ARCHIVES HISTORIQUES 
DE LA COMMISSION 
 
 
 
COLLECTION RELIEE DES 
DOCUMENTS "COM" 
 
 
 
 
COM (83) 300 
 
 
 
Vol. 1983/0 122 
  
 
Disclaimer  
Conformém ent au règlement (CEE, Euratom) n° 354/83 du Conseil du 1er février 1983 
concernant l'ouverture au public des archives historiques de la Communauté économique 
européenne et de la Communauté européenne de l'énergie atomique (JO L 43 du 15.2.1983, 
p. 1), tel que modifié par le règlement (CE, Euratom) n° 1700/2003 du 22 septembre 2003 
(JO L 243 du 27.9.2003, p. 1), ce dossier est ouvert au public. Le cas échéant, les documents 
classifiés présents dans ce dossier ont été déclassifiés conformément à l'article 5 dudit 
règlem ent. 
In accordance with Council Regulation (EEC, Euratom) No 354/83 of 1 February 1983 
concerning the openi ng to the public of the historical archives of the European Econom ic 
Community and the European Atomic Energy Communit y (OJ L 43, 15.2.1983, p. 1), as 
amended by Regulation (EC, Euratom) No 1700/2003 of 22 September 2003 (OJ L 243, 
27.9.2003, p. 1), this f ile is open to the public. Where necessary, classified documents in this 
file have been declassified in conformity with Article 5 of the aforementioned regulation.  
In Übereinstimmung mit der Verordnung (EWG, Euratom) Nr. 354/83 des Rates vom  1. 
Februar 198 3 über die Freigabe der historischen Archive der Europäischen  
Wirtschaftsgemeinschaft und der Europäischen Atomgem einschaft (ABI. L 43 vom  15.2.1983,  
S. 1), geändert durch die Verordnung (EG, Euratom) Nr. 1700/2003 vom 22. Septem ber 2003  
(ABI. L 243 vom 27 .9.2003, S. 1), ist diese Datei der Öffentlichkeit zugänglich. Soweit  
erforderlich, wurden die Verschlusssachen in dieser Datei in Übereinstimmung mit Artikel 5  
der genannten Verordnung freigegeben.  
COMMISSION  DES COMMUNAUTES EUROPEENNES 
COM(83) 300 final 
Bruxelles,  le 28 mai 1983 
PROGRAMME  D'ACTION DE RECHERCHE  DANS LE DOMAINE DU 
DEVELOPPEMENT DE L'ENERGIE NUCLEAIRE DE  FISSION 
(1984-1987) 
(Communication  de la Commission  au Conseil) 
COM(83) 300 final 

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PROGRAF^ME  D'ACTION  DE  RECHERCHE DANS  LE  _DCHAÎNE  DU  DEVELOPPEMENT  
DE (TENËRGIE NUCLEAIRE  DÈTÏSSIÔN  (1984-1987) 
1. EXPOSE  DES  MOTIFS 
Dans  le document "Proposition pour  une  stratégie scientifique  et  tech­
nique européenne  - programme cadre 1984-1987"  (1), la  Commission  a dé 
fini les  grandes options  sur  lesquelles devrait s'appuyer cette stra­
tégie.  Parmi  celles-ci,  l'amélioration  des  ressources énergétiques  et 
la réduction  de la  dépendance énergétique sont  un  impératif  qui  devra 
permettre  à la  Communauté  de  relever  le  défi énergétique.  Pour  répon­
dre à ces  grandes options  la  Commission préconise  une  approche  par 
objectifs dans  le but : 
"de faciliter  la  mise  en  oeuvre  de la  stratégie volontariste  sou­
haitée  par les  Etats membres, 
de faciliter,  par  l'identification  et la  hiérarchisation  des 
besoins  prioritaires  de la  Communauté  et, de là, des  poids  rela­
tifs à accorder  aux  objectifs scientifiques  et  techniques corres­
pondant, l'adoption ultérieure  de  programmes d'action  à  entre­
prendre, 
d'expérimenter concrètement  la  méthode  des  choix politiques  et 
techniques entre actions nationales, internationales  et  communau-
tai res". 
En ce qui  concerne l'amélioration  de la  gestion  des  ressources  et la 
réduction  de la  dépendance énergétique,  la  Commission  a proposé pour 
la période 1984-1987  de  focaliser  ses  efforts  sur les  quatre objectifs 
scientifiques  et  technologiques suivants  : l'utilisation  rationnelle 
de l'énergie,  le  développement d'énergies renouvelables,  la  fusion 
thermonucléaire contrôlée  et le  développement  de  l'énergie nucléaire 
de fission.  Les  principales orientations  du  programme d'action  relatif  
au développement  de  l'énergie nucléaire  de  fission  qui  fait  l'objet  de 
la présente proposition sont décrites dans  le  document C0M(82)855 
final  où l'on  peut lire notamment  : 
"Le développement  de  l'énergie nucléaire  de  fission  est un des 
moyens  principaux  de  réduire,  par la  diversifications  des  sources 
énergétiques,  la  dépendance pétrolière  de la  Communauté.  La  pour­
suite  d'un  programme nucléaire soutenu  est  donc  un  élément  essen­
tiel de la  politique énergétique européenne.  La  stratégie commu­
nautaire prévoit  la  consolidation  et  l'intensification  des  activi­
tés de  recherche,  en  particulier dans  le  domaine général  de la 
sûreté nucléaire,  de la  protection  de la  santé  et de  l'environne­
ment  et du  contrôle  des  matières  fissiles.  Le  Parlement Européen  a 
adopté  une  résolution approuvant  et  confirmant cette stratégie, 
qui de  plus  a fait  l'objet  d'une prise  de  position favorable  de la 
part du  Conseil.  Il faut  rappeler  par  ailleurs  que  l'option  nuclé­
aire comporte  le  développement  du  cycle complet  du  combustible  y 
compris  le  retraitement  et les  réacteurs rapides. 
C'est  dans cette perspective qu'on  été  établies  les  présentes 
orientations pour  la R & D  communautaire. 

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Les activités de la R, D & D communautaire seront donc orientées 
essentiellement  vers les aspects de la sûreté, c'est-à-dire de 
protection des populations et des travailleurs contre les risques 
nucléaires. Par cette orientation la recherche communautaire peut 
avoir une influence positive dans le domaine de la controverse 
nucléaire, en apportant une information objective et qui dépasse 
le cadre national. Contribuant enfin à rapprocher les conceptions 
nationales en matière de sûreté, l'action communautaire favorise 
l'objectif  de promotion de la compétitivité industrielle en rédui­
sant les entraves au marché intra-européen. 
Sur le plan international on constate une tendance de plus en plus 
marquée à la coopération dans le domaine général de la sûreté nuc­
léaire,  et cette tendance, considérée comme très fr.vorable au 
développement de cette source énergétique,  sera  prise en compte 
par l'action communautaire. 
Les domaines principaux considérés sont la sûreté des réacteurs, 
la gestion et le stockage des déchets radioactifs, la protection 
contre les radiations, le contrôle des matières  fissiles,  le déc­
lassement  des installations nucléaires ainsi que, dans le reste du 
cycle  du combustible qui a déjà  atteint  le niveau industriel, cer­
tains aspects de sûreté qui  justifient  une action communautaire". 
Ces orientations se retrouveront dans le contenu du programme d'action 
qui sera  proposé. Les activités de recherches sectorielles envisagées 
s'inséreront en général dans le cadre de  l'option  énergétique, mais 
cette règle ne  sera  pas systématique. En  effet,  la finalité d'un cer­
tain  nombre d'activités se situe également dans la ligne de  l'option 
"amélioration des conditions de vie et de travail" et ce,  aussi  bien 
du point  de vue de la protection de la santé des populations que de la 
protection du milieu, laquelle option est mise en oeuvre essentielle­
ment par le programme d'action "Santé et Sécurité". D'autres activi­
tés,  tout  en correspondant clairement aux objectifs visés pour le 
développement de l'énergie nucléaire de fission  atteindront  du même 
coup  certains des objectifs de  l'option  "promotion de la compétitivité 
industrielle", notamment l'élimination des entraves et la promotion et 
'•^ développement de nouvelles techniques. 
2, CONTEfcU  DU  PROGRAMME  D'ACTION 
"DEVELOPPEMENT  DE  L'ENERGIE  NUCLEAIRE  DE  FISSION" 
Ce programme d'action se subdivise en un certain nombre de  sous-
programmes que la Commission propose de répartir entre l'action 
directe qui  sera  réalisée dans les laboratoires du Centre Commun de  
Recherche , et l'action â frais partages qui  sera  réalisée dans les  
laboratoires des Etats membres. Les raisons qui ont conduit Ta" 
Coîimission à proposer cette répartition sont exposées cas par cas dans 
les propositions détaillées relatives aux différents sous-programmes, 
mais  elles découlent d'un examen approfondi de la situation et des 
capacités actuelles de la recherche communautaire et de la recherche 
nationale dans les Etats membres. Le programme de recherche et d'ac­
tion  directe du CCR pour la période 1984-1987  sera  présenté et examiné 
dans  les différentes instances communautaires dans son ensemble, mais 
il est clair que certains volets de ce programme qui  font  partie 
intégrante du présent programme d'action "développement de l'énergie 

- 3 -
nucléaire de  fission"  doivent être évalués dans ce contexte, notamment 
en ce qui concerne leur enveloppe financière et leur imbrication  avec 
les autres volets du programme d'action  dont  l'exécution est proposée 
sous  forme d'action à frais partagées. 
Les différents volets du programme d'action "développement de J'éner­
gie nucléaire de  fission"  sont les suivants : 
1. Activités dans le domaine de la sécurité des réacteurs 
La finalité de certaines de ces activités se situe dans le cadre des 
objectifs visés pour  l'option  "amélioration des conditions de vie et 
de travail" : amélioration de la sécurité et protection de la santé, 
protection du milieu. Une partie de ces activités contribuera égale­
ment aux objectifs de  l'option  "promotion de la compétitivité indus­
trielle", notamment l'élimination et la réduction des entraves et la 
promotion et Le développement de nouvelles techniques pour  l'industrie 
conventionnelle. 
1.1. Action directe sécurité des réacteurs a fission (1984-1987) 
Il s'agit du programme le plus  important  en taille du CCR. Les 
recherches  menées ont le plus souvent un caractère confirmatif et sont 
destinées à appuyer par des expériences et des analyses théoriques 
détaillées les travaux des autorités de "licensing" et à répondre aux 
besoins  des exploitants de centrale et des constructeurs d'équipements 
nucléaires. Outre certaines activités de type horizontal répondant à 
des préoccupations communes à tous les types de réacteurs, les projets 
sont essentiellement centrés sur les réacteurs à eau légère et les 
réacteurs rapides refroidis par métaux liquides. 
1.2. Programme d'action à frais partagés Sécurité des réacteurs (1984-1987) 
Le domaine couvert et les objectifs sont identiques a ceux de l'action 
directe sûreté des réacteurs, les actions proposées sont complémen­
taires ou en support des actions qui seront exécutées dans le cadre de 
l'action directe et elles sont étroitement intégrées aux différents 
programmes nationaux dans les installations desquels elles seront 
réalisées. 
1.3.  Mise  en oeuvre de la Résolution du  Conseil  du 22/7/1975 relative aux  
problêmes technologiques de la sécurité nucléaire 
Cette  action a commencé en 1976 par l'inscription au budget de recher­
che d'une ligne budgétaire couvrant les dépenses relatives au person­
nel (4 A, 2 B, 2 C).  L'objectif  de cette action est de conduire des 
études de comparaison, d'analyse et de synthèse dans le domaine de la 
coordination de la recherche et de l'harmonisation des  codes  et mesu­
res de sécurité,  tant  en ce qui concerne les technologies des réac­
teurs thermiques refroidis par eau que des réacteurs rapides refroidis 
par sodium. 
En 1980, le  Conseil  marqua son accord sur une proposition de la 
Commission  d'ajouter une partie contractuelle à cette action, tendant 
à soutenir financièrement les études de comparaison, d'anaélyse et de 
synthèse dans le domaine des  codes  et normes des réacteurs rapides. 
Cette  action  sera  continuée en 1984-1987 au même niveau que pour le 
passé. 

- 4 -
2. Action directe combjstibles nucléaires et recherche sur les actinides 
(1984-1987) ~ 
Ce programme se situe dans le cadre du développement des combustibles 
pour réacteurs rapides, d'une  part,  et dans celui de la recherche plus 
fondamentale concernant les actinides,  d'autre  part.  Il est conduit 
essentiellement  dans les laboratoires spécialisés de  l'Institut  Euro­
péen de Karlsruhe. 
3. Activités dans le domaine des déchets radioactifs 
Tout en étant spécifiques des objectifs visés pour le développement de 
l'énergie nucléaire de  fission,  ces activités contribuent dans une 
large mesure aux objectifs retenus dans  l'option  "amélioration des 
conditions de vie et de travail" : amélioration de la sécurité et pro­
tection de la santé, protection du milieu. 
3.1.  Action directe gestion des déchets radioactifs (1984-1987) 
Ce programme est essentiellement centré sur les problèmes de conditi­
onnement et de stockage temporaire ou permanent des déchets radioac­
tifs; les travaux à la fois théoriques et expérimentaux sont liés à 
l'évaluation des procédures de gestion des déchets  sous  l'angle de la 
sûreté. 
3.2.  Programme d'action à frais partagés sur la gestion et le stockage des  
déchets radioactifs (1985-1989) 
Un second programme quinquennal (1980-1984) d'action à frais partagés 
est actuellement en cours d'exécution. Ce programme est étroitement 
coordonné  avec  les activités menées par le CCR dans le même secteur et 
est profondément intégré  avec  les programmes nationaux depuis son ori­
gine en 1975. A l'issue du programme actuel (fin 1984) la Commission 
proposera,  conformément au plan d'action 1980-1992 en matière de 
déchets radioactifs que le  Conseil  a approuvé en 1980, la poursuite 
des travaux dans ce domaine. Les grandes orientations de ce nouveau 
programme concerneront, d'une  part,  la caractérisation des déchets 
conditionnées en vue de leur stockage et l'amélioration des procédés 
mis en oeuvre et,  d'autre  part,  l'étude des performances et moyens de 
confinement des diverses options de stockage géologique et de leur 
sûreté.  Bien  que l'échéance du programme en cours ne permette pas de 
démarrer le troisième programme déchets en même temps que le programme 
d'action 1984-1987 , il s'inscrit néanmoins dans celui-ci et il  con­
vient d'en tenir compte en ce qui concerne ses liaisons  avec  l'action 
directe proposée en 3.1.  ci-dessus  et en ce qui concerne son impact 
financier sur le programme d'action pour la période concernée 
1985-1987. 
4. Action directe garantie et gestion des matières fissiles (1984-1987) 
Les préoccupations permanentes en matière de renforcement des mesures 
de garantie et de gestion des matières fissiles nécessitent un  effort 
soutenu de recherche et développement. En étroite coordination  avec 
la Direction du Contrôle de Sécurité d'Euratom, les laboratoires nati­
onaux,  les responsables d'installations nucléaires et l'AIEA, le CCR 
se propose de renforcer sa contribution à cet  effort.  Le programme 
proposé a pour but de  mettre  au  point  diverses techniques de contrôle 

- 5 -
destinées à être appliquées dans les principaux types d'installations 
nucléaires. 
Ces techniques serviront à la détermination quantitative des matières 
nucléaires et à leurs identification, confinement et la surveillance. 
Les activités auront  aussi  pour objectif le développement de système 
gestion de données provenant des opérateurs et des activités 
d'inspection. 
Finalement  les études concernent le développement de méthodologie pour 
l'analyse paramétrique des performances des techniques de contrôle 
dans  différentes catégories d'usines ou dans le  cycle  de combustible. 
5. Programme  d'action à frais partagés sur le déclassement des installa-
tions nucléaires (1984-1988) 
Ce programme constitute la suite logique du programme actuellement en 
cours  d'exécution sur le déclassement des centrales nucléaires. De 
portée plus large que ce dernier, son objectif essentiel est de 
disposer  de solutions efficaces  capables  d'assurer la sécurité et la 
protection de l'homme et de l'environnement contre les risques 
potentiels associés au déclassement des installations nucléaires. 
L'impact financier de ce programme à prendre en considération dans le 
programme d'action a été adapté pour tenir compte du  fait  que la 
proposition actuelle couvre une durée de 5 ans. 
PARTICIPATION  A DES PROJETS INTERNATIONAUX OU A DES  PROGRAMt-lES  DE 
RECHERCHE MIS EN  OEUVRE  DANS LES ETATS  MEMBRES. 
La complexité des problèmes de  recherche  dans le domaine  nucléaire, les 
coûts croissant  des installations  nécessaires et les compétences très 
spécifiques  auxquels  on doit faire appel pour les résoudre  conduisent  à 
une internationalisation  de la  recherche  nucléaire et au développement 
des relations  scientifiques  et techniques entre  les Etats de la 
Communauté et les  Etats Tiers qui poursuivent  une politique  d'équipement 
nucléaire. 
Les différents  sous-programmes  proposés  dans le cadre du présent 
programme  d'action  laissent  ouverte  la possibilité  pour la Commission  de 
participer  à des  projets  de recherche internationaux  ou à des  programme 
de recherche  mis en  oeuvre dans  des Etats  Tiers,  chaque  fois que cette 
participation  pourra  être utile au succès des  programmes  qu'elle 
propose.  Selon les cas,  cette participation  s'effectuera  aussi bien sur 
base de contributions  financières que sur  base d'un échange réciproque 
d'informations  et de résultats. 
Ce type de collaboration  a déjà été utilisé  dans le passé et  dans les 
programmes  en cours. Certains accords formels  existant  entre la 
Commission  et des  organismes  spécialisés  appartenant  à des  Etats Tiers 
pourront  être utilisés. 

