Palier P4 / P'4

Carte des réacteurs nucléaires en France, ceux du palier P4 et P'4 apparaissent en violet.

Le réacteur de type P4 et P'4 est un réacteur nucléaire à eau légère de 2^e génération développé par Framatome et EDF. Il fait partie de la filière des réacteurs à eau pressurisée. Sa puissance thermique est de 3 817 MWth pour une puissance électrique nette de 1 300 MWe.

Historique

Calendrier de construction des réacteurs de génération II en France. Ceux du palier P4 et P'4 apparaissent en bleu foncé.

Le bon comportement des premiers réacteurs de 900 MW en service en France, l'accroissement de la consommation électrique et la poursuite du programme électronucléaire français poussent EDF et Framatome à développer un nouveau "palier" de réacteurs plus puissants.

En réalité et avant même la fin de construction des deux premiers réacteurs français de la centrale de Fessenheim, la Direction de l’Équipement étudie depuis 1972 un nouveau palier de réacteur plus puissant de 1 200 MW. Le choix se porte finalement à l'été 1973 sur une puissance de 1 300 MW . L'augmentation de puissance unitaire permet notamment une économie d'échelle. Ce nouveau palier est nommé P4 pour "Pressurisé 4 boucles primaires". Les études aboutissent en 1976 avec la construction de centrale de Paluel « tête de série » du palier P4, et qui a pour référence la centrale américaine de South Texas.

Comme pour les 58 autres réacteurs nucléaires français de deuxième génération, la chaudière nucléaire est fournie par Framatome, et la salle des machines comprenant le groupe turbo-alternateur par Asthom (depuis renommé Alstom).

Une étude comparative entre les coûts des réacteurs Fessenheim-1 et 2, et ceux de Paluel-1 est réalisée fin 1977, soit quelques mois après l'ordre d'exécution de la chaudière et du groupe turboalternateur de Paluel-1. Cette étude révèle que le coût du kW/h produit par Paluel-1 serait supérieur de 50% à celui des réacteurs Fessenheim-1 et 2. Cette évolution serait principalement dû à la hausse des exigences de sûreté : 44% par la sûreté, 21% par l'augmentation générale des prix, 18% par un effet de site moins favorable à Paluel, et 14% par l'augmentation des exigences de qualité de réalisation. La définition d'une variante du palier P4, nommée P'4, nait en août 1978 avec pour objectif une diminution des coûts d'environ 10%, principalement permis par la réduction de la taille des bâtiments.

20 tranches sont commandées, et leur mise en service s'échelonne de 1985 à 1994, répartie en deux variantes :

• 8 réacteurs constituant le palier P4 : 2 à Flamanville, 4 à Paluel et 2 à Saint-Alban, mis en service entre 1985 et 1987.
• 12 réacteurs constituant le palier P’4 : 2 à Belleville-sur-Loire, 4 à Cattenom, 2 à Golfech, 2 à Nogent-sur-Seine et 2 à Penly, mis en service entre 1987 et 1994.

Bien qu'appartenant au palier P4, les réacteurs de la centrale nucléaire de Saint-Alban et de Flamanville sont de conception hybride avec un îlot nucléaire similaire au palier P4, mais une salle des machines (comprenant le groupe turbo-alternateur) similaire au palier P'4.

Jusqu'à quatre réacteurs étaient prévus sur le site de chaque centrale. Mais le ralentissement du programme nucléaire français après le contre-choc pétrolier du début des années 1980, la moins forte croissance de la consommation d'électricité et la perspective d'un sur-dimensionnement du parc nucléaire ont conduit à la réalisation de quatre réacteurs uniquement dans les centrales de Paluel et de Cattenom. Des travaux de terrassements pour une paire de réacteurs supplémentaires ont néanmoins été réalisés dans les centrales de Flamanville, Penly et Golfech. Ces derniers auront permis une facilitation des travaux préparatoires pour l'EPR de Flamanville, et pour la paire d'EPR2 de Penly.

Un troisième et dernier palier de réacteur nucléaire français de deuxième génération plus puissants succèdera au palier P4/P'4 : le palier N4.

