Projet d’avis de l’ASN relatif à l’anomalie de la composition de l’acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167)

La qualité de la cuve est actuellement défaillante !! Et le principe de protection doit impérativement être appliqué. Areva et EDF ne sont pas dignes de confiance... La protection du public est bien plus importante ! Nous n'avons pas à être pris en otage et à courir de risques, en tant que citoyens français, pour masquer le erreurs de ces deux acteurs de l'industrie. Protégez-nous, protégez vos citoyens ! Sinon nous en paierons tous le prix, et vos enfants aussi...

Vos enfants et leur descendance vous jugerons sévèrement pour les raisons suivantes :
1 - les conditions favorables à un accident nucléaire majeur que l'état français laisse se développer, en toute connaissance des faits, depuis au moins 2005 : Etat désormais incompétent vis à vis d'une technologie qu'il ne sait plus maitriser et vis-à-vis d’exigences de sureté qu’il ne sait plus faire respecter. NB: Plusieurs sites nucléaires sont concernés et pas seulement Flamanville.

2 - les non conformités critiques, identifiées depuis des années à Flamanville (site EPR) ainsi qu'à l'usine Creusot Forge et les manœuvres pour passer outre, au motif de vulgaires enjeux financiers de très courts termes (contrats avec l'Angleterre, la Finlande et la Chine pour vendre leur "minitel" de l'électricité). En clair, dans le nucléaire, si les normes ne sont pas respectées, alors on modifie les normes ou bien on signe des dérogations pour être conforme, malgré tout. Tout ceci s’inscrit parfaitement dans la culture française : on perd le match, puis on accuse l’arbitre ou la pluie et le vent. Bref, on est nul et surtout, on ne se remet pas en question. Nos ainés, qui ont construit les 58 réacteurs existants en 15 ans, ont honte de nous, qui disposons de moyens technologiques nettement plus performants 40 ans plus tard. Désormais, incapables d’en finaliser la construction d’un seul en France en 12 ans de patachonage. Il est où le progrès ?

3 - Une nouvelle génération de réacteurs (EPR), présentée au départ comme sensiblement plus sûre (double enceinte ! récupérateur de corium ! blabla blabla…), se transforme en véritable hypothèque sur la santé publique européenne à court terme. Tout dépendra de la direction des vents dans les semaines suivant l’inévitable accident. L’avantage avec le nucléaire est que la grande majorité des victimes n’est pas encore née le jour de l’accident.

4 - De surcroit, vous prétendez abusivement avoir pour mission de protéger la population et l’environnement. Depuis 2005, les faits démontrant l’inverse se multiplient. Si ce sujet n’était pas dramatique, vous seriez la risée de toute la population européenne.
Une seule décision s’impose désormais : remplacer l’intégralité de la cuve AVANT TOUTE MISE EN SERVICE DE L’EPR.
Qui peut croire à cette fable du remplacement au bout de 7 ans, une fois que la cuve sera bien irradiée et que cette manœuvre hasardeuse reviendra à démanteler le réacteur après usage ? : technique que personne ne maitrise actuellement sans impacter l’environnement, ni les intervenants, ni la population alentours. Souvenez-vous de Brennilis dont le démantèlement n’est toujours pas fini au bout de 30 ans.

Faites donc une cure de testostérone et dotez-vous d’une colonne vertébrale : OSEZ DIRE STOP A CETTE MASCARADE QUI N’A QUE TROP DURÉ !

Pour l'avenir de tous, ne mettez pas en danger l'environnement et notre santé en acceptant des pièces défaillantes pour les centrales nucléaires, qui plus est des pièces maîtresses comme la cuve!
Celle de l'EPR de Flamanville n'est pas aux normes! Elle est dangereuse, le principe de précaution doit prévaloir! AREVA et EDF avaient les capacités de prévoir à l'avance ce problème (depuis 2005!), mais ils ont fermé les yeux et ont laissé faire. Ils se moquent du danger qu'ils font courir à la population et à l'environnement, tant que cela est rentable pour eux économiquement. Ne laissons plus faire ce type d'agissements! Nous pourrons nous en sortir autrement qu'avec le nucléaire!
Je n'accepte pas cette prise de risque que ces deux sociétés nous font courir à tous, pour leur propre intérêt.
NOUS n'acceptons pas!
Merci d'avance d'entendre nos voix!

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être irréprochable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !
• Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !
• La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !
• Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA.

