5.5.5.3. BR2
Description de l'installation
BR2 (Belgian Reactor 2) est un réacteur nucléaire utilisé pour des expériences (« Materials Testing Reactor »), et également pour la production de matières radioactives utilisées en médecine et dans le secteur industriel ainsi que pour le dopage du silicium. Vous trouverez davantage d'informations sur : http://www.sckcen.be/en/Our-Research/Research-facilities/BR2-Belgian-Reactor-2
Illustration 4 : Le réacteur BR2 vu d'en haut
Confirmation du niveau de sûreté
Dans le cadre de l'EPS, certains sujets sont analysés de manière plus systématique et complète, notamment :
Actualisation de l'analyse de sûreté probabiliste existante
Par le passé, une analyse de sûreté probabiliste de BR2 a déjà été réalisée. L'objectif de cette révision est d'introduire les modifications apportées à l'installation, afin de prendre en compte une liste actualisée d'initiateurs (il s'agit d'événements susceptibles de provoquer un accident nucléaire) et également d'actualiser les probabilités de défaillance. Cette étude a été faite et a permis l'identification d'un certain nombre de points d'amélioration. Cette étude sera ensuite évaluée par Bel V en étroite collaboration avec l'exploitant.
Une réévaluation en profondeur de la boucle à haute pression CALLISTO
La boucle CALLISTO est un circuit expérimental intégré au réacteur BR2. Les matières fissiles et autres matières du réacteur peuvent être irradiées avec la densité neutronique propre au BR2, mais dans des conditions de pression, de température, de composition de l'eau, etc., qui correspondent aux conditions rencontrées dans une centrale nucléaire de type PWR (« Pressurised Water Reactor », le type de réacteur nucléaire utilisé dans les centrales électriques belges). Cette boucle a maintenant 18 ans et la situation actuelle a été évaluée en profondeur. La possibilité d'apporter des modifications afin de réduire les doses de rayonnement reçues par le personnel durant les tâches de maintenance a également été étudiée. Cette étude est terminée. Une série d'actions concrètes ont été établies et sont en cours de discussion avec Bel V.
Inspection des tubes générateurs de neutrons
Les tubes générateurs de neutrons sont des pénétrations dans la cuve du réacteur qui permettent d'amener des faisceaux neutroniques vers les expériences. L'étanchéité de ces tubes est importante afin de conserver l'étanchéité du bassin d'eau dans lequel est placé le réacteur. L'analyse de la technique de clôture définitive de ces tubes neutroniques a été effectuée. Cette étude a traité également la détection d'une fuite d'eau ainsi que les mesures correctives qui peuvent être entreprises pour reduire les conséquences d'une telle fuite.
Inspection du circuit primaire dans son ensemble
Des contrôles visuels préventifs sont réalisés annuellement. L'inspection décennale comporte des contrôles visuels supplémentaires sur la base desquels un programme d'inspection complémentaire est établi. Les différents éléments de ce programme d'inspection seront exécutés systématiquement.
Amélioration de l'évacuation des effluents radioactifs
Les effluents radioactifs sont évacués, par un système complexe de conduites, vers Belgoprocess, société responsable de leur traitement. Une partie des canalisations est relativement vétuste et il convient d'anticiper les fuites ou incidents éventuels. Une étude de toutes les conduites, réservoirs d'alimentation, liaisons, etc., sur plan et en réalité, a été effectuée. Cette étude a donné lieu à une amélioration des procédures et à la planification du renouvellement des conduites.
Analyse du vieillissement dans une perspective d'avenir
Renouvellement des parties absorbantes des barres de contrôle
Les barres de contrôle servent tant à assurer la sûreté du réacteur (arrêt d'urgence) qu'à régler le niveau de flux dans le réacteur. Ils contiennent pour cela des composantes qui absorbent fortement les neutrons. En raison de ce que l'on appelle le « taux de combustion » (la diminution de matière absorbante engendrée par l'utilisation antérieure), le rendement de ces barres de contrôle diminue à long terme et celles-ci doivent donc être remplacées à temps. Sur base des études théoriques et à un programme de tests, il a été décidé de remplacer les parties absorbantes (cadmium) des barres de contrôle par de l'hafnium. Le dossier de modification, traité par le service de contrôle physique et Bel V, a été achevé, et en février 2010 les nouvelles barres de contrôle, équipées de parties absorbantes en hafnium, ont été mis en service. Par ailleurs, les mécanismes permettant de déplacer les barres de contrôle dans le réacteur ont été modernisés.
Modernisation de l'instrumentation non nucléaire (température, pression, débit, ...)
