Blog destinado a publicar y discutir temas de electrónica, electricidad y telecomunicaciones.-
EFICIENCIA ENERGÉTICA.¡Haga que el aumento de TARIFAS de Gas y Electricidad sea una oportunidad!Las empresas que utilizan más eficientemente la energía, usan menos recursos para lograr las mismas metas, reduciendo costos, preservando valiosos recursos de la naturaleza y ganando competitividad sobre las demás empresas.Nosotroslo podemos ayudar a lograrlo con nuestras Clases, Charlas, Conferencias y Seminarios de Eficiencia Energética para Empresas, en el mismo predio de las empresas. Consultas: jandreotti@fibertel.com.ar
En
este flujograma se muestra el origen y destino de toda la energía en Argentina
durante el año 2014. Se incluyen todos los tipos de energías y todos sus usos. Se
recuerdan las siguientes equivalencias a fin de facilitar la interpretación:
1 MTep = 1 millón de
toneladas equivalentes de petróleo = 11.630 GWh
MMm3 = Millón de metros cúbicos
Kbbl = Kilobarril = mil barriles
Haga click sobre la imagen para ampliar y ver en PDF
Asociación Profesional de
Ingenieros Especialistas de Córdoba (A.P.I.E.)
“CENTRAL NUCLEAR ATUCHA II”
“EXTENSIÓN DE VIDA DE LA
CENTRAL NUCLEAR EMBALSE”
"LA
PARTICIPACIÓN DELA INDUSTRIA NACIONAL
EN DICHOS PROYECTOS y las FUNCIONES de la AUTORIDAD REGULATORIA
NUCLEAR (A.R.N.)"
6
de Septiembre de 2013
Se llevará a cabo en el Aula
Magna “Enrique Gaviola” de la
Facultad de Matemática, Astronomía y Física (FAMAF) de la Universidad Nacional
de Córdoba, en la Ciudad
de Córdoba, el próximo 06 de Septiembre de 2013, entre las 15,00 y las 19,00
horas.
Temario Previsto y Expositores invitados:
Puesta en Marcha Central Nuclear
Atucha II:
Ing. Miguel Báez, Coordinador de Construcción del Proyecto “Central Atucha II”.
Extensión de Vida Central Nuclear
Embalse: Ing. Omar Semmoloni, Director del Proyecto Extensión de Vida de la Central Nuclear
Embalse.
Participación de la Industria Nacional:
Ing. Ricardo Bernal Castro, Business Manager de la Empresa Fabricación
de Aleaciones Especiales S.A. (FAE SA) y Presidente de la Comisión Nuclear
Metalúrgica de la
Asociación Industriales Metalúrgicos de la República Argentina
/ Lic. Emilio Etchegorry, Presidente de la C.I.M.y C.C.
Funciones del ENTE Regulador en
Argentina: Ing. Rubén Navarro, Gerente de Reactores
Nucleares en la Autoridad Regulatoria Nuclear (A.R.N.)
Objetivo:
Convencidos de la necesidad de llevar adelante una
profunda y racional política de comunicación social sobre la tecnología
nuclear, consideramos necesario informar a la sociedad respecto a los principales
proyectos del Plan Nuclear Argentino, el rol de cada una de las instituciones
intervinientes, e involucrar significativamente a la industria nacional.
Dirigido
a: Si bien
la convocatoria es amplia, está fundamentalmente dirigido a empresarios de la
industria local, empresas y cooperativas prestatarias del servicio eléctrico,
profesionales de las distintas ramas de la ingeniería y estudiantes de los
últimos años de dichas carreras, como de otras disciplinas afines.
Organización:
Comité de Gestión: Conformado por integrantes
de la Junta Ejecutiva
de A.P.I.E. Comité
Académico:
Integrado por el Comité de Gestión, más representantes de
Universidades Públicas y Privadas de la Provincia de Córdoba.
