Ce qui se passe à Taishan n’est pas un événement anodin

Comme l’expliquent nos amis du CAN-Ouest, l’incident survenu sur le réacteur EPR de Taishan en Chine est loin d’être un détail. Il révèle une faiblesse structurelle de ce type de réacteurs et surtout donne à voir l’impasse dans laquelle s’est engagée la filière nucléaire.

Le Collectif STOP-EPR ni à Penly ni ailleurs considère cet incident comme suffisamment sérieux pour effectivement poser la question de l’opportunité de la poursuite du programme EPR ici et ailleurs.

Au regard des nombreuses publications de l’Autorité de contrôle et de l’Institut de radioprotection depuis 20 ans sans oublier la documentation proposée par le Groupes permanents d’experts et le Haut Comité, il apparaît que l’exploitation du parc nucléaire fait face à une crise systémique qu’il est dans l’incapacité de traiter.

La filière nucléaire se heurte à une limite technologique

Une dégradation du combustible dans la cuve du réacteur aurait occasionné à Taishan des émission de gaz rares dans le bâtiment réacteur puis des rejets. Du combustible fourni par Framatome serait en cause.

Un tel événement n’est pas rare. Bien au contraire, il n’est que le dernier épisode en date d’une longue série qui débute à la fin du siècle dernier. En effet EDF afin de réduire le cout d’exploitation du parc veut depuis la fin des années 1990 augmenter le taux de combustion des combustibles c’est-à-dire la durée de leur utilisation dans le réacteur avant déchargement.

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Ce faisant EDF et son complice AREVA se sont trouvés face à une difficulté technique non négligeable. Les gaines de combustible utilisées alors ne résistaient guère à ce nouveau mode d’exploitation. Ainsi le Zircaloy 4 a cédé progressivement la place à un nouvel alliage le M5.

D’aucuns pouvaient imaginer que tout irait pour le mieux dans le meilleur des mondes… Il n’en est rien. Les problèmes continue de se poser comme le donne à voir la littérature technique tant de l’AIEA que de l’Institut de radioprotection.

Des assemblages de combustibles toujours aussi fragiles

En exploitation, une grande partie des sollicitations subies par les gaines résultent des évolutions locales de puissance dues aux transitoires normaux d’exploitation (suivi de charge, fonctionnement prolongé à puissance réduite…).

Lors de ces transitoires, dans un crayon combustible, les dilatations thermiques différentes des pastilles de combustible et de la gaine peuvent conduire à endommager ce crayon, le corroder, notamment par interaction entre les pastilles de combustible et la gaine. De plus, si le dégagement, dans les volumes libres du crayon, de gaz de fission hors des pastilles reste faible jusqu’à une combustion d’environ 30 GWj/t, il augmente rapidement au-delà, ce qui conduit à une augmentation de la pression interne dans le crayon.

Par ailleurs, selon le matériau des gaines, un allongement des crayons combustibles au cours du fonctionnement du réacteur peut aussi apparaître jusqu’à créer une interférence mécanique avec les embouts de leurs assemblages. Par ailleurs, l’assemblage lui-même peut, en cas d’allongement excessif, interférer avec la plaque supérieure du cœur.

D’autres sollicitations potentiellement dommageables pour les gaines sont à considérer, telles que celles qui sont liées aux conditions de maintien des crayons dans les cellules des grilles des assemblages, qui peuvent être altérées sous irradiation et qui, dans certaines conditions, peuvent entraîner des vibrations des crayons et in fine une perte d’étanchéité de gaines.

Les assemblages combustibles, d’une hauteur de l’ordre de quatre mètres, peuvent se déformer latéralement sous l’effet des chargements hydrauliques et mécaniques, de l’irradiation et de la température. Contrairement à cette déformation latérale des assemblages qui concerne tous les crayons de ces assemblages, le terme fléchissement est utilisé pour désigner une déformation affectant un crayon, se produisant entre deux grilles de l’assemblage, et consistant en une arcure de la portion du crayon concerné ; ce phénomène est pris en compte dans la démonstration de sûreté depuis la conception initiale des réacteurs de 900 MWe.

https://www.irsn.fr/FR/expertise/avis/2014/Pages/Avis-IRSN-2014-00270-EDF-Zircaloy-4.aspx#.YM4kdugzaiM

Le bon comportement des structures des assemblages revêt de plus une importance toute particulière pour la maîtrise de la réactivité, car leurs déformations latérales peuvent freiner, voire empêcher, la chute correcte des grappes absorbantes dans leurs tubes-guides.

