@Layly Victor
Rapport au Groupe permanent d’experts pour les
équipements sous pression nucléaires
CODEP-DEP-2015-037971
Rapport IRSN/2015-00010
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2.3.1. Exigences sur les propriétés des matériaux
Le décret relatif aux équipements sous pression en référence [3], qui est applicable à tous les
équipements, nucléaires ou non, exige (point 4.1.a de son annexe 1) que « les matériaux destinés aux parties
sous pression doivent […] notamment être suffisamment ductiles et tenaces ».
Ce décret stipule également (point 7.5 de son annexe 1) que « un acier est considéré comme suffisamment ductile
pour satisfaire au point 4-1 a) si son allongement après rupture dans un test de traction réalisé selon une procédure
standard est au moins égal à 14 % et si son énergie de flexion par choc sur éprouvette ISO V est au moins égale à 27 J,
à une température au plus égale à 20 °C, mais non supérieure à la plus basse température de fonctionnement prévue ».
Pour les équipements sous pression nucléaires de niveau N1, les plus importants pour la sûreté, des
valeurs minimales plus contraignantes ont été fixées par l’arrêté en référence [6]. Elles sont
respectivement, pour des aciers du type de celui utilisé pour la cuve, égales à 20 % pour les valeurs
d’allongement à 20 °C et 60 J pour l’énergie de flexion par choc à 0 °C. Ces valeurs, si elles sont
respectées, sont considérées démontrer que le matériau est suffisamment tenace et ductile. Dans le cas
où ces valeurs ne sont pas respectées, il appartient au fabricant de justifier de la mise en oeuvre de
dispositions appropriées permettant d’obtenir un niveau de sécurité global équivalent : « les dispositions ciaprès
sont applicables en règle générale. Toutefois, lorsqu’elles ne sont pas appliquées, y compris dans les cas où les
matériaux ne sont pas spécifiquement visés et où les normes harmonisées ne sont pas appliquées, le fabricant doit justifier
de la mise en oeuvre de dispositions appropriées permettant d’obtenir un niveau de sécurité global équivalent » (point 7 de
l’annexe 1 du décret en référence [3]).
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Pour la conception et la fabrication de la cuve, AREVA a choisi d’utiliser le code RCC-M en référence
[9] (édition 2007 complétée par certaines fiches modificatives).
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L’ASN a travaillé à la fin des années 1990 à définir les règles applicables aux futurs réacteurs, et notamment le réacteur EPR, alors à l’étude.
.....la commission centrale des appareils à pression (CCAP), qui a approuvé en octobre 1999 un
document intitulé Règles techniques relatives à la construction des circuits primaires et secondaires principaux des
réacteurs nucléaires à eau sous pression

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Mais, à voir la façon dont il s’exprime, c’est peut-être trop compliqué pour layly victor.....
A EdF au lieu d’embaucher des pistonnés, ils auraient mieux fait d’embaucher plus d’ingénieurs compétents....