Questions et réponses

Question

Quel est le matériau qui résiste à 2800° C sans fondre ?

Tansmise à EDF le 16 avril 2010.

Réponse

Réponse le  13/05/2010

Votre question porte indirectement sur la tenue mécanique du récupérateur de corium.

En fonctionnement normal, une température de 2800°C n’est atteinte à aucun moment dans le réacteur.  Dans le cas, très hautement improbable, de l’accident le plus grave de fusion du cœur du réacteur, le mélange de combustible fondu, de gaines et d’éléments de structure appelé corium est susceptible d’atteindre une telle température.

Dans le cas de percement de la cuve, tout est mis en œuvre pour contenir le corium dans un espace restreint et empêcher son contact avec le radier en béton armé du bâtiment réacteur. Le processus de stabilisation du corium hors de la cuve, pris en compte à la conception de l’EPR, est fondé sur le concept de rétention.

Le puits de cuve (la partie du bâtiment réacteur située autour et sous la cuve) est tapissé en partie basse d’un matériau résistant à très haute température (la zircone). Ce matériau n’est jamais en contact avec le corium, car il est recouvert d’une couche de béton « sacrificiel » destinée à fondre lentement au contact du corium et à le refroidir.

Le mélange ne reste pas dans le puits de cuve, une trappe « fusible » s’ouvre et envoie le corium vers le récupérateur ou il va s’étaler, se refroidir et se stabiliser (voir illustration page 44 du dossier du Maître d’Ouvrage). L’étalement du corium sur une surface importante rend son refroidissement plus efficace. La couche supérieure du récupérateur est également faite de béton "sacrificiel". Ce béton fond lentement et fait baisser encore la température du mélange tout en modifiant sa composition chimique. A partir de cette étape, la fin du refroidissement peut être réalisée par de l’eau.

L’arrivée du corium dans le récupérateur déclenche en effet la mise en service d’un circuit de refroidissement passif. L’eau de ce circuit (contenue dans un réservoir situé dans le bâtiment réacteur) commence par refroidir le fond du récupérateur en passant dans des canaux, puis elle remonte par les bords du récupérateur et vient noyer toute la surface du corium. Cette eau assure ensuite (via son ébullition et son refroidissement dans l’ensemble de l’enceinte) l’évacuation de la puissance résiduelle du corium.

Ce système assure donc le confinement du corium et son refroidissement à long terme. Il empêche tout contact avec une autre partie du bâtiment réacteur et notamment avec le radier.

Question

Les défauts repérés par les autorités de sureté sur les 2 premiers EPR seront-ils pris en compte et corrigés préventivement pour ce 3ème EPR ?

Transmise à EDF le 1er juin 2010.

Réponse

Réponse le  04/06/2010

Nous interprétons les « défauts » auxquels vous faites allusion comme les points relatifs à l’EPR qui ont été médiatisés, à savoir :

- les non conformités de ferraillage sur le chantier de Flamanville 3 en 2008 ;

- le courrier que l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) a envoyé à EDF en octobre 2009, relatif au contrôle-commande ;

- les notes techniques relatives à l’accident d’éjection de grappes qui ont été rendues publiques par Sortir du nucléaire.

Pour ce qui concerne le premier point, il s’agissait d’un écart entre la réalisation effective d’armatures de ferraillage et les plans. EDF a engagé des actions en interne et auprès des entreprises en charge du génie civil, afin de renforcer la qualité de la surveillance et du contrôle des activités. Le projet Penly 3, s’il est confirmé à l’issue du débat public, bénéficiera du retour d’expérience de ces améliorations.

Pour le second point, dans le cours normal de l’instruction de Flamanville 3 et comme suite à la sollicitation du groupe permanent d’experts, l’ASN a adressé à EDF le 15 octobre 2009 un courrier relatif au contrôle-commande de l’EPR. Celui-ci dressait l’analyse de l’ASN sur le sujet et reconnaissait notamment l’indépendance des deux systèmes de contrôle-commande et l’aptitude du contrôle-commande de « sûreté » ; il demandait d'approfondir l'analyse de sûreté de certains éléments du système de contrôle-commande « standard » et d’étudier le renforcement des dispositions existantes, notamment les palliatifs en cas de défaillance d’une partie des fonctions.  EDF a répondu à ce courrier en proposant un plan d’actions qui doit aboutir à la fin du premier semestre 2010, pour lequel EDF et ses fournisseurs Areva et Siemens se sont fortement mobilisés pour répondre dans les délais requis par l’ASN. Ces éléments permettront à l’ASN de finaliser son analyse du contrôle-commande de l’EPR et de se prononcer sur la solution technique proposée par EDF et Areva qui sera implantée à Flamanville 3 et Penly 3, si ce dernier projet est confirmé à l’issue du débat public.

