Document d’origine écrit en allemand. Version française traduite pas DeepL.com (version Pro). Relecture par la Fondation Energie

Dans une communication de l’IFSN [1] du 12 septembre 2025, il est indiqué qu’une « faiblesse présumée de conception dans le système d’alimentation en eau » a été découverte à la centrale nucléaire de Gösgen (KKG). Afin de prévenir les dommages consécutifs à une rupture d’une conduite d’alimentation en eau sur d’autres sections de tuyauterie, il est possible d’installer des supports de tuyauterie robustes ou des clapets anti-retour amortis. L’IFSN indique en outre que « la centrale nucléaire de Gösgen a prévu le remplacement des clapets anti-retour du système d’alimentation en eau dans le cadre de la modernisation technique ».

Selon l’IFSN [2], il existe deux possibilités pour éviter les surcharges dues aux coups de bélier dans les conduites du système d’alimentation en eau :

« 1. Les supports de tuyauterie sont suffisamment robustes pour absorber le coup de bélier sans subir de dommages.

2. Des clapets anti-retour amortis, qui atténuent l’amplitude du coup de bélier en retardant la fermeture, sont utilisés. »

Contrairement à d’autres installations du même fournisseur allemand KWU, aucun clapet anti-retour amorti n’a été installé dans la centrale nucléaire de Gösgen (dont la construction a débuté en 1973 et qui a été mise en service en 1979).

Dans des installations comparables construites par la Kraftwerks Union (KWU) en Allemagne, des clapets anti-retour amortis faisaient déjà partie intégrante de la conception des installations. C’est le cas, par exemple, de la centrale nucléaire de Neckarwestheim 1 (GKN-1, début des travaux en 1972, mise en service le 1er décembre 1976). Il en va de même pour les centrales nucléaires construites après GKN-1, appelées centrales « pré-convoi », à Grafenrheinfeld en Bavière, Grohnde en Basse-Saxe, Brokdorf dans le Schleswig-Holstein et Philippsburg 2 dans le Bade-Wurtemberg (construites par KWU entre 1982 et 1986) [4] .

Dans la centrale nucléaire suisse de Beznau, équipée de réacteurs à eau pressurisée de Westinghouse (début du projet      en 1965, exploitation commerciale   en décembre 1969), des clapets anti-retour à détente ont été installés en 1992 dans le bloc 2 à l’entrée du générateur de vapeur dans la conduite d’alimentation en eau (dans le bloc 1 en 1993).

L’autorité de surveillance suisse de l’époque, la HSK [5], a décidé, à la suite de l’évaluation d’un contrôle périodique de sécurité (PSÜ) en 1999, que la KKG devait fournir la preuve technique de sécurité que des clapets anti-retour amortis pour l’eau d’alimentation n’étaient pas nécessaires /HSK 1999/. Selon /ENSI 2008/, huit supports de tuyaux DN450 ont été renforcés dans ce contexte lors de la révision principale de 2003, après quoi la DSN a officiellement déclaré la question close le 26 août 2003.

Dans le cadre d’une modernisation technique, la centrale nucléaire de Gösgen a actuellement prévu le remplacement des clapets anti-retour dans le système d’alimentation en eau. L’IFSN a pris note de l’interruption d’exploitation communiquée par la centrale nucléaire de Gösgen, qui devrait durer jusqu’à fin février 2026.[6]

Dans un courrier daté du 15 septembre 2025, la Fondation Énergie (SES) demande une évaluation de la situation actuelle en matière de sécurité dans le domaine du système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen.

Le système de production de vapeur nucléaire comprend le circuit de refroidissement du réacteur avec les pompes de refroidissement principales, les générateurs de vapeur, le réservoir de pression, le réacteur et les tuyauteries de raccordement, ainsi que, du côté secondaire, le système de vapeur vive et d’eau d’alimentation jusqu’aux vannes d’isolation externes de l’enceinte de confinement.

La conduite principale d’eau d’alimentation se divise en trois conduites avant la station d’alimentation en eau, qui sont acheminées vers les chambres séparées de la station d’alimentation en eau. Les trois conduites sont acheminées dans des tuyaux doubles à travers l’espace annulaire et l’enveloppe en acier. Après le passage à travers le cylindre pare-éclats, un clapet anti-retour est installé dans chaque conduite. Les conduites d’alimentation de secours et d’alimentation d’urgence débouchent entre ces clapets anti-retour et les générateurs de vapeur. Contrairement à d’autres installations du même fournisseur KWU, aucune vanne anti-retour amortie n’est utilisée dans la centrale nucléaire de Gösgen.

Les tâches importantes du système de production de vapeur nucléaire en matière de sécurité consistent, d’une part, à évacuer la puissance du réacteur ou la chaleur résiduelle et, d’autre part, à confiner le fluide de refroidissement du réacteur dans le circuit de refroidissement du réacteur ou l’eau et la vapeur dans le circuit secondaire pendant le fonctionnement normal et en cas d’incident.

Le système d’alimentation en eau RL est classé selon les normes de sécurité (classé SK2/EK I)[8] à partir des robinets d’arrêt du bâtiment (vannes GBA) dans les chambres de robinetterie jusqu’aux générateurs de vapeur, le système d’alimentation de secours RS et le système d’alimentation d’urgence RX étant intégrés dans les conduites du système d’alimentation en eau à l’intérieur de l’enceinte de confinement (SHB). Les autres parties du système RL, ainsi que le système de démarrage et d’arrêt RR, ne sont pas classés.

La centrale nucléaire de Gösgen dispose entre autres des systèmes et installations suivants pour assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle côté secondaire en cas de panne ou de dysfonctionnement du dissipateur thermique principal (système d’alimentation en eau et turbine avec condenseur et système principal de refroidissement) :

− Système de démarrage et d’arrêt RR,

− Système d’alimentation de secours RS,

− Système d’alimentation de secours RX.

La structure du système d’alimentation en eau RL est représentée schématiquement à la figure 1.