Comité de Gestión :
Ing. Luis Chernicoff- Presidente
Ings. Héctor A. Malano – Raúl Defagot – Juan Paez Nuñez
Si nos limitamos a
leer los titulares, vamos a encontrar todo tipo de opiniones al respecto y si
no tenemos una idea del tema, terminaremos sin posibilidades de tener nuestra
propia opinión. Por eso vamos a intentar aquí entender algunos conceptos.
CENTRAL NUCLEAR ATUCHA II
La Central
Nuclear Atucha II se encuentra ubicada, junto a la Central Nuclear Atucha
I, sobre la margen derecha del Río Paraná, en la localidad de Lima, partido de
Zárate, a 115
kilómetros de la Ciudad de Buenos Aires. Su proceso de puesta en marcha fue inaugurado el
29 de septiembre de 2011.
¿Cómo funciona una Central Nuclear ?
Esquema super
simplificado que no incluye todas las funciones
Una
central nuclear genera energía eléctrica por medio de una turbina a vapor, al
igual que una central térmica convencional. La diferencia está en la forma de
producir el calor necesario, para obtener el vapor. En la Central térmica
convencional el calor se produce mediante la quema de combustibles fósiles,
tales como carbón, gas o petroleo. En la Central nuclear el calor se produce mediante el
proceso de fisión del combustible
nuclear.
La Central Nuclear Atucha II, generará 745 MW eléctricos totales, llamados potencia
en bruto, de los cuales se consumirán 52MW en las propias instalaciones de
la central, por lo que la potencia entregada a la red será de 693MW, llamados potencia neta.-
La Fisión
El
combustible nuclear es uranio, que está constituído por átomos.Cada átomo, a su vez, está compuesto por un núcleo, formado por neutrones
y protones y a su alrededor giran electrones. La fisión consiste en
fisionar (romper, dividir) los núcleos de esos átomos mediante el choque con
neutrones a altas velocidades.
Cuando el
núcleo de un átomo pesado (como el de de Uranio) es chocado por un neutrón, se
divide en dos núcleos más pequeños y se liberan al mismo tiempo varios
neutrones. La suma de las masas de estos últimos núcleos obtenidos, más la de
los neutrones desprendidos, es menor que la masa del átomo original. Esa masa “faltante”
se ha convertido en energía, según la fórmula de Einstein : E=m.c2, donde E es la energía obtenida en la fisión, m es la masa “faltante” y c
es la velocidad de la luz (300.000Km/seg).Al ser tan grande el valor de c, ya
se puede ir entendiendo que la energía liberada también va a ser grande, aunque
la masa “faltante”sea pequeña.
A su vez,
los neutrones liberados chocarán con otros núcleos, repitiendo el mismo mecanismo.
Dado que el primer neutrón desencadena una serie de fisiones, este procedimiento se denomina reacción en cadena. Así, se puede
generar una enorme cantidad de energía en una fracción de segundo.
La velocidad a la que
salen los neutrones que se liberan durante la fisión es muy elevada : de unos
2.000Km/seg=2.000.000m/seg=7.200.000Km/h.
Este proceso se lleva a cabo en el núcleo del reactor,
formado por los 'elementos combustibles'.
Elementos Combustibles
Están
formados por tubos de zircaloy, de 12,9 mm de diámetro cada uno, que contienen en su interior pastillas de dióxido de
uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centímetro de alto y un centímetro
de diámetro, se depositan dentro de los tubos, sellados herméticamente para
impedir que el uranio produzca reacciones químicas indeseables, al ponerse en
contacto con el agua y para impedir escapes del material fisionable al
exterior.
Los tubos de zircaloy están unidos en forma de manojo por
otros elementos estructurales fabricados con una aleación de circonio, material
que no interfiere - al igual que el antes mencionado zircaloy- en el proceso de
fisión. Este manojo constituye el llamado "elemento combustible".
Para optimizar el consumo de elementos combustibles, las
centrales nucleares tienen organizado un complejo sistema de rotación de los
mismos, que garantiza una producción de calor y un quemado parejos.
