Présentation

Le processus d'autorisation d'un réacteur à eau bouillante (REB) est une entreprise rigoureuse et pluriannuelle qui régit l'ensemble du cycle de vie d'une centrale nucléaire, depuis l'évaluation initiale du site jusqu'à la construction, la mise en service et l'exploitation finale.Ce cadre vise à assurer que chaque installation de REB respecte les normes les plus élevées en matière de sûreté, de sécurité et de protection de l'environnement.

Aux États-Unis, la Commission de réglementation nucléaire (CNRC) supervise l'octroi de licences aux RCB au moyen d'un ensemble complet de règles et de documents d'orientation, qui ont évolué au fil des décennies, avec des réformes majeures introduites dans les années 90 dans le cadre du cadre de délivrance de licences de la partie 52, qui offre d'autres voies, comme la licence combinée (LCO), pour rationaliser la transition de la construction à l'exploitation sans sacrifier la sécurité.

Aperçu du cadre de délivrance des permis de BWR

Le processus de délivrance de licences pour un RAB n'est pas un seul événement, mais une séquence de phases interconnectées. Chaque phase nécessite une documentation technique détaillée, un examen réglementaire indépendant et une contribution du public.

  • Licence en deux étapes (Partie 50)[ – L'approche traditionnelle qui sépare le permis de construction (CP) du permis d'exploitation (LO). Le demandeur obtient d'abord un CP après avoir démontré que le site et la conception sont adaptés à la construction.
  • Licence combinée (Partie 52)[ – Processus plus intégré qui permet au demandeur de demander une licence de construction et d'exploitation unique. Le CLO comprend l'approbation anticipée de la conception (par une certification de conception ou une approbation de conception normalisée) et du site (par un permis de construction anticipée), avec des inspections spécifiques et des points de retenue pendant la construction pour vérifier que l'installation complète satisfait aux exigences approuvées en matière de conception et de sécurité.

Les deux voies comportent une analyse approfondie de la sûreté, y compris des évaluations probabilistes des risques (EPR), des stratégies d'atténuation des accidents graves et des énoncés d'impact environnemental (EIE). Le choix de la voie dépend de la maturité de la conception du réacteur et du degré de certitude que le demandeur souhaite établir au début du processus.

Principaux organismes de réglementation et normes internationales

Aux États-Unis, le CNRC est le principal organisme de réglementation. Le Bureau de la réglementation des réacteurs nucléaires (RRN) du CNRC supervise l'examen technique des demandes de permis de réacteur nucléaire, tandis que le Bureau des nouveaux réacteurs (RON) s'occupe de l'examen combiné des permis. D'autres pays ont leurs propres organismes de réglementation, par exemple le Japans Nuclear Regulation Authority (NRA), la Suède, la Suédoise Radiation Safety Authority (SSM) et le United Kingdoms Office for Nuclear Regulation (ONR).

Pour un examen détaillé du processus de délivrance de licences au CNRC, voir la page Processus de licence combinée du CNRC. Le cadre réglementaire des installations nucléaires de l'AIEA fournit un contexte supplémentaire sur les pratiques exemplaires internationales.

Pré-demande et sélection du site

Le processus de délivrance de permis commence bien avant la présentation de la première demande officielle. Au cours de la phase préalable à la demande, un titulaire de permis potentiel effectue une caractérisation détaillée du site, des études de faisabilité et des analyses préliminaires de sûreté. Le demandeur doit démontrer que le site proposé, y compris sa géologie, son hydrologie, sa sismologie, sa météorologie et sa densité de population, convient à une installation nucléaire.

Une première étape peut consister à obtenir un Permis de site (ESP) [ en vertu de la partie 52, qui permet au demandeur de certifier la pertinence du site avant de s'engager à une conception spécifique du réacteur. Le processus du PSR comprend un examen environnemental complet, une analyse de la sécurité du site et une audience devant la Commission de la sécurité et des licences atomiques (BAS). Si le PSR est accordé, le demandeur peut procéder à la certification de conception et à la demande de licence combinée avec une portée considérablement réduite des examens liés au site.