Cette consultation du public est une marque ou une volonté de transparence de l’ASN. Si cela est à leur crédit il n’en demeure pas moins que la confiance accordée à cet organisme doit se mériter aussi. Si les citoyens de notre pays se reposent en majorité sur les avis de l’ASN, il ne faut surtout, surtout pas les tromper. Dans le cas contraire se serait alors une très dangereuse faute susceptible d’engendrer de forts et graves mouvements de contestations si toutefois un accident survenait à l’EPR au cours de son éventuelle exploitation.
Fort heureusement de nombreux avis motivés se multiplie, notamment de la part de la CRIIAD et autres ONG respectables très au fait de ce sujet.
Il faut bien admettre que la confiance en ces organismes indépendants devient à juste raison de plus en plus intense et au dépend de l’ASN.
J’approuve totalement l’impérative nécessité du principe de précaution. STOPPER cette folle aventure voulue par EDF et AREVA.

Cette consultation du public est une marque ou une volonté de transparence de l’ASN. Si cela est à leur crédit il n’en demeure pas moins que la confiance accordée à cet organisme doit se mériter aussi. Si les citoyens de notre pays se reposent en majorité sur les avis de l’ASN, il ne faut surtout, surtout pas les tromper. Dans le cas contraire se serait alors une très dangereuse faute susceptible d’engendrer de forts et graves mouvements de contestations si toutefois un accident survenait à l’EPR au cours de son éventuelle exploitation.
Fort heureusement de nombreux avis motivés se multiplie, notamment de la part de la CRIIAD et autres ONG respectables très au fait de ce sujet.
Il faut bien admettre que la confiance en ces organismes indépendants devient à juste raison de plus en plus intense et au dépend de l’ASN.
J’approuve totalement l’impérative nécessité du principe de précaution. STOPPER cette folle aventure voulue par EDF et AREVA.

Cette consultation du public est une marque ou une volonté de transparence de l’ASN. Si cela est à leur crédit il n’en demeure pas moins que la confiance accordée à cet organisme doit se mériter aussi. Si les citoyens de notre pays se reposent en majorité sur les avis de l’ASN, il ne faut surtout, surtout pas les tromper. Dans le cas contraire se serait alors une très dangereuse faute susceptible d’engendrer de forts et graves mouvements de contestations si toutefois un accident survenait à l’EPR au cours de son éventuelle exploitation.
Fort heureusement de nombreux avis motivés se multiplie, notamment de la part de la CRIIAD et autres ONG respectables très au fait de ce sujet.
Il faut bien admettre que la confiance en ces organismes indépendants devient à juste raison de plus en plus intense et au dépend de l’ASN.
J’approuve totalement l’impérative nécessité du principe de précaution. STOPPER cette folle aventure voulue par EDF et AREVA.

Cette consultation du public est une marque ou une volonté de transparence de l’ASN. Si cela est à leur crédit il n’en demeure pas moins que la confiance accordée à cet organisme doit se mériter aussi. Si les citoyens de notre pays se reposent en majorité sur les avis de l’ASN, il ne faut surtout, surtout pas les tromper. Dans le cas contraire se serait alors une très dangereuse faute susceptible d’engendrer de forts et graves mouvements de contestations si toutefois un accident survenait à l’EPR au cours de son éventuelle exploitation.
Fort heureusement de nombreux avis motivés se multiplie, notamment de la part de la CRIIAD et autres ONG respectables très au fait de ce sujet.
Il faut bien admettre que la confiance en ces organismes indépendants devient à juste raison de plus en plus intense et au dépend de l’ASN.
J’approuve totalement l’impérative nécessité du principe de précaution. STOPPER cette folle aventure voulue par EDF et AREVA.

madame, monsieur,

La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être irréprochable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises : rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !
• Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées ! Ils ont laissé faire dans le silence...comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !
• La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !
• Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies. Le chantier doit être arrêté ! Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA.

Il n'est pas besoin d'être extrêmement calé sur le sujet de l'énergie nucléaire pour percevoir le gouffre ahurissant qu'il y a entre la dangerosité de cette énergie et l'insouciance (certes relative, mais bien réelle) des humains chargés de produire cette énergie. Les catastrophes ayant émaillé l'histoire de l'énergie nucléaire civile nous enseignent que les humains ne peuvent prévoir le pire, ni remédier à ses effets dévastateurs (des régions entières rayées de la carte pour plusieurs décennies, voire plusieurs siècles, des populations lentement décimées par des cancers et autres maladies liées à l'exposition à la radioactivité consécutive aux accidents et à la désinformation orchestrées par les autorités). En témoigne par exemple la coupable passivité des autorités ukrainiennes après Tchernobyl, ou la gestion catastrophique et mensongère de Tepco après Fukushima, ou de manière moins grave (pour le moment), l'incapacité des autorités françaises à respecter la durée d'exploitation des centrales françaises et à fermer la centrale de Fessenheim, conformément à la durée d'exploitation de 40 ans. Les humains ne peuvent pas non plus remédier à la dangerosité des déchets nucléaires, dangerosité qui perdurera longtemps, bien longtemps après la fin de nos civilisations modernes, et qui concernera nos descendants, pour peu que ceux-ci accèdent aux lieux de stockage de ces déchets.

