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Timestamp: 2018-03-18 03:54:35+00:00
Document Index: 41786398

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N°86/87
2. LA SURETE
A. A PROPOS DES SURGENERATEURS
QUELQUES EXTRAITS DE LA
REVUE GENERALE DU NUCLEAIRE
1. Extraits de mars-avril 1976
Il est toujours intéressant et instructif de chercher dans les archives - chaque écrit engageant la responsabilité de celui qui a écrit -, force est de constater que les responsables du nucléaire ont beaucoup écrit et qu'il leur sera peu pardonné.
En 1976, c'était donc la brochette Alexis Dejou (alors délégué général d'EDF), André Gauvenet (alors délégué Central Sécurité du CEA) et Pierre Tanguy encore au CEA qui écrivaient:
«Il faut dire que les surgénérateurs constituent un succès français; et on peut se demander dans quelle mesure il n'y a pas un certain nombre de gens ici ou ailleurs qui n'acceptent pas l'idée que la France puisse avoir un succès à l'échelle mondiale. Le prix de Superphénix est égal à celui de certaines centrales à eau ordinaires dans d'autres pays. Il faut souligner que le kWh de Superphénix ne sera pas plus cher que le kWh des centrales au fuel».
Nul n'est prophète en son pays mais tout de même il y a eu depuis beaucoup d'études et Superphénix n'est sûrement pas considéré avec cette indulgence. Le nouveau président d'EDF a lancé les surgénérateurs à l'horizon 2000 bien tapé et le président de Framatome s'est ému à l'idée de perdre de l'argent. Quant aux opérateurs étrangers, ils sont seulement fort admiratifs de la façon dont la France impose le nucléaire à son bon peuple.
«La cuve est dimensionnée pour fonctionner à tous les régimes de fonctionnement normal permanent et pour tous les transitoires d'exploitation. Moyennant quoi l'analyse de sûreté est plus exigeante: elle demande au constructeur de regarder ce qui se passe au-delà de tous ces cas prévisibles, dans l'hypothèse très improbable d'un accident grave mais dans ce cas là ce qui est fait ce n'est pas un calcul de dimensionnement mais un calcul de vérification que l'installation telle qu'elle est peut s'accommoder de ces accidents sans conséquences graves et inacceptables pour l'environnement»...
Eh bien la formulation est bien jolie. Surtout si on ajoute:
... «Subsiste-t-il des problèmes de sûreté non résolus tels qu'on ne pourrait pas engager un programme nucléaire important sans faire courir au public et à l'environnement des risques inacceptables? La réponse est donnée, elle a été donnée par tous les experts qui se penchent sur ces problèmes et qui dans tous les pays unanimement ont conclu que les connaissances actuelles étaient suffisantes pour pouvoir autoriser la construction et la mise en exploitation de centrales nucléaires sans que les risques encourus soient inacceptables»...
Ben voyons, on a tout prévu c'est bien connu. Et c'est acceptable, mais nul ne dit par qui.
Il y a aussi un couplet sur les études de sûreté:
... «Il n'est d'ailleurs pas exclu que l'on découvre que l'on prend, dans certains domaines, des sécurités qui ne s'imposent pas et que l'on puisse dans l'avenir diminuer certaines exigences»...
Bien évidemment, la sécurité ça coûte cher. Les études de sûreté vont donc tendre à réduire les nuages de sécurité pour réduite les coûts et c'est pour cela qu'à propos des lignes à haute tension on peut lire:
... «Le problème des tenues de lignes électriques sous givre et vent était il y a quelques dizaines d'années très mal connu. Au fur et à mesure que les connaissances ont progressé, on s'est aperçu que les marges de sécurité retenues étaient trop larges et qu'on pouvait parfaitement les réduire sans risque»...
En 1976, ces lignes mémorables écrites par M. Dejou n'avaient pas encore été confrontées au problème des Bretons qui en 1987 ont été totalement privés d'électricité à cause du vent. Quant au givre, il suffit de demander aux habitants du Sud-Est ce qu'ils pensent de la tenue des câbles haute tension si judicieusement calculés par EDF.
On parle de tout dans cet article précurseur, en particulier il est souligné:
... «II faut bien voir là aussi que ce risque d'excursion nucléaire n'est pas spécifique aux surgénérateurs. Dans toutes les centrales nucléaires* il y a obligatoirement un excès de réactivité et on doit toujours essayer d'imaginer les causes accidentelles qui pourraient entraîner une libération intempestive de cette réactivité»...
C'est bien vu pour une fois mais a-t-on vraiment mené les fameuses études pour éviter la libération intempestive de réactivité? En ce qui concerne Tchernobyl, on peut avoir des doutes.