Les tâches du système de démarrage et d’arrêt sont les suivantes :

— assurer l’alimentation des générateurs de vapeur lors du démarrage et de l’arrêt de l’installation à une puissance inférieure à environ 3 % de la puissance du réacteur,

— en cas d’alimentation électrique de secours, de défaillance des pompes d’alimentation en eau et également en cas de fuites d’eau d’alimentation dans la zone des préchauffeurs haute pression, d’assurer l’alimentation des générateurs de vapeur afin d’évacuer la chaleur résiduelle.

Les tâches du système d’alimentation de secours sont d’assurer l’alimentation des générateurs de vapeur en cas :

— en cas de défaillances propres au système du circuit eau-vapeur (par exemple, en cas de fuites d’eau d’alimentation spécifiques et de défaillance des pompes d’alimentation en eau et des pompes de démarrage/arrêt),

— en cas de défaillances liées à une perte de liquide de refroidissement sans alimentation opérationnelle par les pompes d’alimentation ou les pompes de démarrage/arrêt,

— en cas de défaillances dues à des tremblements de terre.

Le système d’alimentation de secours (fig. 2) dispose de trois lignes d’alimentation de secours qui sont chacune attribuées de manière fixe à un générateur de vapeur et d’une quatrième ligne d’alimentation de secours qui peut être connectée à chacun des trois générateurs de vapeur.

La fonction du système d’alimentation de secours RX à deux circuits (fig. 3) est d’assurer l’évacuation de la chaleur résiduelle du circuit de refroidissement du réacteur dans tous les cas d’incident où l’évacuation normale de la chaleur résiduelle est impossible en raison d’influences extérieures extrêmes (p. ex. crash d’avion ou interventions de tiers).

Dans le cadre de la conception structurelle des structures, systèmes et composants d’une centrale nucléaire, il convient de s’assurer que l’ensemble des charges possibles lors des événements à prendre en compte peuvent être supportées.

Ainsi, par exemple, la stabilité des bâtiments abritant des composants importants pour la sécurité doit être garantie en cas de séismes de différentes intensités. De plus, l’installation et la fixation des composants à l’intérieur des bâtiments doivent garantir que les vibrations ne compromettent pas le bon fonctionnement des systèmes nécessaires à la maîtrise des événements.

Dans le cadre du débat actuel sur la maîtrise des ruptures dans le système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen, l’IFSN écrit notamment : « Si les fixations des tuyauteries venaient à céder, cela pourrait entraîner des dommages consécutifs, ce qui pourrait compromettre le refroidissement du réacteur et donc la maîtrise de l’accident de conception «ruptures d’une conduite d’alimentation en eau». »

Selon l’IFSN, une telle situation peut être provoquée par la fermeture brutale des clapets anti-retour non amortis installés dans le système d’alimentation en eau : « Les clapets anti-retour du système d’alimentation en eau se ferment automatiquement après une rupture de conduite en raison de l’inversion du sens d’écoulement de l’eau d’alimentation. Si elles se ferment trop rapidement, le freinage brusque du débit peut provoquer, pendant quelques fractions de seconde, un coup de bélier dans les parties intactes des conduites, ce qui peut entraîner des surcharges et donc endommager certains supports de conduites. » De plus amples informations sur l’importance des clapets anti-retour amortis sont fournies au chapitre 2.3.

Ce déficit augmente considérablement la probabilité que « le refroidissement du réacteur et donc la maîtrise de l’accident de conception « rupture d’une conduite d’alimentation en eau » puissent être remis en question » et que des accidents entraînant des dommages nucléaires graves, y compris des fusions du cœur, se produisent.

Dans le cadre de l’évaluation de la documentation sur la PSÜ soumise par la KKG en 1995/1996, la HSK cite les événements susceptibles d’entraîner des dommages importants au cœur sous haute pression /HSK 1999/. Il s’agit notamment d’événements tels que :

— rupture de la conduite d’alimentation en eau en supposant des erreurs supplémentaires,

— cas ATWS – défaillance totale de l’alimentation principale en eau d’alimentation en supposant des erreurs supplémentaires,

— panne totale de la centrale,

— situation d’urgence. 

Dans l’avis technique de l’IFSN /IFSN 2008/ sur les résultats du contrôle périodique de sécurité de la centrale nucléaire de Gösgen en 2008, des informations détaillées sont fournies sur le déroulement des accidents de conception, des conditions d’exploitation hors conception et des situations d’urgence concernant le circuit secondaire.

Lors de l’analyse de ces événements, on peut partir du principe que les conditions initiales et limites de la conception déterministe ont été correctement appliquées.

Cependant, les conséquences possibles liées à la « faiblesse présumée de la conception du système d’alimentation en eau » signalée par l’IFSN n’y sont pas précisées. Cette « faiblesse présumée dans la conception du système d’alimentation en eau » devrait être prise en compte comme une erreur supplémentaire dans les analyses d’événements correspondantes et remettrait finalement en question le refroidissement du réacteur et donc la maîtrise de l’accident de conception [9]« Ruptures d’une conduite d’alimentation en eau ».

Selon /TRAS 2025/, outre la discussion actuelle sur l’impossibilité éventuelle de maîtriser l’accident de conception « Rupture d’une conduite dans le système d’alimentation en eau » , le KKG ne correspond pas, sur de nombreux autres points, à l’état actuel de la science et de la technique tel qu’il a été intégré à la fin des années 1990 dans la conception du réacteur européen à eau pressurisée (EPR). Les exigences de sécurité correspondantes ont été publiées par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) française [10] dans /ASN 2014/. Il existe donc des lacunes en matière de confinement des accidents de fusion du cœur, de réserve d’eau de refroidissement d’urgence, de systèmes d’urgence, de sécurité et d’alimentation, ainsi que de protection contre les crashs d’avion. /TRAS 2025/ se réfère à la prise de position de l’IFSN sur la dernière PSÜ pour la centrale nucléaire de Gösgen /ENSI 2023/. Le document /TRAS 2025/ précise en outre, en référence à /ENSI 2023/, que les améliorations de la centrale nucléaire de Gösgen visant à éliminer les divergences par rapport à l’EPR « ne pourraient pas être réalisées ou ne pourraient l’être qu’à un coût disproportionné ».