5 bis 
RESSOURCES 
Les montants proposés pour chacun des 8 volets du programme d'action 
sont repris dans le tableau  ci-dessous.  Une partie des ressources 
attribuées à plusieurs volets couvrira, dans une certaine mesure, 
variable selon les cas, des dépenses relatives à des options et 
objectifs jugés prioritaires par la  Commission,  mais qui se situent en 
dehors  de la finatlité spécifique au développement de l'énergie 
nucléaire de fission et en dehors même de  l'option  énergétique. 
Les montants indiqués dans le tableau  ci-dessous  soit exrimés en  ECU's  
constants valeur  mi-1983.  Les propositions de programme définitives 
comporteront Hês chiffres actualisés en fonction des prévisions 
d'inflation  et en tenant compte des échéanciers d'engagement des 
crédits. 
La répartition des ressources entre les différents secteurs et types 
d'activités, ainsi que l'enveloppe totale qui s'élève à  477,5  + p.m. M  
ECU sont compatibles  avec  les indications données dans le document 
ïïafï(82)865  final. 

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PREVISIONS  BUDGETAIRES  (CHIFFRES  1983) 
: Volets du programme d'action : M ECU (1): 
: 1.1. Action  directe sécurité des réacteurs à fission : 
(1984-1987) : 192.2 : 
: 1.2. Programme  d'action à frais partagés sécurité des : 
réacteurs (1984-1987) : 68 ": 81.3(4) 
: 1.3. Mise  en oeuvre de la Résolution du  Conseil  du : 
22/7/75  relative aux problèmes technologiques : 
de la sécurité nucléaire : 3,3 : 
: 2. Action  directe combustibles nucléaires et ; 
recherche  sur les actinides (1984-19S7) : 65,7 : 
Action  directe gestion des déchets radioactifs 
(1984-1987) 48,9 
: 3.2. Programme  d'action à frais partagés sur la 
gestion et le stockage des déchets radioactifs 
(1985-1989) : 43+pm(2) :75 ou 
:100 (5) 
: 4. Action  directe garantie et gestion des matières 
fissiles  (1984-1987) • 45,4 
': 5. Programme  d'action à frais partagés sur le 
déclassement des installations nucléaires 
1984-1988) : 11 (3) 
: TOTAL :477,5 
: + pm 
(1) chiffres valeur mi-1983 donnés à  titre  indicatif 
(2) pour les 3 premières années du 3ëme programme et la dernière année du 
2ëme programme en cours» 
(3) pour les 4 premières années du programme 
(4) chiffre en  ECU's  courants prenant en compte  l'inflation  (7 % annuelle) 
durant l'exécution du programme. Ce chiffre figurera dans la proposi­
tion  formelle qui  sera  présentée au  Conseil, 
(5) idem (4)  ci-dessus,  chiffres pour 5 ans, l'alternative haute (100 M ECU) 
correspond  au cas ou une installation pilote serait décidée. 
Dans  ce cas le chiffre (valeur 1933) correspondant à la période couverte 
par le plan d'action (43 M ECU) devra être relevé  (+pm). 

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1. SOUS-PROGRAMME "SURETE  DES  REACTEURS  DE  FISSION" 
Ce programme couvre à la fois la sûreté des réacteurs à eau légère (LWR) et 
la sûreté des réacteurs surrégénérateurs rapides refroidis par métal liquide 
(LMFBR). 
Dans  l'exposé des objectifs, nous ne ferons pas de distinction entre 
activités du CCR et activités à frais partagés. Par contre, nous traiterons 
séparément des activités relevant de l'un et  l'autre  types d'action. 
Les activités du CCR marquées d'un astérisque sont envisagées en 
remplacement du  projet  SUPER SARA.  En  effet,  les programme esquissé 
ci-après  tient  compte de la décision qui a été prise récemment d'abandonner 
le projet  SUPER SARA  et s'inscrit dans la ligne des résultats du débat 
d'orientation du  Conseil  du 10/3/1983 sur les futures activités du Centre 
Commun  de Recherche. 
Objectifs et activités  feront  l'objet  de deux têtes de chapitre. Au niveau 
des objectifs, il  faut  distinguer par exemple la prévention des accidents 
d'une  part  et l'analyse, le contrôle et l'atténuation des conséquence des 
accidents  d'autre  part,  tandis que certaines activités peuvent contribuer à 
la réalisation des deux objectifs. 
Les principes qui ont été appliqués lors de la sélection des thèmes sont les 
suivants  : 
- maximiser l'efficacité de  l'effort  communautaire en ne retenant qu'un 
nombre limité de domaines importants, dans lesquels la Commission est 
réellement à même de stimuler la coordination et la collaboration entre 
programmes nationaux ; 
- rechercher l'intérêt commun des Etats membres, en évitant les problèmes 
ayant spécifiquement  trait  à la conception. 
l.A.  Sûreté des réacteurs à eau légère 
l.A.l.  Objectifs 
A la fin de 1981, on dénombrait au total, dans les pays membres de la 
Communauté européenne, environ 40 centrales à eau légère en service et 30 en 
construction, ce qui représente une capacité installé de 40.000 MW environ 
et une capacité supplémentaire potentielle de 37.000 MW. 
Bien  que le taux de disponibilité des centrales existantes soit satisfaisant 
et que leur fonctionnement soir assuré dans des conditions de sécurité 
supérieures à la moyenne, il  faut  poursuivre les programmes de recherche sur 
la sûreté des réacteurs pour affiner l'évaluation et le calcul des marges de 
sécurité. Le développement des  connaissances  qui en résultera apportera une 
importante contribution au développement de la technologie des réacteurs et 
en, particulier à la conception des systèmes de sécurité. 
Dans  le domaine de la prévention des accidents,  l'objectif  est d'améliorer 
sans  cesse,  au niveau de la conception et de la fabrication, la qualité des 
différents composants et systèmes, afin d'en accroître la fiabilité en 
service  et, par conséquent, de renforcer considérablement la sécurité et la 
rentabilité de l'exploitation. 

- 8 -
Dans  ce domaine, la Commission  fait  porter le plus gros de ses  efforts  sur 
les actions suivantes : 
- Evaluation des risques et de la fiabilité 
Des méthodes d'identification, de modélisation et d'analyse des séquences 
d'accidents  et des méthodes d'étude de la fiabilité des composants et  sys­
tèmes sont en cours de mise au point. Cette action comprend la collecte 
d'informations et données fournies par les centrales en service dans le 
cadre  d'un réseau de banques de données  (ERDS-European  Reliability Data 
Information  System). 
- Facteurs humains et interaction homme-machine 
Dans  le passé, la Commission a organisé plusieurs réunions sur ce thème, 
avec  la participation d'experts des Etats-Unis et du  Japon.  Dans le pro­
gramme nucléaire de la Commission, cette activité constitue un nouveau 
domaine de recherche ; dans les pays membres, des actions limitées ont été 
entreprises dans ce domaine, en ordre  assez  dispersé. 
L'objectif  des actions proposées est essentiellement d'améliorer les  con­
naissances  de base sur le comportement des opérateurs, compte tenu des 
principaux facteurs pouvant intervenir (environnement, situations particu­
lières,  etc.). 
La mise en place du réseau  ERDS  facilitera la collecte, le  traitement  et 
l'utilisation  des données concernant la fiabilité de l'homme. 
- Intégrité des composants et systèmes 
L'étude des matériaux, la détection des défauts et l'intégrité des struc­
tures constituent un domaine de recherche essentiel pour la prévention des 
accidents. 
A long terme,  l'objectif  est de définir une méthode de détermination  sys­
tématique de la durée de vie résiduelle des structures sur la base de  dif­
férents types de variables. 
Plus  récemment, plusieurs pays membres de la Communauté ont soumis S la 
Commission  une proposition visant à réaliser une table à  secousses  de 
moyennes  dimensions pour l'étude des effets sismiques. Les mérites de 
cette proposition sur le plan technique et sa faisabilité globale seront 
analysés. 
Dans  le domaine de l'analyse, du contrôle et de l'atténuation des consé­ 
quences  des accidents. Ta Commission a  l'intention  d'approfondir la  con­
naissance  des mécanismes régissant le déroulement des accidents. Une 
fusion des activités de recherche expérimentale et d'analyse est indispen­
sable  si l'on veut que les résultats d'expériences coûteuses se traduisent 
par une amélioration des modèles et des codes utilisés dans l'analyse de 
sûreté des réacteurs. 
La mise à la disposition des utilisateurs potentiels (vendeurs de réac­
teurs, autorités habilitées à délivrer les autorisations et services ou 
sociétés de production et de distribution d'électricité) de codes de  cal­
cul expérimentalement validés  doit  faciliter une harmonisation progressive 
des analyses de sûreté à l'intérieur de la Communauté européenne et donner 

- 9 -
en même temps les moyens de respecter un certain nombre de critères  d'as­
surance  de la qualité. L'utilisation de grandes isntallations, en-pile et 
hors-pile,  et d'équipes multidisciplinaires particulièrement qualifiées 
exige  une collaboration internationale  aussi  étendue que  possible. 
Les actions proposées se situent essentiellement dans des domaines  jouant  un 
rôle  important  dans une évaluation réaliste de l'évolution et des conséquen­
ces des accidents. Les divers thèmes sont les suivants : 
- Etude des comportements du coeur et du système de refroidissement du ré­ 
acteur s 'écartant légèrement de la normale (températeui du coeur inférieur  
â 1200'C) 
Ce sujet couvre les petites et grandes brèches, ainsi que d'autres transi­
toires des circuits de refroidissement primaire et secondaire n'endomma­
geant pas gravement les éléments combustibles. Le but principal de ces 
études est de  mettre  au  point  des modèles physiques de simulation et des 
codes  de calcul d'effets distincts et d'interactions complexes de divers 
phénomènes se produisant au cours du scénario d'accident par perte tempo­
raire de réfrigérant du coeur, 
- Etude de comportements du coeur et du système de refroidissement du réac­
teur donnant lieu à un accident grave (températures du coeur supérieures à 
îWcT — 
Le but est ici d'analyser des mécanismes et phénomènes qui revêtent une 
importance fondamentale au cours d'un accident et qui pourraient affecter 
l'intégrité du combustible et, par conséquent, entraîner la libération de 
produits de fission et d'hydrogène. 
Dans  le cadre de cette activité, la Commission propose de  mettre  à la  dis­
position des pays membres les compétences  acquises  dans le passé dans le 
cadre  de l'exécution du programme  SUPER SARA.  Une étroite coopération 
sera  établie  avec  tous les laboratoires des Etats membres, de façon que 
les ressources et compétences disponibles soient utilisées au mieux. 
- Phénomènes affectant l'enceinte extérieure du réacteur dans les conditions 
d'un accident grave. 
Dans  les scénarios d'accidents hypothétiques, l'enceinte estérieure est 
soumise  à des contraintes de pression et température internes engendrées 
par la libération de produits gazeux ou de vapeur hors des circuits pri­
maire/secondaire  et par des produits de réaction entre les matérieux du 
coeur  fondu et le béton. L'évolution de ces contraintes dans le temps 
dépend  fortement  du scénario d'accident postulé ; elle est généralement 
spécifique de l'installation. 
L'objectif  du programme communautaire est, par conséquent, de mieux  com­
prendre des phénomènes qui sont communs à tous les réacteurs LWR et qui 
ont une grande incidence sur 1'évalusation des risques, tels que les 
suivants  : distributions, possibilités de combustion et de recombinaison 
de l'hydrogène dans une atmosphère complexe, transport et chimie des pro­
duits de  fission. 
L'enceinte extérieure pourait être soumise à ces contraintes externes en 
cas de chute d'un aéronef, explosion d'un nuage gazeux ou d'effets 
sismiques.  Les  efforts  communautaires sont axés en priorité sur la 

- 10 -
compréhension du danger portentiel d'explosions de nuages de gaz et sur 
l'analyse des techniques pour en prévenir les effets. 
- Dispersion de produits de fission dans l'atmosphère 
Ce problème mérite une  attention  toute  particulière en  Europe,  où les 
Etats  couvrent des superficies relativement faibles et où la densité de 
population est élevée, de sorte que, dans certaines conditions, la libéra­
tion  d'une grande quantité de produits de fission aurait des répercussions 
dans  plusieurs  pays. 
Dans  ce domaine, la tâche de la Communauté consiste à promouvoir une 
méthode de mise au  point  et de validation des modèles de calcul qui soit 
cohérente et qui tienne compte, en même temps, de l'aspect probabiliste 
d'un certain nombre de phénomènes. On envisage en  outre  de faire collabo­
rer les laboratoires européens à un exercice expérimental commun pour  étu­
dier les phénomènes de transport des produits de fission à grande distan­
ce. 
l.A.2.  Brève description des activités proposées 
l.A.2.1.  Evaluation de la fiabilité et des risques 
- Action directe 
L'action du CCR est centrée sur deux activités principales : 
- création c'un système viable d'information sur le fonctionnement des 
réacteurs, le  ERDS  (European reliability data  System),  le but du présent 
programme est la mise en service des quatre banques de données  ERDS  ; 
- mise au  point  de méthodes d'évaluation probabiliste des risques et 
application de ces méthodes au niveau de l'identification, de la modéli­
sation et de l'analyse des séquences d'accident LWR, compte  tanu  de la 
succession  dans le temps des événements, de  l'intervention  des opéra­
teurs et de la propagation des incertitudes. 
Ces activités peuvent trouver un développement dans la mise au  point  de 
techniques et de modèles permettant de simuler (en temps réel ou en accé­
léré) les différentes  phases  des accidents. 
* On peut ici utilement recourir aux outils de calcul des phénomènes  ther­
mohydrauliques à régime rapide mis au  point  pour  SUPER SARA. 
- Action à frais partagés 
Pour  étayer le programme mentionné  ci-dessus  et pour faire participer un 
nombre croissant d'organisations à 1'évalusation des avantages et inconvé­
nients de l'étude probabiliste des risques, un certain nombre d'exercices 
"de référence" seront organisés sur des sujets à convenir (par exemple, 
méthodes délaboration d'arbres d'événements, défaillances d'origine commu­
ne, probabilité de défaillance des structures, etc.). 