La technologie humaine évoluant, les énergies renouvelables sont de plus performantes et de moins en moins chères. Et dans le même temps, la société civile est de plus en plus soucieuse des problématiques liées à la protection de notre milieu de vie. Se désengager progressivement (mais définitivement) du nucléaire pour se tourner vers les énergies renouvelables est la seule solution qui puisse permettre d'écarter les risques insensés que fait courir l'énergie nucléaire sur les populations et leur environnement. De même, il est assez incroyable de constater que le développement de l'énergie nucléaire fonctionnant au Thorium (un élément quatre fois plus abondant que l'uranium, présentant des risques d'accidents nucléaires et des déchets très fortement réduits) n'ait jamais (semble-t-il) fait l'objet de véritables recherches et développements.

Le budget alloué à la construction de l'EPR a explosé, dus notamment aux multiples problèmes techniques qu'a connus le chantier (avec ce dernier chapître concernant l'acier frelaté de la cuve). Dans ces conditions, il semble qu'une fois encore, EDF et Areva fassent preuve d'une légèreté déconcertante au regard des enjeux pesant sur les populations. Si l'acier s'avère être défectueux, connaissant la dangerosité de l'énergie atomique et notre incapacité à endiguer les catastrophes nucléaires, aucune variable d'ajustement ne devrait être acceptée. Et si ce projet insensé devait se poursuivre, la moindre des choses serait qu'EDF et Areva garantissent que la cuve soit constituée d'acier de qualité optimale (les surcouts devant, selon toute logique, être supportés par les responsables de cet énième faux pas, et non par le contribuable).

L'équation est simple : de par son extrême dangerosité, l'énergie nucléaire ne peut souffrir d'aucune approximation dans sa mise en place et dans son exploitation. Mais l'histoire nous montre que les exploitants ne peuvent garantir une sécurité adéquate, et que les intérêts économiques prennent toujours le pas sur l'intérêt général et sur la sécurité. Dans ces conditions, il me semble suicidaire de poursuivre dans cette voie. L'heure devrait être à la transition énergétique, plutôt qu'à la perpétuation d'une énergie dont l'épée de Damoclès menace à chaque instant la vie de millions d'êtres humains.

un couvercle sur.... une bombe de plus dans le paysage nucléaire français !
"La cuve est la pièce essentielle du réacteur. Sa qualité doit être impeccable ! Or, elle n'a pas les caractéristiques requises :
rien ne permet de surveiller son évolution et de prévenir le risque d'une rupture brutale !
Dès 2005, AREVA et EDF étaient parfaitement au courant que l’usine Creusot Forge d’AREVA n’était pas en capacité de
produire des pièces conformes aux normes de sûreté. C’est pourtant là que les pièces de l’EPR ont été fabriquées !
Comment leur faire confiance ? Les intérêts de l’industrie nucléaire ne doivent pas passer avant la protection des populations !
La cuve ne doit pas être qualifiée avec son acier actuel. Le niveau de sûreté n'est pas satisfaisant, le principe de précaution doit prévaloir !

Nous n'acceptons pas la prise de risque que constitue l'utilisation de pièces comportant des anomalies.
Le chantier doit être arrêté !
Nous, citoyens français, n’avons pas à payer le prix des erreurs stratégiques et techniques d’EDF et AREVA."
(ainsi que de nombreux citoyennes et citoyens , nous tenons nos informations de la part d'Ong et d'organisations citoyennes et civiles qui oeuvrent pour nous tenir informer et AGIR EN DEFENDANT LES DROITS DES HOMMES ET DES FEMMES ET DES ENFANTS, mais aussi des futures générations et luttent pour la préservation de la planète.)
Certains experts industriels ou nucléaires peuvent se targuer de leur connaissances, en jargonner et faire montre
d'arrogance face à notre "ignorance" en la matière, il n'en reste pas moins que cette attitude est déplacée dans cette
espace qui nous permet de nous exprimer en tant que citoyens.