Pour le troisième point, trois notes techniques relatives à la démonstration de sûreté de l’EPR ont été médiatisées. Les deux premières notes datent de 2007 et font état de conclusions défavorables pour certaines études dites « d’éjection de grappe », basées sur certaines configurations imaginées à  l’époque (combustible, grappes).

Depuis, EDF a fait évoluer les configurations du combustible et des grappes. Les nouvelles études sont en cours. La troisième note technique (celle de 2009) est un bilan de cette période du licensing de l'EPR qui conclut que les dispositions prises avec Areva  vont permettre de déboucher favorablement. Il s'agit  de documents internes pris à différents stades du processus normal d'études.

Ces études sont valables pour Flamanville 3 et Penly 3, si ce dernier projet est confirmé à l’issue du débat public.

Question

Le modèle marketing de vente à l'étranger de l'EPR est-il le meilleur ? une offre basé sur des petits réacteurs moins puissants, plus éprouvés, moins couteux en infrastructure et temps de construction et moins chers globalement ne serait-elle pas plus compétitive en ces temps de crise budgétaire pour de nombreux pays ?

Transmise à EDF et Areva le 16 juin 2010.

Réponse

Réponse le  30/06/2010

Réponse EDF

EDF ne vend pas d’EPR à l’international mais développe ou participe à des projets en partenariat pour construire et exploiter des centrales nucléaires utilisant des EPR.

Premier producteur nucléaire au monde, le groupe EDF dispose d’atouts techniques significatifs (exploitation et ingénierie), d’une solide expérience de construction en France et en Chine, et d’exploitation en Europe (France, Allemagne, Royaume-Uni), qui lui permettent d’être un acteur majeur du renouveau du nucléaire à l’international.
Les propositions d’EDF à l’international ne sont pas des choix faits au hasard.
EDF s’est fixé cinq critères d’engagement dans les projets nucléaires à l’international.
Il s’agit de sélectionner les pays :
ü ayant fait le choix du nucléaire ;
ü connus d’EDF et où EDF est bienvenu ;
ü offrant des conditions favorables aux investisseurs dans le nucléaire (cadre législatif, gestion des déchets, opinion publique, etc.) ;
ü pour des projets portant sur des modèles de réacteurs maîtrisés ;
ü et cohérents avec les objectifs financiers et la politique de risques du Groupe.
EDF a ainsi d’ores et déjà ciblé un certain nombre de priorités géographiques : le Royaume-Uni, la Chine, les États-Unis, l’Italie. EDF examine par ailleurs d’autres opportunités.

Le choix de l’EPR s’appuie sur une démarche qui tire profit de l’expérience accumulée par toutes les centrales nucléaires à eau sous pression (REP) les plus récentes en France et en Allemagne et cherche à prendre le meilleur de chaque type en y apportant des améliorations. EDF a participé depuis l’origine, à la définition de l’EPR avec les principaux électriciens allemands. Depuis le début des années 90, le dialogue est permanent avec le constructeur, les Autorités de sûreté nucléaire française et  allemande pour définir le produit le mieux adapté aux besoins d’EDF, dans l’intérêt des ses clients, c’est-à-dire garantissant la sécurité, la maîtrise des coûts et la réduction des déchets.
La technologie EPR (European pressurised reactor), synthèse de ces améliorations, est un choix réaliste, qui allie le progrès technique et la continuité de nos savoir-faire.
L’EPR est de plus le seul réacteur de génération 3 ayant fait l’objet d’une instruction approfondie des autorités de sûreté française.
Ce qui ne nous empêche pas d’assurer une veille sur des réacteurs moins puissants, disponibles sur le marché ou qui le seront à terme.

Réponse d'Areva :

L’EPR™ n’est pas le seul réacteur développé par Areva dont la gamme comprend deux autres modèles de Génération 3+  de plus faible capacité. 