- 11 -
l.A.2.2.  Facteurs humains et interactions homme-machine 
- Action directe : pas de propositions. 
- Action à frais partagés : 
Le programme est divisé en deux grandes sections : 
- collecte et analyse de données pertinentes sur le comportement de 
l'homme, y compris dans les activités non nucléaires ; 
_modéLisation du comportement de l'homme, analyse de différents modèles et 
comparaison  de leur utilité pour l'évaluation probabil istc. des risques 
(PRA),  ainsi que pour la conception et l'exploitation des centrales. 
D'étroites relations de travail seront établies  avec  diverses 
organisations,  telles que  Halden,  EPRI,  NCR, les entreprises de 
production et distribution d'électricité, les industries non nucléaires, 
etc. 
l.A.2.3.  Intégrité des composants et systèmes 
- Action directe 
Les activités du CCR son axées sur les principaux thèmes suivants : 
-évaluation de l'efficacité des techniques de contrôle  (CND),  avec 
notamment le programme  PISC  II, qui consiste en un exercice de 
coiT.paraison  des techniques CND mené pour le compte de  l'AEN  et OCDE  par 
les laboratoires de 15  pays. 
* L'extension du programme aux techniques d'inspection des soudures 
autémtiques est à l'étude et l'on envisage, de même un exercice qui 
serait effectué dans les iostallat  lOns ADECO  du CCR sur des 
échantillons en vraie grandeur de matériel irradié provenant de 
centrales  en cours de démantèlement. 
- Prévis'on de la durée de vie des composants du circuit primaire à l'aide 
de 1 r modèles réduits de cuves PWR ; des  essais  doivent permettre de 
vérifier la validité des combinaisons de techniques de modélisation et 
de concrôle non destructif utilisées dans la détermination de 
l'espérance de vie des structures. 
* étude de faisabilité et éventuellement conception d'une table de 
secousses  de moyennes dimensions. 
- Action à frais partagés 
Les buts du programme d'action à frais partagés sont les suivants : 
- aider les laboratoires nationaux à effectuer des études "paramétriques" 
pour étayer les activités  PISC  ; ces études doivent permettre de mieux 
caractériser les équipements CND et contribuer à l'évalusation de la 
validité des techniques CND, en vue de leur utilisation dans les 
centrales  nucléaires , 

- 12 -
- dans le domaine de la mécanique de rupture, étudier  l'origine  et les 
effets des contraintes résiduelles et apporter une contribution à l'ana­
lyse  numérique de la mécanique elasto-plastique de rupture. 
l.A.2.4.  Etude de comportements du coeur et du système de refroidissement du  
reacteur s'écartant légèrement de la normale (température du  
combustible  120ÏÏ'CT ~ 
- Action directe 
Les études réalisées au moyen de l'installation LOBI (système intégral), 
construite et exploitée actuellement en coopération  avec  le Ministère de 
la Recherche  et de la Technologie de la RFA, sont axées sur le comporte­
ment thermohydraulique d'un système de refroidissement PWR en cas de peti­
tes et grandes brèches et dans des conditions transitoires spéciales. Les 
principales  activités sont les suivantes : 
- analyse thermohydraulique des phénomènes physiques se produisant dans le 
coeur  (en particulier, comparaison de plusieurs systèmes de refroidisse­
ment d'urgence du coeur et d'extraction de la chaleur résiduelle) 
- application de  codes  conçus pour de grands systèmes à des  essais  de 
calcul  prévisionnel et analytique et évaluation de ces  codes. 
* l'expérience acquise au moyen de LOBI dans le domaine de l'application 
et de l'évaluation des  codes  montre la nécessité d'étendre l'évalu­
ation indépendant de  codes  de calcul conçus pour de grands ordina­
teurs, d'améliorer les modèles concrets sur la  base  des calculs prévi­
sionnels  et de l'analyse thermohydraulique des résultats et de faire 
l'analyse de  codes  utilisables pour l'installation, de manière à  dis­
poser  d'un instrument qui facilitera l'évaluation. 
- Activités à frais partagés 
Les activités à frais partagés s'inscrivent dans le prolongement logique 
du programme existant et constituent l'élément complémentaire des acti­
vités du CCR. 
Elles  comprennent des études de  base,  reposant sur des epériences à 
petite  échelle et des évaluations précisa qui doivent déboucher sur la 
mise  au point  de modèles pour des  codes  utilisables dans de grands  sys­
tèmes. 
On peut citer à  titre  d'exemple de ce genre d'études des recherches de 
base  sur le  tranfert  de chaleur en régime d'écoulement diphasique, des 
modèles d'écoulement du réfrigérant dans une variété de conditions  simu­
lant  le comportement du réfrigérant à différents niveaux des boucles 
primaire et secondaire. 

- 13 -
l.A.2.5.  Comportement du coeur et du système de refroidissement du réacteur  
dans  des conditions d'accident grave (température du combustible) 
1200'C) 
- Action directe 
* Le principal objectif du programme  SUPER  SARA  était rie comprendre les 
phénomènes critiques se déroulant au cours d'un scénario d'accident 
grave,  avec  assèchement du coeur, puis endommagement du combustible et 
finalement libération et transport de produits de  fission.  Les activi­
tés présentement prévues visent le même  objectif,  lais sont limitées 
essentiellement 
i) à l'analyse des données obtenues en-pile, 
ii) à la mise au  point  de modèles et d'outils de  calcul, 
iii) à un soutient expérimental spécifique (hors-pile). 
L'analyse  thermohydraulique  sera  axée snr les transitoires d'assèchement 
et renoyage du coeur et implique la modélisation des éléments  sui­
vants : écoulement diphasique transitoire,  transfert  de chaleur par con-
vection dans la région asséchée (vapeur) ; effects de  l'irradiation  et 
de la réaction chimique. 
En ce qui concerne le combustible, les phénomènes à modéliser sont la 
déformation, la fusion et le déplacement des barres et gaines de combus­
tible, ainsi que les phénomènes de fragmentation des gaines et du  com­
bustible. Les  essais  sur lesquels la construction des modèles et des 
codes  droit  reposer peuvent être menés dans les isntallations existan­
tes,  conçues pour une gamme de pressions exceptionnellement étendue. 
En ce qui concerne la libération de produits de  fission,  on prévoit une 
étude approfondie et une évaluation précise des  efforts  consacrés dans 
le monde à la modélisation et à l'élaboration de  codes. 
- Action à frais partagés 
Le programme d'action directe décrit  ci-dessus  doit  être mené e.n étroite 
liaison  avec  les activités à frais partagés prévues dans ce domaine. Ces 
dernières comprennent différents  essais  hors-pile et différentes tâches de 
modélisation. Il est en  outre  nécessaire d'avoir accès aux résultats 
d'expériences en-pile , ce qui exige une collaboration  avec  les  responsa­
bles  des activités suivantes : 
- MarvikenV (Suède), 
- LOFT  et Clean-up TPI 2 (activités patronées par le DOE américain), 
- PBF, NRU,  ACRR-Sandia  (activités patronées par la NRC américaine), 
et, éventuellement, à un stade ultérieur,  avec 
- le programme canadien  NRX/NCU. 
La Commission étudiera également les possibilités de participation à des 
programmes  d'essais  complets exécutés en Europe  (PHEBUSlT 
En outre, la Commission propose de participer à des programmes  d'essais 
d'effets séparés et aux travaux d'analyse qu'ils impliquent dans les 
domaines  des réactions des matériaux (processus chimiques et physiques). 

- 14 -
de la formation de débris de combustible et de la possibilité de les 
refroidir, de la probabilité et des effets de phénomènes d'explosion de 
vapeur, d'attaque de la cuve de pression et des matériaux de  base  par le 
matériel fondu, etc.. 
Le but de ces études est de  fournir  des indications utiles sur la manière 
de protéger le coeur du réacteur ou de le restabiliser, même après 
apparition d'un  important  déséquilibre puissance-refroidissement. 
Les activités relatives à la libération/au transport des produits de 
fission  et les études de comportement des aérosols  portent  sur  toute  la 
séquence des événements : 
- libération de produits de fission à  partir  du combustible 
- effets physico-chimiques se produisant pendant le transport des produits 
de fission du circuit primaire à l'enceinte et phénomènes se produisant 
dans  1'enceinte. 
l.A.2,6,  Phénomènes affectant l'enceinte extérieure du réacteur au cours  
d'un accident gravé 
- Action directe 
* Le CCR dispose d'un vaste réservoir (100 m3) pour les études de 
combustion de l'hydrogène. On pourrait peut-être  aussi  disposer de 
l'enceinte extérieure  d'ESSOR  pour procéder à des analyses de la 
distribution de l'hydrogène et d'autres gaz. 
- Action à frais partagés 
Les activités prévues en coopération  avec  des organisations nationales 
comprennent à la fois des travaus d'analyse et des travaux expérimentaux. 
- On étudiera les processus de combustion afin de déterminer les limites 
d'inflammabilité et d'explosion des sytèmes à composants et on 
s'attachera en particulier aux critères de transition entre la 
déflagration et la détonation. 
- Des techniques seront mises au  point  pour atténuer les effets de la 
combustion de l'hydrogène par une recombinaison contrôlée  avec  l'oxygène 
ou par d'autres moyens. 
- Dans  ce même domaine de la distribution et de la combustion, on 
poursuivra les études déjà entreprises pour déterminer les contraintes 
externes exercées sur l'enceinte extérieure en cas d'explosion d'un 
nuage  de gaz et la réponse des structures de l'enceinte du réacteur. 
l.A.2.7,  Dispersion des  produits  de fission dans l'atmosphère 
- Action directe 
Pas de proposition 

- 15 -
Action  à frais partagés 
Dans  le passé, la Commission a apporté une aide modeste à des programmes 
qui devaient contribuer à assurer la radio-protection de la population 
dans  des conditions accidentelles. 
Elle  a l'intention  d'accroître cet  effort  et de privilégier la recherche 
visant à définir les rejets accidentels, l'étude d'effets particuliers, 
tels que la dispersion des produits de fission au-delà des mers, l'élabo­
ration de modèles de dispersion et leur validation dans le cadre  d'essais 
de dispersion à courte et longue distance, à mener en collaboration. 
l.A.3.  Ressources 
Voir  tableau "Synthèse et articulation du programme d'action de développe­
ment de l'énergie de fissions". 
l.B.  SGreté des réacteurs surrégénérateurs rapides 
l.B.l.  Objectifs 
Au cours de ces 25 dernières années, la plupart des Etats membres de la  Com­
munauté ont consacré un très gros  effort  au développement des réacteurs sur­
régénérateurs rapides refroidis par métal liquide. A l'heure actuelle, cet 
effort  représente encore environ 20 % du  total  des dépenses de R & D dans le 
secteur  de l'énergie. Les réalisations techniques de la Communauté  n'ont 
été égalées dans aucune autre région du monde : plusieurs réacteurs expéri­
mentaux et prototypes de réacteur ont été construits et mis en service  avec 
succès et une grande isntallation de démonstration (Super Phénix, 1300 MWe) 
est sur le  point  d'être terminée (1984). 
Le principal critère de sélection des thèmes du programme communautaire 
1984-1987  a été la compatibilité  avec  les objectifs de la résolution du  Con­
seil  du 18/2/1980 concernant les réacteurs surrégénérateurs rapides (*). 
Dans  cette résolution, le  Conseil  a souligné l'importance de  l'option  surré­
générateur rapide pour l'approvisionnement  futur  de la Communauté en éner­
gie,  insisté sur la nécessité d'une continuité des  efforts  de mise au  point 
de la filière, réaffirmé l'importance capitale de la sûreté en  tant  qu'ob­
jectif  des travaux et  efforts  de développement et déclaré que la Communauté 
apporterait son soutien à la réalisation de  l'objectif  énoncé. 
En ce qui concerne la prévention des accidents, il convient d'abord de 
signaler  qu'il ne  sera  plus traité ici des travaux  portant  sur l'analyse 
probabiliste des risques, les facteurs humains et  l'interaction  homme-
machine  qui sont traités dans la partie LWR et qui Intéressent généralement 
aussi  les  LMFBR.  Les thèmes plus spécifiquement abordés dans la partie 
LMBFR  sont les suivants : 
- Instrumentation, contrôle et protection :  l'objectif  est d'améliorer le 
traitement  de  l'information  enregistrée dans des parties vitales du 
(*) JO n- C 51/5 du 29/2/1980. 

- 16 -
système et en particulier dans le coeur, très compact, afin de permettre à 
l'opérateur de suivre l'évolution de  l'état  de l'installation et d'assurer 
éventuellement l'automatisme des corrections. 
- Intégrité des composants et structures et, dans ce contexte, étude des 
propriétés des matériaux :  l'objectif  à long terme est d'arriver à une 
méthode systématique d'évaluation de la durée de vie des structures, 
compte tenu des contraintes de  service,  des matériaux et de l'environne­
ment spécifique des  LMFBR. 
Il convient de noter que les  LMFBR  sont équipés de structures en acier 
inoxydable de faible épaisseur qui doivent fonctionner à haute température. 
Ces structures sont, par conséquent^,  fort  différentes de  celles  des LWR, qui 
se caractérisent par leur épaisseur, sont en grande partie réalisées en 
acier  ferritique  et fonctionnent à  basse  température. 
Aussi  la conception et les  codes  de  calcul,  ainsi que les méthodes de  con­
trôle non destructif, doivent-ils tenir compte de phénomènes et de caracté­
ristiques des matériaux pour lesquels l'expérience acquise en matière de 
conception,de réaLisation et d'exploitation des composants des réacteurs à 
eau légère n'es pas nécessairement suffisante ni pertinente. 
En ce qui concerne l'analyse, le contrôle et l'atténuation des conséquences 
des accidents,  l'objectif  est de participer à la solution de problèmes 
thermo-hydrauliques spécifiques qui sont très importants pendant la phase 
initiale de l'accident. Un gros  effort  sera  consacré,  tout  comme par le 
passé,  à l'étude des accidents les plus graves et le splus improbables, qui 
impliquent une grave détérioration du coeur. Cependant, l'accent  sera  mis 
davantage que par le passé sur la nécessité d'arriver à une decription des 
différentes  phases  d'accidents potentiellement graves plus réaliste, ce qui 
devrait permettre d'évaluer la libération d'énergie mécanique sur la  base 
d'hypothèses moins pessimistes. Il pourrait apparaître, d'une façon généra­
le, que le réacteur se comporte de manière beaucoup moins dangereuse qu'on 
ne le suppose actuellement. Les thèmes qui relèvent de cette tête de  chapi­
tre sont les suivants : 
- coeur et système de refroidissement du réacteur dans des conditions s'é-
cartant légèrement de la normale 
- analyse d'accidents graves 
- intégrité des structures soumises à des contraintes dynamiques 
- comportement de l'enceinte extérieure en cas d'accident. 
l.B.2.  Activités 
l.B.2.1.  Instrumentation, contrôle et protection 
- Action directe : pas de proposition 
- Action à frais partagés  
Amélioration des capteurs 
Amélioration de la fiabilité des instruments ainsi que de  l'identification 
et de la localisation des défauts : 
- mise au point, pour l'environnement d'un  LMFBR,  de capteurs utilisant 