Que l'Asn soit remercié de nous ouvrir un accès au temple de la "sûreté nucléaire".

Commentaires et questions sur les documents supports, appelés et connexes au projet d’avis de l’ASN relatif à l’anomalie de la composition de l’acier du fond et du couvercle de la cuve du réacteur EPR de la centrale nucléaire de Flamanville (INB n° 167) – Référence de la consultation [2017.07.057]

Version corrigée et enrichie de la contribution du samedi 02/09/17 à 00h47.

DOCUMENTS DE REFERENCE

[CODEP 019368]  Rapport au Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Rapport ASN référencé CODEP-DEP-2017-019368 / Rapport IRSN/2017-00011 / Analyse des conséquences de l’anomalie des calottes de la cuve du réacteur EPR de Flamanville sur leur aptitude au service / 15 juin 2017, version publique, 185 pages

[AREVA Ténacité calottes]  Justification de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l'EPR de Flamanville 3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-104-503 / Rév. B du 27 avril 2017, 108 pages

[AREVA Essais mécaniques]  Synthèse des essais mécaniques du programme sacrificiel calottes de cuve EPR FA3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-101-167 / Rév. F du 24 avril 2017, 183 pages

[AREVA Transposition résultats]  Eléments de synthèse relatifs à la transposition des résultats obtenus sur les pièces sacrificielles aux calottes de cuve FA3 / Document AREVA n°D02-ARV-01-104-502 / Rév. B du 18 avril 2017, 135 pages

[CODEP 043888]  Evaluation de la conformité de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / Démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve / Lettre de l’ASN à AREVA référencée CODEP-DEP-2015-043888 /14 décembre 2015, 10 pages

[CODEP 037971]  Rapport au Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Rapport ASN référencé CODEP-DEP-2015-037971 / Rapport IRSN/2015-00010 / Analyse de la démarche proposée par AREVA pour justifier de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / Séance du 30 septembre 2015 / Version publique, 16 septembre 2015, 78 pages

[GPESPN Ténacité calottes]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Avis relatif à la démarche proposée par AREVA pour justifier de la ténacité suffisante des calottes du fond et du couvercle de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 / 30 septembre 2015, 6 pages

[IRSN Fiche technique]  EPR Flamanville 3 - Qualification technique des calottes du couvercle et du corps de la cuve du réacteur / Avis IRSN n° 2015-00118 / 03 avril 2015, 2 pages + Réacteur EPR Flamanville 3 - Qualification technique des calottes du couvercle et du corps de la cuve du réacteur / Fiche technique en support de l'avis IRSN/2015-00118 du 03 avril 2015 référencée FT/AV/PSN /2015-00067, 29 pages

[AREVA HCTISN 2015]  Présentation AREVA au HCTISN / FA3 - Calottes de cuve / 18 juin 2015 - HCTSIN (sic) / 18 juin 2015, 25 diapositives

[CODEP 053426]  Réparation du couvercle de la cuve destinée au réacteur EPR de Flamanville 3. Lettre de suites du GPESPN. / Lettre de l’ASN à AREVA référencée CODEP-DEP-2011-053426 / 17 octobre 2011, 8 pages

[CODEP 044909]  Opérations de réparations du couvercle de la cuve destinée au réacteur EPR de Flamanville 3 / Lettre de l’ASN à la DREAL référencée CODEP-DEP-2011-044909 / Saisine du GPESPN / 16 août 2011, 2 pages

[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Opérations de remise en conformité du couvercle de cuve destiné au réacteur EPR de Flamanville 3 / Synthèse du rapport par l’ASN / Séance du 14 septembre 2011, 6 pages

[GPESPN Avis réparation couvercle]  Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires / Avis relatif aux opérations de réparations du couvercle de cuve destiné au réacteur EPR de Flamanville 3 / 14 septembre 2011, 4 pages

