Centrale nucléaire de Dampierre

Production d'électricité de la centrale de Dampierre par an.

La centrale est équipée de quatre tranches nucléaires, jumelées deux à deux et mises en service en 1980 et 1981. Chaque tranche comporte un réacteur nucléaire de type REP (palier CP1) de puissance thermique de 2 785 MWth, une installation de production d'énergie électrique de 937 MWe (brut) et des circuits auxiliaires nécessaires aux fonctionnements normal et accidentel. Chacune est refroidie par un circuit d'eau de recirculation comportant un aéroréfrigérant. L'eau de la Loire constitue la source froide.

Les caractéristiques détaillées de chaque réacteur sont données ci-après :

Les assemblages de combustible nucléaire utilisés par les réacteurs de Dampierre comportent deux types d'éléments combustibles : du dioxyde d'uranium (UO₂) et du Mox, à savoir de l'uranium mélangé avec du plutonium. La gestion dite « à parité Mox » a remplacé en 2009 la gestion par 3/4, c'est-à-dire qu'un quart de chaque combustible est remplacé chaque année (antérieurement le Mox était remplacé sur un cycle de trois ans et l'UO₂ sur un cycle de quatre ans). La teneur en plutonium du Mox utilisé est désormais de 8,75 %. La répartition des assemblages est de 30 % d'assemblages Mox pour 70 % d'assemblages UO₂[20] - [A 3].

Plan de la centrale (R1 : Réacteur 1, Aéro 1 : Tour aéroréfrigérante 1, SdM : Salle des machines, INB84/INB85 : délimitation de l'emprise des installations nucléaires de base n^o 84 et n^o 85).

L'enceinte de confinement est constituée d'une enceinte externe en béton armé de 0,90 m d'épaisseur et d'une peau d'étanchéité interne en acier ancrée dans le béton de 6 mm d'épaisseur. La hauteur intérieure dans l'axe est de 55,88 m et le diamètre intérieur est de 37 m. Le volume de l'enceinte est de 58 000 m³[21].

Des essais périodiques réalisés à l'occasion des visites décennales permettent de déterminer le taux de fuite de cette enceinte et donc d'évaluer son étanchéité globale ainsi que son bon comportement mécanique sous pression.

Le système d'alimentation électrique est conçu pour répondre aux besoins de l’exploitation normale de chaque tranche lorsqu’elle produit de l’électricité ou en période d’arrêt (auxiliaires de marche et auxiliaires permanents) mais aussi pour assurer l’alimentation des équipements assurant les fonctions de sûreté requises lors d’une situation incidentelle ou accidentelle sur l’installation (auxiliaires secourus)[22].

Les quatre tranches sont raccordées, en ce qui concerne l'énergie produite, au réseau électrique national par deux lignes de 400 kV de deux km de long cheminant dans le même couloir. En situation normale chaque tranche est alimentée par la ligne d'évacuation de l'énergie produite, par prélèvement d'une partie de celle-ci. Si la centrale est à l'arrêt, c'est le réseau national qui alimente les équipements. En cas d'incident, la centrale est alimentée par une ligne de secours raccordée au réseau national. Chaque paire de tranches est en effet raccordée à deux transformateurs auxiliaires sur une même ligne de 225 kV en provenance de La Tabarderie[A 4].

En cas de perte des alimentations externes, deux générateurs de secours à moteur diesel (groupes électrogènes) démarrent automatiquement pour alimenter séparément les deux ensembles d'auxiliaires nécessaires au maintien des fonctions de sûreté. En cas de nouvelle défaillance, une source dite ultime (DUS) peut être connectée manuellement en quelques heures à la place d’un groupe de secours défaillant d’une quelconque des tranches du site. En cas de perte totale des secours, un ultime dispositif existe : l'énergie électrique est obtenue par un turboalternateur (LLS) alimenté en vapeur par les générateurs de vapeur de la centrale[22].

Sur ce schéma représentant une centrale nucléaire à eau pressurisée, le circuit primaire est à gauche, en violet.

La réfrigération du circuit primaire est assurée par de l'eau prélevée en Loire, amenée sur site par un canal d'amenée de 1 000 m de longueur environ puis déminéralisée, circulant dans le circuit secondaire. Ce dernier est quant à lui réfrigéré grâce à un aéroréfrigérant où l'eau est refroidie par évaporation et convection. La centrale de Dampierre dispose ainsi de quatre aéroréfrigérants d'une hauteur de 165 m[23]. Deux stations de pompage sont situées à l'extrémité aval du canal d'amenée et permettent d'alimenter les quatre tranches. Il s'agit d'ouvrages enterrés sur une profondeur de 20 m comportant un bassin principal et deux salles de pompage[A 5].