- 17 -
des principes de mesure modifiés ou novateurs, ainsi que des moyens de 
transmission  nouveaux 
- regroupement de plusieurs instruments en un seul dispositif aisément ma^ 
niable. 
Techniques  de traitement  des signaux assistées par ordinateur 
Application des techniques de  traitement  des signaux assistées par ordina-* 
teur dans les domaines suivants : 
- analyse du  bruit  thermique et acoustique dans le sodium 
- amélioration de la discrimination entre défauts et artefacts dans le 
contrôle acoustique et par courants de Foucault des composants de réac 
teur 
- automatisation de la localisation du combustible défectueux à l'aide de 
détecteurs Çle neutrons différés 
- contrôle de la réactivité et de  l'état  des sous-assemblages. 
Conception  des systèmes 
Mise  au point  de concepts de systèmes reflétant les tandances générales au 
contrôle ^'''.str'î bué, à une plus grande élaboration des structures de  con­
trôle,  à l'intensification du monitorage et au respect des exigences de 
fiabilité, de sûreté, de rapidité d'intervention et de disponibilité 
accrue  de l'installation. 
l.B.2.2.  Intégrité des composants et structures 
- Action directe 
Dans  ce domaine, les activités du CCR sont articulées comme suit : 
- caractérisation des matériaux du réacteur (pour différentes vitesses de 
déformation et dans différentes conditions de températeur et d'irradia­
tion),  en pai^ticulier  essais  d'endurance au fluage 
- développement d'équations constitutives et modèles d'endommagement du 
matériel 
- essais  de mécanique de  rupture  sur différentes éprouvettes irradiées â 
différentes fluences pour l'évaluation des dommages radio-induits. 
- Action à frais partagés 
- Validation d'équations constitutives par exécution d'essais sur matéri­
aux et géométries différentes (y compris soudures), en utilisant des 
combinaisons  de sollicitations représentatives des conditions réelles 
d'exploitation des réacteurs rapides. 
- Exercices  de prévision de la durée de service de composants en acier 
austénitique, par exemple d'un coude de canalisation, et de composants 
en acier ferritique, par exemple d'une section de canalisation de  chau­
dière. 
- Propagation des défauts dans les structures.  Essais  sur de grandes 
éprouvettes et sur de grands modèles de structures (y compris soudures), 
soumis  à des conditions de service typiques des réacteurs : charges 

- 18 -
bi-axiales,  combinaison de charges bi-axiales et  d'efforts  de tension, 
combinaison  de charges primaires (mécaniques) et secondaires (thermi­
ques,  résiduelles), charges cycliques. 
l.B.2.3.  Coeur  et systèmes de refroidissement du réacteur dans des condi­ 
tions s'écartant légèrement de la normale 
- Action directe 
Une boucle de sodium bien instrumentée est disponible pour les activités 
suivantes  : 
- Mesure des caractéristiques d'ébullition du sodium à  l'état  d'équilibre 
et dans des conditions transitoires d'écoulement de masse et analyse du 
bruit  thermique sur des sections d'essai en grandeur vraie, comportant 
12 aiguilles  dont  1'écartement est assuré par des fils métalliques ou 
par une grille  (cette  partie du programme  sera  terminée au début de 
1985). 
- Simulation de l'extraction de chaleur de désintégration radio-active des 
sous-assemblages  : les problèmes spécifiques à étudier sont le phénomène 
de transport de chaleur par convection naturelle et ses limites. 
Cette  étude vaut pour tous les types de réacteurs rapides et complète 
les propositions traitées ci-après. 
- Action à frais partagés 
- Etudes thermohydrauliques du sodium caloporteur : amélioration de la mo­
délisation de la convection naturelle et de l'ébullition du sodium en 
régime transitoire et à l'arrêt. On apportera un soin particulier à la 
description du parcours thermique entre le coeur et 1'échangeur de  cha­
leur intermédiaire et on prêtera une  attention  toute  particulière au do­
maine de température dans le plénum supérieur. 
- Comportement du combustible en régime transitoire (expérience en-pile). 
On se propose de réaliser des transitoires de surpuissance lents dans le 
réacteur HFR de Petten, dans lequel des expériences analogues ont déjà 
été effectuées dans des conditions de perte de débit. Le HFR se prête par­
ticulièrement bien à des transitoires de puissance d'aiguilles isolées 
se caractérisant par des temps de doublement de la puissance de 1 à 10 
secondes.  Le réacteur est équipé pour que les aiguilles combustibles 
puissent  être maintenues à la puissance nominale pendant un certain 
temps avant que ne commence le transitoire. 
l.B.2.4.  Analyse d'un accident grave 
- Action directe 
Les codes de calcul actuellement disponibles permettent de  traiter  toute 
la séquence, des événements initiaux à la  toute  première phase transitoire 
(par exemple  EAC/CCR)  et aux phases ultérieures des scénarios d'accident 
(par exemple  SIMMER/NRC).  Que ce soit pendant la première phase ou  pen­
dant les phases ultérieures des scénarios, la complexité dss conditions 

- 19 -
d'écoulement implique une dynamique des fluides multicomposants/multi-
phases.  Le présent  projet  vise à améliorer le réalisme des  codes  EAC et 
SIMMER  dans la simulation et l'évaluation des conséquences des accidents. 
La réalisatton  de modèles théoriques  sera  étayée par un programme de  vali­
dation expérimentale sur des matériaux de réacteur simulés et réels. 
Un important  effort  sera  consenti dans le domaine de l'étude expérimentale 
et de la modélisation d'aspects spécifiques des scénarios d'accidents tels 
que les phénomènes de bouchage et de prise, les interactions combustible/ 
réfrigérant, les possibilités de refroidissement du lit de débris dans les 
conditions post-accidentelles, la formation et le refroidissement de  mas­
ses fondues, la charge thermomécanique sur les tructures de collecte du 
coeur  fondu. 
Dans  ce but, on prévoit les activités suivantes : poursuite du programme 
en-pile  PAHR,  coordonné et financé par le CCR, pour étudier les possibili­
tés de refroidissement des  lits  de débris (les  essais  en-pile seront 
effectués dans les réacteurs BR2 (Mol) et Mélusine (Grenoble). 
- Essais  hors-pile dans l'installation polyvalente  FARO,  où 100 kg d'U02 
peuvent être fondus et envoyés dans différentes sections  d'essai,  où 
l'on étudiera l'érosion des plaques par  jets  d'U02, les phénomènes de 
bouchage  et de prise dans les canaux et la géométrie des grappes, la 
charge  thermomécanique exercée sur les tructures, la fragmentation et le 
dépôt,  l'interaction  d'une importante  masse  de combustible et du réfri­
gérant. 
- Action à frais partagés 
- Phénomènes post-accidentels du combustible  (essais  en-pile). 
On prévoit la simulation de deux types d'accident : une perte du puits 
de chaleur et un accident affectant un  sous-assemblage. 
On étudiera la séquence complète de la perturbation du refroidissement à 
la fusion des éléments combustibles et au comportement du matériel 
fondu.  Le comportement du matériel fondu et son potentiel de refroidis­
sement constitueront une préoccupation essentielle,  surtout  dans le cas 
du sous-assemblage. 
Ces .expériences doivent être menées dans les réacteurs BR2 (Mol) et 
SCARABEE  (Cadarache, CEA). 
Le financement demandé pour les expériences en-pile couvre le coût des 
études de faisabilité nécessaires pour le programme BR2 et pour une par­
tie du programme  SCARABEE,  et la réalisation de quelques expériences 
SCARABEE  en deux ans. 
- Mouvements et interactions du matériel fondu. 
Des études seront menées séparément par type d'effets de manière à  com­
pléter les activités relevant de l'action directe : 
* Etude expérimentale de problèmes spécifiques posés par le matériel 
fondu,  tels qu'éjection hors du coeur, interactions  avec  les struc­
tures. 

- 20 -
* Contribution à la mise au  point  de codas et validation de ces codes 
pour le  traitement  de phénomènes multiphases, multicomposants. 
Des activités seront en  outre  entreprises sur les points suivants : 
- Libération de produits de fission hors du combustible endommagé et dis­
tribution  de la radio-activité 
" Analyse théorique et vérification expérimentale des taux de vaporisa­
tion  d'espèces radio!ogiquement importantes, contenant par exemple du 
plutonium, des actinides supérieurs, du caesium, du ruthénium. 
" Distribution de la radio-activité dans le circuit primaire pendant et 
après un accident grave au niveau du coeur. 
l.B.2.5.  Intégrité des structures sous charges dynamiques 
- Action directe 
L'étude des caractéristiques dynamiques des matériaux est étroitement liée 
à celle des caractéristiques des matériaux dans les conditions de service: 
le principal objectif est de définir des lois constitutives pour les 
matériaux dans différentes conditions d'endommagement et sous contrainte 
dynamique* 
De petites éprouvettes de matériau intact et endommagé seront soumises à 
des essais  de traction à différentes vitesses de déformation et tempéra­
tures. 
La machine spéciale d'essais dynamiques sous  forte  contrainte  sera  utili­
sée pour des  essais  sur de grandes éprouvettes (section transversale de 
5.000 mm2) dans le but d'étudier l'influence de l'épaisseur, des défauts 
de grandeur réelle, etc., et de vérifier la validité des lois constitu­
tives.  Des  essais  sont égalementenvi  sages  sur des éprouvettes de béton. 
Parallèlement à l'étude des propriétés des matériaux, la mise au  point  et 
le développement des codes d'analyse dynamiques des structures se poursui­
vront. 
- Action à frais partagés 
Elaboration,  amélioration et validation de codes de conception et d'ana­
lyse  des structures de réacteurs rapides (par exemple, enceinte primaire, 
toit  du réacteur, canalisations) en présence de charges dynamiques. 
l.B.2.6.  Enceinte extérieure dans des conditions accidentelles 
- Action directe : pas de proposition. 
- Action a frais partagés 
Cette  action couvre un certain nombre de groupes de problêmes en relation 
avec  la définition d'un terme source de radio-activité pour l'évaluation 
des conséquences d'un accident grave, au cours duquel du sodium et peut-
être des produits de fission seraient libérés dans l'enceinte extérieure. 

- 21 -
- Interaction  du sodium avec  l'air,  l'eau et le béton. 
- Transport des produits de fission dans l'enceinte secondaire, modëlisa 
ti on du comportement des aérosols. 
- Comportement de l'enceinte extérieure. Evaluation des capacités de ré­
tention  de 1'enceinte extérieure. 
I.B.3.  Ressources 
Voir  tableau "Synthèse et articulation du programme d'action de développe­
ment de l'énergie de fission". 
l.C.  Mise  en oeuvre de la résolution du  Conseil  du 22/7/1975 concernant 
les problèmes technologiques de sûreté nucléaire 
Cette  action, entièrement gérée par les services du siège, a démarré en 
1976 avec l'inscription au budget d'une ligne couvrant les dépenses de 
personnel  (4 A, 2 B, 2c). 
L'objectif  de cette action est essentiellement d'effectuer des travaux de 
comparaison,  analyse et synthèse dans le domaine de la coordination de la 
recherche  et de l'harmonisation des méthodes, codes et normes de sûreté, 
tant  pour les réacteurs à eau légère que pour les réacteurs surrégénéra-
teurs rapides. 
En 1980 le  Conseil  a approuvé une proposition de la Commission tendant à 
compléter cette action par le financement de travaux de comparaison,  ana­
lyse  et synthèse effectués dans le domaine des codes et normes pour réac­
teurs surrégénërateurs rapides. La Commission rend compte périodiquement 
au Conseil  de la progression de cette action, à laquelle elle attache une 
1 'importance particulière, de sorte qu'elle a proposé de la poursuivre en 
1984-1987  en maintenant  l'effort  consenti au même niveau que dans le 
passé. 
l.C.l.  Activités 
Domaine  des réacteurs thermiques (LWR) 
- Etude des aspects technique et réglementaire 
Echanges  d'informations sur les réglementations, critères, codes et nor­
mes appliqués en matière de sûreté, dans le but d'arriver à un certain 
degré d'harmonisation. 
Identification  de critères, codes et normes de sûreté d'ordre général et 
spécifique et de méthodes d^approche des problêmes spécifiques de sûreté 
des LWR, déjà appliquées ou à l'étude dans les Etats membres. 
Classement  et identification des convergences et des divergences, iden­
tification  des  causes  de divergences, propositions d'amélioration. 
Consultation  sur les projets de réglementation nationale, les critères, 
codes et normes  existant  dans les Etats membres et les projets de codes et 
guides  préparés dans le contexte national. 

- 22 -
* ÇnnrHination  HP<: analyses dp çûrpté concernant, des projets spécifiques. 
actions  coordonnées avec d'autres organisations internationales et en 
particulier avec  l'AEN,  l'OCDE  et 1  'AIEA. 
- Coordination des programmes de recherche nationaux 
* Traitement de  l'information  sur les programmes généraux fournie par les 
experts nationaux et par le CCR. 
* Traitement de  l'information  sur des programmes précis - Publication an­
nuelle de fiches de programmes - Liste des programmes de recherche. 
* Echange de vues sur des problèmes de caractère général et de synthèse. 
* Identification  de thèmes sur lesquels on aurait avantage à travailler en 
coopération et à concentrer les ressources et des domaines dans lequel s 
il conviendrait de prendre  l'initiative  de recherches. 
Domaine  des réacteurs surrégénërateurs rapides 
- Comparaison des mesures de sûreté en vue d'élaborer des avant-projets de 
critères et principes de sûreté communs. 
- Echange d'information sur les programmes de recherche en cours dans les 
Etats  membres ;  discussion,  concertation et cordination. 
- Etablissement de rapports sur  l'état  de  l'art  dans des domaines choisis et 
recommandation d'activités nouvelles. 
- Exécution d'études "de référence" permettant de comparer différentes mé­
thodes etd'aborder des problèmes spécifiques. 
Codes  et normes pour réacteurs rapides 
- Analyse comparative de normes nationales de fabrication, d'inspection et 
de contrôle de qualité applicables aux composants des réacteurs rapides. 
- Analyse comparative de codes de calcul des structures (par exemple, aïeuls 
de référence dans les domaines élasto-plastique et sismique) ; codes de 
conception des composants des réacteurs rapides  (tels  que  ASME). 
- Analyse comparative des caractéristiques et spécifications des matériaux 
(par exemple, caractéristiques de  rupture  à la traction et de  rupture  sous 
contrainte, contraintes admissibles,données sur l'endurance au fluage et 
données utiles pour l'analyse des défauts des matériaux. Les matériaux 
sont examinés du  point  de vue de leur adaptation à une utilisation dans 
les racteurs rapides. 
- Elaboration d'un guide de classement des sytëmes et composants mécaniques 
des réacteurs rapides en fonction de la sûreté et comparaison avec des 
guides  comparables existant dans des pays tiers. 
I.C.2.  Ressources 
Les crédits budgétaires nécessaires pour 1984-1987 s'élèvent à 2,2  MECU  pour 
le personnel (4 A, 2 B2C) et à 2  MECU  pour le financement des contrats 

- 23 -
prévoyant des travaux de comparaison, d'analyse et de synthèse dans le 
domaine des  codes  et normes pour réacteurs rapides, soit un  total  de 4,2 
MECU  (3,3  MECU  en valeur 1983). 
2. SOUS-PROGRAMME  "COMBUSTIBLES  NUCLEAIRES  ET  RECHERCHE  SUR LES  
ACTINIDES 
2.1.  Objectifs 
Ce sous-programme est exécuté à  l'Institut  des Transuraniens du Centre  Com­
mun de  Recherche  de  Karlsruhe.  Il est basé sur l'expérience internationale 
de cet  institut  dans le domaine des combustibles nucléaires et sur son rôle 
de "leader" dans le domaine de la recherche sur les actinides. 
Le sous-programme a deux principales orientations, toutes deux se rapportant 
directement au développement de l'énergie nucléaire de fission : 
- l'amélioration des combustibles nucléaires pour les surrégénêrateurs rapi­
des ; 
- la sécurité du cycle du combustible pour les réacteurs à eau légère et 
pour les surrégénêrateurs rapides. 
De plus, et en  tant  que  point  central d'une vaste coopération  avec  les labo­
ratoires scientifiques de la Communauté, une  part  de ce sous-programme est 
consacrée à des recherches sur les propriétés physiques des actinides  soli­
des. 
Dans  cette optique les  connaissances  de  base  se rapportant à  toute  la re­
cherche  nucléaire sont établies. 
La recherche sur les combustibles nucléaires pour les surrégénêrateurs rapi­
des qui représentait dans le passé la plus grande partie des activités de 
l'Institut,  est désormais orientée vers la spécification d'un combustible 
carbure optimisé. 
Les efforts  croissants relatifs à la sécurité du cycle des  combus­
tibles couvrent une grande partie de ce sous-programme et fournissent un 
support aux autres sous-programmes du programme d'action "fission nucléaire" 
(par ex : sécurité des réacteurs et gestion des déchets). Ils couvrent une 
série de points tels que : 
- la détermination des propriétés thermodynamiques à haute et très haute 
température des matériaux nucléaires sélectionnés, qui concernent l'analy­
se des accidents de coeur de réacteur. 
- l'étude du combustible oxyde en régime transitoire pour comprendre la mi­
gration des produits de fission dans le combustible et leur relâchement. 
- l'étude en-pile de la formation des actinides (pour réacteurs à eau légère 
et surrégénêrateurs rapides) d'intérêt pour la manutention des combusti­
bles  irradiés et recyclés. 
- l'étude de la formation de poudres et d'aérosols au cours de la manuten-