Des conséquences notables sur la conduite des réacteurs difficilement évaluables

Somme toute la fameuse première barrière de confinement de la radioactivité n’est pas si robuste que d’aucuns le prétendent. C’est même un mythe au vu de ce qui circule dans les circuits primaires des réacteurs et dégradent les générateurs de vapeur.

La présence de produits de fission dans l’eau du circuit primaire indique la présence, dans le coeur du réacteur, de crayons combustibles dont la gaine n’est pas étanche.

En effet, en fonctionnement normal, les produits de fission formés dans la matrice combustible restent prisonniers au sein des crayons : s’ils peuvent sortir de cette matrice, tels que ceux sous forme gazeuse (xénon, krypton), ils demeurent confinés dans la gaine étanche et s’accumulent dans les volumes libres du crayon, dont l’espace situé entre les pastilles et la gaine (aussi appelé jeu pastille-gaine). Mais une augmentation notable de la radioactivité de l’eau du circuit primaire traduit sans ambiguïté un défaut d’étanchéité d’une ou plusieurs gaines et la sortie subséquente de produits de fission présents dans le(s) jeu(x) pastille-gaine.

Le problème majeur rencontré pour la fixation des seuils résulte de la difficulté d’évaluer correctement l’état de la première barrière de confinement au cours d’un cycle de fonctionnement.

En effet, il n’existe pas de méthode simple permettant de déterminer, à partir des données aisément accessibles (principalement les mesures de la radioactivité de quelques-uns des principaux produits de fission), l’état des gaines des crayons combustibles, en termes de nombre et de taille des défauts. La radioactivité relâchée par un défaut dépendant de nombreux paramètres inconnus a priori (taille, position, thermohydraulique locale, taux de combustion et puissance du crayon…) et les phénomènes physiques de relâchement des produits de fission étant encore imparfaitement compris, les modèles de « prédiction » des défauts à partir de la radioactivité de l’eau du circuit primaire présentent des incertitudes significatives et le nombre et la taille des défauts ne peuvent être déterminés de façon fiable qu’a posteriori, après arrêt du réacteur et déchargement des assemblages.

https://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications-documentation/collection-ouvrages-IRSN/Documents/Element%20s%C3%BBret%C3%A9%20REP%20avant-propos.pdf

Par ailleurs, au-delà du relâchement direct des produits de fission (notamment gazeux) initialement contenus dans les volumes libres du crayon, les conséquences d’une perte d’étanchéité de la première barrière de confinement peuvent être beaucoup plus importantes.

Des risques majeurs pour la sûreté et la radioprotection

Ainsi, en cas de défaut d’étanchéité d’une gaine, dit défaut primaire, l’eau du circuit primaire peut pénétrer dans le jeu pastille-gaine et s’y vaporiser ; des phénomènes de radiolyse, d’oxydation de la paroi interne de la gaine et d’oxydation des pastilles vont alors se produire, donnant naissance à de l’hydrogène. Avec le temps, une quantité importante d’hydrogène pourra être absorbée par la gaine et conduire à des défauts dits secondaires dans celle-ci.

En cas de rupture de gaine importante, de l’eau peut pénétrer sous forme liquide dans le jeu pastille-gaine et éroder le combustible, provoquant alors la dissémination de particules solides de combustible dans le circuit primaire. Dans des cas extrêmes, du combustible peut sortir sous forme de fragments de pastille, voire de pastilles entières.

Le combustible disséminé ne reste que très peu en suspension dans le fluide primaire, mais se dépose sur les parois des composants du circuit primaire, et, plus particulièrement, dans les zones d’échanges thermiques (assemblages combustibles, tubes des générateurs de vapeur…). Si la part du combustible déposée sur les assemblages combustibles sera éliminée du circuit primaire au cours des arrêts de tranche suivants, du fait des opérations de remplacement normal du combustible, la quantité de matière
disséminée hors du coeur se stabilisera après quelques cycles du fait de phénomènes d’érosion, de solubilisation et de redéposition, pour persister jusqu’au démantèlement du réacteur. Une telle dissémination est donc caractérisée par son caractère quasi irréversible, dans le sens qu’une partie du combustible disséminé restera présente dans le circuit primaire et donc à l’extérieur de la première barrière de confinement, cela pendant toute la durée de fonctionnement du réacteur.