Avec une capacité de production élevée (1650MWe), l’EPR™ s’adresse principalement aux pays devant répondre à une très forte demande d’électricité et disposant des infrastructures de transmission permettant  d’en acheminer la production. Les réacteurs ATMEA1™ (à eau pressurisée) et KERENA™ (à eau bouillante) d’une capacité de respectivement, 1100MWe et 1250MWe conviennent aux marchés de moindre dimension.

Areva s’attache à proposer des produits compétitifs tout en assumant le coût induit par le maintien de la sûreté au niveau le plus élevé sur toute sa gamme et quel que soit le pays. C'est dans ce cadre, que l’ATMEA1™ fait partie des technologies sélectionnées par la Jordanie pour participer à l’appel d’offres portant sur la construction de la première centrale nucléaire du pays, alors que le réacteur sud coréen en a été écarté .

Le développement de « mini » réacteurs nucléaires est un sujet médiatisé mais sans dimension concrète aujourd’hui. En outre, il faut savoir qu’une puissance installée importante optimise le coût dit "spécifique" (coût par KWe installé) et permet aux électriciens de produire une électricité à meilleur prix.

Question

Question à EDF, mais aussi à l'ASN ou à l'IRSN. Pour accroître ou diminuer la puissance électrique d'un réacteur nucléaire, quels sont les moyens utilisables et à quelle vitesse la puissance change : la concentration de bore ? la position des barres qui absorbe les neutrons ? Dans ce dernier cas, est-ce toutes les barres qui fonctionnent de façon simultanée ou certaines qui montent et descendent quand d'autres sont immobiles ?

Transmise à EDF, à l'ASN et à l'IRSN le 22 juin 2010.

Réponse

Réponse le  30/06/2010

Réponse ASN

Réponse EDF

Votre question porte sur les moyens permettant de faire varier la puissance d’une unité de production électronucléaire.

Piloter un réacteur, c’est maîtriser à tout instant l’énergie produite par le  réacteur pour l’adapter à la demande d’énergie du réseau. C’est donc régler à chaque instant le nombre de fissions en introduisant plus ou moins d’absorbants de neutrons entre les éléments combustibles, c’est à dire contrôler la réactivité.

Les moyens utilisés sont effectivement :

-         les grappes de commande qui sont constituées de matériaux absorbant les neutrons,

-         le bore sous forme d’acide borique dilué dans l’eau du circuit primaire, qui est également un absorbant de neutrons.

Les grappes de commande servent à gérer les variations rapides de réactivité, le bore les variations lentes.

Ainsi, en cas de fonctionnement  de l'unité de production à puissance constante, seuls les effets de réactivité à très long terme comme l’épuisement du combustible,  doivent être compensés par une dilution progressive de l’eau du circuit primaire jusqu’à pratiquement 5 à 10 ppm de concentration en bore à la fin de cycle combustible (pour un démarrage à des concentrations d’environ 1000 ppm).

En cas de suivi de charge (cas le plus fréquent en France), l’unité de production  peut être amenée à faire varier sa puissance en permanence. Les grappes de commande sont alors insérées ou extraites sous l’action des régulations automatiques  pour gérer les variations rapides de réactivité. 

La montée de zéro à la pleine puissance d’une unité de production électronucléaire peut se faire en quelques heures. Il est d’ailleurs fréquent que certaines centrales baissent leur production de plusieurs centaines de MW pendant la nuit pour remonter à pleine puissance avant la pointe du matin. De même, on peut avoir des arrêts de production pendant le week-end, puis un  redémarrage pour le lundi matin. Cette manœuvrabilité est une spécificité des centrales nucléaires françaises qui ont été conçues pour cet usage.

La concentration en bore de l’eau du circuit primaire est  réglée par des appoints d’eau plus ou moins borée.

Les grappes de commande quand à elles, sont réparties en plusieurs groupes suivant leur fonction (régulation de la température et de la distribution de puissance dans le cœur du réacteur). Elles  ne s’insèrent ou ne s’extraient pas simultanément, leur mouvement se fait par groupe suivant le paramètre à réguler.

En cas d’incident, on arrête la réaction en chaîne par l’introduction rapide d’absorbants de neutrons. Ceci est obtenu par la chute de toutes les grappes (grappes de commande précédemment citées et grappes d’arrêt) en moins de 2 secondes sous l’effet de la gravité : c’est l’arrêt  automatique du réacteur.