Une autre activité importante avant la demande est la certification de conception **Certificat de conception (DC)** ou **Approbation de conception standard (ADS)** pour le modèle BWR. Le GE Hitachi ABWR et ESBWR ont tous deux reçu les certifications de conception du CNRC. Le processus de certification de conception comprend un examen indépendant rigoureux des caractéristiques de sécurité du réacteur, y compris la performance du confinement, le système de refroidissement de base d'urgence (ECCS) et les systèmes d'instrumentation et de contrôle (I&C). Une fois la conception certifiée, tout candidat à la CLO qui utilise cette conception certifiée peut faire référence aux renseignements de conception approuvés, en rationalisant l'examen de sûreté.

Rapport préliminaire d'analyse de la sécurité (PSAR)

Au cours de l'étape précédant la demande, le demandeur élabore habituellement un rapport préliminaire d'analyse de la sécurité (RSAP) qui décrit la conception proposée du RAB, les caractéristiques du site et les systèmes de sécurité qui serviront à prévenir et à atténuer les accidents. Le RSAP est le fondement de la demande de permis de construction. Il comprend des analyses d'accidents de base (ACB) tels que les accidents de perte de refroidissement (LOCA), les transitoires prévus sans brouillage (ATWS) et l'arrêt de la station.

Demande et examen de permis de construction

Pour les projets qui suivent le processus en deux étapes de la partie 50, la prochaine étape officielle consiste à présenter une demande de permis de construction (CP). Cette demande comprend le RAP, le rapport environnemental du demandeur et les documents à l'appui. Le CNRC, aidé par le Comité consultatif sur les garanties contre les réacteurs (CCRS), effectue un examen technique détaillé. L'examen porte sur la question de savoir si le site est approprié, si la conception est suffisamment mûre et si le demandeur dispose des ressources financières et techniques nécessaires pour construire l'usine en toute sécurité.

La Loi sur l'énergie atomique (et les modifications subséquentes) exige que l'audience soit tenue avant qu'une licence puisse être délivrée. La LSAA examine les questions de sécurité et d'environnement. Une fois que la LSAA rend sa décision et si le CNRC détermine que toutes les exigences réglementaires ont été satisfaites, le permis de construction est accordé. La construction peut alors commencer, sous réserve d'une série de points de retenue et d'inspections.

Systèmes de protection et vérification de la conception

L'un des principaux domaines d'examen au cours de la phase CP est la conception des systèmes de protection BWR. Pour un BWR moderne, cela comprend:

  • Système de protection des réacteurs (RPS)[ – Initie automatiquement un brouillage du réacteur si les limites de sécurité sont dépassées.
  • Système de refroidissement de base d'urgence (ECCS)[ – Systèmes d'injection à haute pression et à basse pression, ainsi que le système de pulvérisation de confinement, qui refroidissent le noyau après une LOCA.
  • Containment – Pour les BWR, les conceptions de confinement sont passées du premier Mark I (pression de suppression) à Mark II et Mark III, et maintenant à l'ESBWR. La capacité de confinement à résister à la conception-basis et aux charges d'accident sévères est rigoureusement évaluée.
  • Stratégies d'atténuation des accidents graves (SAMS)[ – Après Fukushima, les titulaires de permis doivent également démontrer leur capacité de gérer des événements hors de la base de conception, y compris des stratégies d'atténuation flexibles (FLEX) et des évents durcis pour les confinements Mark I.

L'examen du CNRC permet de s'assurer que ces systèmes répondent aux critères généraux de conception (CDG) énoncés à l'annexe A de la partie 50 du CFR 10.

Application et examen de la licence d'exploitation

Une fois la construction du BWR achevée, le demandeur doit demander une licence d'exploitation (LO) en vertu de la partie 50 ou une transition de la phase de construction à l'exploitation en vertu de l'approche de la licence combinée (COL). En vertu du cadre de la CLO, la phase de construction est régie par la licence combinée et un programme détaillé d'inspection, d'analyse et d'acceptation (ITAAC).