Les volumes prélevés en Loire ne doivent pas excéder 245 millions de m³ par an et 1,63 million de m³ par jour. Par ailleurs le débit maximal instantané doit être inférieur à 12,3 m³/s. Toutefois, conformément aux préconisations du SDAGE Loire-Bretagne adopté par le comité de bassin le 18 novembre 2009, en période critique, c'est-à-dire lorsque la Loire atteint le débit d'étiage de crise au point nodal de Gien, toute mesure de soutien d'étiage ayant été épuisée, le préfet coordonnateur de bassin peut demander que le prélèvement moyen journalier réalisé soit limité au minimum requis pour le maintien de la sûreté des installations, soit avec un débit de 3 m³/s au maximum[24].

Tous les dix ans, chaque centrale nucléaire fait l’objet d’un réexamen de sûreté. Il donne lieu à des interventions à l’occasion des arrêts des réacteurs pour visite décennale[25]. Pour la centrale de Dampierre ces visites décennales se sont produites aux dates suivantes[A 1] :

En 2017, la centrale a consacré plus de 159 000 heures à la formation des équipes et organisé huit exercices de gestion d’un événement.

La centrale a investi 156 millions d’euros pour les investissements pour la sûreté et la rénovation des installations dont 26 millions d’euros engagés auprès des entreprises locales et régionales. La centrale de Dampierre-en-Burly dispose d’une équipe chargée de la sûreté comptant quatre cents personnes et de douze ingénieurs qui s’assurent au quotidien que l’ensemble des règles de sûreté encadrant l’exploitation de la centrale nucléaire sont respectées. Organisés en astreinte, ils peuvent être sollicités, en dehors des heures ouvrables, 24 heures sur 24.

Le respect de l’environnement est toujours placé au cœur des préoccupations des équipes de la centrale : vingt mille analyses environnementales ont été effectuées en 2017.

En 2017, l’Autorité de sûreté nucléaire a réalisé 23 inspections[28].

Les 26 et 27 juin 2000, l'Autorité de sureté nucléaire a inspecté la centrale de Dampierre, puis annoncé une fermeture prématurée, durant la phase de mise à l'arrêt du réacteur, des vannes d'un système de sauvegarde (le système d'injection de sécurité) à cinq reprises sur le site de Dampierre depuis février 1999 avant que l'erreur ne soit détectée[29].

En septembre 2000, André-Claude Lacoste, alors directeur de la direction de la sûreté des installations nucléaires au ministère de l'Industrie, réunit les huit cents salariés du site et leur donne six mois pour redresser la situation. Il finit son discours en affirmant : « Il est plus facile de fermer une centrale que de la rouvrir ! »[30]

Le 2 avril 2001, alors que le réacteur n^o 4 était arrêté, un opérateur s'est trompé dans l'ordre de rechargement des assemblages de combustible nucléaire, dont 30 % étaient en combustible MOX[31]. L'opération de rechargement a été arrêtée et le cœur du réacteur n^o 4 a été intégralement déchargé. Cet incident a été reclassé en octobre 2007 par l'ASN du niveau 1 au niveau 2 de l'échelle INES[32] - [33].

À 20 h 37, le 9 avril 2007, un incident électrique provoque la perte d’une voie de sauvegarde (voie A), puis à 21 h 26 la perte des alimentations électriques extérieures et l’arrêt automatique du réacteur n^o 3. Le plan d'urgence interne déclenché préventivement par EDF vers 22 h ainsi que le centre d'urgence activé lui-aussi préventivement par l’ASN, sont levés le lendemain matin à 8 h 15 après retour de toutes les alimentations électriques. L’incident est classé au niveau 1 de l’échelle INES[34] - [35] - [36].

À la suite de l'accident nucléaire de Fukushima, l'exploitant de la centrale de Dampierre a dû procéder à une évaluation complémentaire de sûreté. Le rapport du site de Dampierre-en-Burly a été communiqué, avec ceux des autres centrales nucléaires, par EDF à l'ASN qui l'a rendu public le 15 septembre 2011.