Des systèmes de protection déclenchent l’arrêt automatique du réacteur en cas de sortie du domaine de fonctionnement normal de l’installation. Ces systèmes redondants sont actionnés le plus souvent sur détection de dépassement de seuil de capteurs eux aussi redondants.

Réponse de l'IRSN (Institut de radioprotection et de sureté nucléaire) :

Question

Question à EDF et/ou à l'ASN Dans un réacteur nucléaire, quelle quantité de tritium est émise ? Dans quelles proportions sous forme d'eau tritiée et sous forme de gaz ?

Transmise à EDF le 24 juin 2010.

Réponse

Réponse le  19/07/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte sur les quantités de tritium émises par une centrale nucléaire.

Le fonctionnement des centrales nucléaires produit des effluents radioactifs liquides et gazeux. Certains sont recyclés, d'autres sont rejetés dans l'environnement (rejets liquides et atmosphériques) après avoir été collectés, traités puis contrôlés pour s’assurer du respect des seuils réglementaires de rejets.

Le tritium est un des radioéléments rejetés par la centrale, Il se présente principalement, comme vous l’évoquez, sous forme d’eau tritiée et de tritium gazeux.
La plus grande partie du tritium rejeté par une centrale nucléaire provient de l’activation neutronique du bore et du lithium présents dans l’eau du circuit primaire. Le bore est utilisé pour réguler la réaction de fission ; le lithium sert au contrôle du pH de l’eau primaire. L’eau du circuit est traitée et recyclée en permanence. La faible fraction non réutilisable est rejetée après contrôle. Ces rejets liquides sont constitués d’eau contenant notamment une faible concentration de tritium.
Les rejets radioactifs gazeux proviennent du dégazage du circuit du réacteur, et de la ventilation des locaux de l'îlot nucléaire qui maintient les locaux en dépression. Les rejets gazeux à la cheminée sont constitués, après traitement, d’air contenant notamment une faible concentration de tritium.
Nous vous renvoyons page 122 à 125 du dossier du maître d’ouvrage pour de plus amples informations sur les rejets radioactifs.

Pour le projet Penly3,

Ces valeurs, sont les mêmes que celles présentées dans la demande d’autorisation de rejets de la centrale EPR de Flamanville 3.

Pour Penly3, les rejets radioactifs annuels maximaux envisageables seront précisés dans le cadre du dossier de demande d’autorisation de création, si le projet est confirmé à l’issue du débat public.
En termes d’activité, le tritium est ainsi rejeté à environ 96% sous forme liquide et 4 % sous forme gazeuse. Ce ratio est du même ordre pour les centrales en exploitation (cf rapport annuel 2009 du site de Penly : http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/publications-45955.html, élaboré au titre de l’article 21 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire).

La part du tritium dans la dose annuelle totale du site de Penly 1-2-3 liée à ses rejets liquides et gazeux estimée en première approche de façon très conservative à moins de 0,040 millisieverts (mSv) pour les personnes les plus exposées (pêcheurs), est de l’ordre de 5%. Soit  0,2 % de la limite de 1 mSv fixée par le code de la santé publique, et moins de 0,1 % du niveau de radioactivité naturelle (2,4 mSv)..

Les calculs détaillés seront effectués pour l’étude d’impact, qui figurera dans le dossier de demande d’autorisation de création, soumis à enquête publique, si le projet est confirmé à l’issue du débat public.
Du fait de sa faible contribution à la dose efficace totale et de sa période biologique courte, son impact sanitaire est considéré comme négligeable.

Pour votre information, le site Internet de la centrale de Penly, vous permet également de suivre le bilan actualisé des rejets radioactifs de Penly1-2 sur l’année en cours (http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/surveillance-de-l-environnement-45948.html#acc51822).