L’utilité des clapets anti-retour amortis dans le système d’alimentation en eau des centrales nucléaires réside principalement dans la garantie d’un comportement d’écoulement contrôlé et dans la protection des tuyauteries et des composants.

Les clapets anti-retour conventionnels, qui se ferment brusquement, peuvent provoquer de forts coups de bélier en raison de l’accumulation soudaine d’eau. Les clapets à amortissement sont conçus de manière à permettre une fermeture lente et contrôlée de l’élément de clapet. Cela est rendu possible par des éléments d’amortissement hydrauliques ou mécaniques qui absorbent l’énergie de l’eau qui reflue et permettent ainsi un arrêt en douceur.

Les clapets anti-retour à effet amortisseur utilisés dans les centrales nucléaires servent à protéger et à garantir le bon fonctionnement des systèmes d’alimentation en eau, en particulier contre les coups de bélier, les retours d’eau et les dommages liés à la cavitation. Ils empêchent le reflux de l’eau.

Objectif et fonction

—Prévention des coups de bélier :

Lors de l’arrêt des pompes d’alimentation, des coups de bélier peuvent se produire lorsque l’eau reflue. Les clapets anti-retour amortis absorbent ces coups de bélier et protègent ainsi les composants du système contre les dommages.

En cas de rupture de conduite hypothétique, les forces de coup de bélier attendues sont absorbées par les conduites d’alimentation en eau menant au réacteur et leurs points fixes.

—Protection des pompes d’alimentation :

Les clapets empêchent le reflux de l’eau chaude dans les pompes d’alimentation froides, ce qui prolonge leur durée de vie et évite les dommages dus à la cavitation.

—Stabilité du système d’alimentation en eau :

En amortissant les variations de pression et en empêchant les reflux, les clapets assurent un fonctionnement plus calme et plus stable du système d’alimentation en eau.

—Réduction du bruit :

L’atténuation des fluctuations de pression entraîne également une réduction significative du bruit dans le système, qui serait autrement causé par l’arrêt brusque de l’eau.

En résumé, les clapets anti-retour à effet amortisseur sont un élément important de la sécurité et de la fiabilité des centrales nucléaires, car ils protègent les systèmes d’alimentation en eau contre les coups de bélier et les reflux nuisibles, contribuant ainsi à garantir un fonctionnement fiable.

Les structures relatives à la sécurité, aux systèmes et aux composants des centrales nucléaires doivent être conçus et exploités de manière à pouvoir remplir leurs fonctions de manière fiable et efficace dans les conditions de charge et d’environnement les plus diverses.

Il apparaît toutefois que des différences significatives de conception peuvent être constatées entre des installations comparables du même fabricant, KWU - KKG en Suisse et GKN-1 [11] en Allemagne [12].

— Thème : clapets anti-retour dans les conduites d’alimentation en eau

Comme déjà décrit au chapitre 1, contrairement à d’autres installations du fournisseur KWU, aucun clapet anti-retour amorti n’a été installé dans la centrale nucléaire de Gösgen (dont la construction a débuté en 1973 et qui a été mise en service en 1979).

Dans les installations de KWU en Allemagne comparables à KKG, des clapets anti-retour amortis faisaient partie de la conception des installations. C’est le cas, par exemple, de la centrale nucléaire GKN-1 (les travaux de construction ont commencé en 1972, mise en service le 1er décembre 1976). Il en va de même pour les centrales dites « pré-convoi » qui ont suivi, à Grafenrheinfeld en Bavière, Grohnde en Basse-Saxe, Brokdorf dans le Schleswig-Holstein et Philippsburg 2 dans le Bade-Wurtemberg (construites par la KWU entre 1982 et 1986) [13].

Il convient toutefois de noter que, selon /HSK 2004/, des clapets anti-retour amortis ont été installés en 1992 dans la centrale nucléaire de Beznau [14], bloc 2, à l’entrée du générateur de vapeur à l’intérieur de l’enceinte de confinement. Une mise à niveau similaire a également été effectuée dans le bloc 1.

Concernant la question en suspens (P 126) abordée au chapitre 1 dans /HSK 1999/, l’IFSN rapporte ce qui suit dans /ENSI 2008/ :

« La KKG devait apporter la preuve technique de sécurité que des clapets anti-retour amortis pour l’eau d’alimentation n’étaient pas nécessaires.
Pour ce faire, KKG a soumis à l’évaluation différents calculs pour les hypothèses de charge à supposer en cas de rupture des conduites d’alimentation en eau de HSK. Sur la base des résultats des évaluations, KKG a ensuite décidé que les amortisseurs de chocs les plus sollicités, y compris les ancrages dans le système d’alimentation en eau, devaient être renforcés. Après autorisation de la HSK, huit supports de tuyaux DN450 ont été renforcés lors de la révision principale de 2003, après quoi la HSK a officiellement déclaré la question close le 26 août 2003. »

La question se pose désormais de savoir pourquoi la faille connue des clapets anti-retour non amortis dans le système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen n’a pas été corrigée dès cette date par une mise à niveau, comme cela a été fait dans les deux blocs de la centrale nucléaire de Beznau.

En Suisse, la question des adaptations nécessaires des centrales nucléaires existantes pour les mettre en conformité avec les exigences actuelles en matière de sécurité des centrales nucléaires trouve sa réponse dans l’art. 22, paragraphe 2g /KEG 2021/, le titulaire de l’autorisation a l’obligation générale de « moderniser l’installation dans la mesure où cela est nécessaire selon l’expérience et l’état de la technique de modernisation, et au-delà, dans la mesure où cela contribue à réduire davantage le danger et est approprié ».

Les centrales nucléaires en Suisse devraient donc être modernisées dans une mesure telle qu’elles se rapprochent autant que possible de l’état actuel de la science et de la technique. Toutefois, l’exigence de modernisation ne doit s’appliquer que dans la mesure où cela est nécessaire selon l’expérience et l’état actuel de la technique de modernisation.[15]

Il convient de noter que, tant d’après l’expérience que d’après l’état de la technique de modernisation, la modernisation avec des clapets de modernisation amortis était nécessaire depuis longtemps, plus précisément depuis la mise en service en novembre 1979. Il est incompréhensible que, malgré le danger existant, la modernisation nécessaire n’ait pas encore été effectuée.