- 24 -
tion  des combustibles plutonium. 
La partie de ce sous-programme concernant la recherche fondamentale sur les 
actinides  inclut des travaux sur la chimie des cristaux (préparation et 
caractërisation d'échantillons) et l'étude des propriétés physiques de 
l'état  solide dans  l'optique  d'établir une théorie générale des liaisons 
dans  les actinides solides ainsi que de former une base pour une application 
possible  de composés contenant des actinides comme catalyseurs. 
2.2.  Actions proposées 
2.2.1.  Limites opérationnelles de matériaux nucléaires 
Le projet  devrait être à même de couvrir les aspects essentiels des maté­
riaux nucléaires : 
- l'évaluation de l'influence de conditions opérationnelles et extrêmes sur 
la stabilité mécanique et chimique du combustible, spécialement pour réac­
teurs rapides ; 
- la détermination à très haute température des propriétés thermophysiques 
de matériaux de réacteur bien définis, nécessaires pour l'analyse des 
accidents  de coeur des réacteurs. 
Optimisation de combustibles avancés 
Sur la base des nombreuses connaissances obtenues durant les programmes de 
recherche  1977-80 et 1980-83, la spécification d'un combustible avancé opti­
misé (en ce qui concerne le taux de combustion, la puissance linéaire et la 
stabilité mécanique)  sera  élaborée : il s'agira d'un combustible riche en 
carbone  et avec une teneur en oxygène contrôlée utilisable à la fois avec un 
joint  hélium et un  joint  sodium. Ce développement  sera  suivi et soutenu par 
l'élaboration d'un code composé de sous-modèles testés à l'aide d'expérien­
ces adéquates. Les combustibles optimisés seront soumis à des irradiations 
en flux  rapide afin de confirmer les performances prévues. 
Propriétés de matériaux de réacteur à très hautes températures 
Des matériaux de réacteur rapide, essentiellement des combustibles et des 
réfrigérants, seront soumis à des  hautes  et très hautes températures et leurs 
caractéristiques thermodynamiques seront déterminées. Dans ce contexte, 
l'expansion rapide sous chauffage par impulsion laser  sera  l'une  des métho­
des de recherche utilisées, une autre  sera  la mesure de la pression de 
vapeur  I l'équilibre dans un autoclave à haute température et à haute pres­
sion.  Des mesures de la chaleur spécifique à pression cens,tante au  dessus 
du point  de fusion combleront une lacune cruciale dans la connaissance des 
propriétés thermophysiques nécessaires à la prévision du comportement des 
matériaux lors de conditions qui sont celles d'un accident de réacteur. 
2.2.2.  Sûreté du cycle des actinides 
Ce projet  se fixe comme but de répondre à quleques questions cruciales  con­
cernant l'influence des éléments transuraniens sur la sûreté du cycle du 
combustible nucléaire : 
- mesures de la formation des actinides en réacteur 

- 25 -
- analyse des mécanismes possibles du relâchement accidentel de poussières 
et d'aérosols formés pendant la fabrication du combustible 
- démonstration du potentiel et des limites de différents traitements d'en­
trée du retraitement de combustibles avancés au plutonium et examen de 
différents problèmes clé du retraitement. 
Formation des actinides en réacteur  (FACT) 
La formation des actinides dans des combustibles de réacteurs à eau légère 
et de réacteurs rapides à haut ta^lde combustion - en ra son de leur danger 
de radiation - devient un facteur décisif lors de la  manlDulation  de combus­
tibles irradiés et recyclés ainsi que pour Le cycle rlu combustible 
en général. La formation des isotopes de métaux lourds ainsi que celle des 
actinides  mineurs (Np, Am, Cm)  sera  étudiée avec une grande précision dans 
des conditions typiques pour les réacteur de puissance et les réacteurs 
rapides  prototypes. 
Les prévisions établies à l'aide d'ordinateurs seront vérifiées. Les débits 
de doses de radiation seront calculés. Des irradiations en capsule de quan­
tité de  l'ordre  du milligramme ainsi que de pastilles de combustibles dans 
des conditions bien définies seront nécessaires. Dans le dernier cas, 
l'analyse isotopique devra être complétée par un  traitement  chimique, ce qui 
constitue la liaison naturelle ver le sous-projet  REPRO.  Enfin, des carac­
téristiques thermophysiques, des diagrammes de phase et  l'interaction  com­
bustible-gaine de combustibles contenant des quarit'ites significatives d'acti-
nides  mineurs tels que Np-237 et Am-241, seront déterminés. 
Manipulation sûre des combustibles nucléaires  (SHAPE) 
La man-ipulation de combustibles nucléaires, essentiellement de combustibles 
au T^fcy  sera  examinée spécialement sous l'angle de la formation de poussières 
et d'aérosols. Dans ce contexte, les méthodes de fabrication seront réexa­
minées en vue de réduire la formation de poussières par  l'utilisation  de 
matériaux fabriqués par un procédé  SOL-GEL  (gel supported précipitation) et 
une homogénéisation optimale des oxydes mixtes à  basses  températures.  Paral­
lèlement, les aéerosols formés dans des conditions qui sont celles d'un ac­
cident, tel que feu de boîtes à gants, seront examinés. La compétence expé­
rimentale requise dans ce domaine forme une base saine pour constituer un 
point  focal dans les études d'aérosols dangereux et toxiques dans le contex­
te de différentes industries de la Communauté. 
Retraitement du combustible  (REPRO) 
Le traitement  d'entrêev"d|t**retraitement des carbures  sera-coq^  été par des 
études de procédés altéîlfafcifs. Des problêmes clé du retraitement des  com­
bustibles nucléaires seront identifiés et traités, à savoir, par ex. : rési­
dus contenant du Pu ; problêmes associés avec le Np-237 ; déviation des ac­
tinides du  flux  du retraitement avant leur entrée dans le  flux  des déchets. 
2.2.3.  Recherche sur les actinides 
Les buts de ce  projet  sont 1 étude et la compréhension de la liaison chimi­
que dans les actinides solides avec une  attention  spéciale pour les composés 
simples  intermétalliques et binaires des éléments les moins connus de la 
première moitié de la série, Pa, Np, Am et Cm. 

- 26 -
Chimie  des actinides 
Des composés spécifiques d'actinides seront produits par des méthodes adé­
quates de cristallisation,  avec  une très haute pureté et caractéristiques 
physiques  et chimiques reproductibles, une condition nécessaire non  seule­
ment pour le sous-projet 'Physique des actinides", mais également pour les 
efforts  combinés de la recherche sur les actinides des Etats membres de la 
Communauté. 
En outre, leurs propriétés de  base  physico-chimiques, telles que : structure 
cristalline,  diagramme PVT et régions de stabilité seront étudiées. 
Physique  des actinides 
Les caractéristiques physiques de composés d'actinides bien spécifiés et 
représentatifs d'un certain type de liaison seront étudiées en  portant  une 
attention  spéciale aux propriétés de surface.  Cela  sera  effectué dans le 
double contexte de l'étude de l'influence des électrons 5f sur la laison 
chimique,  et pour l'établissement d'une  base  pour une possible utilisation 
des composés d'actinides comme catalyseurs. 
2.2.4.  Comportement de combustibles oxydes  sous  régimes transitoires et  
relâchement de produits de fission  sous  conditions SFD 
Préparation d'un modèle pour décrire le comportement de combustibles oxydes 
sous  régimes transitoires de puissance et de tempérture. Les régimes tran­
sitoires qui seront étudiés  iront  de déviations relativement faibles des 
conditions opérationnelles normales, inévitables parce que résultant de mou­
vements de combustibles ou d'une discordance  flux  de réfrigérant/puissance, 
aux situations extrêmes d'un accident hypothétique au cours duquel on peut 
s'attendre à des dommages sévères du combustible  (SFD). 
Modèle et expériences de transitoires 
Des études de  base  théoriques soutenues par des travaux expérimentaux sur la 
migration des produits de fission à l'intérieure du réseau cristallin du 
combustible  formeront  la  base  d'un modèle qui  sera  développé et comparé aux 
résultats d'expériences de nature plus technologique. Ces expériences  com­
porteront  des  essais  de trnsitoires en réacteur ainsi que des expériences de 
simulation en cellule chaude utilisant du combustible irradié. 
Relâchement des produits de fission  sous  conditions accidentelles 
Le régime SFD  sera  couvert en premier lieu par l'examen de combustibles tes­
tés dans le cadre d'expériences de sûreté des réacteurs. Le relâchement de 
produits de fission à courte durée de vie durant les expériences simulant 
des accidents "SFD"  sera  étudié. Les combustibles utilisés comprendront des 
oxydes  mixtes pour réacteurs rapides, de 1 "J02 et, si  possible,  différents 
oxydes  mixtes pour réacteurs à eau légère. 

- 27 -
2.3. Ressources 
Réf. de  1'activité Activité MECU  (valeur 1983) 
2.2.1. Limites opérationnelles de 
matériaux nucléaires 17.4 
2.2.2. Sûreté du cycle des actinides 28 
2.2.3. Recherches  sur les actinides 13.8 
2.2.4. Comportement des combustibles 
oxydes  sous  régime transitoire et 
relâchement de produits de fission 
sous  conditions SFD 6.5 
TOTAL 65.7 
3. SOUS-PROGRAMME  "GESTION  DES  DECHETS  RADIOACTIFS" 
3.1.  LES  OBJECTIFS 
La gestion des déchets radioactifs bénéficie d'une expérience de plusieurs 
décennies dans la Communauté, essentiellement en ce qui concerne les déchets 
faiblement radioactifs. Cependant, cette gestion n'a pas encore  atteint  la 
maturité industrielle en ce qui concerne les déchets à vie longue (déchets 
contaminés par le Plutonium en particulier) et les déchets de haute activité 
(déchets  issus  du retraitement des combustibles irradiés), bien que 
certaines  technologies de  base  soient disponibles.  Enfin,  le stockage 
définitif de ces déchets  n'est  pas encore pratiqué. 
Le but des activités de R, D et D communautaires est, en conséquence, la 
mise  à disposition d'un système de gestion complet, assurant la sûreté de 
l'hommeet la protection de l'environnement. 
Le plan d'action communautaire de douze ans en matière de déchets 
radioactifs (1980-1982), approuvé par le  Conseil  en 1980* assure la 
concertation communautaire indispensable, ainsi que  l'orientation  et la 
continuité des activités à mener dans ce domaine. Les objectifs poursuivis 
par l'action communautaire seront : 
a) en ce qui concerne les  phases  de  traitement , conditionnement et 
manutention des déchets : 
* de faire bénéficier les méthodes de gestion existantes du progrès 
technologique ; il s'agit en particulier d'optimiser les méthodes de 
gestion des déchets de  basse  et moyenne activités et de  mettre  à 
disposition des utilisateurs des méthodes plus économiques, plus 
performantes et plus sûres. 
J.O.  C 51/1 du 29 février 1980. 

- 28 -
* de développer et d'amener à maturité des procédés de  traitement  et de 
conditionnement des déchets de longue durée de vie et de haute 
activité, lorsque de tels procédés ne sont pas encore disponibles. 
* de développer des procédés analogues pour les déchets gazeux 
susceptibles  de ne plus pouvoir, dans le  futur,  être rejetës  sous  forme 
d'effluents dans l'atmosphère. 
* d'élaborer les méthodes de caractërisation, critères d'acceptation et 
contrôles de qualité des déchets en vue de leur stockage. 
b) en ce qui concerne la phase de stockage définitif des déchets de haute 
activité et de longue durée de vie : 
* la démonstration de la faisabilité du stockage définitif en formations 
géologiques continentales (sel, granité, argile, etc..) par l'étude, 
la réalisation et l'exploitation de cavernes expérimentales et 
d'installations prototypes souterraines. 
* l'évaluation de la faisabilité du stockage définitif par enfouissement 
dans  les sédiments océaniques par des expériences de laboratoires et 
des essais  in situ. 
* l'évaluation de la sûreté des différente options de stockage définitif, 
grâce au développement de méthodologies d'analyse de risque et à la 
modélisation des phénomènes et grâce à l'acquisition de résultats 
expérimentaux. Cette approche remédie à l'impossibilité de démontrer 
de façon directe la sûreté pour de très longues périodes et s'affinera 
sur toutes les réalisations expérimentales. 
c) en ce qui concerne la gestion des déchets radioactifs dans son ensemble : 
* l'optimisation de la gestion des déchets  sous  l'angle de la sûreté et 
des coûts. 
* l'intégration des schémas de gestion des déchets dans une stratégie 
globale  de gestion de la partie  basse  du cycle de combustible. 
* l'étude des dimensions plurinationales de la gestion et de leur 
influence sur l'optimisation de cette gestion. 
Pour  atteindre ces objectifs, il conviendra de poursuivre  sans  relâche 
l'effort  de R & D communautaire  tant  au CCR qu'au sein du programme 
d'actions à frais partagés (AFP) Commission/organismes des Etats membres, 
programme qui regroupe, depuis plusieurs années, une  part  significative des 
efforts  de ces Etats (en particulier en matière de stockage définitif). 
La coopération et la ccordination communautaires sont à renforcer selon les 
orientations du plan d'action communautaire en matière de déchets 
radioactifs, de même que la coopération internationale au  sens  large, car ce 
n'est  que par des  efforts  communs que la problématique du stockage définitif 
recevra  une réponse convaincante pour l'opinion publique. 