Los elementos combustibles poseen distintas
formas, dependiendo del tipo de reactor
El reactor de Atucha II tiene 451 elementos combustibles, que
constituyen el núcleo del reactor y contienen 85 Toneladas de dióxido de
uranio.Cada elemento combustible está constituído por 37 tubos de zircaloy, con
las pastillas en su interior.
La
columna de cada elemento combustible está formada por la parte activa de 5.30 metros de longitud,
con un peso de 254Kg y un cuerpo de relleno de acero inoxidable que mide 4.16 metros y pesa
255kgs. A esto se le suma un cuerpo de cierre de 0,50 metros y 30 kgs
aproximadamente. Esto hace un peso total de 539 kgs y una longitud de 9.96 metros por cada
elemento combustible. La totalidad de estos elementos han sido fabricadas
en la Argentina.
Los elementos combustibles van colocados dentro de los
canales combustibles, que son canales
verticales, cuyas paredes son también de zircaloy
Para su uso como combustible en reactores nucleares, el
dióxido de uranio(UO2), debe
ser convertido en polvo, que entonces es procesado dándole forma de pequeñas
partículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, en
un proceso llamadosinterización,
durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños
cilindros (pastillas) cerámicas de uranio. Las pastillas cilíndricas entonces
son rectificadas mediante tornos especiales para conseguir un tamaño uniforme.
El Moderador
El núcleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia
llamada moderador(contenido en un
recipiente) que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta
llevarlos a la energía térmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s=13. 320Km/h, a una temperatura de 290 grados C) y aumentar la probabilidad de choque con otros
núcleos. En los reactores que utilizan uranio enriquecido como elemento
combustible se utiliza agua común o grafito como moderador, en cambio en los
reactores que utilizan uranio natural, (menor cantidad de núcleos fisionables)
se utiliza agua pesada, tal es el
caso de las centrales nucleares argentinas de Atucha y Embalse.
El agua
pesada esta formada por dos átomos de deuterio y uno de oxígeno (el deuterio es
un isótopo del hidrógeno que posee un neutrón más en su núcleo, por lo tanto es
más denso). Los neutrones provenientes de la fisión tienen una gran velocidad,
con la cual es más difícil hacerlos chocar contra otros núcleos, por lo tanto
es necesario frenarlos mediante choques con otras sustancias capaces de
extraerles energía sin absorberlos. Esta función es, en parte, cumplida por el
agua pesada que es aproximadamente 100 veces mas densa que el agua normal, por
eso se la emplea con uranio natural, deficiente en uranio-235. En cambio, con
uranio enriquecido, con el cual se generan más neutrones, se puede usar agua
común. El uso del agua como moderador, en lugar del grafito utilizado en
algunos modelos de reactores soviéticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo
de incendio.
El recipiente(vacija o vaso)de presión del
reactor:
Las dimensiones del
esquema, que fueron tomados de Wikipedia, no coinciden con los valores del VII Encuentro
Nacional de Estudios Estratégicos ,Buenos
Aires, Noviembre de 2004 y que son los siguientes y los que tomaremos en el texto de nuestra nota
: (1Mg=1Mega gramo=1Tonelada métrica=1.000Kg)
PROYECTO PARA LA FINALIZACIÓN
DE LA CENTRAL NUCLEAR
ATUCHA II
Recipiente de presión del reactor
Diámetro
interior en la zona cilíndrica 7.368
mm
Espesor
de pared (cilindro + plaqueado) 290 + 6 mm
Diámetro
externo con boquillas 9.780
mm
Altura
total 14.068 mm
Diámetro
interno de las boquillas del medio refrig. 750 mm
Peso de
transporte de la parte inferior 710 Mg
Peso de
transporte de la tapa 305 Mg
El recipiente de presión
del Reactor tiene un diámetro interior de 7,368 m. y una altura total de 14,068m.,
con un espesor de pared de 290 mm y un plaqueado de 6 mm..
Su peso es de 710 Toneladas y es de Acero
Austenítico 20MnMoNi55. A esto debe sumarse el peso de la tapa de 305
toneladas. Material plaqueado Inox. 1.4550.