Question

Résistance des matériaux À la question 63 posée par Long Nguyen Than, sur le "matériau qui résiste à 2800° C sans fondre ?" il a été répondu implicitement par EDF qu'aucun matériau au sein de l'EPR ne résistait à cette température, la seule astuce étant d'avoir un béton qui en fondant absorbait suffisamment d'énergie pour ne pas faire fondre la fonte. Ceci concernait le récupérateur de corium. Hélas de telles températures ne sont pas observées seulement à cet endroit en situation (pré) accidentelle. En effet selon les propres dires d'EDF la température du combustible pourrait atteindre 2779 °C, soit 2800 °C en utilisant les deux chiffres de précision usuellement retenus. Le programme international Phébus PF (produits de fission) a permis d'observer que : 1. la température de fusion du combustible est de l'ordre de 500 °C plus basse que la température de fusion de l'oxyde d'uranium pur, soit entre 2000 et 2300 °C. 2. la gaine du combustible se détruit entre 1160 et 1330°. Source : IRSN, Rapport scientifique et technique 2002
Or selon les documents d'EDF publiés par le Réseau "Sortir du nucléaire":
1. la température des gaines du combustible pourrait atteindre 1458 °C.
2. La température du combustible pourrait atteindre 2779 °C. Nous voyons donc que l'expérimentation montre que les matériaux ne résisteraient pas à une situation possible au dires même d'EDF. D'où les questions suivantes : - est-ce que la précision extravagante des 2779 °C n'est pas un artefact ayant pour but de rester sur le papier en deçà de la température théorique de fusion de l'oxyde d'uranium (2800 °C) ? - est-ce que les mesures ou calculs ont été faits par EDF ? Par Areva ? Par des sous-traitants ? Par des experts indépendants ? Dans les deux derniers cas, il sera précisé lesquels. - s'il s'agit de calculs, quels sont les processus physiques, chimiques et radioactifs qui ont été pris en compte ? Lesquels ont été ignorés ? - s'il s'agit de mesures, * quel est l'échelle du démonstrateur utilisé ? * du fait des facteurs d'échelle, quelle est la précision de l'extrapolation des mesures ? * Pour rappel les onze réacteurs de recherche du CEA dont Phébus (voir ci-dessus) sont à l'échelle 1/5 000 ce qui revient à laisser un constructeur automobile pratiquer ses crashs tests sur une maquette de voiture de 1 mm (un millimètre) ! Quel serait le crédit accordé à un tel constructeur automobile ? - comment EDF peut-il se permettre de prédire au degré près, soit à une précision de 4 chiffres significatifs la température maximale du combustible et des combustibles ? Il sera tenu compte dans la réponse les faits suivants : * la précision usuelle en science n'excède pas les 2 chiffres significatifs (EDF prétendant donc être 100 fois plus précis que les calculs usuels, ce qui au vu des écarts entre modèles et expériences est tout simplement ridicule) * le mode de fonctionnement du réacteur n'est pas figé pour le moment. Il devra donc être précisé pour : ° quelle puissance thermique, quel combustible (UOX, MOX, proportion de plutonium, taux d'enrichissement de l'uranium, etc...), ° quel mode opératoire (gestion Galice ou autre, Retour Instantané de Puissance ou non, etc) et montrer qu'il s'agit du cas le plus défavorable. EDF devra naturellement s'engager à ne pas sortir de l'épure ensuite, sauf à reprendre tous les calculs et mesures en laboratoire et demander les autorisations ad hoc. Il sera en outre précisé si les chiffes sont issus de calculs ou de mesures. Pour les deux températures, il sera précisé le cas échéant en quoi ces chiffres constituent des majorants des valeurs possibles une fois le réacteur opérationnel (si bien sûr il devait voir le jour et être mis en marche). - la température atteinte a pour conséquence la production massive et extrêmement rapide d'hydrogène, en quelle mesure les catalyseurs ne provoqueront-ils pas la destruction du réacteur au lieu de l'éviter ? Rappelons qu'un seul crayon de combustible peut se mettre à produire "près de 20 000 MW en quelques microsecondes" (source CEA : http://www.cea.fr/energie/nucleaire_-_la_boite_a_outils_de_la_recherche/les_reacteurs_se_mettent_a_la_recherche ) soit 4 fois la puissance nominale de l'EPR qui comporte plus de 500 000 crayons de la sorte ! A Three Mile Island (1979), le pourcentage d'hydrogène alors qu'il n'y avait qu'une fusion partielle du coeur a atteint 8 % alors que l'explosion spontannée de l'hydrogène a lieu dès 15 % avec destruction totale de l'enceinte. - comme au vu de l'étude publiée par l'IRSN, le combustible et les gaines ne tiendront pas, que les documents internes d'EDF semblent indiquer qu'un nombre conséquent de gaines pourraient rompre et entraîner une crise d'ébullition dépassant largement les 1 % de combustible cassé, quelles seront les conséquences concrètes les plus graves pouvant arriver dans un tel cas ? - comment EDF peut être si confiant alors que cette semaine encore, la commission américaine de régulation nucléaire demandait à AREVA plus d'informations concernant les systèmes de sécurité du réacteur EPR ? (source Invertir.fr : "Areva CI : Etats-Unis inquiets de la sécurité du réacteur EPR" http://www.investir.fr/infos-conseils-boursiers/infos-conseils-valeurs/infos/etats-unis-inquiets-de-la-securite-du-reacteur-epr-270927.php)

