La sûreté nucléaire

Les grands principes de la sûreté nucléaire

La sûreté nucléaire est l'ensemble des dispositions techniques, humaines et organisationnelles mises en œuvre à toutes les étapes de la vie d'une centrale nucléaire pour protéger, en toutes circonstances, la population et l'environnement contre une éventuelle dispersion de produits radioactifs.

Ces dispositions sont prises en compte dès la conception de l'installation, intégrées lors de sa construction, renforcées et toujours améliorées pendant son exploitation. Elle repose sur la mise en place de lignes de défense successives et indépendantes, que l'on appelle la défense en profondeur.

Des contrôles stricts et réguliers

Pour s'assurer du respect des exigences de la réglementation, l'État a chargé l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) du contrôle de cette sûreté nucléaire. Elle est la seule habilitée à autoriser la mise en service ou la poursuite de l'exploitation d'une centrale nucléaire en France.

En plus des contrôles internes, les inspecteurs de l'ASN effectuent plus de 450 contrôles par an, de manière programmée ou inopinée, sur l'ensemble des installations. Ces installations sont également régulièrement évaluées au regard des meilleures pratiques internationales par les inspecteurs et experts de l'Agence Internationale de l'Énergie Atomique (AIEA).

Les 3 barrières de sûreté

Dès la conception, un réacteur nucléaire est doté d'une série de barrières étanches successives.

La gaine des crayons combustibles
Cette enveloppe étanche qui entoure les pastilles d'uranium constitue un premier rempart contre la dispersion des produits radioactifs contenus dans le combustible. Elles sont étanches et résistent à de fortes contraintes mécaniques et thermiques.

L'enveloppe du circuit primaire
En acier inoxydable très épais, elle maintient l'étanchéité de ce circuit qui refroidit les crayons combustibles grâce à l'eau qui y circule en boucle fermée.

L'enceinte de confinement
Elle est constituée d'une paroi en béton armé revêtue d'une peau interne en acier dans les centrales 900 MW et de 2 parois en béton dans les centrales 1 300 et 1 450 MW. Elle est capable de résister à une certaine pression et à des agressions extérieures.

La maîtrise de la réaction en chaîne

La marche d'un réacteur peut être contrôlée avec précision. Pour le faire démarrer, pour l'arrêter, pour le faire fonctionner à différents niveaux de puissance, on agit sur l'intensité de la réaction en chaîne par l'absorption plus ou moins importante des neutrons.

Pour ce faire, deux solutions sont utilisées :

• des grappes de commandes (ou barres de contrôle) plus ou moins insérées dans le réacteur
• une concentration en bore (un matériau qui a la propriété d'absorber les neutrons) dans l'eau du circuit primaire plus ou moins importante

En cas de situation anormale, les grappes chutent automatiquement et arrêtent le réacteur en quelques secondes.

Les autres éléments de la sûreté

Au niveau des systèmes

• la redondance
  Tous les systèmes de sûreté sont doublés ou triplés, voire quadruplés comme dans le cas de l'EPR, alors même qu'un seul suffirait. Si l'un d'eux ne fonctionne pas, le système en réserve s'y substitue. Les appareils de mesure sont triplés voire quadruplés dans certains cas.
• la diversification
  Certaines fonctions de sûreté sont assurées par des matériels différents, de façon à éviter qu'une cause unique de défaillance n'affecte en parallèle plusieurs des systèmes.
• la séparation physique
  Systèmes et matériels redondants sont installés dans des locaux séparés physiquement afin de les prémunir d'événements qui pourraient rendre simultanément indisponibles deux systèmes ou matériels ayant la même fonction.

Au niveau de l'exploitation

• la maintenance et le retour d'expérience
  L'expérience acquise pendant l'exploitation, les progrès technologiques et les contrôles permettent de moderniser les équipements et les installations et contribuer ainsi au principe de défense en profondeur.
• la formation des intervenants
  Toutes les centrales sont équipées de simulateurs, répliques de la salle des commandes où les jeunes embauchés et les salariés plus anciens s'entraînent à répondre à toutes les situations. Les pilotes de réacteurs suivent en moyenne 6 semaines de formation par an pour garantir le niveau de sûreté.
• la prise en compte des risques externes
  Après tout événement important en France ou à l'international (séisme, inondation, tsunami...), un réexamen spécifique de sûreté est effectué.

Ainsi, suite à l'accident de Fukushima de mars 2011, des Évaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) ont été menées à la demande de l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) sur 5 domaines : inondations, séismes, perte d'alimentation électrique, perte de la source d'eau, gestion d'un accident grave.

L'objectif : tester des scénarios extrêmes dont les conséquences dépasseraient par leur ampleur les situations prises en compte lors de la conception des installations et des réexamens de sûreté successifs.

Une Force d'Action Rapide Nucléaire (FARN) a également été créée pour intervenir dans les 24 heures pour rétablir ou pérenniser le refroidissement des réacteurs en cherchant à éviter la fusion du cœur et tout rejet significatif.

Les systèmes de sûreté en situation accidentelle

Plusieurs systèmes de sûreté sont prêts à intervenir en situation accidentelle. Ils ont pour but de maintenir la sûreté en cas de défaillance des autres circuits :

• le circuit d'alimentation de secours des générateurs de vapeur pallie les défaillances éventuelles du circuit normal d'alimentation en eau
• le système d'injection de sécurité assure l'injection de bore et le refroidissement du cœur en cas de brèche sur le circuit primaire entraînant une fuite d'eau
• le circuit d'aspersion de l'enceinte a pour but de faire baisser la pression et la température dans le bâtiment réacteur