Sous le titre « Maîtrise des ruptures dans le système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen »[16], l’IFSN indique notamment :
« Une faiblesse présumée dans la conception du système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen a été découverte. Les nouvelles méthodes de calcul utilisées, basées sur l’état actuel de la science et de la technique, ont révélé une « faiblesse potentielle dans la conception du système d’alimentation en eau ». Cette faiblesse présumée dans la conception a des répercussions sur la maîtrise des ruptures d’une conduite d’alimentation en eau. »

Et il poursuit :
« Dans le cadre de la PSÜ 2018, ou plutôt de l’avis technique de sécurité relatif à cette PSÜ, ni la centrale nucléaire de Gösgen ni l’IFSN n’ont identifié d’écarts lors de la vérification de la conception du système d’alimentation en eau.

La centrale nucléaire de Gösgen a obtenu de nouvelles informations dans le cadre d’un projet de modification du système d’alimentation en eau, pour lequel des méthodes de calcul avancées ont été utilisées. Une caractéristique essentielle de ces nouvelles méthodes de calcul est le couplage, c’est-à-dire la prise en compte simultanée des phénomènes fluidiques et mécaniques structurels.

L’objectif de ces études était de vérifier l’efficacité d’un remplacement de robinetterie dans le cas de charge « rupture d’une conduite d’alimentation en eau ». Les études ont montré que dans le cas de charge « rupture d’une conduite d’alimentation en eau » dans la zone non classée à l’extérieur du bâtiment du réacteur, des surcharges importantes peuvent se produire au niveau de certains amortisseurs de chocs du système d’alimentation en eau à l’intérieur du bâtiment du réacteur. Cette faiblesse présumée de la conception constitue un événement soumis à déclaration, que la centrale nucléaire de Gösgen a signalé à l’IFSN en mars 2025. »

Comment évaluer la situation décrite par l’IFSN du point de vue de la sécurité technique ?

Dans le cadre de la procédure d’autorisation, il est courant de se baser sur des hypothèses conservatrices, c’est-à-dire pessimistes quant à l’efficacité de la fonction de sécurité concernée, pour calculer les critères de vérification correspondants. Les hypothèses conservatrices sont généralement utilisées à des fins de conception. Selon l’état actuel de la technique, des approches « best-estimate »[17] sont utilisées pour évaluer l’évolution des incidents et quantifier leurs effets.

Les approches conservatrices ont été introduites à des fins de simplification aux débuts des analyses de sécurité en raison des connaissances limitées sur les phénomènes physiques et des capacités de modélisation restreintes. Dans le cadre d’une analyse de sécurité conservatrice traditionnelle, l’état supposé de l’installation et les modèles physiques sont définis de manière suffisamment conservatrice. Ces définitions font ensuite l’objet de vérifications dans le cadre de la procédure d’autorisation.

Au cours des dernières années, les progrès réalisés en matière de puissance de calcul et de codes informatiques ont considérablement amélioré la possibilité de calculer des résultats de simulation réalistes. C’est pourquoi les calculs d’autorisation conservateurs s’accompagnent également d’analyses « best-estimate ». L’approche « best-estimate », associée à l’évaluation des incertitudes, permet de comparer les résultats des calculs avec les critères de vérification, de pallier les lacunes d’une approche conservatrice et de fournir des informations réalistes sur le comportement physique d’une installation et sur les marges existantes entre les résultats des calculs et les critères de vérification. C’est pourquoi les approches « best-estimate » sont particulièrement utiles pour les scénarios dans lesquels les marges entre les résultats des calculs et les critères de vérification sont faibles. Dans la pratique, on s’attend à ce que les marges introduites par l’approche conservatrice soient vérifiées par l’approche « best-estimate ».

Selon l’IAEA SSG-2 (version 2009)[18], on peut distinguer cinq grandes catégories de codes informatiques pour les calculs « best-estimate » des centrales nucléaires :

— Les codes thermohydrauliques du système, qui peuvent modéliser le système primaire, l’interface avec le système secondaire, les conteneurs et d’autres systèmes de l’installation liés à la sécurité.

— Les codes de physique du cœur, qui peuvent effectuer des calculs détaillés de physique nucléaire, tels que le calcul du flux neutronique, de la criticité, du taux de combustion à long terme, etc.

— Les codes spécifiques aux composants et aux phénomènes, qui se concentrent sur l’évaluation des états stationnaires ou transitoires des composants du système nucléaire de production de vapeur ou de phénomènes individuels, tels que les flux thermiques critiques, les contraintes dynamiques des composants liées à l’apparition de ruptures, etc.

— Les codes de dynamique des fluides computationnelle, qui permettent de résoudre des équations relatives à la conservation de la masse, de l’impulsion et de l’énergie de différents milieux avec un haut degré de détail.

— Les codes couplés, qui combinent par exemple la thermohydraulique structurelle, la contrainte et la mécanique de rupture.

Le professeur F. Mayinger [19] de l’université technique de Munich présente dès 1982 les résultats d’analyses best-estimate réalisées sur les conditions du cœur en cas de refroidissement d’urgence limité dans une centrale de 1 300 MWe. Il a pu montrer que les hypothèses conservatrices retenues pour la conception de la centrale sont pessimistes tant pour les fuites importantes que pour les fuites mineures. Les marges indiquées dans l’analyse best-estimate sont nettement plus élevées que celles de l’analyse conservatrice. 

Il apparaît que les outils permettant de réaliser des analyses de sécurité déterministes et d’évaluer les résultats obtenus étaient disponibles bien avant le début du millénaire. C’est également pour cette raison qu’il convient de remettre en question la conclusion susmentionnée de l’IFSN selon laquelle la « faiblesse présumée de la conception » n’avait pas été découverte jusqu’en 2018. Cela concerne en particulier la conclusion selon laquelle l’utilisation de « méthodes de calcul avancées » a permis de constater des surcharges importantes dans le système d’alimentation en eau par rapport à la conception (prudente).