Tapa del
reactor : es ajustada por 76 espárragos, tensionados a 1.000Toneladas c/u.
Este
recipiente, así construído, tiene alta resistencia a la radiación y a las
grandes presiones y contiene en su interior los canales combustibles, con sus
elementos de soporte, dentro de los cuales están ubicados los elementos
combustibles.
Para moderar los
neutrones en el núcleo del reactor y para disipar el calor liberado en los
elementos combustibles, se utiliza agua pesada.
Esquema simplificado,
pero que incluye el circuito moderador (Fuente: Nota del Instituto Balseiro)
El refrigerante, que
se utiliza para extraer el calor de los elementos combustibles y que circula
por el espacio que existe entre los elementos combustibles y los canales
combustibles, se mantiene en circulación mediante dos
bombas que establecen dos circuitos cerrados(Ver circuito real al final
del texto).
El agua pesada del moderador, como la de
refrigeración se encuentran a una presión de 115Atmósferas, mediante el
presurizador.La temperatura del refrigerantea la entrada del reactor es de 277,7 °C y a la salida del
reactor 313,8 °C.
. El moderador está a unos 100° C más frío en
promedio que el refrigerante. A pesar de esto, como la presión es elevada, el
agua pesada se mantiene en estado líquido dentro de la vasija del reactor, no
transformándose en vapor.
El moderador, que se
separa del medio refrigerante a través del recipiente que lo contiene(de una
capacidad de 234m3) y de los canales de refrigeración, se encuentra a la misma
presión que dicho medio y, con el fin de mejorar el balance de neutrones, se
mantiene en un circuito propio a una temperatura menor que la del medio refrigerante.
(En la figura se dibujó un circuito para el moderador, aunque en realidad son
cuatro, pero no afecta al concepto)(El circuito del refrigerante, también es
llamado circuito primario).
El calor que absorben
el moderador y el refrigerante en el núcleo del reactor se transmite al agua de
alimentación de la instalación convencional (turbina/generador, llamado también
circuito secundario)a través de los dos intercambiadores de calor del moderador
y de los dos generadores de vapor (GVs.).
El vapor saturado,
que se produce en éstos, se seca y se conduce en dos flujos a la sección de
alta presión de la turbina de vapor. En la turbina se expande el vapor hasta
alcanzar la presión que reina en el condensador.
El lado derecho de
este diagrama se continúa con el lado izquierdo del diagrama de abajo
El lado izquierdo de este diagrana está conectado
al lado derecho del esquema de arriba
Bombas
del refrigerante primario : Caudal
nominal 5.150 Kg/s
Bombas
del moderador : Caudal 892 Kg/s
Este
reactor de Atucha II es del tipo PHWR
(Pressurized Heavy Water Reactor), o sea
Reactores con Agua Pesada a Presión (como refrigerante y moderador).-
Reactor, núcleo, combustible
La Central Nuclear Atucha II posee un reactor del
tipo Recipiente de Presión (RPR) con una potencia total de 2161 MW térmicos,
diseñado inicialmente para operar con combustible de uranio natural.
Pero que al igual que Atucha I, podrá pasar a corto plazo a utilizar uranio levemente
enriquecido con la consiguiente reducción del orden del 14% en el costo del
combustible.
Barras de Control
La
cantidad de fisiones que se producen por segundo y por consiguiente el número
de neutrones presentes, que está asociado al nivel de potencia del reactor, se
regulan por medio de las barras absorbentes de neutrones, llamadas barras
de control, que se introducen en el núcleo(en el moderador)desde la
parte superior.
Existen
dos tipos de estas barras : barras de acero(material absorbente), que permiten
realizar un ajuste fino y barras de hafnio(material muy absorbente), que
permiten realizar un ajuste grueso de la absorción. Ambos juegos de barras
constituyen las barras de control del reactor.La regulación de la potencia del
reactor está basada en las señales provenientes de detectores sensibles a la
radiación neutrónica, que se traducen en valores de potencia.