Pour une installation de la partie 50, la demande de DLO comprend un rapport final d'analyse de la sécurité (RSEP) qui met à jour le RSP pour refléter l'installation construite. Il comprend également des procédures opérationnelles détaillées, des programmes d'entretien, des plans d'urgence et un programme d'assurance de la qualité. Le CNRC effectue un examen complet de la préparation opérationnelle, qui comprend des inspections sur place, des vérifications et une évaluation de l'organisation de l'installation et de la dotation.

  • Formation et délivrance de licences aux exploitants[ – Les exploitants de l'usine doivent obtenir une licence du CNRC, exiger la réalisation d'un programme de formation sur simulateur et passer des examens écrits et opérationnels.
  • Préparation aux urgences[ – Le titulaire de permis doit démontrer que des plans d'urgence hors site sont en place et qu'ils ont été coordonnés avec les autorités de l'État et locales.
  • Programme de protection contre la radiation – L'usine doit démontrer qu'elle peut maintenir les expositions des travailleurs et du public dans les limites réglementaires (aussi bas que raisonnablement réalisables, ALARA).
  • Sécurité et garanties – La protection physique de l'usine contre le sabotage et le vol de matières nucléaires spéciales est examinée, notamment les barrières, les contrôles d'accès et les mesures de cybersécurité.

Pour les installations de licence combinées, le CNRC délivre une série d'autorisations (p. ex., charge de carburant, criticité initiale, ascension de puissance) car des éléments spécifiques de l'ITAAC sont complétés et vérifiés. Chaque étape d'autorisation exige que le CNRC constate officiellement que les conditions d'exploitation sont remplies.

Mise en service finale et charge de carburant

Avant de pouvoir charger du combustible, le CNRC effectue une inspection finale avant l'exploitation, ce qui permet de vérifier que tous les ITAAC sont fermés, que la RSA est exacte et que l'usine est prête à subir des essais intégrés.Une fois l'inspection approuvée, le CNRC délivre une ordonnance autorisant la charge de combustible. Après la charge de combustible, le réacteur atteint la criticité initiale et commence des essais de faible puissance.

Pour plus de détails sur le processus de mise en service des BWR, veuillez consulter la page des NRC Information sur les licences d'exploitation.

Évaluations de la sécurité et de l'environnement

Le demandeur doit soumettre un rapport environnemental (RE) décrivant les répercussions possibles de la construction et de l'exploitation du RAB sur l'environnement local, y compris l'utilisation de l'eau, les rejets thermiques, les effets écologiques et la gestion des déchets. Le CNRC, en coordination avec d'autres organismes fédéraux (comme l'Agence de protection de l'environnement et le Corps des ingénieurs de l'Armée de terre), prépare un énoncé des incidences environnementales (EIE).

Pour les RAB, en particulier, les évaluations environnementales portent souvent sur les points suivants :

  • Pollution thermique[ – Les BWR rejettent la chaleur dans l'environnement par l'eau de refroidissement du condenseur, généralement à l'aide de systèmes de tours de refroidissement ou de travers.
  • Éfluents radiologiques – L'usine doit démontrer que les rejets radioactifs en cours d'exploitation normale et les événements opérationnels prévus se situent dans les limites de la partie 20 du CFR et de l'annexe I. Les BWR libèrent des gaz nobles, du tritium et de petites quantités de produits de fission; l'EIE les modélise en utilisant des facteurs de dispersion propres au site.
  • Gestion du combustible usé – L'EIE examine le stockage sur place du combustible usé dans des réservoirs ou des fûts secs, et le transport éventuel vers un dépôt permanent (ou un stockage provisoire).
  • Analyse des accidents[ – L'examen de la sécurité comprend les conséquences des accidents de la conception de base (ADB), des accidents graves et des événements de la conception de base. Le CNRC exige que la dose publique à la limite du site à partir d'une ACD la plus défavorable (comme une ABO à grande rupture) soit dans les limites de 10 CFR 50.34.

Les organismes internationaux de réglementation suivent des processus d'examen environnemental similaires.Les évaluations environnementales des centrales nucléaires de l'AIEA fournissent des orientations que de nombreux pays adoptent.