ADRESSES DE TELECHARGEMENT

https://www.asn.fr/L-ASN/Appuis-techniques-de-l-ASN/Les-groupes-permanents-d-experts/Groupe-permanent-d-experts-equipements-sous-pression-nucleaires-GPESPN
https://www.asn.fr/Informer/Actualites/Cuve-de-l-EPR-de-Flamanville-3-nouveau-programme-d-essais
https://www.asn.fr/Informer/Actualites/L-ASN-controle-la-remise-en-conformite-du-couvercle-de-la-cuve-de-l-EPR-FA3
http://www.areva-np.com/FR/businessnews-434/qualite-des-fabrications-des-composants-des-reacteurs-nucleaires-focus-sur-la-cuve-du-reacteur-epr-de-flamanville-3.html
http://www.irsn.fr/FR/expertise/theme/Pages/Avis-rapports-EPR-Flamanville-3.aspx
http://www.irsn.fr/fr/actualites_presse/actualites/pages/20170628_expertise-consequences-anomalie-fabrication-couvercle-et-fond-cuve-epr.aspx
http://www.irsn.fr/FR/expertise/rapports_gp/gp-equipements-sous-pression/Pages/Rapport-ASN-DEP-IRSN_Cuves-EPR-Flamanville3_30092015.aspx
http://www.irsn.fr/FR/Actualites_presse/Actualites/Pages/20150609_Instruction-technique-projet-reacteur-EPR-Flamanville.aspx
http://www.hctisn.fr/article.php3?id_article=168

TEXTE

Monsieur le Président de l’Autorité de Sûreté Nucléaire,

Dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de la cuve du réacteur nucléaire EPR de Flamanville 3 fabriquées par Creusot Forge, les éprouvettes d’essais mécaniques prélevées depuis les calottes sacrificielles UAsup, UKsup et UAinf sont annoncées avoir fait l’objet d’un traitement thermique de détensionnement simulé « équivalent » unique, censé représenter celui subi par les calottes FA3sup et FA3inf au cours de leur fabrication (« traitement de détensionnement requis dans les spécifications d’approvisionnement »), et dont les paramètres communiqués sont les suivants :
- appliqué aux blocs 800 x 400 lors de la découpe des calottes sacrificielles
- vitesse de montée en température jusqu'à 400°C : libre
- vitesse de montée en température à partir de 400°C : 55°C/h maxi
- maintien à 620°C ± 5°C pendant 16h à 16h30
- vitesse de refroidissement jusqu'à 400°C : 55°C/h maxi
- vitesse de refroidissement en dessous de 400°C : libre

[CODEP 019368] : pages 42, 45, 49 (Tableau 10), 184, 185
[AREVA Ténacité calottes] : pages 79, 80
[AREVA Essais mécaniques] : pages 27, 29
[GPESPN Ténacité calottes] : page 4
[CODEP 043888] : page 7
[CODEP 037971] : page 56

Or, suite aux réparations des soudures assemblant les adaptateurs au couvercle de cuve de FA3 après 2011 et jusqu’en octobre 2015, il semblerait qu’un « nouveau traitement thermique de détensionnement » ait été appliqué au couvercle, donc sur la calotte FA3sup qui le constitue, après réalisation de nouveaux beurrages et avant les nouvelles soudures d’adaptateurs (paramètres du premier traitement thermique et du nouveau traitement thermique de détensionnement non communiqués).

[CODEP 044909] : page 1
[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : pages 4 et 5
[GPESPN Avis réparation couvercle] : page 3

Donc, sauf erreur de ma part :
- la calotte FA3sup aurait subi au moins un traitement thermique de détensionnement supplémentaire par rapport à la calotte FA3inf au cours de leurs fabrications respectives, ceci en supposant un même nombre de traitements thermiques de détensionnement initialement appliqués aux ensembles [corps de cuve] et [couvercle de cuve] après revêtements intérieurs et assemblages par soudage,
- les éprouvettes prélevées des calottes sacrificielles UAsup, UKsup et UAinf n’ont subi qu’un seul et identique traitement thermique de détensionnement simulé « équivalent » dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve,
- « Ces traitements thermiques [NDLR : de détensionnement TTD] ont une influence sur les propriétés mécaniques de l’acier 16MND5 et en particulier sur sa ténacité […] » d’après {[CODEP 037971] : page 56}.

Question 1 : le confirmez-vous ?

Question 2 : quels sont les paramètres (de consignes et réalisés) de tous les traitements thermiques de type détensionnement ou revenu-détensionnement subis par chacune des calottes FA3sup, FA3inf, UAsup, UKsup et UAinf en fabrication et simulés, postérieurement à l’application de leurs derniers traitements thermiques de revenu après emboutissage respectifs {[IRSN Fiche technique] : TTQ après emboutissage pages 25 et 26}, y compris lors des réparations des soudures d’adaptateurs pour la calotte FA3sup ?

Question 3 : si oui à Q1, ce traitement thermique de détensionnement supplémentaire appliqué à la calotte FA3sup lors des réparations des soudures d’adaptateurs a-t-il été pris en compte dans le paramétrage du traitement thermique simulé « équivalent » appliqué aux blocs découpés des calottes sacrificielles et comment ?