Le calcul des tuyauteries est effectué selon les normes ASME[20], KTA[21], DIN EN [22] 13480, EUROCODE [23] ou selon des règles spécifiques aux centrales électriques.

Grâce à l’interaction fluide-structure (FSI, codes couplés), il est actuellement possible de calculer de manière réaliste le comportement dynamique des tuyauteries sous contrainte fluidodynamique. Cette méthode (FSI) tient compte de l’influence réciproque du mouvement des tuyauteries et du fluide. Ainsi, outre les cas de charge statiques tels que le poids propre, la pression interne et la dilatation thermique entravée, il est également possible de calculer et d’évaluer les effets de problèmes dynamiques tels que les tremblements de terre, les crashs d’avion et les ondes de choc d’explosion, ainsi que diverses excitations fluidodynamiques.

Par rapport au calcul séparé de la charge fluidique et à l’analyse des tuyauteries, il est ainsi possible de déterminer des charges plus faibles et plus réalistes pour les tuyauteries et leurs supports.

Cela soulève maintenant des questions :

— Les analyses de conception déterministes (conservatrices) pour l’utilisation de clapets anti-retour non amortis (modification de la conception initiale de KWU) dans le système d’alimentation en eau ont-elles été correctement réalisées et vérifiées ?

— Selon les déclarations de l’IFSN, les résultats des analyses actuelles révèlent une surcharge dans le système d’alimentation en eau. Cette situation de surcharge existait-elle déjà depuis la mise en service de la centrale KKG ?

— Depuis sa mise en service, la centrale KKG a-t-elle été exploitée avec un risque accru d’incontrôlabilité des ruptures de conduites dans le système d’alimentation en eau et donc d’accident de conception ?

— Quelles raisons peuvent être invoquées pour justifier la constatation d’une « faiblesse présumée de la conception » après plus de 40 ans d’exploitation ? Existe-t-il des lacunes dans la conception déterministe et conservatrice de la KKG ?

— L’installation a-t-elle été examinée afin de détecter d’autres erreurs de conception comparables ?

Dans la communication susmentionnée de l’IFSN, il est indiqué que pour remédier à la « faiblesse présumée de la conception » constatée :

« Il existe en principe deux possibilités pour éviter les surcharges mentionnées :

— Les supports des tuyauteries sont suffisamment robustes pour absorber le coup de bélier sans subir de dommages.

— Des clapets anti-retour amortis, qui atténuent l’amplitude du coup de bélier en retardant la fermeture, sont utilisés. »

À ce sujet, quelques remarques :

Le concept KWU 3-Loop DWR prévoyait l’installation de clapets anti-retour amortis. Selon les informations fournies par l’exploitant de KKG [24], une durée d’exploitation d’environ 60 ans est prévue, soit plus de 40 ans, ce qui est considéré par l’AIEA comme la limite de conception [25] pour des installations « anciennes » telles que KKG.

Compte tenu de l’état de vieillissement déjà atteint, l’installation de clapets anti-retour à effet amortisseur est fortement recommandée pour la poursuite de l’exploitation de KKG.

— Thème : superposition des charges sismiques et des charges des clapets anti-retour non amortis en cas d’événement

En cas de séisme, l’intégrité des bâtiments et leur fonction de barrière doivent être préservées afin de garantir la rétention des substances radioactives. Dans le cas où il est nécessaire de prendre en compte les effets externes dépassant les limites de conception, comme l’exige la WENRA 2021, Issue TU : External Hazards, il est particulièrement important de savoir si le bâtiment du réacteur et l’enceinte de confinement qu’il contient, avec toutes les structures, tous les systèmes et tous les composants liés à la sécurité, peuvent résister aux vibrations induites. En particulier, en cas d’événement dépassant les limites de conception, il convient de garantir l’évacuation de la chaleur résiduelle du cœur du réacteur et des éléments combustibles usés (niveau de référence F4.7). 

Le 30 janvier 2025, l’IFSN annonce que la centrale nucléaire de Gösgen résiste aux séismes de catégorie 3[26]: « La centrale nucléaire de Gösgen a démontré qu’elle était en mesure de mettre son réacteur dans un état sûr et stable pendant et après un séisme très violent. Lors des séismes qui ne se produisent qu’une fois tous les 10 000 ans, la dose maximale admissible de 100 millisieverts n’est pas dépassée. »

En Suisse, l’art. 8, al. 3, RPC s’applique à l’éventail des événements externes : « Sont notamment considérés comme des incidents d’origine externe les incidents pouvant être provoqués par des tremblements de terre, des inondations, la chute accidentelle d’avions civils et militaires sur l’installation, des rafales de vent, la foudre, des ondes de choc, des incendies, la perte de l’alimentation électrique externe et la perturbation ou l’interruption de l’alimentation externe en eau de refroidissement. » L’art. 8, al. 4bis précise en outre : « Pour la conception d’une installation nucléaire, il faut partir du principe que les incidents dus à des événements naturels visés à l’al. 3 sont des événements naturels d’une fréquence de 10-3 par an et d’une fréquence de 10-4 par an. En plus du phénomène naturel déclencheur, il faut supposer une défaillance unique indépendante.»

En comparaison, on trouve dans /BMU 2011/ les informations suivantes pour l’installation GKN-1, comparable à celle de Gösgen : « L’installation est conçue pour résister à un séisme de Isite= VIII (probabilité de dépassement < 10-6/a) ».

Dans la version actuelle de la norme allemande KTA 2201.1 /KTA 2011/, la conception doit tenir compte d’un séisme avec une probabilité de dépassement de 10-5 par an. Il s’agit du plus grand séisme pouvant être supposé dans cette région, qui se produit environ tous les 100 000 ans.

De toute évidence, la conception de la centrale nucléaire de GKN-1 diffère également de celle de la centrale nucléaire de KKG en matière de résistance aux charges sismiques.

La question se pose alors de savoir comment prouver la maîtrise de la rupture de canalisation dans le circuit secondaire (cas de conception) provoquée par un séisme dans les conditions actuelles.