Il est ajouté:
... «Peut-on par contre redouter un accident grave sous forme d'excursion nucléaire? Je pense que l'on peut dire très honnêtement que les mesures prises réduisent la probabilité à une valeur très basse. Il est difficile de donner un chiffre exact»...
Toujours la même confusion: que la probabilité soit faible n'empêche pas un accident de se produire.
Quant à la conclusion:
... «L'énergie nucléaire est sans doute une des industries les moins polluantes et les plus sûres; alors on peut se poser la question: pourquoi toutes ces campagnes contre le nucléaire?...»
Déjà en 1976, nos officiels se demandaient pourquoi les campagnes contre le nucléaire? D'une part ce n'était pas des campagnes contre le nucléaire, mais contre tous les excès dûs au fait qu'il y a trop de réacteurs, que des incidents à répétition se produisent. Il a toujours été impossible de dialoguer: en 1976 comme en 1987.
EXTRAITS RGN N°3 ET N°2 1987
Cycle de combustible de Phénix (page 257)
4. Quantités mises en jeu
4.1. Matière immobilisée (fig. 2)
Cent dix assemblages combustibles sont en permanence dans le cœur et représentent une tonne de plutonium. La masse de plutonium immobilisée dans l'ensemble du cycle a commencé par croître jusqu'aux alentours de 3,5 tonnes au début des années 80, s'est stabilisée pendant les cinq années qu'a fonctionné le retraitement. Elle a recommencé à croître lors de l'arrêt de l'installation du SAP pour raccordement à la nouvelle installation TOR.
Si aucune opération de retraitement n'avait eu lieu, la masse de plutonium immobilisée dans le cycle de Phénix aurait atteint 7 tonnes.
4.2. Consommation et production (fig. 3)
En une année moyenne (facteur de charge 75%), Phénix produit 152.000 MWj (thermique), ce qui suppose la fission de 152 kg de plutonium.
Toutefois, le taux de régénération étant supérieur à 1, il se produit plus de plutonium qu'il ne s'en détruit (fig. 4).
Le taux de régénération de 1,16 a été mesuré grâce à des expériences effectuées au démarrage et confirmé par des bilans effectués à l'occasion du retraitement.
Evolution de la masse du Pu total
immobilisée dans le cycle
1-1-79 2.982 kg
1-1-80 3.231 kg
1-1-81 3.252 kg
1-1-82 3.460 kg
1-1-83 3.405 kg
1-1-84 3.623 kg
1-1-85 3.697 kg
1-1-86 4.189 kg
Fonctionnement de PHENIX Facteur de charge prévu en année normale: 75%, soit 3 cycles de 90 JEPP
1 JEPP produit: 563 MWj
Production annuelle: 152.000 MWj
1 MWj consomme 1g de Pu total, soit 152 kG de Pu total par an
* Souligné par la Gazette Nucléaire
4.3. Flux de matière à travers le cycle
Le flux de matière qui circule dans le cycle dépend de la fréquence de renouvellement des assemblages combustibles du cœur. Cette fréquence est d'autant moins élevée que le taux de combustion maximum admissible est plus grand.
Une amélioration sensible a été apportée au cours des années ainsi que l'indique le tableau suivant qui donne les principales étapes:
Taux de combustion maximum admissible Consommation annuelle d'assemblages Flux de plutonium dans le cycle
1ère étape: 1974 50.000 MWj/t plus de 80 760 kg/an
2ème étape: 1976 75.000 MWj/t 56 500 kg/an
Actuellement 100.000 MW/t 42 380 kg/an
Bilan Pu en kg pour une année moyenne
(75% de facteur de charge)
Brûlé Fabriqué
(à partir de U238)
Couverture axiale intérieure 152 86
Couverture axiale supérieure
Couverture radiale 5
Bilan du retraitement du combustible Phénix
EN ASSEMBLAGES 374 assemblages combustibles ont été retraités:
192 à la Hague:
4 à AT1 (entre 1975 et 1979)
188 à UP2 (à partir de 1979)
182 à Marcoule:
46 assemblages à l'uranium enrichi (en 1977 et 1978)
136 (à partir de 1979)
Les premiers assemblages fabriqués à partir du plutonium provenant de ce retraitement sont entrés dans le réacteur à partir de janvier 1980, leur déchargement à commencé en avril 1982. EN MASSE DE METAL
Pu total
U + Pu
18.891 kg
soit 21,7 tonnes d'oxyde
Le cycle du combustible de Phénix a pu être fermé grâce à la collaboration de nombreux partenaires: le fabricant qui a fabriqué à Cadarache près de 700 assemblages d'une grande qualité et dont la durée de vie a pu être augmentée progressivement; l'exploitant qui a assuré la cuisson de ces assemblages dans le cœur, en a surveillé l'évolution avec l'irradiation; les retraiteurs, qu'ils soient du Département de Génie Radioactif à Marcoule ou de COGEMA à La Hague et Marcoule, qui ont perfectionné leurs méthodes; enfin grâce aussi à l'orchestration parfois difficile d'un ballet de ces assemblages combustibles entre les différentes étapes, orchestration nécessaire pour éviter les à-coup, les stockages inutiles comme les pénuries toujours possibles.