- 29 -
3.2.  Actions proposées 
Les actions futures seront exécutées comme les précédentes dans le cadre de 
programmes pluriannuels de R et D par des organismes de recherche des pays 
membres (Programme d'action à frais partagés AFP) et/ou de la Commission 
(Programme du CCR) en étroite coopération et suivant les orientations 
spécifiques aux déchets radioactifs fournies par le plan d'action 
communautaire en la matière. Le CCR apportera, suivant les  besoins,  les 
résultats de ses recherches propres, son soutient scientifique aux actions 
communautaires ou une expertise indépendant des contextes nationaux. 
D'autres modes d'action pourraient être envisagés par la Commission si le 
besoin  s'en présentait, en particulier en ce qui concerne l'étude et la 
réalisation d'installations pilotes. 
Les actions proposées sont résumées ci-après ; il convient de noter que ces 
actions  sont relativement bien définies dans le cas du programme du CCR qui 
doit  commencer en 1984 et qu'une description en est donnée dans la 
communication de la Commission au  Conseil  COM (83)107. 
A l'inverse, le 3ëme programme d'action à frais partagés ne commencera qu'en 
1985  (*) et il est  trop  tôt pour en fixer les détails. On trouvera 
cependant ci-après les grandes lignes à prendre en considération pour ce 
futur  programme. 
3.2.1.  Programme à exécuter par le CCR (1984-1987)  
PROJET  1 : Gestion des déchets et cycle du combustible 
Ce projet  vise à apporter des améliorations aux futures installations du 
cycle  du combustible afin d'obtenir des déchets optimisés du  point  de vue de 
leur gestion. 
- étude des stratégies de gestion qui minimisent la quantité de déchets 
émetteurs  alpha,  au double  point  de vue de leur faisabilité (activité 
expérimentale) et de leur intérêt (études coût/bénéfice). 
On vérifiera en particulier à plus grande échelle le potentiel du procédé 
OXAL-MAW  dont  l'application à la séparation chimique des actinides 
contenus dans les effluents liquides contaminés alpha des usines de 
retraitement a été étudiée en 1980-82. 
Certaines  cellules chaudes de l'atelier  ADECO  d'ESSOR  pourront  être 
utilisées à cet  effet.  Cette action  sera  étroitement coordonnée  avec 
celles  menées par les laboratoires nationaux dans le cadre de  l'AFP  afin 
d'éviter des duplications nuisibles. 
- caraccérisation et contrôle aux plans physique et chimique des déchets 
conditionnés. A cet  effet,  d'une  part 9 on poursuivra la mise en oeuvre et 
l'amélioration des moyens d'analyse non destructifs,  d'autre  part,  de 
nouvelles  actions seront lancées en particulier dans le domaine de la 
caractërisation physique.  Dans  cette optique, certaines expériences 
pourraient être implantées dans les cellules chaudes  d'ADECO. 
Cette  action complète et soutient une action coordonnée en cours dans le 
cadre  de  l'AFP  (voir  sujet 1 ci-après). 
le programme actuel s'étend de 1980 à 1984. 
(J.O.  n' L 78/22 du 25 mars 1980). 

- 30 -
PROJET  2 : Sûreté du stockage des déchets dans des formations géologiques  
continentales 
Aune  réorientation substantielle  n'est  proposée pour l'analyse de sûreté du 
stockage  des déchets à haute activité démarrée à Ispra dès 1974. Les ef­
forts  seront accentués sur les évaluations des risques du stockage des dé­
chets  alpha,  qui ne sont pas incluses actuellement dans le  projet  PAGIS 
(Performance  Assessment  of Geological  Isolation Systems) conduit en coopéra­
tion  avec  1'AFP. 
L'obtention et la validation des données nécessaires à ces analyses seront 
accomplies  apr des expériences à long terme en laboratoire sur les diffé­
rents barrières. Une coopération  avec  le CEN-SCK  Mol sur l'étude des forma­
tions plastiques d'argile est en cours depuis 1980 et continuera, étant 
donné l'importance des études méthodologiques d'ancrage à des sites expéri­
mentaux réels. 
Une contribution aux études sur les roches dures et les formations salines 
sera  également donnée, apportant un complément aux études des laboratoires 
nationaux. 
La coopération  avec  l'AFP  sur le  projet  MIRAGE  (Migration of radionuclides 
in the geosphere)  sera  poursuivie également. 
PROJET  3 : Faisabilité et sûreté du stockage définitif par enfouissement  
dans  les sédiments océaniques profonds 
Cette  recherche de longue haleine nécessite une coopération au niveau mon­
dial en raison de son caractère  multidisciplinaire  et international.  Celle-
ci a été amorcée par la  ΝΕΑ,  dont  le groupe de travail  "Sub-Seabed  Disposai" 
constitue le  point  de référence en la matière. 
Le CCR concentrera ses activités sur des options bien définies (exemple : 
enfouissement par pénétromêtre à chute libre) et sur le développement des 
équipements spécialisés nécessaires (laboratoire hyperbare pour l'étude  sous 
haute pression des phénomènes de migration et de l'efficacité des barrières 
précédemment étudiées dans les conditions "continentales"). 
Dans  un second temps, le CCR s'efforcera de créer, à  partir  de la compétence 
acquise,  des associations européennes de recherche sur les problêmes que 
soulèvera la mise en  route  éventuelle et  successive  d'expériences in situ 
(mise en  place,  surveillance, relevage)0 
L'AFP  continuera à apporter sa contribution à l'étude de la faisabilité du 
concept,  en particulier par des études d'engineering menées par les indus­
tries compétentes des pays membres. 
3.2.2.  Shared cost action 
Les orientations ci-après sont préliminaires ; les sujets envisagés devront  
être discutes  avec  tous les"organes compétents en 1983-1984 ; elles concer-
nent : 
a) des études expérimentales à conduire de façon coordonnée entre labora­
toires nationaux afin de compléter les  connaissances  de  base  (exemple : 
caractérisation des différentes formes de déchets). 

- 31 -
b) des activités visant à démontrer la validité de certains procédés  (trai­
tement des déchets) ou à vérifier certains concepts (stockage géologi­
que).  Ces activités seront centrées autour d'installations ou de projets 
pilotes dans les Etats membres autant que faire se pourra. 
c) des études  portant  sur l'économie, la sûreté, la réglementation de la 
gestion des déchets radioactifs et, plus généralement, sur les stratégies 
à mettre  en pratique pour chaque  flux  de déchets. 
De telles études nécessitent une large information sur les idées et 
travaux des payx membres et une concertation communaut ire soutenue. 
SUJET  1 : Caractërisation et qualité des déchets conditionnés. 
Une activité s'est développée dans le cadre de  l'AFP  depuis plusieurs années 
(programmes 1975-1979 et 1980-1984) ; elle met en jeu plusieurs laboratoires 
travaillant en étroite coordination (programmes concertés, round robin 
tests,  etc..) afin d'évaluer les performances et le comportement à long 
terme des matrices d'enrobage des divers déchets, en vue de leur stockage. 
Cette  action  doit  être poursuivie, en particulier en ce qui concerne le  con­
trôle de qualité des déchets conditionnées pour lequel un groupe ad hoc a 
été récemment constitué. 
Le CCR apportera sa contribution à travers son  projet  1. 
SUJET  2 : Démonstration de procédés de  traitement  et de conditionnement en  
relation  avec  une gestion optimisée des déchets" 
Il s'agit d'apporter le soutien financier de la Commission à la mise au 
point  à l'échelle pilote des procédés examinés lors des programmes précé­
dents et identifiés comme prometteurs dans le cadre d'une gestion optimisée 
des divers  flux  de déchets et d'assurer l'échange d'information et d'expé­
rience  entre les organismes concernés. 
Les déchets de tous types  pourront  être concernés ; une  attention  particu­
lière devrait cependant être donnée aux déchets  alpha,  aux déchets de gaines 
et à certains déchets de moyenne et haute activité (résidus de dissolution 
du retraitement par ex.). 
SUJET  3 : Transfert à long terme de la radioactivité mise en jeu dans le  
stockage  géologique continental 
L'évaluation du risque radiologique lié au stockage définitif de déchets ra­
dioactifs dans des installations souterraines repose sur la connaissance de 
la migration des radioéléments â  partir  du déchet conditionné, à travers les 
différentes barrières artificielles (conteneur, matériaux de remplissage, 
etc..) et naturelles (la formation géologique elle-même et sa couverture) 
jusqu'à la biosphère et à l'homme. 
L'action proposée  sera  basée sur la continuation du  projet  MIRAGE  (Migration 
of Radionuclides  in the  Geosphere) commencé en 1983  avec  le CCR et vise à 
améliorer les  connaissances  sur les phénomènes de migration, leur importance 
et leur modélisation. 

- 32 -
SUJET  4 : Conception du stockage définitif des déchets en formations géolo­ 
giques 
L'ampleur à donner à ce  projet  dépendra des initiatives des pays membres en 
matière de réalisation d'installations expérimentales ou pilotes de stockage 
géologique. 
En tout  état de  cause,  les travaux en cours devront être menés à bien (mine 
de sel de  Asse,  caverne expérimentale dans l'argile de Mol, etc.). 
SUJET  5 : Evaluation de la sûreté du stockage définitif des déchets 
Un grand  effort  sera  fait  pour procéder à l'évaluation au niveau communau­
taire de la sûreté des différents concepts de stockage définitif (continen­
taux et marins). Cet  effort  sera  largement centré sur le  projet  PAGIS  (Per­
formance  Assessment  of Geologie  Isolation  Systems),  dont  la première  phase, 
démarrée en 1982, a pour but la récolte des données disponibles et le choix 
des méthodologies et scénarios à employer. 
On devrait ainsi disposer vers 1986 d'une évaluation communautaire qui  s'in­
scrirait dans le processus itératif d'évaluation de la sûreté initié aux 
niveaux  nationaux depuis quelques années. 
Cette  action est gérée conjointement  avec  le CCR et le programme radio pro­
tection  avec  participation des Etats membres dans le cadre du  point  2 du 
plan d'action communautaire en matière de déchets radioactifs. 
SUJET  6 : Optimisation de la gestion des déchets rédioactifs ; stratégies de 
"gestion des différents  flux  de déchets ; stratégie globale de lâ~  
partie  basse  du cycle dé"combustibTë" 
Ces études - qui recevront un soutien expérimental lorsque le besoin s'en 
fera sentir - viseront l'optimisation de la gestion du  point  de vue de la 
sûreté et des coûts. 
Les questions ci-après devraient être examinées : 
- limitation  de la production en volumes et activités des déchets de diffé­
rentes catégories. 
- appréciation quantitative des diverses stratégies de gestion pour chaque 
flux  de déchets de la source à l'évacuation définitive. 
- stratégie globale de gestion de la partie  basse  du cycle de combustible ; 
options diverses ; calendriers. 
- dimensions plurinationales de la gestion ; influences sur l'optimisation 
de la gestion. 
3.3. Financement 
Les prévisions actuelles de programme s'établissent à 46 M ECU à financer 
sur le budget du CCR (1984-1987) et 75 à 100 M ECU â financer sur le budget 
de l'AFP  (1985-1989). La fourchette précédente résulte de la nécessité de 

- 33 -
conserver  une flexibilité importante concernant le financement d'installa­
tions expérimentales, en particulier pour le stockage définitif de déchets 
radioactifs. En principe, de telles installations devraient être proposées 
à la coopération bilatérale ou multilatérale dans un cadre communautaire, 
par les Etats membres intéressés eux-mêmes.  Ceci  n'est  pas le cas à la date 
de rédaction du présent documents. Par sa  part,  la Commission vient de 
faire  part  au  Conseil  de l'intérêt qu'elle prendrait à de telles proposi­
tions et des moyens envisageables pour y répondre. 
Les montants correspondants à la période 1984-1987 du programme cadre  doi­
vent être inclus dans ce programme. Le tableau indicatif ci-aprês, établi 
en supposant un taux  d'inflation  de 7 % au cours des années à venir, permet 
d'évaluer et comparer les  efforts  financiers à faire pendant la durée du 
programme cadre; 
: OBJECTIFS PROJET/SUJET  n* : 
: OBJECTIFS 
CCR AFP % du budget : 
: * Traitement, conditionnement, 
: manutention, examen des 
: déchets projet  1 : sujets 1,2 50 % env. : 
: * Stockage définitif des 
: déchets 
: - stockage terrestre projet  2 sujets 3,4,5 35 % env. : 
+p.m. (3) : 
: - stockage océanique projet  3 : sujet 5 : 
(en partie) 5 % env. : 
: * Optimisation de la gestion : 
: des déchets projet  1 
(en partie) sujet 6 10 % env. : 
CCR AFP : 
: BUDGET  (M  ECUs)  (1) 48.9 40+3  (2) +  p.m.  (3): 
: TOTAL 
(1) Montant 1983. 
(2) pour les 3 premières années du 3ême programme et la dernière année du 
2ême programme en cours. (48 + 3 M  ECUs  environ en monnaie courante). 
(3) pour mémoire (concerne la participation éventuelle au financement 
d'installations expérimentales). 

- 34 -
4. GARANTIE  ET  GESTION  DES  MATIERES  FISSILES  (action directe seulement) 
4.1. Objecti fs 
L'établissement et le mantien d'un système crédible de contrôle sur les 
matériaux nucléaires en circulation en Europe est parmi les éléments fonda­
mentaux qui conditionnent l'acceptation et le développement de l'énergie 
nucléaire et est un des moyens pour répondre à la préoccupation sur le 
danger  de la prolifération des armes nucléaires. 
Considérant également l'importance de l'impact économique d'un système de 
garanties des matières  fissiles,  il est nécessaire d'établir une stratégie 
européenne dans ce domaine pour les années 1980 et  ceci  implique une impor­
tante  action communaitaire et une concertation des  efforts  nationaux. 
Le programme de R & D proposé par le CCR est conçu pour  fournir  les connais­
sances  techniques à la Direction Contrôle Sécurité  EURATOM  et aux exploi­
tants européens pour la mise en oeuvre de leurs obligations dans le cadre 
des Traités  EURATOM  et de Non-Prolifération (TNP>ou d'autres  accords. 
•Pour L'exécution du  programme  proposé., une  collaboration  étroite 
sera  maintenue  avec  les centres nationaux,  (soit  directement, soit dans le 
cadre  d'ESARDA)  et  avec  l'AIEA et les laboratoires US dans le cadre 
d'accords  de coopération existants. 
Le CCR, qui a développé graduellement depuis 1969 son programme de R & D 
dans  le domaine des garanties, possède maintenant le programme le plus 
important  en  Europe.  Il continuera, à travers ses multiples contacts  avec 
les centres nationaux,  l'industrie  nucléaire et les autorités de contrôle, à 
affirmer son rôle de  point  de rencontre pour le R & D au sein de la  Commu­
nauté. 
4.2. Actions proposées 
Afin de répodnre aux objectifs précités, les actions ont été groupées dans 
trois projets. 
4.2.1.  Méthodes et instrumentation pour la détermiantion des matières nuclé­ 
aires  et le confinement et la surveillance 
Les objectifs de ce  projet  sont : 
- développer et  mettre  à dispostion les moyens et méthodes qui  permettront 
détablir et de vérifier, sur une  base  régulière, les performances des  ins­
truments utilisés sur les tes pour la gestion et le contrôle des matiè­
res fissiles,  en particulier pour les  essais  destructifs (ED), les  essais 
non-destructifs (END) et le confinement et la surveillance  (C/S). 
- élaborer les  bases  nécessaires à la construction d'instruments viables en 
vue de leur utilisation routinière sur des sites (produits industriels). 
- développer de nouvelles méthodes ou adapter des méthodes existantes pour 
les essais  de matières  fissiles,  le confinement et la surveillance. 

