La cuve de pression d’un réacteur est la partie la plus importante d’une centrale nucléaire et ne doit pas faillir. Pour cette raison l’exploitant Axpo a dû prouver en détail que les indications de défauts découvertes en été 2015 dans le matériau de base de la cuve de pression du réacteur de Beznau 1 n’influencent pas négativement la sécurité.

Ce justificatif, Axpo a été à même de le fournir maintenant, comme a pu en juger l’IFSN après l’avoir vérifier. Le groupe d’experts internationaux entré en fonction en 2015 à la demande de l’IFSN arrive à la même conclusion : « Nous pouvons ainsi affirmer avec conviction que la cuve de pression du réacteur de Beznau est sûre », résume Hans Wanner, le directeur de l’IFSN. « Du point de vue de la sécurité technique, rien ne s’oppose à ce que Beznau 1 soit à nouveau raccordée au réseau ».

• L‘International Review Panel

  Rapidement après que les indications de défauts ont été connues, l’IFSN a décidé de mandater un groupe international d’experts, le groupe d’experts internationaux (IRP), en vue d’accompagner son processus d’examination. L’autorité de surveillance a alors fait des demandes à des experts internationaux reconnus qui possèdent des connaissances approfondies concernant les justifications d’intégrité de cuves de pression de réacteurs, l’étude des matériaux, la fabrication de grosses pièces forgées et les méthodes de contrôle non destructif notamment.

  Les experts de l’IRP ont ainsi aussi bien examiné le planning du projet, que les analyses et l’évaluation réalisée par Axpo. Les thèmes se sont articulés autour de l’évaluation des résultats des mesures non destructives, les examens de matériaux, ainsi que les analyses de structure et de mécaniques de rupture en tenant compte des indications mesurées.

  Les membres du groupe d’experts internationaux IRP

  • Tim Williams, 39bhr Limited (anciennement Rolls Royce plc) (Grande-Bretagne)
  • Guy Roussel, Bel V (Belgique)
  • Mark Kirk, US Nuclear Regulatory Commission NRC (USA)
  • Hans Vandriessche, Vinçotte Belgium (Belgique)
  • Hans-Jakob Schindler, Mat-Tec AG Winterthur (Suisse)
  • Randy Nanstad, R&S Consultants LLV (ehemals Oak Ridge National Laboratory ORNL) (USA)
  • Isabelle Delvallée-Nunio, Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire IRSN (France)
  • Eberhard Roos, anciennement Materialprüfungsanstalt Universität MPA Stuttgart (Allemagne) jusqu’en 2016

  Profil d‘exigences

  • Connaissances détaillées des prescriptions de fabrication et de contrôle de la réglementation nucléaire suisse et/ou américaine, autour des années soixante et aujourd’hui, pour des pièces forgées lourdes
  • Connaissances détaillées des techniques de fonderie et de forgeage d’aciers de cuves de pression de réacteurs des années soixante ainsi que des possibles imperfections du matériau
  • Connaissances détaillées concernant le traitement thermique d’aciers de cuves de pression de réacteurs de la série A508 aussi bien dans le cadre de la fabrication que pour la réduction de la fragilisation neutronique
  • Contrôles par ultrasons sur de lourdes pièces forgées avec placage, classement de défauts réels, potentiels et limites des procédures spécifiques
  • Interprétation d’indications par ultrasons dans de lourdes pièces forgées avec placage
  • Connaissances détaillées pour déterminer et évaluer le comportement de fragilisation induit par des neutrons pour des aciers de cuves de pression de réacteurs, en particulier des aciers de cuves de pression de réacteurs utilisés auparavant, en tenant compte d’imperfections
  • Vue d’ensemble de l’état de la science et de la technique ainsi que connaissances détaillées des règles de la technique concernant le groupement de défauts dans le cadre de démonstrations en mécanique de rupture
  • Evaluation en mécanique de rupture de défauts liés au matériau dans des aciers de cuves de pression de réacteurs en tenant compte de conditions de défaillances englobantes, démonstrations concernant les chocs thermiques sous pression

Etendue des indications étudiées en profondeur

L’IFSN avait exigé en 2015 qu’Axpo analyse, caractérise et évalue les mesures par ultrasons signalant des indications de défauts dans l’acier de la cuve de pression du réacteur. C’est la raison pour laquelle, dans un premier temps, Axpo a précisé ses premières mesures avec une méthode plus affinée. En tout, 119 indications ont été mesurées dans la tubulure de cuve B, et 3519 dans la virole de cœur supérieure C. Aucune indication n’a été observée dans la virole de cœur inférieure D.