Question 4 : si non à Q3, comment justifiez-vous, au regard de cette différence de nombre de TTD appliqués, la validité des résultats des essais mécaniques sur calottes sacrificielles pour représenter les propriétés mécaniques de la calotte FA3sup ?

Question 5 : si oui à Q3, les résultats des essais mécaniques sur calottes sacrificielles peuvent-ils représenter les propriétés de la calotte FA3inf dans un sens conservatif au regard de la ductilité A% en zones ségrégées {[CODEP 019368] : page 72, Tableau 28 et page 183, Demande n°3 + [AREVA Essais mécaniques] : page 86, Tableau 21 et page 124, Tableau 29 et page 170, Tableau 40 et page 181, Demande n°3 + [CODEP 043888] : page 6, Demande n°3 + [CODEP 037971] : page 58}, ainsi que celles des calottes des EPR chinois de Taishan (certaines également fabriquées par Creusot Forge), notamment si les calottes supérieures concernées de ces EPR chinois n’ont pas fait l’objet de réparation de leurs soudures impliquant l’application d’un « nouveau traitement thermique de détensionnement » ?

Question 6 : si oui à Q1, dans quelle mesure l’application d’un traitement thermique de détensionnement supplémentaire (en connaissance de ses paramètres, voir Q2) pourrait affecter à la baisse les propriétés de résistance mécanique en traction (à température ambiante et à haute température) de l’acier constitutif de la calotte FA3sup, notamment (1) près de la peau interne où la teneur en carbone est la plus faible [Note 1 ci-dessous], en particulier dans les zones les plus contraintes (thermo)mécaniquement en périphérie de la calotte près de la bride {[AREVA HCTISN 2015] : diapositive 10} où peuvent déboucher des adaptateurs {schémas dans [GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : page 1 + [CODEP 019368] : page 31, Figure 7 et page 143, Figure A1}, y compris en zones affectées thermiquement (a) du revêtement en acier inoxydable soudé en peau intérieure (b) des beurrages non éliminés lors des réparations des soudures d’adaptateurs mais sur lesquels ont été redéposés de nouvelles soudures (c) de la soudure d’assemblage de la calotte à la bride de couvercle (2) compte tenu de la position basse de la calotte FA3sup dans le bloom de référence {[CODEP 019368] : page 55 et [AREVA Transposition résultats] : page 31} et plus spécifiquement dans les zones éventuellement concernées par une ségrégation négative résiduelle ? Est-il possible de consulter l’analyse AREVA « permettant de justifier la résistance mécanique du couvercle réparé en prenant en compte les hypothèses les plus pénalisantes envisagées au cours de la réparation » {[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : page 5 + [CODEP 053426] : pages 5 et 7, Engagement n°7} ?

Note 1 : la teneur en carbone en surface interne de la calotte FA3sup mesurée par analyse chimique sur copeaux prélevés dans l’anneau de recette lors du processus de fabrication (usinage flan) est annoncée inférieure à celles des calottes sacrificielles du même type (0,17% pour FA3sup versus 0,19% pour UAsup et UKsup) {[CODEP 019368] : page 57, Tableau 18 + [AREVA Transposition résultats] : page 86 + [AREVA Ténacité calottes] : page 44 + [CODEP 037971] : page 49, Tableau 17 + [IRSN Fiche technique] : page 25, Tableau A3}. Seule la teneur en carbone en surface interne de la calotte FA3inf est plus faible (0,16%). Cela dit, ces valeurs ne sont pas données avec incertitudes. Si une plus basse teneur en carbone profite à la soudabilité d’un acier, ses propriétés mécaniques de résistance à la traction en sont néanmoins diminuées.

Question 7 : les caractéristiques mécaniques en traction en zone de recette des calottes FA3sup et FA3inf (matière de recette non concernée par l’application des traitements thermiques de détensionnement inclus dans les gammes de revêtement en peau intérieure et d’assemblages par soudage) ont été déterminées lors de leur fabrication à partir d’éprouvettes prélevées au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure {[CODEP 019368] : pages 39, « essais de recette initiaux » et 60, Tableau 23 + [AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6 et page 41, Tableau 8 [Note 2 ci-dessous]} ; suite à la détection en 2015 d’écarts dans la réalisation des essais de traction dans les zones de recette, de nouveaux essais de traction ont été menés en ces mêmes zones de recette « à la demande du rapporteur », dont les résultats (annoncés « conformes aux critères du code RCC-M ») viendront se substituer aux valeurs initiales dans les rapports de fin de fabrication, dès lors « mis à jour » {[CODEP 019368] : pages 118 à 120}. Ces nouveaux essais ont-ils été effectués au ¼ de l’épaisseur depuis la peau intérieure en zone de recette d’une part, quelles sont ces nouvelles valeurs de résistance mécanique en traction et quels sont les critères applicables du code RCC-M d’autre part ?