De plus, une partie de la matière combustible se trouvant exposée au flux neutronique, il se produit des fissions – et donc des produits de fission –, directement dans l’eau du circuit primaire.

Enfin, une dissémination de combustible entraîne une contamination du fluide primaire par des émetteurs α. En particulier, le combustible disséminé a en général été soumis, pendant une fraction de cycle au moins, au flux neutronique au sein du coeur du réacteur. Par captures neutroniques, il y a eu formation, dans ce combustible, d’isotopes transuraniens émetteurs α et cela d’autant plus que la combustion massique qui a été atteinte est élevée. Ces radioéléments vont alors contaminer les composants du circuit primaire et la fraction déposée dans les zones soumises au flux neutronique verra son activité α augmenter rapidement.

Ainsi, en plus des produits de fission émetteurs de rayonnements γ et β, la dissémination de combustible entraîne la présence dans le circuit primaire d’émetteurs α posant des problèmes spécifiques en termes de radioprotection des travailleurs (risque de contamination interne) et de rejets (les concentrations d’émetteurs α dans les effluents liquides et dans les effluents gazeux doivent rester inférieures aux limites de détection dont les valeurs sont fixées, pour chaque centrale, dans une décision de l’Autorité de sûreté nucléaire).

En 2002, des spécifications radiochimiques plus contraignantes que celles qui ont été indiquées ci-dessus ont été adoptées pour l’ensemble du parc électronucléaire à la suite des dégradations d’assemblages combustibles constatées en 2000 dans le réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Cattenom (réacteur de 1 300 MWe), imputables au phénomène de fretting, qui avaient affecté 92 crayons (principalement de 3e cycle et, dans une moindre mesure, de 2e cycle) : le seuil de déclenchement d’une surveillance accrue par l’indicateur « somme des gaz » a été fixé à 50 GBq/t, son dépassement entraînant en particulier un renforcement de la surveillance
de l’activité massique α du fluide primaire et des mesures du rapport des activités massiques des isotopes 134 et 137 du césium avec un seuil d’amorçage sous 48 heures du repli du réacteur vers un état d’arrêt associé à ce rapport. Les seuils adoptés en 1997 concernant l’équivalent d’iode 131 n’ont pas été modifiés. Concernant l’iode 134, le seuil d’enclenchement de la surveillance accrue a été abaissé à 2 GBq/t, le seuil d’amorçage sous 48 heures du repli vers l’arrêt du réacteur restant à 10 GBq/t.

Rien n’y fait les problèmes demeurent et s’approfondissent

La généralisation de l’usage du M5 pour les gaines de combustible à la fin des années 2000 n’a pas tenu ses promesses. Ainsi l’Institut de radioprotection, après avoir émis des réserves marquées sur l’usage de cet alliage pour tous les paliers en 2008, publie un avis pour le moins sévère en 2014 relatif à l’usage dans tous les 1300 MWe d’assemblages en M5 en gestion de combustible Gemmes. Est visé en particulier le risque de déformation des assemblages…

Les événements n’ont fait que s’accumuler depuis un peut partout sur le parc entrainant des conséquences plus ou moins graves. L’an dernier à Paluel, EDF a été contraint de décharger un cœur neuf devenu inutilisable en raison de dépôts sur les assemblages. A Civaux en décembre 2020 s’est produit un événement qui rappelle ce qui a eu lieu à Taishan.

La quête de taux de combustion toujours plus grand afin d’exploiter pleinement le combustible se heurte donc à une sorte de plafond de verre technique. Les gaines s’usent, elles se déforment et parfois elles rompent quand elles restent trop longtemps dans la cuve. La technologie EPR réputée plus sûre et plus robuste ne change rien à cela. L’EPR reste un vulgaire réacteur à eau pressurisé où les assemblages de combustibles subissent les mêmes sollicitations en cuve que dans les autres réacteurs de conception plus anciennes.