Comme indiqué au début, selon /WERA 2021/, Issue TU : External Hazards, l’installation doit pouvoir rester dans un état sûr même dans des conditions dépassant les limites de conception. Dans quelle mesure, en cas de charge sismique dépassant les limites de conception (fréquence < 10-4/a) avec des ruptures (supposées) simultanées de conduites dans le système d’alimentation en eau, associées à des coups de bélier en quelques fractions de seconde suite au déclenchement de clapets anti-retour, les limites de contrainte pertinentes pour les structures, systèmes et composants liés à la sécurité peuvent être atteintes et dépassées dans la centrale nucléaire de Gösgen . En l’absence d’informations complémentaires, il n’est pas possible de se prononcer de manière définitive. Il faut toutefois partir du principe que, dans de telles conditions, le refroidissement du cœur du réacteur ne peut être assuré que par la mise en œuvre de mesures de protection d’urgence internes à l’installation, et que des dommages au cœur ne peuvent être exclus.

La question se pose de savoir si, au regard de l’état actuel de la technique en matière de modernisation, il aurait fallu procéder à une mise à niveau avec des clapets anti-retour à effet amortisseur.

Dans /IAEA 2006, Principe 5/, il est exigé que « la protection doit être optimisée afin d’assurer le niveau de sûreté le plus élevé qui puisse être raisonnablement atteint ». Dans la Déclaration de Vienne de 2015 /IAEA 2015/, il est en outre exigé que les exigences de sûreté applicables aux nouvelles centrales nucléaires soient utilisées comme référence pour évaluer la sûreté des centrales nucléaires en service. En cas de divergences, des mesures doivent être prises pour les éliminer (« Les améliorations raisonnablement réalisables ou réalisables en matière de sûreté doivent être mises en œuvre en temps utile. »). Le chapitre 1.1 des Safety Requirements SSR 2/1 (Rev. 1) /IAEA 2016/ stipule: « Les exigences en matière de sûreté nucléaire visent à garantir « les normes de sûreté les plus élevées qui puissent être raisonnablement atteintes » pour la protection des travailleurs, du public et de l’environnement contre les effets nocifs des rayonnements ionisants pouvant provenir des centrales nucléaires et autres installations nucléaires. Il est reconnu que la technologie et les connaissances scientifiques progressent et que la sûreté nucléaire et l’adéquation de la protection contre les risques liés aux rayonnements doivent être considérées dans le contexte de l’état actuel des connaissances. »

L’objectif principal de la conception et de l’exploitation des centrales nucléaires est de protéger la vie, la santé et les biens matériels contre les effets nocifs des rayonnements ionisants. Le niveau de précaution contre les dommages potentiels de ce type est considéré comme atteint lorsque l’état actuel de la science et de la technique est démontré comme étant respecté.

Il convient donc de noter que les profils d’exigences en matière de sécurité pour les centrales nucléaires en service doivent être définis et appliqués par les autorités de manière prioritaire (à des fins de protection). 

En Suisse, en revanche, l’objectif de sécurité à atteindre pour les centrales nucléaires en service est défini comme étant « l’état de la technique en matière de modernisation».

La question des adaptations nécessaires des centrales nucléaires existantes à l’état actuel des exigences en matière de sécurité des centrales nucléaires trouve sa réponse dans l’article 22, paragraphe 2g /KEG 2021/, le titulaire de l’autorisation a l’obligation générale « de moderniser l’installation dans la mesure où l’expérience et l’état de la technique de modernisation le requièrent, et au-delà, dans la mesure où cela contribue à réduire davantage le danger et est approprié ».

Même l’IFSN ne trouve pas de réponse claire à la question de la définition de l’« état de la technique de modernisation » /IFSN 2020/ :

« Définition du terme « technique de modernisation »

Conclusion du groupe de travail de l’IFSN

— Compte tenu de la diversité des centrales nucléaires et des conditions propres à chaque site, l’IFSN n’est pas parvenue à définir ce terme de manière générique et applicable dans la pratique.

Concrétisation dans la directive ENSI-G02

— L’IFSN renonce donc à définir le terme « état de la technique de modernisation » de manière générique. Au lieu de cela, la directive ENSI-G02 concrétise et définit l’état de la technique de modernisation pour les domaines d’application respectifs. »

La référence à la directive ENSI-G02 n’est pas pertinente dans ce contexte, car les informations qui y figurent sont rédigées dans un contexte statique. La mise en œuvre des connaissances récentes issues de la recherche en matière de sécurité ou de l’expérience générique en matière d’exploitation, qui se traduirait par des exigences accrues en matière de sécurité, nécessiterait une modification de la directive, ce qui prendrait beaucoup de temps et serait nettement « en retard » par rapport à l’évolution en la matière.

Par ailleurs, l’IFSN précise dans /IFSN 2014/ : « L’état de la technique en matière de modernisation est un concept dynamique. Compte tenu de la volonté du législateur exprimée dans le message relatif à la loi sur l’énergie nucléaire et de la pratique actuelle, l’IFSN est parvenue à la conclusion qu’il n’est pas judicieux, du point de vue de la sécurité, de définir ce concept de manière générique, compte tenu de la diversité des centrales nucléaires et des conditions propres à chaque site. L’IFSN estime qu’il est plus judicieux, du point de vue de la sécurité nucléaire, d’évaluer soigneusement au cas par cas les mises à niveau nécessaires. »

Le simple fait que, dans des installations comparables à celles de KKG, les centrales nucléaires allemandes [27] aient été équipées de clapets anti-retour amortis et que, dans la centrale nucléaire de Beznau, en 1992, bloc 2, des clapets anti-retour amortis ont été installés à l’entrée du générateur de vapeur à l’intérieur de l’enceinte de confinement, comme dans le bloc 1, permet de conclure que l’installation de clapets anti-retour amortis fait partie de l’« état actuel de la technique de modernisation ».

La modernisation de la centrale nucléaire de Gösgen avec des clapets anti-retour à effet amortisseur dans le système d’alimentation en eau était donc nécessaire depuis longtemps.