Las barras de control, alojadas en tubos que atraviesan
diagonalmente el núcleo del reactor, tienen como objetivo regular la potencia y
detener el reactor. Dichas barras se accionan mediante un mecanismo
electromagnético que actúa a través de las paredes de los tubos de metal
resistentes a la presión.
Por seguridad, existe
otro sistema de corte, que se introduce automáticamente ante la eventualidad de
que el reactor no se haya apagado instantáneamente con la caída de las
barras.Se trata de la inyección de ácido deuterobórico(el boro es un elemento
altamente absorbente de neutrones)en el moderador, por tres bocas de entrada
independientes. Ambos sistemas garantizan el apagado del reactor ante cualquier
situación, prevista o imprevista.
Esquema animado
simplificado, donde se ven las barras de control, el presurizador y el circuito
primario, pero falta el circuito moderador.
Para arrancar el reactor
se procede en forma inversa al método de parada, es decir que se van levantando
lentamente las barras de control.Este procedimiento demora unas 50 horas
Contención (Estructura Contenedora)
La
contención radiológica de los sistemas nucleares principales está constituida
por una
esfera de
acero de aproximadamente 56 m
de diámetro y 30 mm
de espesor, capaz de
soportar
una presión de diseño de 4.8 bar a 145 °C, siendo su presión de falla mucho
más
elevada. Este edificio no se encuentra a la
vista, sino que a su vez está contenido dentro de un edificio de hormigón que
provee una barrera de seguridad adicional.
¿Que Organismo está encargado de velar por la
seguridad nuclear?
En la República Argentina
esa responsabilidad recae en el Ente Nacional Regulador Nuclear (ENREN). Este
organismo es totalmente independiente de las instalaciones nucleares, ya que
depende del Poder Ejecutivo Nacional. Es su responsabilidad elaborar la
reglamentación sobre seguridad nuclear y protección radiológica. También
extiende la habilitación de todas las instalaciones nucleares. En caso de que
no se cumplan satisfactoriamente las medidas de seguridad recomendadas puede
retirar dicha habilitación. Las centrales nucleares cuentan con inspectores
Residentes que mantienen informado al ENREN sobre todas las actividades que se
producen en la planta.Las centrales nucleares tienen obligación de notificar
al ENREN sobre cualquier evento que reduzca las condiciones de seguridad de la
instalación, los trabajadores o el público. Las centrales nucleares cuentan con
inspecciones regulares del Organismo Internacional de Energía Atómica
(O.I.E.A.), además de visitas técnicas de expertos de dicho organismo. También
la (WANO) (Asociación Mundial de Operadores Nucleares) realiza periódicamente
revisiones técnicas.
Carga de Combustible
El uranio, al igual
que cualquier otro combustible, se va consumiendo con el uso (o “quemado”)con
una paulatina disminución de la producción de neutrones y de la cantidad de
fisiones, con la consiguiente reducción de la potencia generada.
En los reactores de
uranio enriquecido, la carga de combustible se hace masivamente, parando el
reactor, cada un año y medio o dos años.
En los reactores de
uranio natural (pobres en U-235), como el de Atucha II, se deben hacer recargas
diarias de elementos combustibles. Esto se hace sin parar el reactor y en el
caso de Atucha I, se recambian entre 1 y dos elementos combustibles por día.
El procedimieno para
el recambio de combustible es realizado por una máquina, dirigida por un
Operador, desde la Sala
de Control de la planta. El traslado del elemento combustible desde y hacia el
núcleo del reactor, se lleva a cabo bajo agua liviana, que cumple las funciones
de refrigeración y de blindaje, ante las radiaciones de los elementos
combustibles quemados, dado que el agua es un excelente absorbente de las
mismas.
Los elementos
combustibles que salen del reactor, son depositados en un recinto cerrado, y
son sumergidos en grandes piletas con agua liviana, donde pueden permanecer
bajo el agua por largo tiempo. El depósito cuenta con sistemas de refrigeración
y blindaje para garantizar la integridad de los elementos combustibles, la
seguridad del personal y el aislamiento del medio ambiente.
