http://www.afm.asso.fr/LinkClick.aspx?fileticket=u8hfqfrrufs%3D&tabid=346&mid=1503

[25] http://www.amisdelaterre.be/IMG/pdf/Dossier_Vieillissement_des_centrales_nucleaires_et_securite.pdf, p 3.

[26] On peut voir sur ce lien les "internes" de la cuve de l'EPR : http://france.edf.com/html/epr/rps/chap03/chap03-p474-476.pdf

[27] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/cuves-reacteurs/Pages/4-Detection-defauts-cuves.aspx?dId=9ec47067-0a3e-4284-b818-1cd6b909f399&dwId=02acab8a-6896-4434-8118-01a8dd7a0c6e ;

[28] Rappelons-le, ces défauts datent de la conception de la centrale et ne s’arrangent pas avec le temps. Il faut d’ailleurs se souvenir qu’en septembre 1979, le personnel de la centrale lui-même s’était opposé aux préparatifs de chargement en combustible du réacteur n°1 suite à la détection de défauts sous le revêtement des cuves et sur des soudures de raccordement au circuit primaire4.

[29] http://www.asn.fr/L-ASN/ASN-en-region/Division-de-Lille/Actualites-de-votre-region/Reparation-de-defauts-detectes-dans-la-cuve-du-reacteur-n-1-de-Gravelines

[30] http://www.irsn.fr/FR/expertise/avis/avis-reacteurs/Pages/Avis-IRSN-2013-00014-EDF-Gravelines1.aspx

[31] www.asn.fr/content/download/81696/561738/version/1/file/Avis.pdf

[32] http://www.code-aster.org/V2/UPLOAD/DOC/Presentation/06-Flejou-expose.pdf

[33] http://nucleaire.cea.fr/fr/parc_actuel/amelioration_du_parc.htm

[34] http://nucleaire.cea.fr/fr/parc_actuel/amelioration_du_parc.htm

[35] http://www.stop-tht.org/De-nouvelles-revelations-quant-a.html ; http://lexpansion.lexpress.fr/entreprises/risque-d-accident-majeur-sur-l-epr-de-flamanville_1326453.html ; http://www.asn.fr/Informer/Actualites/L-ASN-controle-la-remise-en-conformite-du-couvercle-de-la-cuve-de-l-EPR-FA3

[36] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-IRSN/Documents/IRSN_reference_Accidents_Graves_REP.pdf,p 17

[37] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-IRSN/Documents/IRSN_reference_Accidents_Graves_REP.pdf, p 26

[38] http://www.irsn.fr/FR/base_de_connaissances/Installations_nucleaires/La_surete_Nucleaire/Les-accidents-nucleaires/accident-tchernobyl-1986/consequences-industrie-nucleaire/Pages/12-Ruines_du_confinement.aspx

[39] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/aktis-lettre-dossiers-thematiques/RST/RST-2002/Documents/Chap01_art4.pdf

[40] http://www.iaea.org/Publications/Magazines/Bulletin/Bull215/French/21502795459_fr.pdf ; http://www.dissident-media.org/infonucleaire/tmi.html

[41] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-accidents-nucleaires/three-mile-island-1979/Pages/sommaire.aspx

[42] http://www.world-nuclear.org/info/tchernobyl/inf07.html

[43] https://www.youtube.com/watch?v=aSfVPXp5Hsw&feature=share&list=PLXTSXXVi6pp7VPenDj34giuC43Yd9p-CO

[44] http://www.fukushima-blog.com/article-selon-un-ingenieur-japonais-l-explosion-du-reacteur-3-etait-une-explosion-nucleaire-92374053.html ; https://www.youtube.com/watch?v=tjEHCGUx9JQ&list=PLEB71E77737DAD778

[45] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/aktis-lettre-dossiers-thematiques/RST/RST-2008/Documents/RST2008-CHO4.pdf

[46] Une analyse menée par l’IRSN, à la suite d’une fuite d’hydrogène qui n’avait toutefois pas provoqué d’explosion, a montré la gravité des dommages qu’auraient pu subir des équipements importants pour la sûreté, et la nécessité d’engager des études visant à réduire ce risque. De plus, depuis 2002, des phénomènes de corrosion affectant des tuyauteries en acier noir véhiculant de l’hydrogène sur les sites ont été constatés et confirment la nécessité d’engager des actions pour traiter les risques d’explosion. 

[47] http://www.asn.fr/Informer/Publications/La-revue-Controle/Controle-n-186-Le-controle-des-equipements-sous-pression-des-reacteurs-nucleaires

[48] http://lenergeek.com/2012/10/09/controle-de-la-cuve-la-machine-d%E2%80%99inspection-en-service-mis/

[49] http://www.asn.fr/Informer/Publications/La-revue-Controle/Controle-n-186-Le-controle-des-equipements-sous-pression-des-reacteurs-nucleaires, p 11

[50] LE REEXAMEN DE SURETE DES REACTEURS A EAU SOUS PRESSION DE 900 MWE A L’OCCASION DE LEURS TROISIEMES VISITES DECENNALES, Rapport DSR N° 285, 2008, p. 17. 

[51] Ibidem, p 10.

[52] http://www.gazettenucleaire.org/1993/125_16.html

[53] http://www.asn.fr/Informer/Actualites/Aptitude-au-service-des-cuves-des-reacteurs-de-900-MWe

[54] http://www.dissident-media.org/infonucleaire/cuves.htm

[55] http://www.dissident-media.org/infonucleaire/surte_reac.html

[56] http://www.irsn.fr/FR/connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/cuves-reacteurs/Pages/3-Conception-fabrication-cuves.aspx?dId=9ec47067-0a3e-4284-b818-1cd6b909f399&dwId=02acab8a-6896-4434-8118-01a8dd7a0c6e

[57] http://world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Nuclear-Power-in-the-World-Today/

[58] http://www.la-croix.com/Actualite/Economie-Entreprises/Economie/L-energie-nucleaire-recule-dans-le-monde-2013-11-27-1067085

[59] http://observ.nucleaire.free.fr/com-fuku-3ans-declin.htm

[60] http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/Publications_documentation/BDD_publi/DSR/SAGR/Documents/rapport_RetD_AG_VF.PDF

[61] http://rue89.nouvelobs.com/2009/11/08/nucleaire-prolonger-la-vie-dun-reacteur-en-changeant-sa-cuve-125006

[62] http://www.nuclear-transparency-watch.eu/fr/activites/conclusions-de-la-conference-sur-le-vieillissement-des-centrales-en-europe.html

[63] http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/Documents/Reacteurs/Rapport-GP-ND_IRSN-2012-009.pdf

[64] Ibidem, p 38.

[65] http://www.mediapart.fr/journal/france/290314/50-de-nucleaire-en-2025-letat-parle-de-fermer-vingt-reacteurs

[66] https://www.lenergieenquestions.fr/hollande-et-merkel-daccord-pour-cooperer-sur-la-transition-energetique/

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