Participation du public et transparence

Le processus de délivrance de permis pour un BWR n'est pas mené dans le vide. Le public a la possibilité de participer à plusieurs moments critiques. En vertu de la loi américaine, le CNRC doit tenir une audience obligatoire sur la demande de permis de construction et de permis d'exploitation (ou pour la licence combinée).Ces audiences sont menées par un groupe de juges indépendants – le Conseil de la sécurité atomique et des licences (BAAS) – qui entend les témoignages du demandeur, du personnel du CNRC et de tout intervenant.

En outre, le CNRC exige qu'un dépôt officiel de documents soit établi à proximité de l'usine proposée, où tous les documents de licence non exclusifs sont disponibles pour examen public, notamment les rapports d'évaluation de la sécurité du personnel du CNRC, les rapports de recherche sur la réglementation, les rapports de recherche sur l'environnement et les rapports de recherche sur l'environnement. Le CNRC organise également des réunions et des ateliers publics pour discuter de la demande de licence et répondre aux questions.

Pour les demandes de permis combinées, le CNRC tient également une audience obligatoire avant la délivrance de la CLO. La portée de l'audience comprend à la fois des questions de sécurité et d'environnement, et la CSLA peut imposer des conditions à la licence.La participation du public est une pierre angulaire du processus de réglementation nucléaire aux États-Unis, et le CNRC publie un Guide de participation du public pour aider les personnes à comprendre leurs droits et leurs possibilités.

Surveillance post-licence et renouvellement de licence

Une fois qu'un réacteur a obtenu une licence d'exploitation, la surveillance réglementaire se poursuit tout au long de la vie de l'usine. Le processus de surveillance des réacteurs (PR) du CNRC utilise un cadre de surveillance axé sur le risque et fondé sur le rendement qui évalue la sécurité des installations par des constatations d'inspection, des indicateurs de rendement et des questions génériques.

Aux États-Unis, les licences d'exploitation sont délivrées pour une période initiale de 40 ans (selon la durée de vie économique prévue de l'usine). Le renouvellement de la licence est possible pour une période supplémentaire de 20 ans (et peut-être jusqu'à 80 ans avec le renouvellement subséquent). Le processus de renouvellement exige que le titulaire de licence démontre que le vieillissement des structures, des systèmes et des composants de l'usine est géré efficacement de façon à maintenir les marges de sécurité pendant la période prolongée. Les lignes directrices du CNRC pour le renouvellement de la licence sont précisées à la partie 54 du 10 CFR.

La phase post-licenciation comprend également le processus de déclassement, qui commence lorsque l'usine cesse définitivement ses activités. Le titulaire de permis doit avoir un plan de déclassement approuvé par le CNRC, qui décrit en détail le démantèlement et le nettoyage du site du réacteur, y compris l'élimination sécuritaire des matières radioactives.Pour les BWR, le déclassement peut commencer immédiatement ou être reporté pendant plusieurs décennies (entreposage sécuritaire).

Conclusion

Le processus de délivrance de licences BWR de la construction à l'exploitation est l'un des cadres réglementaires les plus rigoureux et les plus exigeants dans toute industrie. Il exige un haut niveau de rigueur technique, de surveillance continue et d'engagement actif du public. Depuis la sélection initiale du site et la certification de conception jusqu'à la délivrance d'un permis de construction, la mise en service rigoureuse de l'ITAAC sous licence combinée, jusqu'à la licence d'exploitation finale et la surveillance continue, chaque étape est conçue pour assurer que l'usine fonctionnera en toute sécurité sans risque indu pour les travailleurs, le public ou l'environnement.

Bien que le processus puisse prendre du temps et coûter cher, souvent dix ans ou plus avant la mise en service de la première puissance, le rendement est un réacteur qui a fait l'objet de multiples vérifications indépendantes, d'analyses exhaustives de sûreté et d'inspections en temps réel. L'industrie nucléaire mondiale envisage de déployer de nouvelles conceptions de réacteurs à cycle BWR, y compris de petits réacteurs modulaires (MRS), qui tirent parti du patrimoine de la BWR, mais le processus de délivrance de licences continuera d'évoluer, en tenant compte des leçons tirées de l'expérience d'exploitation et de nouvelles recherches en matière de sûreté.