Según algunas
versiones, originadas en un programa televisivo, del Canal Encuentro, se
estarían enviando a Japón, los elementos combustibles usados de Atucha I, para
ser aprovechados en otro tipos de reactores.
Almacenaje de elementos combustibles de
Atucha II
Capacidad
de la pileta de EC quemados : 8 + 1 núcleos
Capacidad
de almacenaje de EC nuevos : 375
SISTEMA SECUNDARIO
Turbina
Diseño:
de condensación, eje único, 1 etapa de alta presión
de doble
flujo, 2 etapas de baja presión de doble flujo.
Velocidad
de rotación 1.500 rpm
Presión
en el condensador 0,050 bar
Generador
Potencia
aparente 838MVA
Factor de
potencia 0,89
Tensión
de generación 21 KV - 5 %
Refrigerante
(Estator/Rotor) Hidrógeno/Hidrógeno
Ciclo Térmico
Temperatura
del agua de alimentación 121
°C
Presión
del vapor vivo a la salida del
generador
de Vapor 55,9 bar abs
Caudal
del vapor vivo = caudal agua de alimentación 957 Kg/s
Humedad
del vapor a la salida del generador de vapor 0,25 %
The Government has given the go-ahead for the first of a planned new
generation of nuclear power plants in the UK.
Ed
Davey has granted consent
for a nuclear power plant to be
built at HinkleyPointC
in Somerset
But construction of the first new nuclear
reactors since the 1990s depends on a deal being struck between the Government
and energy giant EDF over the price the company will get for electricity
generated at the site at Hinkley Point, Somerset.
EDF said intensive discussions were ongoing on the guaranteed
"strike" price for power generated at the plant, consisting of two
reactors - which will supply enough electricity for five million homes.
Under electricity market reforms, low-carbon power such as nuclear
reactors will have long-term contracts with a guaranteed price for their
electricity, to give investors certainty to invest in projects with high
capital costs.
The move to grant planning permission for HinkleyPointC was welcomed by unions
and local councils in the region, who said it would generate tens of thousands
of jobs and boost the economy.
But environmental groups criticised the Government for pressing ahead
with new nuclear plants, warning that the price agreed for the electricity
would be too high and raising concerns over the lack of plans for dealing with
nuclear waste.
Energy Secretary Ed Davey said affordable new nuclear would play a
"crucial role" in ensuring secure, diverse supplies of energy in the UK and decarbonising
the electricity sector and the economy.
He said: "This planned new nuclear power station in Somerset will generate
vast amounts of clean energy and enhance our energy security. It will benefit
the local economy, through direct employment, the supply chain and the use of
local services."
But Greenpeace executive director John Sauven argued that HinkleyPointC
would lock consumers into higher energy bills, through a strike price which he
said was expected to be double the current price of electricity.
And he warned: "With companies now saying the price of offshore
wind will drop so much it will be on par with nuclear by 2020, there is no
rationale for allowing Hinkley C to proceed. Giving it the green light when
there is no credible plan for dealing with the waste could also be in breach of
the law."
«Aujourd'hui nous avons la maîtrise technique de cet objet" et "le budget sera tenu», a déclaré à des journalistes Hervé Machenaud, directeur de la production et de l'ingénierie d'EDF, lors d'une visite du chantier de l'EPR de Flamanville. | AFP/CHARLY TRIBALLEAU
Jeudi, EDF a confirmé que le réacteur de 3e génération EPR en construction à Flamanville (Manche) entrerait bien en service en 2016 et que le budget -8,5 milliards d'euros- serait tenu. Peut-être la fin d'une saga vieille de presque dix ans.
Un projet mal parti
Tout commence en 2004 lorsque Lionel Jospin, alors Premier ministre, évoque la construction de l'EPR.
Et pour cause : le parc nucléaire français est vieillissant, donc moins performant et moins fiable. A droite, on défend ce texte au nom de l'indépendance énergétique mais à gauche, les députés sont plus divisés et finissent par voter contre à l'Assemblée.