Amélioration comparativement aux réacteurs de 900 MWe

Il s'agit essentiellement d'amélioration de puissance avec la réalisation d'une cuve plus grande emportant un plus grand nombre d'assemblages combustibles (193 contre 157 pour les réacteurs de 900 MW). Du fait de l’augmentation de puissance, le nombre de boucles du circuit primaire et donc de générateurs de vapeur est porté de trois à quatre, afin de disposer d’une capacité de refroidissement et d'extraction de chaleur plus élevée. Enfin, les mécanismes de contrôle-commande électromécanique des réacteurs de 900 MW sont remplacés dans le paierP4/P'4 par un contrôle-commande à logique numérique appelé « Controbloc ».

Le deuxième champ d'amélioration concerne la sûreté des réacteurs. Le cœur du réacteur est désormais dans une enceinte de confinement à double paroi : une interne en béton précontraint de 120 cm d'épaisseur et une externe en béton armé de 55 cm. Les éventuelles fuites de l'enceinte interne sont récupérées, puis filtrée dans l'espace inter-enceinte. Comme pour les derniers réacteurs de 900 MW construits (Saint-Laurent, Chinon et Cruas qui constituent le palier CP2), la disposition du groupe turbo-alternateur est radiale par rapport au bâtiment réacteur, évitant la projection de débris sur le bâtiment réacteur en cas d'éclatement accidentel de la turbine.

Différence entre les réacteurs P4 et P'4

Plan de masse des réacteurs nucléaires au CNPE de Cattenom. En rouge, l'axe des groupes turboalternateurs, différent entre les deux paires

Plan de masse des réacteurs nucléaires au CNPE de Paluel. En rouge, l'axe des groupes turboalternateurs, parallèle entre les deux paires.

Les différences entre les deux paliers P4 et P'4 sont faibles. Elles concernent essentiellement la taille et la disposition des bâtiments, le bâtiment du combustible nucléaire et la conception de certains circuits :

• taille des bâtiments : par rapport au palier P4, l'enceinte de confinement du palier P'4 voit son diamètre passer de 45 à 43,8 mètres et sa hauteur de 59 à 50 mètres ; la salle des machine est elle raccourcie d'une dizaine de mètre;
• disposition des bâtiments : le bâtiment réacteur et le groupe turbo-alternateur ont également des configurations légèrement différentes l'un par rapport à l'autre, afin de limiter au mieux le risque de projection d'éléments de la turbine sur des zones sensibles en cas d'éclatement de cette dernière. Toujours dans cet objectif, et contrairement à Paluel (palier P4, image de droite) où les quatre réacteurs sont tous parallèles, une disposition en éventail est choisie pour les deux paires de réacteurs de Cattenom (palier P'4, image de gauche);

• conception de certains circuits : le tracé de certains circuits est modifiée, ainsi que le piquage (c'est-à-dire la zone de raccordement) du circuit d'injection de sécurité, dit circuit RIS, sur le circuit primaire.

Caractéristiques techniques

Comparatif des caractéristiques des différents réacteurs en France

Centrales nucléaires françaises pourvues de réacteurs P4 et P'4

Définitions

Les caractéristiques des réacteurs sont données dans les tableaux ci-après ; les données sont principalement issues de la base de données PRIS (Power Reactor Information System) de l’Agence international de l'énergie atomique (AIEA) qui définit ainsi les termes :

• la puissance nette correspond à la puissance électrique délivrée sur le réseau et sert d'indicateur en termes de puissance installée ;
• la puissance brute correspond à la puissance délivrée par l'alternateur (soit la puissance nette augmentée de la consommation interne de la centrale) ;
• la puissance thermique correspond, à la puissance délivrée par la chaudière nucléaire.

Le début de construction correspond à la date de coulage des fondations du bâtiment réacteur. Une tranche (nom utilisé pour un réacteur complet) est considérée comme opérationnelle après son premier couplage au réseau électrique. La mise en service commerciale est le transfert contractuel de l’installation du constructeur vers le propriétaire ; intervenant en principe après réalisation des tests réglementaires et contractuels, et après fonctionnement continu à 100 % pendant une durée définie au contrat de construction.