Le diagramme de la figure 5 montre de façon concrète l'évolution du nombre d'assemblages traversant les différentes phases du cycle.
L'expérience qui a ainsi été réalisée en vraie grandeur - et pour la première fois au monde - a été riche en enseignements. Elle doit se poursuivre avec la mise en route prochaine de TOR.
3. EXTRAIT RGN N° 2 pages 172 et 173
4. Leçons tirées de la première année de fonctionnement
L'inertie thermique de la chaudière semble bien être une caractéristique essentielle de cette centrale. A faible puissance en particulier, lors des démarrages, la grande quantité de sodium des circuits primaire et secondaire constitue une sorte de matelas thermique, occultant pour le réacteur les transitoires de la partie eau-vapeur. On a ainsi pu, à l'occasion de déclenchements de groupe turbo-alternateur, relancer la turbine aussitôt, recoupler et reprendre une charge de 150 MW sans aucune conséquence pour le réacteur, le tout en un quart d'heure environ. Cette sorte de découplage thermique partiel du réacteur par rapport à la partie productrice d'électricité peut être considérée comme intéressante également du point de vue de la sûreté, même si son efficacité reste à confirmer après quelque temps de fonctionnement au régime nominal.
La stabilité du réacteur à faible et moyenne puissance permet un pilotage aisé, du fait des contre-réactions négatives de température, en particulier. Cette caractéristique jointe à la précédente explique que les opérateurs, en période de démarrage, peuvent être relativement confiants en ce qui concerne la conduite du réacteur. Il reste à apprécier, par contre, la commodité de pilotage du réacteur près de la puissance nominale, lorsque les effets spatiaux de couplage entre différentes régions du cœur, qui est très plat, feront sentir leurs effets.
Le sodium a posé certains problèmes d'exploitation au niveau de quelques points froids de traversée de dalle du réacteur (cf. paragraphe 2.2.) et pour le fonctionnement des systèmes «Visus» de détection d'objets sous sodium lors des manutentions. En ce qui concerne ces systèmes, la propagation des ondes ultrasonores dans le sodium après l'arrêt du réacteur ne peut se faire correctement, semble-t-il, qu'après dégazage des micro-bulles d'argon provoquées sans doute par la chute de sodium du déversoir. Ces problèmes d'exploitation restent cependant mineurs et les difficultés liées au sodium peuvent être plus lourdes en régime d'incident. La récente fuite de sodium du barillet met en évidence ce type de difficulté.
La salle de commande principale et les moyens de conduite n'ont pas posé de problème de fond particulier. L'utilisation importante de moyens de contrôle informatisés semble satisfaire les utilisateurs. Les schémas synoptiques affichés sur les tableaux, largement utilisés, sont des moyens précieux de synthèse. La technologie particulière utilisée pour les commandes, du fait du choix de matériel standard allemand, n'a pas donné lieu à des difficultés d'adaptation du personnel. Seul le grand nombre de commandes diverses peut être considéré comme une difficulté pour l'exploitation, encore qu'il reste à apprécier, en marche stable, le fait que seules les commandes principales sont alors utilisées.
De même, la conception de la salle de commande de la manutention de combustible a permis d'effectuer une série de manœuvres dans de bonnes conditions (cf. 2.2.).
Des moyens informatiques de gestion ont été utilisés très tôt pour les consignations de matériels et le contrôle de leur maintenance. Le personnel et les méthodes d'organisation nécessaires ont été définis au fur et à mesure, l'effectif actuellement prévu se situant à un peu plus de 500 personnes.
En ce qui concerne la radioprotection, cette première année d'exploitation confirme l'absence, en fonctionnement normal, de tout problème d'irradiation ou de contamination du personnel, comme l'expérience de Phénix l'a déjà montré. Les seules doses mesurées sur les films portés par le personnel sont celles du bruit de fond lié aux méthodes de traitement des films dosimétriques.
5. L'incident de la cuve du barillet
5.1. Description sommaire de l'installation
Le barillet de stockage du combustible permet le stockage en sodium à 180°C des assemblages combustibles avant et après leur passage dans le réacteur. La figure 1 montre la situation du barillet et sa liaison fonctionnelle avec le réacteur. Le barillet est composé de deux cuves concentriques de 9,5 m de diamètre et de 13 m de hauteur (acier 15 D3). L'espace intercuve est de l'ordre de 10 cm.