Le 14 octobre 2002, EDF avait informé l'ASN d'une erreur de conception affectant la résistance au séisme de certains réservoirs d’eau des réacteurs du Blayais, de Chinon, Dampierre, Saint-Laurent et du Tricastin. Ainsi en cas d'arrêt subit du réacteur à la suite par exemple d'un séisme de forte magnitude, le système de refroidissement du réacteur, privé d’alimentation en eau de secours, aurait pu être défaillant. Le réservoir de Dampierre a été mis en conformité en 2004. Ceux des autres centrales entre 2004 et 2005[37].

Déjà analysée dans le cadre des études préliminaires à la 3^e visite décennale, la résistance à un séisme majeur est à nouveau présentée dans le cadre de l'évaluation complémentaire de sécurité en 2011, en appliquant le référentiel défini dans la règle RFS 2001-01, plus pénalisante que la règle RFS 1-2.c en vigueur lors de la deuxième visite décennale.

Le séisme de référence associé à la centrale de Dampierre est le séisme de Tigy, qui s’est produit le 3 octobre 1933. Le séisme maximum historiquement vraisemblable (SMHV) est un séisme similaire à ce séisme de référence se produisant au droit du site de la centrale, puisque par principe un séisme qui s'est produit dans une zone sismo-tectonique peut se reproduire à tout endroit de cette zone. Il est d'intensité VI MSK et de magnitude 4,4. Le séisme qui sert de référence au dimensionnement des installations, le séisme majoré de sécurité (SMS), est un séisme 1,5 fois plus puissant et présente, par déduction, une intensité VII MSK et une magnitude de 4,9. Après application d'un coefficient de sol correspondant à un sol moyen, le spectre de sol caractérisant la réponse du sol à un tel séisme peut être établi. Le pic d'accélération s'établit, selon l'évaluation complémentaire de sécurité de 2011, à 0,18 g pour le SMS, soit une vitesse de 7 cm/s[A 6]. Le spectre associé à la SMS était évalué en 2003 à 0,17 g par EDF et à 0,21 g par l'IRSN. Dans son courrier du 2 juin 2003, l'ASN avait validé les conclusions de EDF en retenant une accélération de 0,17 g comme vérification pour le dimensionnement[38].

Les centrales nucléaires ayant été construites par paliers, à savoir sur des bases identiques de conception, le spectre retenu pour le dimensionnement de toutes les centrales d'un même palier est identique, quel que soit le lieu. Pour le palier CPY, dont fait partie la centrale de Dampierre au même titre que 27 autres centrales de 900 MW, la forme spectrale utilisée était celle dite « du spectre EDF » définie comme la moyenne lissée du spectre de 8 accélérogrammes enregistrés lors de 5 séismes d'origine californienne. L'îlot nucléaire de Dampierre a ainsi été conçu sur la base d'un spectre normé à 0,2 g à période nulle. Pour les ouvrages de site hors îlot, un spectre normé à 0,1 g a été retenu. L'évaluation complémentaire de sûreté de Dampierre réalisée en 2011 montre que le spectre EDF (SMD) enveloppe bien le spectre du SMS sur la gamme de fréquences 1-6 Hz, mais que l'on peut constater un léger dépassement autour des 10 Hz. Celui-ci n'induit toutefois aucun impact significatif, compte tenu des méthodes de calcul de l'époque, très largement sécuritaires[A 7].

En conclusion, EDF établit dans l'ECS que la robustesse de l'enceinte de confinement du bâtiment réacteur, comme celle du bâtiment combustible et des matériels participant à la fonction de refroidissement de la piscine d'entreposage, est garantie pour des niveaux sismiques supérieurs à 1,5 fois le SMS[A 8]. Par contre l'exploitant préconise de faire des études complémentaires pour étudier la robustesse des équipements électriques à un tel séisme de même que pour la tenue de la motopompe thermique de secours[A 9]. Enfin les améliorations des équipements déjà identifiées lors de la visite décennale de remise en conformité au regard du référentiel de sûreté (traitement des écarts) doivent être menées à terme[A 10].

Lors de sa conception, la crue de référence retenue pour caler la plateforme de l'îlot nucléaire était le maximum entre le niveau de la crue millénale et celui atteint par la conjonction de la plus haute crue historique et l'onde de crue due à la rupture du barrage de Villerest. Le niveau maximal retenu est celui de la crue millénale soit une cote de 125,60 m NGF O[39] au droit des ouvrages de prise d'eau, correspondant à un débit de la Loire de 13 000 m³/s. La plate-forme de l'îlot nucléaire est calée à 125,50 NGF O et les seuils d'accès des bâtiments de cet îlot à 125,60 NGF O[A 11].

