Visite décennale des réacteurs nucléaires

La visite décennale des réacteurs nucléaires est un arrêt de tranche (arrêt de la production pour changer une partie du combustible nucléaire) particulier car il est associé à des essais et tests spécifiques de grande ampleur. Lors de la visite décennale est également réalisé un réexamen périodique de sûreté (en anglais periodic safety review), il s'agit d'un bilan réglementaire approfondi permettant d’analyser le respect des nouvelles normes depuis la dernière visite décennale, ainsi que la prise en compte du retour d’expérience du parc nucléaire mondial. La durée d’une VD est de 5 mois environ.

En France

En France, chaque réacteur nucléaire a une visite décennale environ tous les 10 ans (dépend de la longueur des « cycles » entre deux rechargements). Comme à chaque arrêt de tranche pour rechargement, cela donne lieu à des interventions à l’occasion de l’arrêt du réacteur visité pendant lesquels trois types d’opérations sont réalisées : le rechargement du combustible nucléaire, la maintenance et les modifications de matériels[1], auxquels se rajoutent pendant une visite décennale des essais de grande ampleur (voir paragraphe « étapes techniques »).

Selon EDF, les visites décennales durent une centaine de jours, soit environ deux fois plus longtemps qu’un arrêt pour simple rechargement du combustible. La sous-traitance des activités de maintenance, qui représente 80 à 85 % du volume total[2], emploie sur l’ensemble du parc nucléaire français environ 20 000 intervenants extérieurs[3] surnommés les « nomades du nucléaire »[4].

Étapes techniques

Une visite décennale d’un réacteur nucléaire comprend 3 phases majeures :

épreuve hydraulique du circuit primaire
pendant laquelle la pression est portée à environ 200 bars au lieu des 155 bars de pression nominale d’exploitation[5].
inspection de la cuve du réacteur
à l’aide d’un robot muni d’outils de contrôle de l’intégrité de toutes soudures et du revêtement[6]
épreuve enceinte
ou test de résistance de l’enceinte en béton qui entoure le bâtiment réacteur, gonflé à 4 ou 5 fois la pression atmosphérique par une dizaine de compresseurs[7].

Organismes acteurs dans une visite décennale

Lors d’une visite décennale, l’ASN possède, selon la loi française, la responsabilité de faire part de sa position sur l’aptitude du réacteur à la poursuite d’exploitation, sans toutefois que cet avis ne constitue une autorisation pour dix ans[8]. L’ASN, pour conforter sa position, s’appuie sur l’institut de recherche IRSN et sur des groupes permanents d’une trentaine d’experts (GPR) nommés par l’ASN. Le GPR comprend des actifs et des retraités du nucléaire et des professionnels du génie civil ou du facteur humain[9].

À la demande des Commissions locales d’Informations, le Groupement des scientifiques pour l’information sur l’énergie nucléaire (GSIEN) a réalisé des expertises indépendamment d’EDF lors de certaines visites décennales.

Parc français des réacteurs nucléaires
Carte des centrales françaises en activité, classées selon leur puissance
Calendrier de construction des centrales nucléaires françaises
Âge en 2020 des réacteurs nucléaires français à partir de la date de mise en service[10],[11].

En 2011, la France compte 19 centrales nucléaires en exploitation pour un total de 58 réacteurs nucléaires. Ces réacteurs sont de la filière à eau pressurisée. Le parc des 58 réacteurs est constitué de :

Calendrier des visites décennales

/« La date qui conditionne une visite décennale est celle de l’épreuve hydraulique du circuit sous pression (EHY)[12]. Une EHY n° 0 est faite avant d’installer la première recharge de combustible. À la fin du premier cycle d’usure de ce combustible, une visite compète (VC) est réalisée au cours de laquelle une nouvelle épreuve hydraulique est effectuée (EHY n° 1). La date de cette EHY n° 1 conditionne la visite décennale à venir. Lors de cette VD une nouvelle EHY doit être faite, qui, à son tour, reconditionne la programmation de la VD suivante »[12].

