Comment vieillissent les centrales nucléaires ?

Je préfère parler durée de service et durée de vie, le vieillissement est souvent synonyme de délabrement ce qui n’est pas le cas ici. Explications.

La durée de service d’un matériau ou d’un ouvrage correspond au moment où il atteint un critère qui constitue l’arrêt de son utilisation. Ce qui ne veut pas dire qu’il n’est plus utilisable. Dans les Eurocodes (Code de génie civil), on appelle ça la « durée d’utilisation » :

« Durée pendant laquelle une structure ou une de ses parties est censée pouvoir être utilisée comme prévu en faisant l’objet de la maintenance escomptée, mais sans qu’il soit nécessaire d’effectuer des réparations majeures ».

La durée de vie est associée à la ruine d’un matériau ou d’un ouvrage. Cela signifie que seule un remplacement de l’élément ou une reconstruction/réparation majeure permettra le fonctionnement de l’élément en question. Pour une centrale nucléaire, cela correspondrait à l’impossibilité de remplacer un élément majeur de l’installation comme la cuve du réacteur. On peut appliquer ce principe à beaucoup de choses : les véhicules, les ouvrages, les centrales de production d’énergie (ENr inclus).

J’en profite pour faire un point sur la « durée de vie » des centrales qui aurait été spécifiée à leur conception. Elle n’existe pas.

Et c’est l’ASN qui le dit :« Sur le plan strictement réglementaire, les autorisations d’exploiter les centrales nucléaires ne sont pas limitées dans le temps. »
source

Ce qui a été délivré, c’est une autorisation d’exploiter. C’est comme pour une autoroute : l’exploitation ne signifie pas la fin de vie. On est dans le même cas. C’est potentiellement renouvelable si les exigences de sûreté sont respectées. Une centrale nucléaire est constituée d’ouvrages de génie civil et de matériels ; ces éléments pouvant être importants pour la sûreté ou non, remplaçables ou non. La durée de vie de la centrale est dépendante de ceux qui seront : non remplaçables et importants pour la sûreté.

Chaque élément d’une centrale nucléaire est dimensionné en fonction de son environnement, des sollicitations courantes ET accidentelles ainsi que de son importance pour la sûreté. Pour les éléments importants pour la sûreté, comme la cuve du réacteur et l’enceinte de confinement, le dimensionnement est réalisé avec une marge importante. Ce qui permet de prendre en compte d’éventuels aléas.

La surveillance continue, les contrôles périodiques et finalement les tests réalisés pendant la visite décennale, permettent d’anticiper le vieillissement, de vérifier qu’il correspond à l’attendu, de prévoir la durée de service de l’élément en question. (image EDF Flamanville).

La plupart des éléments et systèmes importants pour la sûreté sont redondants (doublés, triplés voire quadruplés) et remplaçables. En cas de dysfonctionnement, un autre système peut prendre le relais, avec des matériels fonctionnement différemment, chaque élément redondant étant séparé physiquement pour éviter qu’un même événement ne les rende indisponible. Donc ces éléments ne constituent pas un critère de fin de vie de la centrale. Exemple : les générateurs de vapeur.

Ce principe est précisé dans l’Article 3.1 de l’arrêté du 7 février 2012. Source

On récapitule : quel que soit l’élément (génie civil ou matériel), un programme de surveillance est mis en place et, si nécessaire, une maintenance ou un remplacement lorsque cela est possible. Mais deux éléments ne peuvent pas être remplacés, et sont déterminant pour la durée de vie de la centrale : l’enceinte de confinement et la cuve du réacteur.

Commençons par l’enceinte de confinement.

Je vous mets ici le lien vers l’article correspondant sur le sujet.

Petit rappel sur les ouvrages de génie civil : ils sont dimensionnés sur la base de codes de construction spécifiques. Aujourd’hui ce sont les Eurocodes, le RCC-CW de l’AFCEN (plus spécifique au nucléaire), etc. Ces codes sont ensuite adaptés en fonction des ouvrages. Même si on ne considérait que les Eurocodes, non spécifiques au nucléaire, ceux-ci permettent la construction d’ouvrages ayant une durée de service de 50 à 100 ans.

Et la durée de vie ? le temps qu’un ouvrage en béton armé ne s’effondre est beaucoup plus long. La durée de service est fonction de l’ouvrage ou de certaines règles de sécurité. Voilà pour le rappel.