On peut même dire que les risques sont plus importants pour l’EPR dans la mesure où la quantité de combustible est plus importante comme le donne à voir ce document relatif au réacteur Flamanville 3 :

Mais c’est bien à un problème générique qui touche l’ensemble du parc auquel nous avons affaire. Le problème est suffisamment grave pour que l’Autorité de contrôle ait réuni en juin 2017 le Groupe permanent d’expert “réacteurs” afin d’envisager de solutions :

Tout cela est très intéressant voire rassurant d’un certain point de vue… sauf que l’on est en présence de réacteurs _ quel que soit leur palier _ dont les cuves et les équipements sous pression ne sont dans un état très satisfaisant. Ainsi la cuve de l’EPR de Flamanville présente quelques écarts des plus préoccupants. Un peu partout dans le parc sont utilisés des équipements plus ou moins bien conçus et d’autres présentant des signes d’usure inquiétants. « En dépit du soin extrême apporté à la conception, une trentaine de ‘défauts de fabrication’ ont été identifiés à ce jour dans l’ensemble du parc français »,

Si on cumule tous ces petits problèmes, il apparaît que le parc n’est pas dans un si bon état que l’Autorité de contrôle l’a laissé entendre devant l’OPESCT. On constate même que des objets métalliques circulent dans des circuits primaires fragilisant un peu plus encore les gaines de combustibles. Ce fut le cas en 2020 au Tricastin alors que depuis 2019 des problèmes se posent avec les assemblages de combustible Mox. Ce n’est guère mieux ailleurs comme le donne à voir le rapport de sûreté publié récemment :

L’ASN considère qu’EDF a assuré en 2020, pour l’ensemble des centrales nucléaires, une gestion globalement satisfaisante de l’intégrité de la première barrière, constituée par la gaine des crayons de combustible.

Les progrès constatés en 2019 en matière de maîtrise du risque d’introduction de corps étrangers dans le circuit primaire, pouvant par la suite détériorer la première barrière, se sont poursuivis en 2020.

Le nombre de réacteurs dont un ou plusieurs assemblages présentent des défauts de gainage a été similaire à l’année précédente. L’ASN sera attentive aux résultats des investigations réalisées par EDF sur les assemblages de combustible concernés et à ce que les enseignements en soient tirés pour améliorer leur conception, leur fabrication et leur exploitation.

Dans le cadre du traitement de l’obsolescence des cellules de ressuage des bâtiments du combustible, dans lesquelles les assemblages sont contrôlés, l’ASN sera également attentive à la bonne réalisation de l’ensemble des opérations de maintenance effectuées sur ces équipements. Cette attention sera maintenue jusqu’au déploiement des nouvelles cellules de ressuage mobiles actuellement en conception.

https://www.asn.fr/annual_report/2020fr/

Une réponse proportionnée s’impose

Cet ultime avatar de la dégradation de l’exploitation des réacteurs nucléaires survenu en Chine est pour le moins significatif. La quête de taux de combustion toujours plus grand a usé les équipements et se heurtent à des limites techniques.

La mise en œuvre de la filière EPR ne change strictement rien à ce problèmes. Bien au contraire, elle peut en accroitre les effets dans la mesure où des suspicions fortes existent sur les cuves des EPR alors que la quantité de combustible qui y est chargée est plus importante que dans les réacteurs des paliers les plus anciens.

Il conviendrait donc que la Ministre en charge de l’énergie au vu des risques causé par la dégradation des gaines des assemblages recommandent un audit de la gestion des combustibles dans les réacteurs d’EDF ici et ailleurs de manière à déterminer une stratégie robuste de réduction des risques à la source.

Cet audit doit concerner plus spécifiquement le réacteur EPR de Flamanville où le combustible vient d’être livré. Une vérification de chaque assemblage par l’Autorité de contrôle et l’Institut de radioprotection s’impose avant tout chargement. Et une surveillance renforcée des assemblages sera nécessaire si EDF décide un jour de démarrer ce réacteur…

Il conviendra alors d’observer de manière pluraliste et transparente les résultats de cet audit dans la continuité du débat qui a eu lieu au sein du GPE réacteur en 2017 afin de déterminer s’il est acceptable de conserver des taux de combustion élevé dans les réacteurs, s’il ne conviendrait pas de mettre en œuvre de nouveaux gainage au vu de la fragilité du M5.

Cela aura probablement un cout. C’est celui de la sûreté et de la radioprotection que l’exploitant doit à tou(te)s…