Liste des réacteurs du palier P4 et P'4

Palier	Lieu / Nom	Unité	Puissance			Début de travaux	1er raccordement au réseau	Mise en service commercial	Refroidissement (source froide)
			nette (MWe)	brute (MWe)	thermique (MWth)
P4	Flamanville	1	1 330	1 382	3 817	1er décembre 1979	4 décembre 1985	1er décembre 1986	mer (Manche)
		2	1 330	1 382	3 817	1er mai 1980	18 juillet 1986	9 mars 1987
	Paluel	1	1 330	1 382	3 817	15 août 1977	22 juin 1984	1er décembre 1985	mer (Manche)
		2	1 330	1 382	3 817	1er janvier 1978	14 septembre 1984	1er décembre 1985
		3	1 330	1 382	3 817	1er février 1979	30 septembre 1985	1er février 1986
		4	1 330	1 382	3 817	1er février 1980	11 avril 1986	1er juin 1986
	Saint-Alban	1	1 335	1 381	3 817	29 janvier 1979	30 août 1985	1er mai 1986	fleuve (Rhône)
		2	1 335	1 381	3 817	31 juillet 1979	3 juillet 1986	1er mars 1987
P'4	Belleville	1	1 310	1 363	3 817	1er mai 1980	14 octobre 1987	1er juin 1988	Tour aéroréfrigérante (TAR) (Loire)
		2	1 310	1 363	3 817	1er août 1980	6 juillet 1988	1er janvier 1989
	Cattenom	1	1 300	1 362	3 817	29 octobre 1979	13 novembre 1986	1er avril 1987	TAR (Moselle)
		2	1 300	1 362	3 817	28 juillet 1980	17 septembre 1987	1er février 1988
		3	1 300	1 362	3 817	15 juin 1982	6 juillet 1990	1er février 1991
		4	1 300	1 362	3 817	28 septembre 1983	27 mai 1991	1er janvier 1992
	Golfech	1	1 310	1 363	3 817	17 novembre 1982	7 juin 1990	1er février 1991	TAR (Garonne)
		2	1 310	1 363	3 817	1er octobre 1984	18 juin 1993	4 mars 1994
	Nogent	1	1 310	1 363	3 817	26 mai 1981	21 octobre 1987	24 février 1988	TAR (Seine)
		2	1 310	1 363	3 817	1er janvier 1982	14 décembre 1988	1er mai 1989
	Penly	1	1 330	1 382	3 817	1er septembre 1982	4 mai 1990	1er décembre 1990	mer (Manche)
		2	1 330	1 382	3 817	1er août 1984	4 février 1992	1er novembre 1992

Coût de construction

L'évaluation précise des coûts de construction dépend de la méthode d'évaluation de ces derniers. En 2012, la Cour des comptes publie un rapport sur les coûts de construction du parc nucléaire français de deuxième génération, à partir des données de dépenses d'EDF. La construction des 20 réacteurs du palier P4 et P'4 est évaluée à 32,3 milliards d'€₂₀₁₀ soit une moyenne de 1,79 milliard d'€₂₀₁₀ par réacteur.

On note un coût environ 30% plus cher pour la première paire de réacteur P4 (Paluel 1 et 2) et la première paire de réacteur P'4 (Cattenom 1 et 2), dû à l'effet "tête de série", qui désigne le premier réacteur construit d'un nouveau modèle. Il est attendu que, dans une certaine mesure, les délais et coûts de construction soient supérieurs à ceux annoncés initialement, du fait de la survenue d'événements imprévus lors de la construction ou de la mise en service. Les réacteurs suivants du même modèle bénéficient du retour d'expérience du réacteur tête de série, permettant une baisse des coûts et des délais, un effet encore amplifié par l'éventuelle économie d'échelle.