L’enceinte de confinement est donc un ouvrage conçu pour résister à des sollicitations extrêmes. Les exigences relatives à sa durée de service sont donc élevées. Etant donné la surveillance dont elle fait l’objet, en continu via des capteurs intégrés dans les parois, l’éventuelle formation de fissures est surveillée et anticipée afin de réaliser les travaux de maintenance préventive si nécessaire. La fissuration du béton est un processus inhérent au matériau, ce n’est pas un signe de vieillissement. Si ces fissures restent de l’ordre de l’esthétique elles n’ont absolument aucune influence sur l’ouvrage. La surveillance réalisée permet d’anticiper très en amont d’éventuelles évolutions de la structure. Autant vous dire que ce n’est pas le point faible de la centrale…

Deuxième élément non remplaçable, important pour la sûreté : la cuve du réacteur.

Ce serait donc l’élément déterminant la fin de vie d’une centrale nucléaire.
La cuve fait partie du circuit primaire, 2e barrière de sûreté après la gaine des crayons du combustible. Elle fait l’objet d’une attention toute particulière de la part de l’exploitant et de l’ASN. Elle est constituée d’un corps de cuve et d’un couvercle. Le corps de cuve est constitué de pièces forgées et usinées (viroles, calotte de fond, brides et tubulures), soudées entre elles et protégées par un revêtement en acier inoxydable de 7mm déposé en surface intérieur.

Celle-ci est soumise aux conditions de température et de pression du circuit primaire à savoir une température entre 290 et 325°C et une pression de 155 bars. Elle est également soumise à l’irradiation neutronique associée aux réactions nucléaires se produisant au cœur du réacteur.

L’irradiation provoque une augmentation de la dureté de l’acier et une évolution de ses caractéristiques mécaniques en traction et à la rupture. C’est l’évolution de la ductilité du matériau qui est contrôlée, pour éviter d’atteindre le seuil de fragilisation, que ce soit en condition normale d’exploitation ou en condition accidentelle.

Petit schéma de l’ASN. « RT » est la température de transition ductile/fragile.

Pour améliorer les connaissances vis-à-vis de ce modèle et le recaler si nécessaire, des éprouvettes représentatives de l’acier de la cuve et de ses soudures ont été installées dans des capsules placées sur l’enveloppe de cœur du réacteur. Ces éprouvettes subissent une irradiation supérieure à celle reçue par la cuve : elles sont plus proches du cœur. Elles sont prélevées et testées régulièrement pour vérifier et anticiper l’évolution des propriétés mécaniques de l’acier de la cuve. On vérifie ainsi le modèle.

La cuve du réacteur est également surveillée en continue, les capteurs sont eux-mêmes dédoublés et diversifiés (ils sont considérés comme importants pour la sûreté). Elle est également testée et contrôlée de plusieurs manières pendant la visite décennale. C’est d’ailleurs grâce à ces contrôles que l’ASN a pu se positionner sur certains défauts. Attention, ne pensez pas qu’un défaut sur un matériau est synonyme de défaillance. Cela dépend des contraintes appliquées, de l’état global du matériau et bien sûr des exigences imposées.

Certains éléments de la cuve sont réparables ou remplaçables dans une certaine limite : viroles et couvercle par exemple. Globalement, une défaillance de la cuve conduira à l’arrêt de l’exploitation, parce qu’EDF ne conçoit pas aujourd’hui de remplacer la cuve du réacteur. Et je pense en effet que ce serait très compliqué pour diverses raisons.

Les essais réalisés lors de la visite décennale sont un test complémentaire qui permet à l’ASN, en plus des éléments de contrôle continu, de déterminer si la centrale peut continuer à produire ou non. Si les exigences en termes de sûreté sont respectées. C’est la « démonstration de sûreté ».

Donc pour conclure, l’élément qui pourrait conduire à la fin d’exploitation d’une centrale nucléaire serait la cuve du réacteur. L’autre cas que j’identifie serait une évolution importante des exigences de sûreté qui ne pourraient pas être suivies par les conceptions passées. Mais jusque là ça n’a pas été le cas en France.

Les exigences de sûreté évoluent avec le temps et le retour d’expérience international, comme ce fût le cas à chaque incident ou accident nucléaire.

A chaque fois qu’elles ont évolué les exploitants ont mis en place les mesures nécessaires. C’est le cas avec le Grand Carénage, on est dans un processus de maintenance tout à fait standard, associé à une remise à jour des installations au regard de nouvelles exigences de sûreté.

Il faut donc arrêter de parler de délabrement des centrales nucléaires parce que ce n’est pas le cas. Le vieillissement est une évolution normale de tout matériau et de toute structure. Et cela peut prendre 50 voire 100 ans, l’essentiel est qu’il soit anticipé et contrôlé. Vous n’êtes pas convaincus ? aller donc visiter une centrale nucléaire. Faites vous votre propre avis. Ne soyez pas dépendants des marchands de peur ou de ceux qui souhaitent simplement orienter votre opinion. Les visites sont organisées régulièrement dans l’année. A vous de voir !

 

Petit lien vers les Thread Twitter :

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