NB * : les dates en italique sont les dates prévisionnelles calées généralement et au plus tard, après 10 ans d’exploitation depuis la VD précédente (épreuve hydraulique du circuit primaire), donc en tenant compte des arrêts d’exploitation pendant la période considérée[13]. En raison de l’ouverture du marché, les ajustements des dates d’arrêt programmé ne sont généralement pas annoncés à l’avance pour raisons commerciales (impact potentiel sur le prix du kWh).

L’année indiquée est celle du début de l’arrêt pour visite décennale.

Nom du réacteur Palier Mise en service 1re visite décennale 2e visite décennale 3e visite décennale 4e visite décennale 5e visite décennale[14]
BELLEVILLE-1 P’4 1988 2000[2] 2010[15] 2020[16]
BELLEVILLE-2 P’4 1989 1999[2] 2009[17] 2019[18]
BLAYAIS-1 : CP1 1981 1992[2] 2003[19] 2012[20] 2022[21] ?
BLAYAIS-2 CP1 1983 1993[2] 2003[2] 2013[22] ?
BLAYAIS-3 CP1 1983 1994[2] 2004[2] 2014[23]
BLAYAIS-4 CP1 1983 1995[2] 2005[24] 2015[25]
BUGEY-2 CP0 1979 1990[26] 2000[2] 2010[27] 2020[16] ?
BUGEY-3 CP0 1979 1991[26] 2002[2] 2013[28] ?
BUGEY-4 CP0 1979 1990[26] 2001[2] 2011[29] 2020[16]
BUGEY-5 CP0 1980 1991[26] 2001[2] 2011[30] 2022[31]
CATTENOM-1 P’4 1987 1997[2] 2006[32] 2016[33]
CATTENOM-2 P’4 1988 1998[2] 2008[34] 2018[35]
CATTENOM-3 P’4 1991 2001[2] 2011[36] 2021[37]
CATTENOM-4 P’4 1992 2003[2] 2013[38]
CHINON-B-1 CP2 1984 1994[2] 2003[2] 2013[39] ?
CHINON-B-2 CP2 1984 1996[2] 2006[40] 2016[41] ?
CHINON-B-3 CP2 1987 1999[2] 2009[42] 2019[43]
CHINON-B-4 CP2 1988 2000[2] 2010[44] 2020[16]
CHOOZ-B-1 N4 2000 2010[45] 2020[16]
CHOOZ-B-2 N4 2000 2009[46] 2019[47]
CIVAUX-1 N4 2002 2011[48] 2021[49]
CIVAUX-2 N4 2002 2012[50] 2022[49]
CRUAS-1 CP2 1984 1995[2] 2005[2] 2015[51] ?
CRUAS-2 CP2 1985 1997[2] 2007[2] 2018[52] ?
CRUAS-3 CP2 1984 1994[2] 2004[2] 2014[53]
CRUAS-4 CP2 1985 1996[2] 2006[2] 2016[54]
DAMPIERRE-1 CP1 1980[55] 1990[55] 2001[55] 2011[56] 2022[57] ?
DAMPIERRE-2 CP1 1981[55] 1991[55] 2002[55] 2012[58] ?
DAMPIERRE-3 CP1 1981[55] 1992[55] 2003[55] 2013[59]
DAMPIERRE-4 CP1 1981[55] 1993[55] 2004[55] 2014[59]
FESSENHEIM-1 CP0 1978 1989[26] 1999 2009[60] / /
FESSENHEIM-2 CP0 1978 1990[26] 2001[61] 2011[62] / /
FLAMANVILLE-1 P4 1986 1997[2] 2008[63] 2018[64]
FLAMANVILLE-2 P4 1987 1998[2] 2008[65] 2019[64]
GOLFECH-1 P’4 1991 2001[2] 2012[66] 2022[67]
GOLFECH-2 P’4 1994 2004[19] 2014[68]
GRAVELINES-1 CP1 1980 1990[26] 2001[2] 2011[69] ?
GRAVELINES-2 CP1 1980 1991[2] 2002[2] 2013[70] ?
GRAVELINES-3 CP1 1981 1992[2] 2002[2] 2012[71]
GRAVELINES-4 CP1 1981 1993[2] 2003[2] 2014[72]
GRAVELINES-5 CP1 1985 1996[2] 2006[73] 2016[74]
GRAVELINES-6 CP1 1985 1997[2] 2008[75] 2020[16]
NOGENT-1 P’4 1988 1998[2] 2009[76] 2019[77]
NOGENT-2 P’4 1989 1999[2] 2010[78] 2020[16]
PALUEL-1 P4 1985 1996[2] 2006[79] 2015[80]
PALUEL-2 P4 1985 1995[2] 2005[81] 2015[82]
PALUEL-3 P4 1986 1997[2] 2007[83] 2018[80]
PALUEL-4 P4 1986 1998[2] 2008[84] 2019[80]
PENLY-1 P’4 1990 2002[2] 2011[85] 2021[86]
PENLY-2 P’4 1992 2004[2] 2014[87]
ST. ALBAN-1 P4 1986 1997[2] 2007[88] 2017[89]
ST. ALBAN-2 P4 1987 1998[2] 2008[90] 2018[91]
ST. LAURENT-B-1 CP2 1983 1996[92] 2005[93] 2015[94]
ST. LAURENT-B-2 CP2 1983 1993[92] 2003[2] 2013[95]
TRICASTIN-1 CP1 1980 1990[26] 1999[2] 2009[96] 2019[97] ?
TRICASTIN-2 CP1 1980 1991[2] 2000[2] 2011[98] 2021[99] ?
TRICASTIN-3 CP1 1981 1992[2] 2001[2] 2012[100] 2022[101]
TRICASTIN-4 CP1 1981 1992[2] 2004[2] 2014[102]

