Les réacteurs de production d’électricité exploités en France à la fin des années 1990 sont tous de la filière utilisant de l’oxyde d’uranium légèrement enrichi, éventuellement mélangé à de l’oxyde de plutonium, modérés et refroidis à l’eau légère sous pression, la vapeur entraînant la turbine étant produite dans des générateurs de vapeur. Ce sont donc des réacteurs à eau sous pression (REP).
Comme cela est présenté dans d’autres articles (B 3 800 et B 3 810 notam- ment) c’est l’exploitant qui est le premier responsable de la sûreté de son installation. Il doit cependant en justifier devant l’autorité de sûreté française représentée par la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires (DSIN). Ces principes sont conformes aux recommandations internationales et, notamment, à la Convention Internationale sur la Sûreté, ratifiée par la France. L’analyse technique des dossiers justificatifs présentés par les exploitants est effectuée par des organismes d’expertise dont, principalement, l’Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire (IPSN). Cet article ne revient pas sur cette organisation ni sur les procédures d’autorisation décrites par ailleurs mais se centre sur des aspects plus techniques.
La sûreté des centrales nucléaires actuellement en service dépend :
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de leur conception d’origine et de la qualité de leur réalisation ;
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du vieillissement des installations ;
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des améliorations apportées au cours du temps à cette conception ;
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des conditions de leur exploitation et, plus généralement, de la culture de sûreté de l’ensemble des intervenants et de leur hiérarchie.
Le respect des règles de conception et d’exploitation définies pour ces installations est destiné à leur assurer un niveau de sûreté élevé.
Il est ensuite possible d’évaluer, par le calcul, la probabilité de fusion du cœur, accident susceptible de provoquer des rejets significatifs dans l’environnement. Grâce aux précautions de conception, de construction et d’exploitation ce phénomène est rare et l’expérience ne permet pas de vérifier la pertinence du résultat global de ces calculs.
Par contre, l’observation de l’exploitation d’un parc important de centrales nucléaires et les incidents et anomalies qui se produisent sont des indicateurs du niveau de sûreté. Leurs conséquences radiologiques réelles sont le plus souvent nulles. L’analyse de ces incidents, dont certains peuvent avoir un caractère précurseur de situations plus sérieuses, permet de définir des mesures correctives propres à éviter leur répétition. L’homme joue évidemment un rôle essentiel dans la prévention, la détection et la gestion de ces anomalies et incidents. Il peut quelquefois aussi les provoquer.
Enfin la sûreté n’étant pas une notion figée, des examens globaux périodiques (tous les 10 ans environ) permettent de s’assurer que le niveau de sûreté recherché à l’origine est bien atteint et ne s’est pas dégradé — notamment du fait du vieillissement des installations — et que le retour d’expérience a bien été utilisé. La comparaison avec les objectifs de sûreté les plus récents peut conduire à décider des améliorations supplémentaires sans qu’il s’agisse de demander aux installations ayant un certain âge d’être conformes à ce qui est demandé aux installations actuelles et futures. Pourtant, si le décalage s’avérait inacceptable et impossible à combler, une décision d’arrêt pourrait être prise. Ce n’est pas le cas actuellement.
Retour d’expérience, réexamen de la sûreté, évaluations probabilistes conduisent à un bilan de sûreté favorable à ce jour. Aucun rejet significatif de produits radioactifs vers l’environnement ne s’est produit en quelques 800 années-réacteurs de fonctionnement des réacteurs à eau français. Mais ces performances ne seront maintenues que par la poursuite et le développement de l’attitude de vigilance de tous les acteurs de la sûreté (personnels d’exploitation et de maintenance, organismes centraux de l’exploitant, concepteurs et organismes de sûreté) qui manifesteront ainsi leur culture de sûreté.