Note 2 : à cet égard, le Rm moyen en zone de recette de la calotte FA3sup à la fabrication serait de 595 MPa [=(605+586)/2] d’après les valeurs tirées de {[AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6} et non 600 MPa comme reporté dans {[CODEP 019368] : page 60, Tableau 23}, alors que les autres valeurs sont correctement moyennées à l’unité telles que reportées dans ledit Tableau 23 (à une autre exception près : Rm moyen très légèrement majoré pour UAsup) :
- pourquoi un tel arrondi à la centaine supérieure (quoique presque atteinte) un tantinet abusif ?
- s’agit-il encore d’un matériau à Rm ≥ 600 MPa pour la calotte FA3sup au regard de l’Arrêté du 30 décembre 2015 relatif aux équipements sous pression nucléaires – Annexe 1 et/ou au regard du code RCC-M, en zone de recette après TTQ (et a fortiori sur pièce réelle achevée après application d’un ou plusieurs TTD) ?

Question 8 : comment expliquez-vous les différences de propriétés mécaniques de résistance à la traction mesurées en zone de recette des calottes FA3sup, UAsup, UKsup, FA3inf et UAinf entre (1) les valeurs déterminées à température ambiante extraites de leurs rapports de fin de fabrication {[CODEP 019368] : page 60, Tableau 23 / valeurs moyennes de deux essais d’après [AREVA Transposition résultats] : page 40, Tableau 6 et page 41, Tableau 8} et (2) les valeurs unitaires déterminées entre +22°C et +28°C selon le cas (températures voisines de la température ambiante) pour permettre l’interprétation des essais de ténacité dans le cadre de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes de cuve {[AREVA Essais mécaniques] : page 35, Tableaux 3 à 7}, ces deuxièmes valeurs étant systématiquement plus faibles que les premières (de -20 à -33 MPa sur Rp0,2 et de -17 à -40 MPa sur Rm) ? Serait-ce parce que tous les coupons de recette auraient subi, pour les besoins de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes, l’application du traitement thermique de détensionnement « équivalent » simulé unique {[CODEP 019368] : page 49, Tableau 10} ? Dans l’affirmative, les nouveaux essais de traction en zone de recette des calottes FA3sup et FA3inf évoqués dans la Q7 ont-ils été exécutés à partir de matière de recette à l’état TTQ (comme en fin de fabrication) ou [TTQ + TTD simulé] ?

Note 3 : en page 35 de [AREVA Essais mécaniques] :
- il y a selon toute vraisemblance une erreur dans le Tableau 6 pour UKsup en zone de recette : dans la colonne 330°C sont reproduites à l’identique les valeurs de la colonne 50°C, or il s’agirait a priori d’y consigner les valeurs en page 52, à savoir Rp0,2 = 388 MPa et Rm = 560 MPa,
- dans le Tableau 3 pour UAinf et le Tableau 7 pour UAsup en zones de recette manquent pour chacun deux résultats d’essais de traction à basse température tels que dénombrés dans {[AREVA Essais mécaniques] : page 31, Tableau 1 / repris dans [CODEP 019368] : page 40, Tableau 9}.

Question 9 : si oui à Q1, dans quelle mesure l’application d’un traitement thermique de détensionnement supplémentaire (en connaissance de ses paramètres, voir Q2) pourrait accentuer le phénomène de migration du carbone à l’interface entre revêtement soudé en acier inoxydable et zone affectée thermiquement sous-jacente de la calotte FA3sup et, partant, affaiblir la zone de liaison le cas échéant appauvrie en carbone côté calotte ? Existe-t-il corrélativement un risque d’apparition d’un défaut à l’interface revêtement-calotte lors de l’épreuve initiale ou en service (normal, incidentel ou accidentel) sur la période prévue d’utilisation du couvercle (soit jusqu’au 31 décembre 2024 au plus tard d’après le projet d’Avis n°2017-AV-XXX de l’ASN), et quelle en serait sa nocivité ?

Note 4 : la réponse à la première partie de la Q9 se trouve possiblement dans l’analyse AREVA « permettant de justifier la résistance mécanique du couvercle réparé en prenant en compte les hypothèses les plus pénalisantes envisagées au cours de la réparation » {[GPESPN Synthèse rapport réparation couvercle] : page 5 + [CODEP 053426] : pages 5 et 7, Engagement n°7} citée en fin de Q6 et derechef appelée.