- 35 -
Deux  sous-projets ont été définis : 
a) Evaluation des performances des méthodes et procédures utilisées pour la 
détermination des matières  fissiles,  le confinement et la surveillance ; 
mise  sur pied de laboratoires de validation et de formation. 
L'objectif  de ce sous-projet est constitué par l'établissement des per­
formances  sur site des instruments d'analyse et de confinement et sur­
veillance. 
Les laboratoires actuels du CCR et plus particulièrement la piscine d'é­
léments iradiés et le stocakage de matières non-irradiées, seront équipés 
d'une façon adéquate en vue de la calibration et de la réalisation de 
tests do fiabilité des instruments et des méthodes, en particulier pour 
les essais  non destructifs et le confinement et la surveillance. Les 
laboratoires seront mis à disposition des inspecteurs ou des experts des 
Etats  membres et devront également répondre à des demandes accrues dans 
le cadre de la formation. Ces laboratoires recréeront des conditions 
voisines  de  celles  rencontrées dans les installations nucléaires. Une 
importance spéciale  sera  accordée à l'élaboration et à la mise en oeuvre 
de procédures de contrôle de la qualité des systèmes de mesure. 
b) Développement de méthodes et d'instruments et industrialisation d'instru­
ments 
Un certain  effort  sera  dévolu au développement de nouvelles méthodes, 
d'instruments ou de moyens  (tels  que les  sceaux  et plombs) et aux modèles 
d'interprétation requis pour des applications particulières pour  lesquel­
les aucune solution satisfaisante n'a été obtenue jusqu'à présent et pour 
préparer le procès d'industrialisation  avec  l'industrie  européenne pour 
la reproduction de séries d'équipements provenant des développements 
réalisés au CCR o:i dans les laboratoires des Etats membres et testés  avec 
succès dans des conditions réelles en  tant  que prototypes par les  inspec­
teurs. 
4.2.2.  Traitement, transmission et évaluation des données expérimentales 
pertinentes aux garanties 
Les objecfi ~'s de ce  projet  sont : 
- le dëvelo;..--ement de moyens statistiques et informatiques en vue de l'éva­
luation des données de comptabilité des matières nucléaires fournies par 
les opérateurs. 
- le développement des moyens nécessaires (hardware et software) pour l'éva­
luation sur le site et au siège des données prises par les inspecteurs. 
Deux  sous-projets ont été définis : 
a) Gestion des données de comptabilité des matières nucléaires 
Ce sous-projet envisage la création de règles spécifiques à différentes 
catégories d'installations nucléaires et à l'élaboration d'un langage de 
préparation des données en vue de l'insertion automatique des erreurs de 
mesure  relatives aux lots déclarés dans les  codes  actuels de comptabilité 
statistique des matières, afin d'évaluer les caractéristiques des 

- 36 -
différents bilans des matières. 
En plus, une revue critique  sera  effectuée sur les procédures de prise de 
décision dans le domaine de la comptabilité des matières en relation  avec 
le code  ISADAM  (International  Safeguards Data Management System). 
b) Traitement automatique, transmission et évaluation des données d'inspec­
tion  provenant des analyses de matières nucléaires et de l'instrumenta­
tion  de confinement et surveillance. 
Les activités de ce sous-projet constituent la poursuite d'activités en 
cours  sur le design et le développement d'instruments couplés à des 
microprocesseurs  et sur le logiciel associé en vue d'une évaluation des 
données sur le site et leur validation postérieure. De plus, il est 
prévu de  mettre  sur pied des procédures d'évaluation détaillées des 
mesures  et des performances des instruments. 
Finalement,  une étude de faisabilité et une expérience de dëmosntration 
seront réalisées sur la transmission on-line des mesures d'inspection sur 
un réeau local ou directement vers le siège. 
4.2.3.  Intégration des activités de garanties 
Les objectifs de ce  proejt  sont : 
- l'analyse des aspects techniques et des pratiques de garanties proposées ; 
- le développement de modèles mathématiques décrivant les paramètres spéci­
fiques au contrôles de différentes parties d'une installation, d'une  ins­
tallation complète ou de paties du cycle de combustible ; 
- le développement d'une méthodologie pour le design de certaines activités 
de contrôle en tenant compte des contraintes opérationnelles provenant des 
opérateurs et des inspecteurs. 
Quatre sous-projets ont été définis : 
a) Etudes des pratiques de garanties 
Ce sous-projet a pour objectif d'évaluer si les performances des procé­
dures  de mesures de confinement et surveillance pour des installations 
traitant  de  grosses  quantités de matières  fissiles,  en particulier les 
installations de fabrication d'éléments combustibles, sont adéquates. De 
plus,  des expériences intégrées seront effectuées afin d'évaluer la  qua­
lité de plusieurs activités de vérification et de comptabilité à l'entrée 
des installations de retraitement. 
b) Développement d'un simulateur conversationnel pour l'analyse et l'évalu­
ation des pratiques de garanties 
Une version améliorée d'un simulateur d'installation existant au CCR, 
dédié aux systèmes de mesure et de  flux  de matières,  sera  élaborée.  Elle 
comprendra également des mesures de C/S et plus  tard  un certain nombre 
d'aspects  statistiques d'analyse de décision. Cet  outil  de simulation 
sera  élaboré également en vue de la formation des inspecteurs. 

- 37 -
c) Application des techniques de système  EXPERT  aux études de garanties 
L'applicabilité et les bénéfices qu'on peut obtenir des techniques du 
système  EXPERT  en vue de la planification de certaines activités d'inspe­
ction telle que la prise d'inventaire physique seront étudiées. 
d) Analyse des procédures de contrôle dans le cycle de combustible 
Une analyse  sera  effectuée sur la structure du "shipper receiver différ­
ence  (SRD)"  pour un certain nombre de situations et sur le bilan des ma­
tières de grandes parties du cycle de combustible qui comprennent la  com­
binaison  de bilans partiels provenant de zones de bilan des matières et 
des SRD. 
4.3.  Ressources 
Le tableau suivant donne la distribution des ressources sur les trois pro­
jets. Les valeurs mentionnées sont indicatives. 
: Projets : Coût  total  pour 4 ans (en M  ECUs) 
: 4.2.1. Méthodes et Instrumentation...: 30,8 
: 4.2.2. Traitement, Transmission 
Evaluation  données... 6,1 
: 4.2.3. Intégration des activités 
de garanties... 8,5 
TOTAL 45,4 M  ECUs 

- 38 -
5. SOUS-PROGRAMME "DECLASSEMENT  DES  INSTALLATIONS  NUCLEAIRES"  (action à 
frais partages uniquement) 
5.1. Objectif 
L'expérience acquise en matière de déclassement des installations nucléaires 
est limitée (par exemple, aucune grande centrale nucléaire n'a encore été 
démantelée jusqu'à présent). Le but de l'action communautaire dans ce 
domaine est la mise au  point  conjointe d'un système de gestion des installa­
tions nucléaires définitivement mises hors  serice,  ainsi que des déchets 
radioactifs produits au cours de leur démantèlement, qui, aux différents 
stades  de cette opération, garantirait la sécurité et la protection de 
l'homme et de l'environnement contre d'éventuels dangers liés au déclasse­
ment de ces instal  lations. 
Dans  ce contexte, le sous-programme proposé poursuit essentiellement les 
objectifs suivants : 
- disposer de techniques de dëcontamination superficielle efficaces, produi­
sant peu de déchets secondaires ; un objectif particulier devant permettre 
de réduire substantiellement le volume des déchets radioactifs est une dé-
contamination telle que les matières traitées puissent être libérées  sans 
réserve ; 
- disposer des techniques nécessaires au démantèlement des composants métal­
liques  épais et des structures en béton armé, ainsi que de tecniques  auxi­
liaires  (télécommande par exemple) permettant de protéger les travailleurs 
contre les rayonnements ; 
- disposer de techniques de conditionnement des déchets radioactifs particu­
liers produits en cours du démantèlement des installations nucléaires 
(acier, béton, graphite par exemple), en vue de leur élimination finale ; 
- disposer des méthodes prévisionnelles plus fiables concernant les consé­
quences  du démantèlement dans  l'optique  de l'exposition aux rayonnements, 
des coûts et des besoins de stockage des déchets. A cette fin, il  faut 
optimiser les plans de déclassement généraux en ce qui concerne, par  exem­
ple, le calendrier de dëmnatëlement et le mode d'élimination des déchets; 
- disposer de certaines méthodes d'amélioration du rapport coût-efficacité 
pour la conception d'installations futures facilitant le déclassement ; 
- établir les principes devant régir le déclassement. 
5.2. Actions proposées 
5.2.1.  La section A du sous-programme comporte sept projets de recherche et 
de développement sur les thèmes suivants : 
1. Intégrité à long terme du bâtiment et des systèmes 
2. Décontamination aux fins de déclassement 
3. Techniques de démantèlement 

- 39 -
4. Traitement de déchets particuliers : acier, béton, graphite 
5. Grands  conteneurs pour déchets radioactifs produits pendant le démantèle­
ment des tallations nucléaires 
6. Estimation des quantités de déchets radioactifs découlant du déclassement 
des installations nucléaires dans la Communauté 
7. Influence de la conception des installations sur le déclassement. 
5.2.2.  La section B  traite  de  l'identification  des principes directeurs, à 
savoir  : 
- principes de conception et d'exploitation des installations nucléaires, en 
vue de la simplification du déclassement ultérieur ; 
- principes de déclassement même des installations nucléaires pouvant former 
les premiers éléments d'une politique communautaire dans ce domaine. 
5.2.3.  La section C est consacrée essentiellement à l'essai de nouvelles 
techniques dans le cadre des opérations de déclassement de grande 
envergure menées dans les Etats membres. En outre, l'échange d'in­
formations sur ces opérations  sera  promu, par exemple, par l'envoi 
d'experts d'autres Etats membres. 
Ce sous-programme reprend les thèmes du programme actuel (1979-1983) concer­
nant le déclassement des centrales nucléaires, la section C étant cependant 
nouvelle . Il  sera  mis en oeuvre une nouvelles fois par le biais d'une 
action à frais partagés, méthode qui est particulièrement bien adaptée à ce 
domaine de recherche. 
5.3. Ressources 
Le tableau ci-après donne la ventilation des ressources du sous-programme et 
de leur utilisation (en millions  d'Ecus,  sur la période quinquennale de 1984 
à 1988) : 
POSTE 
Section  A 
Section  B 
Section  C 
Personnel 
Total SOURCE  DE  FINANCEMENT 
Budget  communautaire 
et Administration 5.5 
0.2 
4.0 
2.4 
12.1 
Le Conseil  est invité à prendre note des orientations contenues dans ce 
document en vue des  discussions  sur les propositions de la Commission pour 
le programme du CCR  (partie  nucléaire), pour un programme à frais partagés 
dans  le domaine de la "Sécurité des réacteurs à  fission"  et pour un program­
me à frais partagés dans le domaine du "Déclassement des Installations 
Nucléai  res". 

SOMMAIRE  ET  ARTICULATION  DU  PROGRAMME D'ACTION DANS  LE DOMAINE  DU  DEVELOPPEMENT  DE L'ENERGIE NUCLEAIRE  DE FISSION 
(Tous  les  chiffres sont préliminaires  et indicatifs) 
Sous-programme  1 Sécurité  des  réacteurs 
de fission Référence 
aux 
activités Activité Action  directe 
MUCE 
Valeurs  1983 
Evaluation  de la fia-
filité  et des  risques  | 16.7 
Facteurs humains  et 
homme/machine  inter­
action 
Intégrité  des  compo­
sants  et des  systèmes  19.6 
Etudes  du  comportement 
du coeur  et du  système 
de refroidissement dans 
des conditions s'écar­
tant  de la  noramel  (< 
1200"C)  43.1 
Etude  du  comportement  du 
coeur  et du  système  del 
refroidissement dans  des 
conditions d'accident 
grave  (>1200*C)  13.4 
Phénomènes  affectant, 
l'enceinte  est. au  cours 
d'un accident grave  | 
Dispersion  des  produits 
de fission dans l'atmosph. 
Instrumentation,  contrôle 
et protection Actions  à frais partagés 
MUCE 
Val.1983 Val.actuel  les 
l.A sécurité  des ré-
acteurs  à eau 
légère 
l.B Sécurité  des  réac­
teurs rapides I.A.2.1. 
I.A.2.2. 
I.A.2.3. 
I.A.2.4. 
I.A.2.5. 
I.A.2.6. 
I.A.2.7. 
l.B.2.1. 1.9 
3.9 
5.2 
3.9 
12.0 
14.9 
7.1 
3.2 

Sous-programme  1 Sécurité des 
de fission ! reacteurs 
Sous-programme 2 Référence 
aux 
activités 
l.B.2.2. 
l.B.2.3. Activité 
l.B.2.4. 
l.B.2.5. 
l.B.2.6. 
l.C mise  en oeuvre  de 
la Résolution du 
Conseil du  22/7/75  sur 
les problèmes  technolo 
de la sécur. nucléaire 
Combust,  nucléaires 
et recherche  sur les 
actinides l.C.l. 
2.2.1. 
2.2.2. 
2.2.3. Action  directe 
MUCE 
Valeurs  1983 
Intégrité des compo-
sants et  structures 
Etude  du comportement 
du coeur et du systèmel 
de refroidissement  dans 
des conditions s'ëcar-
tant  de la  normale 
Analyse d'accid.  graves 
Intégrité des  structures 
sous  charge  dynamiques) 
Enceinte extérieur dans 
des conditions accident. 
Réacteur à eau légère 
et réacteurs rapides. 
Coordination de la re­
cherche. Etudes sur më 
thodologies, codes et 
normes. 
TOTAL 
Limites  opération, des 
matériaux nucléaires 
Sécurité du cycle des 
actinides 
Recherches sur les 
actinides 10 
10 
63.9 
15.5 
ST T9TX 
T5272" 
17.4 
2S 
13.8 Actions à  frais  partagés 
MUCE 
Val.1983  tVal.actuelles 
STÊT 
3.3 
7ÏÏT 7.2 
6.1 
11.3 
1.4 
3.2 
ST 61.3 
4.2 
85.5 

Sous-programme  2 Combustibles  nucléaires Référence 
et recherche  sur les aux 
actinides  activités 
sous-programme 3 gestion  des déchets 
radioactifs 2.2.4. 
3 o 1 « A · 
3.I.B. 
3.l.C. 
Sous-programme 4 Garantie  et gestion 
des matières fissiles 4.2.1. 
4.2.2. 
4.2.3. Activité Action  directe 
MUCE 
Valeurs  1983 Actions à  frais  partagés 
MUCE 
Val.1983  I Val.actuelles 
comportement  sur) 
régime  transi  -
toi re 6.5 
TOTAL  65.7 
traitement,  condi­
tionnement  et manu­
tention  I 19.6 
stockage définitif 
(souterrain)  | 21.5 
stoackage  définitif 
(sous sédiments océ­
anique)  î 5.0 
Optimisation  de la 
gestion  2.8 
TOTAL  48.9 
Méthodes et instru­
mentation  30.8 
Traitement,  transmis­
sion et  éval.  données 
intégration des acti­
vités de  garantie 6.1 
8.5 
TOTAL  45.4 43 + pm 25.5 
17.8 +pm 
2.5 
5.2 
51 + pm 

; 
Sous-programme  5 Déclassement des  instal­
lations  nucléaires Référence 
aux 
activités Activité Action  directe 
MUCE 
Valeurs  1983 Actions à 1 
Mt 
Vai. 1983 frais  partagés 
JCE 
Val.actuel  les 
5 © 2 o X o 
5 o 2 * 2 c 
5 o 2 & 3 » Projets  de R&O 
Principes 
di recteurs 
Essai  de nouvel­
les techniques -6.2 
0.2 
4.6 
TOTAL  : - 11 +- 12 

CONTRIBUTION  DU  PROGRAMME D'ACTION  DE  RECHERCHE DANS LE DOMAINE  DU DEVELOPPEMENT  DE L'ENERGIE NUCLEAIRE DE FISSION 
LWÄ!l*I*liI*j SCIENTIFIQUES ET TECHNIQUES DU PROGRAMME CADRE  1984-1987 
Objectif 4, Amélioration de 
la gestion des ressources 
énergétiques. 
Objectif scientifique et  
technique 4.1. Développement 
de 1'énergie nucléaire de 
fission  (en particulier 
1'aspect  sécurité). Objectif 6 : Amélioration des conditions de vie et d'emploi 
Objectif scientifique et  
et techniques 6.fT"^ 
Amélioration  de la sécurité et 
protection de la santé Objectif scientifique et 
technique 6.2. 
Protection du milieu. TOTAL 
Sous-programme  1 
Securite des reao 
teurs de fission 
Sous-programme  2 
Combustibles  nucle-
aires et de recher-
che sur les actinides 
Sous-programme  3 
Gestion  des dechets 
radioactifs 
Sous-programme  4 
Garanties et gestion 
des matieres fissiles 
Sous-programme  5 
Declassement des ins-
tallations nucleaires 74 % 195.5  MECU 13 % 34 MECU 13 % 34 MECU 
15 % 14 MECU 15 % 14 MECU 100 % 
70 % 
100 % 
100 % 11 MECU 
381.3  MECU 48 MECU WMECU 65.7  MECU 
63.9  MECU 
45.4  MECU 263.5  MECU 
65.7  MECU 
91.9  MECU 
45.4  MECU 
47?.5  MECU 11 MECU 
Notes : 1, Tous les chiffres sont  indicatifs et sont exprimes en valeurs 1983. 
2. Une contribution nominale a 1'objectif  'promotion de la competitivite industrielle" doit  etre 
attribuee  au sous-Programme  1 "securite des reacteurs de fission". TOTAL 