Transmise à EDF, Areva, ASN et à l'IRSN le 30 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  21/09/2010

Réponse d'EDF :

Il est tout d’abord important de distinguer la température locale du combustible au niveau d’un crayon combustible, et la température atteinte par une fusion partielle ou totale du cœur (qui se mélange aux alliages des internes et à l’acier de la cuve). La gestion de cet accident est rappelée dans la réponse à la question 63.
Pour ce qui concerne l’accident d’éjection de grappe, qui est le sujet de vos interrogations, les critères retenus par l’Autorité de sûreté nucléaire (et les autres autorités de sûreté internationales), font que l’on peut atteindre localement la température de fusion du combustible dans le crayon le plus chaud du cœur, ce qui concernerait une petite zone du combustible, très limitée en volume. 

La gaine d’un crayon combustible soumise à un transitoire rapide résiste à 1482° C. Ce critère issu de la R&D internationale, est identique pour tous les types de gainage utilisés commercialement, et est largement admis et utilisé par les autorités de sûreté dans le monde. Dans tous les cas étudiés sur le parc en exploitation et sur EPR, ce critère est respecté.
Les essais PHEBUS que vous évoquez ont visé à mesurer le relâchement de produits de fission en cas de fusion partielle ou totale du combustible dans une configuration « accident grave » où le maintien de l’intégrité de la gaine n’est pas recherché. L’EPR prend en compte ces scénarios de dégradation grâce aux barrières de protection et aux moyens de mitigation des accidents mis en place à sa conception. 

La température de fusion du combustible varie en fonction de l’irradiation du combustible et ce phénomène est pris en compte dans les modèles et soumis à l’approbation de l’ASN et de l’IRSN. En pratique, du fait que les cas dimensionnants concernent  essentiellement les assemblages peu irradiés, le critère de fusion n’est pas atteint dans les gestions actuelles du combustible. 

Concernant la précision des valeurs de températures affichées : les accidents sont étudiés de façon « enveloppe», c’est à  dire en prenant tous les paramètres qui pourraient maximiser les chargements appliqués au combustible, ici en prenant la température la plus élevée. C’est pour cette raison que les températures affichées dans les études d’accident sont exprimées en conservant  4 chiffres significatifs. Il s’agit des températures maximales potentiellement atteignables en prenant en compte toutes les conditions aggravantes du scénario accidentel. La comparaison de ces valeurs maximales avec un critère de dégradation, comme le critère de fusion (qui est lui-même très précis) garde ainsi un sens même en conservant 4 chiffres significatifs et permet d’évaluer de façon enveloppe le volume de combustible susceptible de fondre.  

Concernant les mesures et les calculs de températures : les mesures sont issues de la R&D internationale, souvent publique. Les modèles de calculs établis sur ces données sont ensuite  précisément validés sur des expériences (rampes à fusion de crayons combustible pré-irradiés). 
Les calculs de conception faisant intervenir ces modèles sont réalisés par Areva ou par EDF et surveillés par l’ASN qui intervient à 3 niveaux :
- sur les méthodes : l'ASN se prononce, sur l'acceptabilité des méthodes utilisées pour les études sur la base d'une instruction technique effectuée par l'IRSN ; 
- sur les études : au cours de l'examen de l'autorisation de demande de mise en service, l'IRSN examine les études d'accident transmises par EDF, en particulier sous l'angle de l'utilisation de méthodes acceptées au préalable et du respect des critères de tenue du combustible. L'ASN utilise les conclusions de cet examen pour préparer sa décision concernant la mise en service ;
- sur les règles générales d'exploitation : ces règles, comme les études de sûreté, sont examinées par l'ASN et l'IRSN dans le cadre de l'examen du dossier de mise en service. 