Incidents lors des visites décennales

En , la deuxième visite décennale du réacteur no 2 de la centrale nucléaire de Fessenheim a révélé un problème de vidange trop rapide de certains réservoirs d’eau, occasionnant un incident de niveau 1 sur l’échelle INES[103].

Le , un agent d’une entreprise prestataire a été contaminé lors de la troisième visite décennale du réacteur no 1 de la centrale nucléaire de Dampierre. Cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES[104]. L’incident n’ayant été déclaré qu’en , soit plus de neuf mois après sa survenance, le Réseau Sortir du nucléaire a porté plainte le car cette déclaration tardive constitue un délit au sens de l’article L 596-27 V du Code de l’environnement[105].

Le lundi , un incident de gammagraphie est survenu au cours du contrôle radiographique d’une soudure d’une tuyauterie dans le bâtiment du réacteur no 1 de la centrale nucléaire du Blayais, à l’arrêt pour sa troisième visite décennale. Cet incident est classé au niveau 1 de l’échelle INES[106].

Le , l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) envisage la poursuite de l’activité des 32 réacteurs de 900 mégawatts (MW) français pour une période supplémentaire de dix ans. Cette prolongation au-delà des quarante ans de fonctionnement retenue lors de leur conception sera autorisée au cas par cas sous condition de mise à niveau de la sûreté des réacteurs comme pour les précédentes prolongations[107]. En effet, tous les dix ans, chaque réacteur est soumis à une remise à niveau et à une inspection (visite décennale) avant toute décision de l’ASN sur une éventuelle prolongation de l'exploitation de dix ans. Selon Le Monde, la situation économique d'EDF est dépendante du résultat de ces procédures et cela pourrait la pousser à minimiser les incidents en contradiction avec la politique de transparence nécessaire à la sûreté des installations. Ce risque, identifié par Le Monde, fait suite aux affirmations d’un lanceur d'alerte concernant la minimisation d’incidents survenus sur le réacteur numéro 1 de la centrale nucléaire du Tricastin (déclaration et classement des incidents: inondation partielle de locaux, dépassement de la puissance nominale au-delà de la tolérance de temps...)[108] qui a passé sa 4e visite décennale en 2019.

Références
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