Par ailleurs, à l’examen de {[AREVA Transposition résultats] : page 83, Figure 34}, je me permets de relever que :
- ont été semble-t-il ajoutées en {[CODEP 019368] : page 175, Figure A21} les mesures par SEO de teneur superficielle en carbone en peau externe de la calotte FA3sup dites « initiales fournisseur externe » (à ± 15%) aux « nouvelles mesures Areva » (à ± 10%), ce qui ne correspond donc pas à la légende de ladite Figure A21,
- ont été omises en {[CODEP 019368] : page 176, Figure A22} les mesures en diagonales « nouvelles mesures Areva » (axes 45°-225° et 135°-315°), à moins qu’il y ait une erreur dans le document source.

Sur le même sujet des mesures par SEO des teneurs superficielles en carbone en peau externe des calottes, il est dommage que toutes les cartographies obtenues par les analyses géostatistiques des deux prestataires n’apparaissent pas en [AREVA Transposition résultats] : pages 131 à 135, Annexe 5}.

Finalement, concernant la calotte FA3sup par rapport aux autres calottes, en zone de recette :
- les propriétés de résistance mécanique à la traction sont les plus faibles, la RTNDT est la plus élevée (avec UAinf et FA3inf) et l’énergie à l’essai de flexion par choc KV à 0°C est la plus faible {[CODEP 019368] : pages 60 et 61, Tableau 23 + [AREVA Transposition résultats] : pages 38 et 40, Tableaux 6 et 7},
- la température T68J, déterminée en zone de recette dans le cadre du programme d’essais de la démarche de justification de la ténacité suffisante des calottes, est la plus élevée, avec une courbe de transition de résilience à l’essai de flexion par choc la plus décalée vers la droite (soit vers les hautes températures) ; de même, les températures de transition Tenv et T0 issues des essais de ténacité réalisés en zone de recette sont les plus élevées {[CODEP 019368] : pages 60 à 62, Tableaux 24 et 25, Figure 17 et page 80, Tableau 34 + [AREVA Transposition résultats] : page 45, Tableau 10 et Figure 8 + [AREVA Ténacité calottes] : page 26, Tableau 2 et Figure 6},
- les valeurs de teneur en carbone en surface interne sont annoncées les plus faibles (avec FA3inf) [Note 1 précédente],
…ce qui globalement ne plaide pas en faveur de ladite calotte FA3sup et la singularise.

La calotte FA3sup n’est manifestement pas dotée des meilleures caractéristiques mécaniques initiales parmi les calottes mises à l’étude d’une part, celles relatives à la résistance à la traction étant susceptibles d’avoir été dégradées par le ou les traitements thermiques ultérieurs appliqués en fabrication et en réparation d’autre part ; autrement dit, la sachant percée des 107 traversées de surcroît, elle ne m’inspire pas confiance : serait-elle un peu « juste » au regard de ses propriétés mécaniques de résistance à la traction [Note 2 précédente], notamment en peau interne, y aurait-il là aussi réduction des marges de sécurité ?

Aussi, outre la délivrance autant que possible d’éléments de réponse à mes questionnements -ce dont je vous remercie par avance-, je souhaite que vous reconsidériez le projet d’avis objet de la présente consultation et demandiez l’exploration destructive du couvercle de la cuve du réacteur de Flamanville 3 afin de vérifier ce qu’a réellement « dans le ventre » la calotte qui le constitue, laquelle possède son histoire propre : en effet, « […] Les comparaisons des différentes calottes ne peuvent donc pas être menées sur les grandeurs d’intérêt direct et se concentrent sur des paramètres relais […] » {[CODEP 019368] : pages 67 et 68}.

La prudence d’une telle décision, compte tenu de l’enjeu de sûreté, contribuera à vous forger « une conviction forte, une quasi-certitude » comme vous le déclariez le 15/04/15 en présentant le rapport de l'ASN sur la sûreté nucléaire en France en 2014 devant l’OPECST, cette conviction forte allant dès lors bénéficier à la calotte FA3inf : l’assurance reste indiscutablement préférable à l’incertitude dans le domaine du nucléaire.

Je vous remercie pour la consultation du public mais, tout en comprenant les raisons relevant du secret industriel, regrette la délivrance partielle des informations dans les documents mis à disposition ainsi que leur qualité de lecture pour certains (tableaux ou paragraphes noircis, documents appelés non téléchargeables, documents scannés au lieu de documents originaux numériques).