Finalement, après forces débats et un retournement de veste de Ségolène Royal en 2007, qui déclare en pleine campagne ne plus s'opposer au projet, le décret autorisant la construction de l'EPR est signé dix jours après les élections présidentielles, en catimini, après que le juge des référés a rejeté les recours formés par plusieurs associations, dont Greenpeace.
European stress tests on nuclear power plants in the EU have identified room for improvement at almost all the bloc's reactors. Yet Energy Commissioner Günther Oettinger described the overall situation as "satisfactory."
The nuclear stress tests were not due to be presented to EU leaders until their next summit in mid-October, but several news agencies acquired the report ahead of time on Monday.
"On the basis of the stress test results, practically all nuclear power plants need to undergo safety improvements," the report from the European Commission said. "Following the accidents at Three Mile Island and Chernobyl, urgent measures to protect nuclear plants were agreed. The stress tests demonstrated that even today, decades later, their implementation is still pending in some member states."
11 août 2012 A la suite de prises de position sur la sûreté nucléaire en France, Delphine BATHO tient à préciser que suite à l’annonce par l’Autorité Fédérale de Contrôle Nucléaire belge (AFCN) concernant la découverte de défauts sur la cuve du réacteur n° 3 de la centrale nucléaire de Doel, mercredi 8 août 2012, le Ministère de l’Écologie, du Développement durable et de l’Énergie a immédiatement interrogé l’Autorité de Sûreté Nucléaire en France quant à d’éventuelles conséquences sur le parc électro-nucléaire français.
Delphine BATHO rappelle que la sûreté nucléaire n’est pas une option mais un impératif absolu et que la France attache la plus grande importance au suivi et au contrôle régulier de ses installations nucléaires, dont les résultats sont rendus publics en toute transparence. Voici les éléments de la note de l’ASN qui concernent la situation du parc nucléaire français à la suite de la découverte de nombreux défauts sur la cuve du réacteur de Doel 3, situé près d’Anvers en Belgique :
« En France, la fabrication des principaux équipements sous pression nucléaires, dont la cuve, est suivie de façon spécifique par l’ASN depuis 1974. L’ensemble des composants de la cuve des réacteurs français ont fait l’objet de contrôles en fin de fabrication visant à détecter les défauts présents dans les pièces forgées, du type de ceux observés à Doel 3. À la suite de la détection de défauts sur plusieurs composants lors de leur élaboration, la performance et les résultats de ces contrôles ont fait l’objet d’un examen approfondi par l’ASN en 1985 et 1986. L’ASN s’est également assurée lors du suivi des fabrications que les composants présentant des défauts inacceptables étaient rebutés. En ce qui concerne le suivi en service des cuves des réacteurs nucléaires, il est demandé de réaliser, en France, un contrôle tous les 10 ans. Les défauts détectés à Doel 3 ont été mis en évidence par un contrôle semblable à celui mis en œuvre sur les cuves des réacteurs français. Ce contrôle, plus étendu que le contrôle habituellement réalisé dans de nombreux pays dont la Belgique, a été réalisé pour la première fois à Doel 3 en 2012 à la demande de l’AFCN.
Les contrôles réalisés sur les réacteurs français n’ont à ce jour pas mis en évidence de défauts de cette nature. Les viroles des cuves des réacteurs français présentent cependant pour certaines des défauts sous leur revêtement interne en acier inoxydable qui sont des défauts de fabrication situés dans une zone qui ne faisait pas l’objet d’un contrôle adapté lors de la construction des équipements. Ces défauts ne sont pas comparables à ceux détectés à Doel 3. Ils sont aujourd’hui bien identifiés et font l’objet d’une justification particulière examinée périodiquement par l’ASN et leur absence de nocivité est avérée. Le dernier examen de cette justification apportée par EDF a fait l’objet d’une prise de position de l’ASN en septembre 2010, publiée sur le site Internet de l’ASN. »
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