Article

1 - ORIGINES DU PROCESSUS AP913 DÉVELOPPÉ PAR L’INPO

2 - ÉTAPES DU PROCESSUS AP913 DÉVELOPPÉE PAR L’INPO

3 - RETOUR D’EXPÉRIENCE DES EXPLOITANTS AVEC LA DÉMARCHE AP913

4 - EXEMPLE D’APPLICATION AU SYSTÈME DE CONTRÔLE VOLUMÉTRIQUE ET CHIMIQUE (RCV)

5 - CONCLUSION

6 - GLOSSAIRE

Article de référence | Réf : SE1671 v1

Méthode AP913 de maintenance basée sur la fiabilité des centrales nucléaires américaines

Auteur(s) : Gilles ZWINGELSTEIN

Relu et validé le 11 janv. 2023

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RÉSUMÉ

Cet article présente le processus «Equipment Reliability Process Description AP913» développé par l’INPO (Institute of Nuclear Power Operations) aux USA. L’AP913 fournit une intégration des méthodes de fiabilité appliquées aux équipements pour maintenir de façon efficace des niveaux élevés de sûreté et de disponibilité des centrales nucléaires. Après un rappel des origines et des définitions, les étapes de l’organigramme de la procédure AP913 font l’objet de développements. Le système de contrôle chimique volumétrique (RCV) d’une centrale à eau pressurisée illustre cette démarche. La conclusion fournit les recommandations et les évolutions en cours pour la mise en œuvre de l’AP913.

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Auteur(s)

  • Gilles ZWINGELSTEIN : Ingénieur de l’École nationale supérieure d’électrotechnique, d’électronique, d’informatique et d’hydraulique et des télécommunications de Toulouse (ENSEEIHT) - Docteur-Ingénieur Docteur ès Sciences - Professeur associé des universités en retraite, Université Paris Est Créteil, France

INTRODUCTION

Cet article, s’adressant à des lecteurs ayant des connaissances de base sur la maintenance industrielle et la production d’énergie d’origine nucléaire, présente le contenu de la méthode AP913 (Advanced Process 913) développée par l’INPO (Institute of Nuclear Power Operations) pour la maintenance des centrales nucléaires américaines. L’INPO a publié un guide de recommandations intitulé « Reliability Process Description AP913 » qui fournit un cadre pour mettre en œuvre une procédure relative à la fiabilité des équipements pour aider les exploitants américains à améliorer la sûreté et la disponibilité de leurs centrales. La première section fournit les origines de cette démarche et précise le contexte de l’exploitation des centrales nucléaires aux États-Unis. L’AP913 étant spécifique aux centrales nucléaires, le fonctionnement des centrales à eau pressurisée et à eau bouillante est fourni de façon succincte. Dans cette même section et compte tenu du fait que la production d’électricité d’origine nucléaire comporte des risques, les éléments indispensables à la maîtrise du process de l’AP913 seront rappelés. Ils concernent les organismes réglementaires pour l’exploitation des centrales nucléaires américaines, la sûreté et la fiabilité de l’exploitation des centrales nucléaires à eau pressurisée américaines, les systèmes de sûreté et de sauvegarde d’une centrale nucléaire, le concept de défense en profondeur, les études probabilistes de sûreté (EPS), la Maintenance Rule et l’échelle INES de l’AIEA. La seconde section présente les six étapes générales de la démarche indispensables pour réaliser le processus de gestion des actifs que représente une centrale nucléaire (Asset Management). C’est la réunion de toutes ces étapes qui constitue le processus de l’AP913. De façon similaire à la méthode de maintenance basée sur la fiabilité MBF de Nowlan et Heap développée en 1978, trois étapes concernent l’évaluation et l’identification des composants critiques, la mise en place de la maintenance préventive et l’amélioration continue de la fiabilité de l’équipement. Trois étapes supplémentaires assurent la cohérence pour le processus global de la gestion des actifs : le suivi des performances, les actions correctives, la planification à long terme et la gestion du cycle de vie. Cette seconde section explicite le contenu des actions et des questions à poser identifiées par leur repère dans l’organigramme détaillé de l’AP913. Le suivi de cette procédure est indispensable pour réaliser une maintenance conforme à l’AP913. La troisième section présente le bilan de la mise en place de l’AP913 dans plusieurs sites nucléaires. Le bilan indique que les accroissements de la sûreté, de la fiabilité et de la disponibilité sont effectivement obtenus. En revanche, les volumes de tâches de surveillance, d’entretiens préventifs et de remplacements augmentent de façon très significative. La quatrième section prend comme exemple le système de contrôle volumétrique et chimique (RCV) d’une centrale à eau pressurisée qui assure des fonctions critiques en fonctionnement normal et incidentel. Les tâches de maintenance pour un robinet à commande motorisée sont proposées à partir d’un canevas de maintenance et de tableau d’AMEC et d’une logique de sélection inspirée de la MBF.

La conclusion de l’article propose une synthèse sur les spécificités de l’AP913 et souligne la nécessité de disposer de banques de données et des logiciels de traitement pour faciliter son déploiement. Elle insiste également sur l’engagement du management à fournir tous les moyens humains et financiers pour pérenniser cette démarche pendant toute la durée de vie de la centrale. Compte tenu de son efficacité démontrée aux États-Unis où elle a vu le jour, l’AP913 est adoptée dans d’autres pays produisant de l’énergie d’origine nucléaire et fait l’objet de révisions et d’adaptations. Par ailleurs, d’autres secteurs industriels commencent à s’intéresser à l’AP913 dans le cadre de l’Asset Management en les adaptant à leur stratégie d’entreprise.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-se1671


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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - Institute of Nuclear Power Operations, INPO AP913 -   Equipment reliability process description.  -  AP913, Revision 4, nov. 2001.

  • (2) - KEMENY (J.) -   Report of the president’s commission on the accident at three mile island : the need for change : the legacy of TMI.  -  The Commission, Washington, oct. 1979.

  • (3) - US Nuclear Regulatory Commission, NRC -   Regulations title 10, Code of federal regulations.  -  Washington, janv. 2015.

  • (4) - BLACKBURN (E.) -   Scram ! reactor veteran recalls account of the birth of a key word in the nuclear vernacular.  -  ORNL Reporter, Oak Ridge National Laboratory, vol. 19, sept. 2000.

  • (5) - US Nuclear Regulatory Commission, NRC -   10 CFR 50.65 : requirements for monitoring the effectiveness of maintenance at nuclear power plants.  -  Washington, juil. 1991.

  • (6)...

1 Sites Internet

Site de l’EPRI qui permet d’accéder à la PMBD – Preventive Maintenance Basis Database http://pmbd.epri.com (page consultée le 23 décembre 2015)

Site de la NRC qui permet d’accéder à EPIX http://nrcoe.inl.gov (page consultée le 23 décembre 2015)

Site de la Curtiss – Wright Corporation qui permet d’accéder à la banque de données Readily Accessible Parts Inventory Database (RAPID™) http://www.rapidpartsmart.com (page consultée le 23 décembre 2015)

Site de la Curtiss – Wright Corporation qui permet d’accéder à la banque de données OIRD (Obsolete Items Replacement Database ) http://nova.cwfc.com/services/spokes/pdf:ObSolutionsBrochure.pdf (page consultée le 23 décembre 2015)

Site du groupe de travail sur l’obsolescence : NUOG Nuclear Utility Obsolescence Group http://www.nuog.org (page consultée le 23 décembre 2015)

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