Centrale nucléaire : des études probabilistes essentielles à la sûreté

Produire jusqu’à 1 650 MWe pendant soixante ans avec un niveau de sûreté inégalé… La feuille de route des réacteurs de troisième génération, les EPR, est ambitieuse. « Pour y parvenir, les concepteurs intègrent des EPS dès l’étape projet », expose Gabriel Georgescu, expert des EPS de niveau 1. Ces études doivent justifier que la probabilité de fusion du cœur est inférieure à 10^-5 (ou 1/100 000) par année de fonctionnement du réacteur, confirmer la qualité des choix de conception – la suffisance des redondances par exemple –, confirmer le caractère extrêmement improbable des accidents avec rejets rapides et massifs dans l’environnement, et faire émerger des dispositions de conception nouvelles pour réduire les risques.
À la suite de considérations probabilistes, deux groupes électrogènes d’ultime secours, en plus des quatre diesels principaux, et une seconde source froide pour les situations accidentelles ont été intégrés à la conception de l’EPR de Flamanville 3 (Manche).
Pour expertiser les EPS de ce réacteur, entre 2006 et 2018, l’IRSN développe ses propres études, puis compare les enseignements tirés avec ceux d’EDF. Ce travail permet d’engager un dialogue technique avec l’énergéticien et aboutit à plusieurs avis, dans le cadre de l’autorisation de création puis en préparation de la mise en service, et à des améliorations. Par exemple, « le contrôle commande est amélioré pour fonctionner dans toutes les situations », illustre l’expert.

Lors des réexamens périodiques de sûreté, les experts apprécient le niveau de sûreté d’une installation et définissent les modifications à mettre en œuvre, à l’aune de connaissances actualisées et des meilleures pratiques en vigueur.
Entre 2004 et 2009, à l’occasion du réexamen périodique associé aux troisièmes visites décennales des réacteurs de 900 MWe, EDF réalise notamment des EPS de niveau 2 pour évaluer les risques de rejets en cas d’accident de fusion du cœur. L’Institut les expertise et poursuit le développement de ses propres études, lancées à la fin des années 1990. En particulier, pour évaluer le comportement des enceintes de confinement, les spécialistes de l’IRSN recourent à des modèles en cascade, dits multi-échelles. « Le travail débute avec le modèle complet de l’enceinte, puis se focalise sur l’emplacement du point faible identifié. La modélisation se poursuit vers des structures individuelles – fourreau, couche de recouvrement dite liner, etc. – et parvient aux boulons fermant le tampon d’accès matériel de l’enceinte. Cette démarche permet d’isoler, depuis un ensemble, une singularité susceptible de favoriser un rejet direct de radioactivité, décrit Georges Nahas, expert des EPS. En l’occurrence, nos calculs révèlent une mauvaise résistance à la déformation du tampon d’accès matériel. »
Les études sont validées en les comparant à des essais sur maquette, à l’échelle un quart, d’une enceinte de confinement, réalisés à Sandia National Lab, aux États-Unis.
L’analyse pointe des améliorations possibles et l’industriel en tient compte : les boulons sont modifiés à partir de la visite décennale des réacteurs et les joints de remplacement du tampon d’accès matériel utilisent un matériau plus robuste aux changements de température et de pression.

