L’IFSN contrôle le plan de projet d’Axpo pour l’évaluation de la cuve du réacteur de Beznau 1
Axpo a remis aujourd’hui un plan de projet auprès de l’Inspection fédérale de la sécurité nucléaire (IFSN). Ce plan traite du procédé pour la caractérisation et l’interprétation des indications dans le matériau de base de la cuve du réacteur de Beznau 1. L’IFSN contrôlera ce plan et impliquera dans cette optique un groupe international d’experts.
L’exploitant doit indiquer dans le plan de projet lors de quelles étapes et par quelle méthode il souhaite caractériser et interpréter les indications. L’IFSN vérifiera désormais le plan quant à son intégralité. Elle évaluera en particulier si la méthode sélectionnée suffit pour pouvoir donner un avis fiable sur l’intégrité de la cuve de pression du réacteur. Elle rédigera une prise de position à ce propos.
Aussitôt qu’Axpo aura remis les documents concernant la caractérisation et l’évaluation, l’IFSN les examinera également. Elle rédigera une prise de position sur l’évaluation de l’intégrité structurelle de la cuve de pression de Beznau 1.
Expertise externe supplémentaire
Pour son évaluation des données d’Axpo, l’IFSN recueillera également l’avis d’un groupe international d’experts. Pour cette raison, elle a décidé, rapidement après l’annonce des indications, d’engager un comité d’examen international. L’autorité de surveillance a alors fait des demandes à des experts internationaux reconnus. Ils possèdent des connaissances approfondies concernant les démonstrations 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.
La participation des experts est prévue en deux étapes. En plus du plan de projet, les spécialistes contrôleront aussi lors de la deuxième phase les analyses et l’évaluation d’Axpo. Les interprétations des résultats des mesures non destructives, des essais de matériaux ainsi que des analyses en mécanique de structure et de rupture en tenant compte des indications mesurées constituent alors des thèmes à traiter.
« Nous prendrons en compte les recommandations des experts dans notre prise de position », explique Georg Schwarz, chef du domaine de surveillance « centrales nucléaires » à l’autorité de surveillance. « L’IFSN est responsable de la décision concernant une éventuelle poursuite du fonctionnement de Beznau 1. »
Membres du comité d'examen international
- Tim Williams, auparavant actif pour Rolls Royce plc (Grande-Bretagne)
- Guy Roussel, Agence fédérale de contrôle nucléaire / Bel V (Belgique)
- Mark Kirk, US Nuclear Regulatory Commission NRC (Etats-Unis)
- Hans Vandriessche, Vinçotte Belgium (Belgique)
- Hans-Jakob Schindler, Mat-Tec AG Winterthur (Suisse)
- Randy Nanstad, Oak Ridge National Laboratory ORNL (Etats-Unis)
- Isabelle Delvallée-Nunio, Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire IRSN (France)
- Eberhard Roos, auparavant actif pour l’Institut d’essai des matériaux de l’Université MPA de Stuttgart (Allemagne)
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