Avis du Comité  Scientifique  et Technique  
d'EURATOM  relatif  aux Propositions  delà Commission  
sur le Programme 1984-1987 du  Centre Commun  de Recherche  
(partie nucléaire)  et sur le Programme  d'Action  à Frais partagés 
sur la Sécurité  des Réacteurs. 
Le Comité  Scientifique  et Technique,  au cours de la réunion  du 20 mai 
1983, a examiné  les communications  qui seront soumises  par la  Commission 
au Conseil  sur les programmes  mentionnés  ci-dessus. 
Le Comité  avait déjà discuté,  au cours de sa réunion précédante,  le 18 
avril 1983, les  propositions  de la  Commission  concernant  le programme 
cadre de recherche,  développement  et démonstration pour  les activités 
scientifiques  et techniques  des Communautés pour  la période  1984-1987 
(doc. COM(82)865  final).  Au cours de la même réunion,  le Comité  avait 
discuté les grandes  lignes des actions  proposées dans  le domaine  du 
développement  de l'énergie nucléaire  de fission,  décrites dans  le 
document  XII/316/83  "Proposition  du programme  d'action  (1984-1987)  dans 
le domaine  du développement  de l'énergie nucléaire  de fission". 
Au cours de la réunion  du 20 mai 1983, le  Comité a discuté  le programme 
du CCR et  l'action  à frais partagés  sur la  sécurité  des réacteurs  à la 
lumière du programme  d'action  de la  Commission proposé pour  1984-1987 
dans le domaine  du développement  de l'énergie nucléaire  de fission. 
Le Comité  s'est penché  sur le programme de  sécurité nucléaire  qui fait 
l'objet à la fois d'une action directe  et d'une  action à frais partagés, 
et également  sur les  actions qui constituent  uniquement  la partie 
nucléaire  du programme du CCR  proposé. 
CONSIDERATIONS  GENERALE 
1. Le Comité  insiste  auprès  de la Commission  sur la  nécessité  de garder 
de la flexibilité dans  la formulation  et l'exécution  du programme. 
Cependant,  le Comité a pris note du fait qu'il ne serait  pas possible 
de financer,  à partir des ressources  présentes,  une initiative 
nouvelle  d'importance  telle que la  construction  d'une machine  de 
grande  taille et qu'une  telle initiative  demanderait  des dispositions 
budgétaires  nouvelles.  La flexibilité  disponible devrait  suffire  pour 
financer  les projets  nouveaux  de l'ordre  de 10-15 MUC  seulement. 
2. De façon à augmenter  la flexibilité,  le Comité a insisté  sur la 
nécessité  de définir  clairement  les responsabilités  en matière  de 
gestion. 
3. Le Comité reconnaît  que des programmes de  cette taille  sont, par 
nature,  sujets à évolution  et la recommandation  qui suit vise à 
conseiller  la Commission  à la lumière  de cette considération. 
4. Le Comité désire être associé  et concerné  par ce  processus 
d'évolution  et il demande en  particulier  à recevoir  les informations 
susceptibles  de lui donner  un tableau historique  complet  de la 
situation. 

5. Le Comité prend note 5 avec plaisir,  du niveau accru des ressources 
pour les actions à frais partagés dans  le présent programme,  recon­
naissant  l'effet  multiplicateur  qui en  découle pour  de telles  acti­
ons . 
II. RECOMMANDATIONS 
Sous réserve  des commentaires  ci-dessous,  le Comité approuve  la 
direction  générale  du programme  et la répartition  des ressources. 
11.1. Fusion 
Le Comité  a noté que dans le programme  d'action  à frais partagés 
en cours sur la  fusion un total d'environ  45 MUC  sera consacré  par 
la Commission  à des activités  technologiques. 
Le Comité  confirme  le besoin de recherche  dans le domaine de la 
sécurité  de la  fusion mais considère  que, dès à  présent,  et pour 
une période  à venir importante,  les travaux  devraient  être surtout 
consacrés  aux problèmes génériques. Il considère  que ces  travaux 
devraient  inclure  quelques  considérations  sur la  gestion des 
déchets de la  fusion. 
11.2. Sécurité  des Réacteurs 
Le Comité  soutient  les liaisons  étroites  qui sont attendues  entre 
les actions  à frais partagés  et les actions  directes  et attire 
l'attention  sur l'importance  d'une participation  appropriée  de la 
Communauté  à des  projets  extra-communautaires.  Le Comité suggère 
que, dans  le cadre de l'évolution  du programme,  un effort  soit 
fait pour transférer  des ressources  du domaine  de la  limitation 
des effets des accidents  vers la prévention (par  ex. facteurs 
humains,  interface  homme-machine,  entretien  des composants  et 
systèmes).  Cependant,  le problème  de la  déposition  des produits  de 
fission et de la  décontamination  devrait  être analysé  au niveau de 
la Communauté.  L'utilisation  potentielle  des grands volumes 
d'enceinte  disponibles  au CCR  pour des études sur la  distribution 
et la combustion  de l'hydrogène  devraient  être examinées. 
L'importance  du renforcement  du projet LOBI et de la  pleine 
utilisation  de l'installation  expérimentale  a été soulignée. 
Le Comité  souligne  l'importance  de la  sécurité  des 
surrégénérateurs  rapides  refroidis  par métaux liquides  et accepte 
les lignes  générales  du programme  correspondant. 
11.3. Déchets  Radioactifs 
Le Comité  scientifique  et technique  insiste  sur l'importance  de 
toutes les activités  relatives  à la gestion des déchets  alpha et 
visant à la  fois la diminution  de la  part alpha dans les déchets 
et sa complète caractérisation  en vue de son  évacuation. 
11.4. Contrôle  des Matières  Fissiles 
Le Comité  a accueilli  favorablement  l'accroissement  proposé dans 
ce domaine  et approuve les  propositions  de mettre en place un 
laboratoire  de calibration  et de  fournir des installations  pour 

l'entraînement  des inspecteurs  du contrôle  de sécurité  et des 
opérateurs. 
II.5. Combustibles nucléaires  et Recherche  sur les  Actinides 
Le Comité prend note  et approuve  l'intention  de la Commission 
d'utiliser  une partie, du potentiel  de l'établissement  de Karlsruhe 
au bénéfice  des programmes 11.2,11.3 et  II.4. Le Comité recommande 
à la Commission  de reconsidérer  les ressources  dédiées  â l'étude 
des combustibles  avancés  et à la  manutention sûre  des éléments 
combustibles. 
III. REMARQUE  FINALE 
Les points  ci-dessus  constituent  quelques  brefs commentaires  qui 
ont été faits au cours d'une discussion  très rapide et le Comité 
souhaite,  dans le futur,  revenir  sur les programmes  individuels 
plus en détail avant  que leur mise en oeuvre ne soit finalement 
commencée. 

AVIS FINAL 
SECTION SECURITE  DES REACTEURS  DU PROGRAMME 
D'ACTION  DE RECHERCHE  1984-87 
29eme CCMGP Securite  des Reacteurs,  16-17 mai 1983 
La 29ëme réunion  du CCMGP  Sécurité  des Réacteurs  s'est tenue les  16 et 
17 mai 1983. Sa première tâche  a été de  discuter  et de donner un avis 
sur les objectifs  généraux  du programme  Sécurtië  des Réacteurs,  tels 
qu'ils sont proposés dans les  documents  de la  Commission  (parties  du 
document  ACS-335-e  "proposition  de programme  d'action  1984-1987  dans le 
domaine du développement  de l'énergie nucléaire  de fission",  document 
ACS-336-e  "Les activités  futures  du CCR" en ce qui  concerne  les parties 
relatives  à la sécurité  des réacteurs,  document  ACS-332-e  "proposition 
de programme  de recherche  à frais partagés  sur la  Sécurité  des Réacteurs 
1984-1987"  et document  ACS-331-e  "proposition  pour le programme 
pluriannuel  1984-1987  du CCR"). 
Le CCMGP a été  informé  au début de la  réunion que les propositions 
avaient été préparées  en suivant la stratégie indiquée dans  le document 
C0M(82)865-final.  Cette stratégie prévoit  principalement  que toutes les 
activités  de recherche  subventionnées  par la  Commission  devraient 
satisfaire  les objectifs  indiqués dans  le programme  cadre et devraient 
être exécutées  aussi bien  par l'action  directe  (CCR) que par  les actions 
à frais partagés  ou une  combinaison  de ces  deux types d'actions. 
Le Comité reconnaît  la valeur des propositions  de la  Commission qui 
devrait permettre  d'accroître  le bénéfice  global et de  favoriser 
l'intégration  des activités  de recherchess  communautaires.  Le CCMGP 
approuve les  liaisons  étroites  auxquelles  on peut s'attendre entre  les 
actions à frais partagés proposées  et entre les actions directes  pour 
les différents thèmes  du programme. 
Il y a eu un  accord général  sur ce  choix des thèmes à traiter et six 
délégations  ont soutenu la répartition générale  entre les actions 
directes  (CCR) et  les actions  à frais partagés,  tout en insistant  sur le 
fait qu'un examen  détaillé ultérieur  devrait  être demandé.  La délégation 
néerlandaise  a demandé  des informations  supplémentaires  et plus de 
consultations  avant de pouvoir  prendre  position.  La délégation allemande 
souhaitait  placer plus  d'importance  sur les possibilités  de promouvoir 
la coopération  entre Etats-membres,  à travers  une action concertée  en 
plus d'une  action à frais partagés,  elle souhaitait aussi  exprimer  une 
réserve au sujet du budget de l'action  à frais partagés  et de la  réparti­
tion entre cette action  et le programme  d'action directe.  La délégation 
française  a donné une approbation  nuancée  de laquelle il ressort  qu'une 
modification  du budget de l'action  à frais partagés étant demandée, 
cette modification devrait  être faite sur la base de priorités  à donner 
aux activités pour  lesquelles  les compétences  du CCR  pourraient 
accroître  la valeur de la  collaboration  communautaire. 

La discussion  du programme  était divisée en  quatre  principaux  points  à 
savoir : la Prévention des  Accidents  et l'Analyse  des Accidents 
respectivement  pour les réacteurs à eau légère et pour les 
surrégénérateurs  rapides  refroidis  par métaux  liquides. 
En ce qui concerne la prévention des  accidents  pour les réacteurs à eau 
légère, le Comité a approuvé les  travaux  proposés dans les domaines de 
la fiabilité et de l'évaluation des  risques  ainsi que dans  celui de 
l'intégrité des composants et systèmes. Quelques délégations étaient en 
faveur d'un engagement  plus direct  du CCR dans le  domaine  des facteurs 
humains,  d'autres  ont insisté sur  l'importance  de renforcer  les efforts 
de la Commission dans le développement des méthodologies d'évaluation 
probabiliste  des risques.  Le Comité a  pris note que la Commission  avait 
démarré une étude sur la faisabilité, l'intérêt et les possibilités d'un 
programme  pour une  table vibrante  de dimension  moyenne  pour les 
recherches  dans le  domaine  sismique.  On a insisté sur le  fait que le CCR 
devrait  recueillir  dans le  cadre de cette étude des  informations  sur les 
installations  similaires  et sur les  programmes  de recherche  en la 
matière y compris ceux à l'extérieur de la Comounauté. 
En ce qui concerne  l'analyse  des accidents  pour les réacteurs à eau 
légère, les présentations de la Commission ont divisé, pour des  raisons 
de commodité, ce  domaine  en trois parties  : 
- les phénomènes du  coeur pour des températures en dessous de 1200 °C 
- les phénomènes du  coeur pour des températures supérieures à 1200 °C 
- le comportement  de l'enceinte  externe  et des  produits  de fission  en 
conditions  accidentelles  sévères. 
1) Il existe un désir général de  tirer,  pour la Communauté, un  maximum 
de bénéfices de  LOBI ainsi qu'un appui pour l'augmentation  proposée 
des effectifs.  L'activité associée d'évaluation de codes a été 
soutenue  et la nécessité de  bien coordonner  cette activité avec 
d'autres  activités concernées par les codes (CSIN) a été mise en 
exergue.  La nécessité  d'une intégration adéquate dans le  cadre des 
activités  internationales  incluant  également les activités dans les 
Etats-membres (par ex.  BETHSY)  a été soulignée. A  cette  fin, l'asso­
ciation des divers  groupes  consultatifs  (LOBI - groupe A)  tend à être 
soutenue. 
2) Pour  l'analyse  des accidents  sévères, le  programme  du CCR proposé, 
explicitement  intégré avec les  actions  à frais partagés proposées a 
été généralement considéré  comme la voie souhaitable  pour permettre 
une approche communautaire de la phénoménologie des  accidents  sévères 
des réacteurs à eau légère. Cependant, une possibilité de  conflit 
entre les besoins  de personnel  pour cette action  et pour l'évaluation 
des codes en 1)  ci-dessus  a été admise. Le Comité  souhaite  redistri­
buer les effectifs  entre ces deux domaines du  programme  avec l'inten­
tion de renforcer  les travaux  d'évaluation de codes sur les  aspects 
thermohydrauliques. 

3) L'action  à frais partagés sur les  explosions  de nuages de gaz  devrait 
être poursuivie  jusqu'à achèvement des  travaux  en cours. 
Il est considéré  comme approprié de  commencer  une action  à frais 
partagés dans les  deux importants  domaines des phénomènes  concernant 
l'hydrogène et du  comportement  des produits  de fission  dans 
l'enceinte  de confinement. 
En vue du lancement  d'une action  à frais partagés sur les phénomènes 
liés à l'hydrogène et le  comportement  des produits  de fission  dans 
l'enceinte  de confinement,  le CCR  devrait  acquérir, à un  niveau 
modeste  au départ, une compétence dans ces  deux domaines. 
Le thème de la  dispersion  atmosphérique des  produits  de fission  est 
un domaine  particulièrement approprié pour la  collaboration  communau­
taire. 
En ce qui  concerne  la prévention des  accidents  pour les surrégénéra­
teurs rapides  refroidis  par métaux  liquides,  le Comité approuve en 
général les activités à  frais partagés prévues dans le  domaine  de 
l'instrumentation  de contrôle et de la  protection.  Il devrait  y avoir 
une contribution  du CCR à ces études. Le Comité, quoique  approuvant 
en général les activités sur l'intégrité des composants et des 
structures  a suggéré que ces activités  soient  concentrées sur le 
développement de modèles généralement  applicables. 
Le Comité a approuvé les grandes  lignes  des objectifs  des travaux 
proposés dans le  domaine  de l'analyse  des accidents  pour les 
surrégénérateurs  rapides  refroidis  par métaux  liquides. 
Il a pris conscience  que les  travaux  effectués par le CCR sur 
l'ébullition du sodium nécessitaient une réorientation fin 1984 et 
que le Comité  devra  faire éventuellement des recommandations sur 
cette réorientation. 
Le Comité a  pris note que les expériences  en-pile  sur le  comportement 
du combusitble  sont dans une phase de définition et que  quelques 
essais seulement ont été  pris en compte  dans le budget proposé. 
Dans le domaine  de l'analyse  des accidents  sévères, le Comité met la 
priorité sur  l'utilisation  des installations  existantes  et admet que, 
avant que de  nouvelles  activités ne  soient  démarrées, le  programme 
existant devrait  être terminé  correctement.  Un support  énergique a 
été donné aux  travaux  sur l'intégrité des  structures  soumises à des 
charges  dynamiques. Les  outils  de calcul  développés ou en  cours de 
développement  devraient  être maintenus.