— Contrairement à d’autres installations du fournisseur KWU, par exemple celles déjà mises à l’arrêt en Allemagne, aucun clapet anti-retour à effet amortisseur n’a été installée dans le système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen.

— Les clapets anti-retour à effet amortisseur dans les centrales nucléaires servent à protéger et à garantir le bon fonctionnement des systèmes d’alimentation en eau, en particulier contre les coups de bélier, les retours d’eau et les dommages liés à la cavitation.

— Le freinage brusque du flux par des clapets anti-retour non amortis provoque pendant quelques fractions de seconde un coup de bélier dans les parties intactes des conduites, ce qui peut entraîner des surcharges et donc endommager certains supports de conduites. Il en résulterait une perte de maîtrise de l’accident de conception (ruptures de conduites dans le système d’alimentation en eau). Dans un tel cas, il faut s’attendre à des dommages au cœur du réacteur pouvant aller jusqu’à la fusion du cœur.

— Du point de vue de la sécurité, une situation dans laquelle l’effet des clapets anti-retour non amortis est associé à des ruptures de conduites dues à un séisme, voire à un séisme dépassant les limites de conception, doit être considérée comme particulièrement critique. On peut supposer que, dans de telles conditions, le refroidissement du cœur du réacteur ne serait possible qu’en recourant aux mesures de protection d’urgence internes à l’installation, et que des dommages au cœur seraient probables.

—D’après l’expérience acquise et l’état d’avancement des travaux de modernisation, l’installation de clapets amortis dans le système d’alimentation en eau de la centrale nucléaire de Gösgen aurait dû être réalisée depuis longtemps. La faille de conception du système d’alimentation en eau, et donc le risque pour le refroidissement du cœur de la centrale nucléaire de Gösgen, existe depuis la mise en service de cette installation en 1979.

— Il convient de remettre en question la conclusion de l’IFSN selon laquelle de nouvelles méthodes d’analyse (analyse FSI, qui permet actuellement de calculer de manière réaliste le comportement dynamique des tuyauteries sous contrainte fluidodynamique) ont permis de constater des surcharges importantes dans le système d’alimentation en eau. Cette constatation doit être évaluée à la lumière de la conception conservatrice de l’installation. Les bases de conception conservatrices doivent-elles donc être remises en question ?

— Selon la norme TRAS 2025, outre la discussion actuelle sur l’impossibilité potentielle de maîtriser l’accident de conception « rupture de canalisation dans le système d’alimentation en eau », la centrale nucléaire de Gösgen ne correspond pas, sur de nombreux points, à l’état actuel de la science et de la technique tel qu’il a été intégré à la fin des années 1990 dans la conception du réacteur européen à eau pressurisée (EPR). Les améliorations de la LENu visant à éliminer les divergences par rapport à l’EPR seraient « impossibles à mettre en œuvre ou ne pourraient l’être qu’à un coût disproportionné ».

[1] https://ensi.admin.ch/de/2025/09/12/beherrschung-von-bruechen-im-speisewassersystem-des-kkw-goesgen/

[2]ENSI : Inspection fédérale de la sécurité nucléaire

[4] Toutes les centrales nucléaires anciennement en service en Allemagne ont désormais été définitivement arrêtées.

[5] HSK : jusqu’à fin 2008, la Division principale de la sécurité des installations nucléaires (HSK) était l’autorité de surveillance technique responsable des installations nucléaires en Suisse.

[6] https://ensi.admin.ch/de/2025/08/27/laengerer-betriebsunterbruch-beim-kkw-goesgen/

[7] Les informations fournies au chapitre 2.1 sont largement basées sur /HSK 1999/ et /ENSI 2023/.

[8] SK : classe de sécurité, EK : classe sismique

[9] Un accident de conception est provoqué par des défaillances ou des dommages au niveau des structures, des systèmes et des composants ou par des phénomènes naturels graves entraînant des défaillances, et doit être maîtrisé à l’aide de systèmes de sécurité spécialement protégés. Il ne doit en aucun cas entraîner une fusion du cœur du réacteur. Les preuves nécessaires à cet effet doivent être fournies sur une base déterministe.

[10] Dénomination actuelle : Autorité de sûreté nucléaire et de radioprotection (ASNR)

[11] « Le 16 mars 2011, le ministère de l’Environnement du Bade-Wurtemberg, en accord avec le ministère fédéral de l’Environnement, a ordonné l’arrêt de la centrale nucléaire. En effet, les investigations nécessaires concernant des risques non identifiés ou mal évalués laissaient supposer une situation pouvant entraîner des dangers. » (https://um.baden-wuerttemberg.de/de/umwelt-natur/kernenergie/kerntechnische-anlagen/kernkraftwerke-in-baden-wuerttemberg/neckarwestheim/neckarwestheim-gkn-i)

[12] Les deux centrales ont été construites par la Kraftwerk Union (KWU) dans les années 1970. Il s’agit dans les deux cas de réacteurs à eau pressurisée à trois boucles de deuxième génération.

[13] Outre la redondance habituelle des systèmes de sécurité actifs, les caractéristiques techniques de sécurité des installations pré-Convoi comprennent un bâtiment de secours présent dès le départ (et non pas ajouté a posteriori comme dans les installations plus anciennes) avec un système d’alimentation de secours à quatre voies qui, notamment en cas d’événements externes (par exemple un tremblement de terre), permet de refroidir l’installation et de la maintenir dans un état stable pendant 72 heures grâce à des exigences de sécurité particulières. Le bâtiment intègre également un poste de commande d’urgence à partir duquel les fonctions les plus importantes peuvent être contrôlées et commandées pendant l’arrêt, même si la salle de commande normale n’est pas disponible.

[14] La centrale nucléaire de Beznau se compose de deux blocs identiques équipés de réacteurs à eau pressurisée de Westinghouse.

[15] Voir à ce sujet les explications de l’IFSN sur la question 2 « Exigences en matière de sécurité » dans le Forum technique sur les centrales nucléaires, janvier 2013.