En 1984 parait une nouvelle règle pour l'évaluation du risque d'une inondation d’origine externe des centrales nucléaires, la règle fondamentale de sûreté (RFS I.2.e). Deux conditions doivent être impérativement respectées :

• la plate-forme supportant les bâtiments abritant les matériels importants pour la sûreté doit être calée à un niveau au moins égal au niveau des plus hautes eaux, avec une marge de sécurité (le niveau correspondant est appelé cote majorée de sécurité (CMS) ;
• les voies possibles d’accès de l’eau dans les locaux abritant les matériels participant au maintien de l’installation dans un état sûr, situées au-dessous du niveau du calage de la plate-forme, doivent être obturées.

Pour Dampierre, la première règle n'est pas respectée, c'est ce qui conduit l'IRSN, dans son rapport à la suite de l'inondation de la centrale du Blayais survenue le 27 décembre 1999, à dire qu'il conviendra pour ce site de « réexaminer l’ensemble des dispositions spécifiques mises en place »[40].

La résistance au risque inondation est ainsi étudiée en 2003 en préliminaire à la 3^e visite décennale et en 2011 dans le cadre de l'évaluation complémentaire de sûreté. Dans ce cadre la crue millénale est évaluée par EDF à un niveau de 12 350 m³/s et la crue millénale majorée de 15 % à 14 200 m³/s. Le débit généré par une rupture du barrage de Villerest serait de 9 700 m³/s, très largement inférieur à celui de la crue millénale majorée.

Sur la base de l'hypothèse de cette crue millénale majorée, l'utilisation d'un modèle numérique bi-dimensionnel des écoulements de la Loire a permis à EDF de fixer le niveau atteint par la Loire en différents endroits du site. Le niveau de l'eau serait ainsi de 125,69 à l'Est, de 125,35 à la prise d'eau et de 125,25 aux abords de l'îlot, du fait de phénomènes d'écrans[A 12]. EDF conclut que le phénomène inondation n'est pas susceptible de conduire à une perte des sources froides toutefois en cas de crue fluviale augmentée, à savoir une crue millénale majorée de 30 %, toutefois hautement improbable, la cote atteinte serait de 127,20 et des conséquences seraient à craindre[A 13].

EDF propose ainsi la réalisation d'études complémentaires portant d'une part sur le renforcement de la protection des équipements nécessaires à la conduite d'une situation de perte totale des sources électriques à la suite d'une crue fluviale augmentée et d'autre part sur l'hypothèse d'un séisme cumulé avec la crue millénale entraînant une rupture du barrage de Villerest, voire de Villerest et de Naussac[A 14].

Concernant une inondation interne, une rupture des réservoirs non sismiques serait susceptible de créer une lame d'eau dommageable. EDF propose également des études complémentaires sur ce sujet[A 9].

En cas de perte totale des alimentations électriques extérieures, l'autonomie en fioul des groupes électrogènes est de 3,5 jours pour chacun d'eux dans le cas le plus défavorable en termes de charge. Au-delà, la centrale peut être réapprovisionnée dans le cadre d'un contrat national qui prévoit un délai de réapprovisionnement de 24 h en cas d'urgence et de trois jours en situation normale. L'autonomie en huile est de trois jours avant réapprovisionnement, celle en eau pour le refroidissement des diesels est de quinze jours et celle en air permet cinq démarrages[A 15].

En cas de perte totale des alimentations électriques externes et internes, EDF a mis en place de moyens supplémentaires d'appoint en eau pour permettre le refroidissement de la piscine de désactivation ainsi que des moyens humains capables d'intervenir suffisamment tôt en complément des équipes de crise locales (FARN). Quatre diesels d'ultime secours (DUS) supplémentaire serait également mis en place[A 16]. La construction des (DUS) a été terminée.

• Liste des réacteurs nucléaires en France

• ASN, « Rapport de l'évaluation complémentaire de la sûreté des installations nucléaires de Dampierre-en-Burly au regard de l'accident de Fukushima », 15 septembre 2011
• EDF, La centrale de Dampierre
• ASN, La centrale de Dampierre
• Rapport 2007 au titre de la loi du 13 juin 2006 sur la transparence et la sécurité nucléaire [PDF], sur service-public.edf.com
• (en) Dampierre 1 : fiche INSC ; (en) Dampierre 2 : fiche INSC ; (en) Dampierre 3 : fiche INSC ; (en) Dampierre 4 : fiche INSC