Concernant l’effet d’« échelle » avec les réacteurs de recherche du CEA, les chiffres que vous avancez sont inexacts : les réacteurs de recherche du CEA (et les autres) n’ont pas d’échelle propre. Pour chaque expérience réalisée dans ces réacteurs, une échelle peut être définie à chaque phénomène selon les lois de la similitude en physique. De très nombreux essais (y compris au CEA) sont réalisés sur de « vrais combustibles » préalablement irradiés dans un réacteur REP.
PHEBUS est un réacteur d’essai de 40 MW. Le faisceau de combustible testé est constitué de 20 crayons combustibles, d’1 m de longueur, 0,95 cm de diamètre et enrichi à 4,5%. Pour mémoire, la longueur des crayons combustibles de l’EPR est d’environ 4 m, et 0,95 cm de diamètre, avec un enrichissement maximum à 5%. Nous vous précisons par ailleurs que, concernant la simulation de l’enceinte de confinement, le rapport 1/5000 est celui des volumes, le rapport des masses de combustible est de 1/8000. Noter néanmoins que l’échelle du diamètre du combustible, paramètre déterminant pour son échauffement, est de 1/1.
Enfin, pour le cas d’une voiture de 1 mm que vous évoquez, sa masse serait égale à 1/125  milliardièmes de la masse d’une voiture réelle ; votre comparaison ne nous semble donc pas pertinente. 

Pour ce qui est de votre question sur le mode de fonctionnement retenu, nous vous confirmons que les études de sûreté qui seront soumises à l’ASN pour le démarrage du réacteur EPR, ou ensuite pour tout changement de gestion combustible, seront adaptées à la configuration d’exploitation retenue et seront enveloppes pour chaque type d’accident analysé.
Ces éléments sont intégrés au rapport de sûreté en cours d’élaboration pour Flamanville3, qui sera transmis pour instruction auprès de l'Autorité de sûreté nucléaire en vue de son démarrage. La démarche sera la même pour Penly3 si le projet est confirmé à l’issue du débat public, et s’il fait l’objet d’un Décret d’autorisation de création.
La démonstration de sûreté du  rapport de sûreté s’accompagne de règles d’exploitation à respecter pour rester dans le domaine d’exploitation pris en compte dans les études. Comme évoqué précédemment, ces règles, ainsi que les dispositions à prendre en cas d’écart sont également soumises à approbation par l’ASN, comme pour tout le parc actuellement en exploitation en France. 

Vous vous interrogez également sur les conséquences associées à une rupture de plus de 1% des crayons combustibles, suite à un accident d’éjection de grappe : 
La démonstration de sûreté en cas d’accident d’éjection de grappe implique, l’absence d'endommagement majeur de la gaine. Toutefois, pour calculer les conséquences radiologiques des accidents de dimensionnement sur l’environnement, dimensionner les systèmes de sauvegarde,  et, de manière générale, produire une étude enveloppe, on retient une valeur enveloppe de 10 % de crayons rompus. Comme la conception des moyens de mitigation et de confinement de l’EPR permet de rester dans tout le voisinage en dessous des seuils qui conduiraient à des mesures préventives envers la population (pas d’évacuation), c’est encore  plus vraie pour l’accident d’éjection de grappe. 

Concernant votre inquiétude quant à la production d’hydrogène en cas, très hautement improbable, d’accident de fusion du cœur du réacteur, nous vous confirmons que la production d’hydrogène est également prise en compte dans les scénarios d’accidents et la démonstration de sûreté. La protection contre le risque d’explosion hydrogène est assurée par la dilution de l’hydrogène pour rester en dessous du seuil de risque d’explosion et par l’utilisation de recombineurs catalytiques passifs.
La vérification de l’absence de risque de déflagration hydrogène en situation d’accident grave fait partie de la démonstration de sûreté qui prend en compte les conditions thermodynamiques à l’intérieur de l’enceinte de confinement avec notamment la forte présence de vapeur d’eau qui va avoir un effet d’inertage. La démonstration est menée avec des modèles reconnus et partagés par la communauté scientifique internationale. 

Pour ce qui est du dossier de demande d’autorisation du modèle EPR américain déposé par Areva, le processus d’examen  par l’Autorité de sûreté américaine (NRC) est en cours et la NRC exerce son rôle en posant des questions à Areva  sur l’architecture et le fonctionnement du système de contrôle commande, et en particulier sur les fonctions de sûreté. La position de la NRC sur le design EPR sera connue à la fin de ce processus.