Sûreté

Phénomène de corrosion sous contrainte

Lors de la deuxième visite décennale du réacteur Civaux 1 fin 2021, des microfissures sont détectées à proximité de soudures sur les circuits d’injection de sécurité (dit circuit RIS) en lien avec un phénomène de corrosion sous contrainte (CSC). Ils permettent, en cas d'incident sur le circuit primaire, l'injection d'eau borée afin d'éviter la fusion du cœur. Un circuit RIS est fait d'un tuyau en acier de 3 cm d’épaisseur et 30 cm de diamètre.

Les réacteurs les plus sensibles à cette CSC "générique" sont les 16 réacteurs de dernière génération, soit :

• les quatre réacteurs du palier N4, tous atteints par le phénomène de CSC au niveau de leur circuit RIS et/ou RRA (Refroidissement du Réacteur à l'Arrêt) ;
• les douze réacteurs du palier P'4, certains atteints et d'autres non (cf tableau infra) au niveau de leur circuit RIS uniquement, et dont les recherches ou réparations de CSC sont en cours.

La conception légèrement différente des circuits RIS des réacteurs P4 semble expliquer en partie leur moindre sensibilité au phénomène de CSC.

Dans un premier temps, les contrôles sont destructifs : découpe systématique des tronçons de tuyauterie suspects d'être atteint de CSC, analyse en laboratoire et remplacement par des tuyauteries neuves. Cela entraine un arrêt prolongé et non programmé de plusieurs réacteurs durant l'essentiel de l'année 2022, participant à la faible disponibilité du nucléaire français, le tout dans un contexte de crise énergétique mondiale. À partir de juillet 2022, l'ASN valide un procédé de contrôle non-destructif développé par EDF à base d'ultrasons et de radiographies, évitant la découpe et le remplacement de portions saines. En décembre 2022, EDF annonce le remplacement préventif de toutes les portions de tuyauterie potentiellement affectées dans tous les réacteurs P'4 non contrôlés jusqu'alors.

Bien qu'appartenant au palier P4, les 2 réacteurs Flamanville 1 et 2 ont été intégrés au périmètre des premières recherches de CSC : début 2022, EDF ne sait pas encore quels réacteurs sont potentiellement atteints. Ces contrôles ont permis de valider les procédés de contrôle non-destructif.

Liste des réacteurs affectés par le phénomène et état des réparations.

Nom	Recherche effectuée	CSC averée	Méthode de réparation des lignes RIS	Remarque
Flamanville 1	terminée	non connue	Remplacement des sections retirées pour analyse
Flamanville 2	terminée	non*	Remplacement des sections retirées pour analyse	*Une soudure a été reprise, en lien avec un défaut de soudage initial, et non dû au phénomène de CSC "générique" recherché.
Belleville 1	terminée	non connue	Remplacement préventif complet
Belleville 2	terminée	non connue	Remplacement préventif complet
Cattenom 1	terminée	non	Réparation de deux soudures d'une ligne RIS fin 2022	Remplacement préventif complet des trois autres lignes RIS début 2023.
Cattenom 2	terminée	non	Remplacement préventif complet
Cattenom 3	terminée	oui	Remplacement complet des quatre lignes RIS	Présence sur une ligne RIS d'une fissure dû à la CSC de 1 à 2 millimètres, et d'une autre de 4 millimètres dû à de la fatigue thermique.
Cattenom 4	terminée	non	Remplacement des sections retirées pour analyse en 2022	Remplacement préventif complet des quatre lignes RIS lors de la 4ème visite décennale en 2024
Golfech 1	terminée	non	Remplacement préventif complet
Golfech 2	terminée	non	Remplacement préventif complet
Nogent 1	terminée	non connue	Remplacement préventif complet
Nogent 2	terminée	non connue	Remplacement préventif complet
Penly 1	terminée	oui	Remplacement des sections concernées par la CSC	Présence d'une fissuration plus importante de 23mm sur une soudure d'une ligne RIS anciennement réparée 2 fois.
Penly 2	terminée	oui	Remplacement des sections concernées par la CSC

Galerie d'images

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Voir aussi

Articles connexes

• Réacteur à eau pressurisée
• Centrale nucléaire en France
• Industrie nucléaire en France

Liens externes

• UARGA, « Rep 1300 et 1450 MW »