Les chaînes d'instrumentation non nucléaires sont destinées à contrôler les paramètres de fonctionnement du circuit de refroidissement primaire, des autres circuits hydrauliques, des différents systèmes de support et des équipements de sauvegarde. Les chaînes d'instrumentation les plus cruciales ont été remplacées durant la période 1995-1997. Durant cette période de rénovation qui durera jusqu'en 2011, des chaînes de mesure supplémentaires seront renouvelées.
Dispositifs d'irradiation
Les tubes de force de certains dispositifs d'irradiation font partie du circuit primaire, comme les dispositifs déchargeables et rechargeables durant le fonctionnement du réacteur. D'autres dispositifs possèdent une paroi qui sépare le circuit d'expérimentation du circuit primaire. Une réévaluation de la durée de vie effective des divers dispositifs d'irradiation doit permettre de les mettre hors service à temps, de procéder à leur remplacement ou de prendre d'autres mesures adéquates. Cette révision s'est limitée aux dispositifs qui sont chargés de manière (presque) permanente dans le BR2 et qui remplissent une fonction de sécurité. Les études on été exécutées sur base d'une combinaison d'inspections et d'études scientifiques, elles ont montré que l'intégrité des dispositifs d'irradiation à longue durée, est assurée pour la prochaine période de fonctionnement.
Réseaux électriques
La fonction de sécurité d'un certain nombre d'équipements peut être menacée en raison d'une séparation physique et électrique insuffisante entre les câbles de sécurité et les autres, entre les câbles de puissance et les câbles de commande, entre les câbles de sécurité redondants. Pour les équipements de sauvegarde, le mélange avec les équipements qui ne sont pas des équipements de sauvegarde sera examiné, tant en ce qui concerne les protections que le câblage. À partir de ces analyses, des propositions seront formulées en vue de renforcer la fiabilité de ces équipements. L'étude est en cours et – pour certaines parties du circuit – achevée. Par la suite des propositions d'amélioration seront proposées.
En parallèle avec cette étude et sur base des questions de l'AFCN et Bel V, une étude a été faite sur la sensibilité des systèmes électriques à des cas de surtension. Des questions ont été posées.
Suivi de l'état du béryllium
Différents canaux du réacteur contiennent des éléments combustibles, des expériences, des dispositifs d'irradiation et des barres de contrôle. Ces canaux permettent également l'écoulement de l'eau de refroidissement du réacteur. Ils sont fabriqués en blocs prismatiques de béryllium, un métal très rare, qui est d'ailleurs le plus léger des métaux. Ce béryllium est soumis à un rayonnement neutronique très élevé, et à terme, cela peut provoquer des fissures ou la déformation du métal. Il existe par conséquent un programme intense de contrôle du béryllium. L'objectif est de faire une prévision de la tenue du béryllium jusqu'en 2016, au moyen de contrôles visuels et de considérations dimensionnelles (mesures précises de la forme et des dimensions des morceaux de béryllium), en tenant compte des expériences précédentes en matière de béryllium irradié. Toutes les mesures et inspections ont été réalisées et les résultats montrent que la tenue du beryllium assure une utilisation jusqu'au moins 2016.
Suivi des propriétés mécaniques de la cuve du réacteur
La cuve du réacteur BR2 est en aluminium et est soumise à un très fort rayonnement neutronique. Ce rayonnement neutronique peut modifier les caractéristiques mécaniques de cette cuve, ce qui peut avoir une incidence négative sur la durabilité de celle-ci et, en particulier, sur la résistance aux chocs. Une analyse approfondie a déjà été réalisée dans les années 1995 –1996 et des courbes théoriques ont été calculées pour sa tenue future. L'objectif de cette analyse complémentaire est d'obtenir davantage de données et de vérifier si les modélisations théoriques collent à la réalité. Les tests ont été réalisés en 2006. Sur base de études théoriques et expérimentales, nous concluons que l'évolution de la structure et des matériaux de la cuve du réacteur BR2 ne présentent pas de dangers pour l'intégrité de la cuve durant la période d'évaluation de la sûreté actuelle, qui s'achève en 2016.
Optimisation de la définition des inspections périodiques à effectuer
Les inspections périodiques contribuent à la fiabilité des installations, à la disponibilité et à la fiabilité des composants de sauvegarde et à la sécurité des travailleurs. L'objectif est d'évaluer à nouveau le programme d'inspection en prenant en compte, par exemple, la législation modifiée, la dose de rayonnement et le régime d'exploitation du réacteur. Des spécifications plus claires concernant ce qui est admissible et ce qui ne l'est pas seront également formulées, et des actions seront alors entreprises. Une première proposition pour le programme d'inspection adapté et les spécifications et actions y afférentes sera proposée en janvier 2011 à Bel V.