En mars 2021, à la centrale de Cruas-Meysse (Ardèche), un réacteur est à l’arrêt pour rechargement du combustible. Le cœur est déchargé et le circuit primaire est partiellement vidangé. Un opérateur ouvre par erreur une vanne d’un circuit relié au circuit primaire. Cette erreur conduit à une injection incontrôlée d’eau claire (c’est-à-dire sans bore) dans le circuit primaire. Après rechargement en combustible, lors du redémarrage du réacteur, la mise en service des pompes du circuit primaire aurait pu entraîner l’envoi de ce volume d’eau claire vers le cœur du réacteur où le manque de bore aurait pu conduire à un emballement de la réaction nucléaire en chaîne. Plusieurs erreurs vont avoir lieu mais la dilution est arrêtée à temps et l’incident n’a pas de conséquences.
Un « événement significatif pour la sûreté » est déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Les experts de l’IRSN l’analysent. La fusion du cœur aurait été une conséquence possible si l’injection d’eau claire s’était prolongée, mais avec quelle probabilité ? Les experts l’évaluent à l’aide d’une étude EPS de niveau 1. Ils estiment tout d’abord, en tenant compte des circonstances, la probabilité d’injection d’un volume d’eau claire plus important. « Il y avait ensuite une chance sur deux que l’eau claire accumulée ne soit pas évacuée avant rechargement du combustible, et une chance sur trois que la première pompe du circuit primaire mise en route pousse l’eau claire au contact du combustible. Le produit de ces valeurs donne la probabilité finale », décrypte Mioara Georgescu, experte en sûreté et EPS. Compte tenu du résultat, l’IRSN considère l’événement comme un précurseur d’accident méritant un renforcement des parades. « Le référentiel de l’exploitant doit être renforcé par une ligne de défense supplémentaire. L’avis publié en 2022² fait des propositions : vidanger la tuyauterie en amont de la pompe du circuit primaire activée en premier, bannir l’utilisation de l’eau claire... », propose l’experte.

Dans une centrale nucléaire, les opérateurs exécutent quotidiennement de nombreuses actions. Quelles conséquences en cas d’erreur ? « Contrairement aux défaillances matérielles, pour lesquelles nous avons des données statistiques, les actions des opérateurs requièrent des modélisations. C’est l’objet des études probabilistes de la fiabilité humaine [EPFH] », détaille Ali Said, expert de cette approche faisant partie intégrante des EPS. Il s’agit d’évaluer la probabilité d’échec – défaut de réalisation ou action inopportune – d’une action humaine qui aurait des conséquences en cas d’incident ou d’accident.
Absence de lumière, stress, encombrement... En cas de problème, tout se corse. « Les EPFH prennent en compte la réalité du terrain, clarifie l’expert. Elles prennent aussi en compte les interactions entre les opérateurs. » In fine, elles conduisent à des améliorations de sûreté. Une expertise portant sur l’accident hypothétique de perte totale des alimentations électriques est menée lors de la seconde visite décennale des réacteurs de 1 450 MWe situés à Chooz (Ardennes) et Civaux (Vienne). Pour éviter la fusion du cœur dans ce cas, les opérateurs doivent mettre en œuvre dans un certain délai une série d’actions permettant un appoint en eau au cœur. Les experts EPFH prennent en compte des conditions représentatives – absence de lumière, lampes frontales, difficultés d’accès… –, parcourent les consignes de conduite des opérateurs et estiment la durée des actions prévues : préparer la pompe pour l’appoint en eau, etc. Le délai pour éviter la fusion du cœur est dépassé. À la suite de ce travail⁴, un appoint en eau par une autre pompe faisant partie des mesures post-Fukushima et actionnable depuis la salle de commande (donc rapidement) sera prévu par EDF.  
La difficulté des EPFH consiste à disposer de valeurs pertinentes pour les durées nécessaires à la réalisation des actions et les probabilités d’erreur humaine. À cet égard, les experts de l’IRSN étudient les incidents ou accidents survenus dans le passé, font des observations de terrain ou interrogent des opérateurs pour disposer de données et de modèles à l’état de l’art.
« À force d’identifier et de réduire les risques dominants, le risque global diminue progressivement, conclut Emmanuel Raimond. Les EPS contribuent ainsi à faire avancer la sûreté. » Elles seront mises en œuvre pour le programme de construction de réacteurs EPR2 et pour les futurs petits réacteurs modulaires (Small Modular Reactor, SMR).

1. Rapport WASH 1400 https://www.osti.gov/biblio/7134131

2. Avis IRSN 2022-00060

3. Avis IRSN 2021-00190

4. Avis IRSN 2021-00182