Par la suite, Axpo s’est concentré sur une poursuite de l’examen de la virole de cœur supérieur C. Elle a enregistré le plus d’indications, se trouve le plus près du cœur du réacteur, et ainsi comprend le plus important taux de fragilisation du métal par irradiation parmi toutes les parties composant la cuve de pression du réacteur. Cette virole fait partie de celles qui sont le plus sollicitées en cas de défaillance du liquide de refroidissement.

Les examens par ultrasons ont montré que les indications s’amassaient presque exclusivement dans le quart inférieur de cette virole de coeur supérieur C, et qu’ils formaient en partie des amas.

Indications identifiées comme étant des inclusions d’oxyde d‘aluminium

« Puisqu’il n’est pas possible de prendre des grands échantillons de la cuve de pression du réacteur pour voir ce qui a causé ces mesures par ultrasons, Axpo a dès lors décidé de faire réaliser une copie de cette virole C », explique Georg Schwarz, directeur remplaçant de l’IFSN et responsable du domaine Centrales nucléaires. Cette réplique a été produite selon les mêmes procédés de fabrication employés dans les années 60 lors de la production de la cuve de pression du réacteur de Beznau 1.

Les examens par ultrasons de la réplique ont montré une image comparable avec celle obtenue lors de l’examen de la virole originale C de la cuve de pression du réacteur. Des examens métallurgiques du matériau composant la copie ont permis de confirmer que les mesures faites par ultrasons sont bel et bien causées par des inclusions d’oxyde d’aluminium.

Les inclusions d’oxyde d’aluminium n’ont pas d’influence négative sur les propriétés du matériau

Le centre de la justification de sécurité est constitué par la preuve selon laquelle les inclusions d’oxyde d’aluminium n’ont pas d’influence négative sur les propriétés du matériau, et ainsi non plus sur la sécurité. Pour le prouver, Axpo a testé 130 échantillons sous la surveillance d’experts techniques indépendants. Lors de ce test de matériel, aucune différence n’a été constatée entre les échantillons contenant des inclusions d’oxyde d’aluminium, et ceux qui n’en contenaient pas.

Pour la plupart des domaines, dans lesquels des indications de défauts ont été observées dans la virole C de la cuve de pression du réacteur, il a pu être prouvé à l’aide de matériel de la réplique et avec des images par ultrasons comparables (distribution d’amplitude et densité des mesures) que la température de référence de transition ductile-fragile de la résilience n’est pas influencée. Seulement pour certains domaines avec des amplitudes plus élevées, un nombre insuffisant d’échantillons a pu être analysé. Ces domaines d’indications ont été remplacés par des fissures, et leur admissibilité a été évaluée selon la mécanique de rupture.

L’oxyde d’aluminium n’a pas d’influence négative sur la rupture par fragilisation

Ensuite, Axpo a mené des examens microscopiques approfondis sur les propriétés chimiques locales de l’acier. Il s’agissait ici de pouvoir écarter la possibilité que des enrichissements possibles avec différentes éléments qui sont connus pour influencer la fragilisation de l’acier ne se soient produits.

Aucun de ces enrichissements n’a été trouvé, ni dans l’entourage immédiat des inclusions d’oxyde d’aluminium, ni dans le matériau entre les inclusions. Ainsi, il a pu être établi que l’oxyde d’aluminium n’a pas d’influence négative sur la fragilisation de l’acier.

La virole C remplit comme par le passé les conditions de l’Ordonnance du DETEC sur la méthode et sur les standards de la vérification des critères de la mise hors service provisoire d’une centrale nucléaire. La température de référence de transition ductile-fragile de la résilience se trouve en dessous de la valeur limite. Pour la détermination de la température de référence de transition ductile-fragile de la résilience, la méthode dite «master curve » a été employée. « Elle correspond à l’état actuel de la science et de la technique et est acceptée mondialement », explique Georg Schwarz.

• La méthode master curve

  Avec la méthode master curve, la ténacité du métal est transmise à travers des essais de mécanique de rupture. Il s’agit d’une méthode moderne employée dans le monde entier, car elle repose sur la science des matériaux. Les essais se basent sur des échantillons dans lesquelles une fissure est appliquée par vibration. Lorsque l’échantillon se rompt, diverses valeurs de mesure sont enregistrées à partir desquelles la température de référence de rupture fragile peut être déterminée directement.