[16] https://ensi.admin.ch/de/2025/09/12/beherrschung-von-bruechen-im-speisewassersystem-des-kkw-goesgen/

[17] Les approches par estimation optimale ont pour objectif d’obtenir des résultats aussi réalistes que possible dans les calculs et les simulations. Les approches par estimation optimale sont généralement quantitatives. Dans le cadre de ces approches, des analyses d’incertitude et de sensibilité sont également utilisées. (https://www.grs.de/sites/default/files/publications/grs-512.pdf)

[18] Analyse déterministe de sûreté des centrales nucléaires pour la protection des personnes et de l’environnement n° SSG-2 Guide de sûreté spécifique, AIEA 2009, actuellement remplacé par le Guide de sûreté spécifique n° SSG-2 (Rév. 1), AIEA 2019

[19] Conférence sur la recherche en matière de sûreté des réacteurs GRS mai 1982

[20] ASME : American Society of Mechanical Engineers, une organisation professionnelle et de normalisation américaine qui élabore des normes techniques afin de garantir la sécurité, la qualité et la fiabilité dans le domaine de la construction mécanique et les disciplines connexes.

[21] KTA : Kerntechnischer Ausschuss (Comité technique nucléaire) : organisme allemand qui élabore des règles de sécurité pour les installations nucléaires et encourage leur application.

[22] « DIN EN » désigne la combinaison des normes allemandes et européennes, les abréviations correspondant respectivement à l’Institut allemand de normalisation (DIN) et à la norme européenne (EN). Lorsqu’une norme est identifiée par « DIN EN », cela signifie qu’une norme européenne (EN) a été reprise par l’Allemagne dans son corpus normatif national.

[23] Les Eurocodes sont une série de normes européennes relatives à la conception et au dimensionnement des structures dans le domaine de la construction. Ils définissent des règles uniformes à l’échelle européenne pour la stabilité, la résistance, la durabilité et l’aptitude au service des ouvrages de construction.

[24] https://www.kkg.ch/de/technik/unsere-anlage/allgemeine-informationen.html

[25]« Les centrales nucléaires construites au cours de cette période (des années 1960 aux années 1980) arriveront bientôt à la fin de leur durée de vie prévue. Comme ces centrales ont été initialement conçues pour fonctionner pendant 30 à 40 ans, les exploitants de ces centrales nucléaires doivent désormais décider s’ils vont fermer, démanteler et remplacer les centrales arrivant à la fin de leur durée de vie prévue, ou si ils vont les rénover et prolonger leur durée de vie initiale.» (Facteurs de coût pour l’évaluation de la prolongation de la durée de vie des centrales nucléaires, IAEA-TECDOC-1309, AIEA, septembre 2002)

[26] https://ensi.admin.ch/de/2025/01/30/das-kkw-goesgen-haelt-erdbeben-der-stoerfallkategorie-3-stand/

[27] Parmi celles-ci figurent la centrale nucléaire GKN-1 (dont la construction a débuté en 1972 et qui a été mise en service le 1er décembre 1976). Il en va de même pour les installations dites « pré-convoi » suivantes : Grafenrheinfeld en Bavière, Grohnde en Basse-Saxe, Brokdorf dans le Schleswig-Holstein et Philippsburg 2 dans le Bade-Wurtemberg (construite par la KWU entre 1982 et 1986).

ASN 2014 : Directives techniques pour la conception et la construction de l’EPR, ASN 2014

BMU 2011 : Test de résistance de l’UE, rapport national de l’Allemagne, mise en œuvre des tests de résistance de l’UE en Allemagne, BMU 2011

IFSN 2008 : Avis technique de sécurité concernant le contrôle périodique de sécurité 2008 de la centrale nucléaire de Gösgen, Brugg, 23 août 2012

IFSN 2014 : Contrôle périodique de la sécurité des centrales nucléaires, édition octobre 2014, rapport explicatif relatif à la directive IFSN-A03/d

IFSN 2020 : TFK, question 42 : exploitation à long terme, Brugg, 11 septembre 2020

IFSN 2023 : Avis technique de sécurité concernant le contrôle périodique de sécurité 2018 de la centrale nucléaire de Gösgen, Brugg, décembre 2023

HSK 1999 : Contrôle périodique de sécurité de la centrale nucléaire de Gösgen-Däniken Résumé, résultats et évaluation, Würenlingen, novembre 1999

HSK 2004 : Centrale nucléaire de Beznau II : expertise relative à la demande de la NOK visant à supprimer la limitation dans le temps de l’autorisation d’exploitation, Würenlingen, mars 2004

AIEA 2006 : PRINCIPES FONDAMENTAUX DE SÛRETÉ, SÉRIE DES NORMES DE SÛRETÉ DE L’AIEA N° SF-1, Vienne 2006

AIEA 2015 : Déclaration de Vienne sur la sûreté nucléaire. Principes pour la mise en œuvre de l’objectif de la Convention sur la sûreté nucléaire visant à prévenir les accidents et à atténuer leurs conséquences radiologiques. INFCIRC/872, CNS/DC/2015/2/Rev.1, février 2015

AIEA 2016 : Exigences spécifiques de sûreté, n° SSR-2/1 (Rev. 1), Sûreté des centrales nucléaires : conception, AIEA, Vienne 2016

LENu 2021 : Loi sur l’énergie nucléaire (LENu) du 21 mars 2003 (état au 1er janvier 2021)

KEV 2019 : Ordonnance sur l’énergie nucléaire (KEV) du 10 décembre 2004 (état au 1er février 2019)

KTA 2011 : KTA 2201.1 Conception des centrales nucléaires contre les effets sismiques Partie 1 : Principes, 2011

TRAS 2025 : Risque illimité : danger pour l’Allemagne en cas d’accidents graves dans les centrales nucléaires suisses, TRAS juin 2025

UBA 2002 : Procédure d’autorisation d’exploitation de la centrale nucléaire de Beznau II, rapport adressé au gouvernement fédéral autrichien et au gouvernement régional du Vorarlberg, Agence fédérale pour l’environnement, Vienne 2002

WENRA 2021 : Rapport : WENRA Safety Reference Levels for Existing Reactors 2020, WENRA, 17 février 2021