Prise en compte des nouvelles règles et pratiques
Depuis la mise en service de BR2, les règles et pratiques ont été régulièrement adaptées aux évolutions internationales et expériences d'exploitation internes.
La nouvelle législation en matière d'explosions
Il est important de savoir à quels endroits l'hydrogène est utilisé ou pourrait s'accumuler en cas d'incident. L'analyse, qui repertorie les différents emplacements a été achevée. La révision du dossier de sûreté relatif au phénomène d'explosion est prévue pour octobre 2010.
Tendance mondiale à la conversion de HEU en LEU, étude d'impact sur BR2
À l'heure actuelle, le réacteur utilise de l'uranium hautement enrichi (HEU, « High Enriched Uranium »). Au niveau mondial, la tendance est de se tourner vers l'uranium faiblement enrichi (LEU, « Low Enriched Uranium ») pour des raisons de non-prolifération. Si le combustible de BR2 doit être changé (en passant de HEU à LEU), il convient d'adopter un autre concept de combustible, ce qui exigera de nombreuses études et une validation expérimentale. Ce programme d'étude s'étend à long terme.Le plan de projet pour l'exécution des études a été finalisé et présenté à Bel V. Un nombre d'études théorique ainsi que quelques expériences ont déjà démarrée en collaboration avec des partenaires internationaux.
Étude de l'amélioration de la sécurité des ponts sur BR2
Les ponts permettent d'effectuer des manipulations dans les environnements comportant une présence humaine, souvent avec des charges présentant un débit de dose important. Afin d'éviter de subir des dommages et/ou radiations, il est important que les mécanismes de sécurité sur ces ponts soient bien conçus et opérationnels. Après une phase d'étude, les améliorations nécessaires seront apportées selon leur niveau de priorité. La méthodologie suivie pour l'évaluation de sûreté des ponts a été établie pour une partie des ponts du BR2. Pour les autres des actions d'amélioration ont été définies sur base des résultats de ces analyses.
Gestion et développement des connaissances
Pour une installation déjà en service depuis longtemps, une attention particulière doit être portée à la gestion des connaissances, en particulier lorsque les personnes présentes lors de la mise en service ne sont plus disponibles.
Gestion de l'expérience : le développement du système d'information pour l'enregistrement et l'analyse des non-conformités
Dans le cadre du retour d'expérience, les anomalies ne doivent pas seulement être signalées à temps. Elles doivent également faire l'objet d'une analyse adéquate résultant en des propositions d'actions concrètes d'amélioration. Le processus de retour d'expérience doit permettre que les connaissances acquises génèrent suffisamment d'améliorations de l'installation, de procédures et d'instructions, de documentation technique, de processus critiques en matière de sûreté et qu'elles soient mises à disposition du personnel par le biais de la formation et d'une bonne communication. Un certain nombre d'améliorations ont été apportées au système de suivi actuel. La date prévue pour finaliser ces améliorations est février 2011.
Formation du personnel du réacteur : les efforts destinés à maintenir à niveau les connaissances du personnel seront intensifiés
Une actualisation des programmes de formation a été effectuée (formation initiale et cours d'entretien des connaissances) pour le personnel du réacteur, sur base des expériences avec le programme actuel de formation et l'expérience d'exploitation en général. En outre, une analyse d'écarts par rapport aux directives de l'IAEA à ce sujet a été effectuée. , Les besoins en formations et l'expérience exigée du personnel du réacteur ont été revus de manière exhaustive. Cette action a donné lieu à une révision du programme de formation et des procédures y afférents.
Gestion des connaissances : le système de gestion des informations relatives à l'installation sera développé davantage. Ceci est un point important dans le cadre du remplacement de membres du personnel.
Il existe actuellement plusieurs systèmes de gestion des connaissances disponibles, comme le système de qualité, le système de gestion des documents, le Système de gestion des rapports de non-conformité (SGRNC), le système d'analyse des incidents (INRIBUAN) et le système de gestion des plans. L'évaluation du système actuel de gestion des connaissances, y compris de l'utilisation, de la gestion et de l'entretien du système, a été achevée. Cette évaluation fait partie d'une analyse plus large pour l'entièreté du SCK•CEN. Dans l'attente du système global de gestion des connaissances pour le BR2, un outil de gestion a été mis en œuvre afin d'assurer un meilleur suivi du rapport de sûreté. Des mesures pour anticiper la perte de connaissance avec un éventuel impact sur la sûreté ont été prises également. La méthodologie développée consiste en plusieurs étapes : une étape d'identification, une étape de transfert de connaissance proprement dit et l'évaluation du processus.
| Dernière mise à jour |
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| 23/12/2010 - 08:56 |