A l'intérieur sont disposés le manège de supportage des éléments combustibles et les circuits nécessaires à l'évacuation de la puissance résiduelle. L'ensemble est situé dans un puits en béton armé avec un jeu réduit ne permettant pas l'accès, excepté pour le fond de cuve (fig. 2).
Fig. 2 - Le barillet de stockage.
5.2. L'incident
Dans le courant du mois de mars 1987 les alarmes reliées aux quatre dispositifs de détection installés dans l'espace intercuves se sont successivement déclenchées, annonçant de ce fait la présence de sodium. Un bilan des masses et niveaux de sodium confirmait cette hypothèse.
Ce sodium, outre qu'il n'est pas radioactif, ne peut pas brûler car la zone de rétention est remplie d'azote. La sûreté du réacteur n'étant pas concernée par cet incident, la production d'énergie n'a pas été interrompue.
Actuellement à l'intérieur du barillet, il y a environ 300 faux assemblages (maquettes en acier utilisées pendant les essais) et une dizaine d'assemblages combustibles dont certains ont été utilisés au cours des essais neutroniques: leur puissance résiduelle est très faible (moins de 100W pour le plus irradié).
5.3. Les investigations
Les premières recherches ont été orientées vers les points singuliers de la cuve constitués par:
- la traversée de deux tuyauteries en partie haute de la cuve;
- le raccordement du «bec de cafetière» à la cuve.
Les examens par endoscope et caméra de télévision de ces points n'ont pas révélé de défauts dans ces zones. D'autre part, par actions sur les niveaux de sodium dans la cuve et les pressions gaz dans la cuve de l'intercuve, on a pu localiser la fuite dans la partie basse de la cuve.
L'opacité du sodium et son confinement en gaz neutre rendent très malaisée la localisation précise du défaut; l'intervention pour réparation passe par une série d'opérations préalables (vidange totale des capacités; conservation des surfaces pouvant être sensibles à la corrosion caustique...).
Quels enseignements peut-on tirer de cette première année de fonctionnement de Creys-Malville?
- La fuite de sodium du barillet constitue le problème notable spécifique à l'emploi du sodium et donc à la filière. La réparation sera vraisemblablement longue et coûteuse mais apportera des enseignements primordiaux dans le domaine des interventions sur les composants contenant du sodium. La sûreté n'a jamais été affectée par cet incident.
- D'une manière plus générale touchant au procédé de la filière rapide, le programme des essais qui se sont déroulés a permis de vérifier les valeurs et un comportement conformes aux calculs et prévisions.
- Le plus grand nombre d'actionneurs de Creys-Malville, par rapport à ce que l'on trouve dans des tranches REP de puissance analogue, entraîne une probabilité de défauts et de mises au point plus grande, et l'on ressent alors tout le poids de la mise au point d'une installation prototype et tout l'intérêt du développement d'un palier de plusieurs tranches.
- Le personnel de conduite a assez vite «pris en main» cette centrale et en a apprécié la stabilité.
Peut-on alors dès maintenant faire un bilan technique?
La remise en état du barillet et une exploitation de durée significative à puissance nominale restent les éléments déterminants pour conclure.
C. SUPERPHÉNIX 1 et 2
(pages 274 et 275 RGN N° 3)
4.4. Le bloc réacteur (fig. 2)
Les évolutions principales par rapport à SPX 1 concernent les points suivants:
- le dôme a été supprimé, ce qui est autorisé par l'élimination de l'accident de fusion du cœur, en tant qu'accident de dimensionnement;
- la fermeture supérieure est pendue, refroidie à l'air et n'est pas calorifugée sur sa face inférieure, ce qui conduit à une température de dalle supérieure à celle de SPX 1 (dalle tiède);
- la cuve de sécurité est ancrée au béton du puits de cuve; elle est calorifugée sur sa face interne et refroidie par des circuits d'eau noyés dans le béton. Entre la peau métallique et ces circuits d'eau se trouve une couche de béton inerte au sodium;
- la cuve interne est à redan simple;
- le sommier est de conception soudée et non plus boulonnée;
- le stockage du combustible irradié est intégré dans le bloc réacteur.
Des gains en masse importants ont été réalisés sur les principaux composants. Ainsi, la masse de la cuve principale (dont le diamètre a été réduit de 21 m à 20 m, bien que la puissance du réacteur ait augmenté de 20%) a-telle été réduite de près de 40% par rapport à SPX 1.
4.5. Les circuits intermédiaires
La conception retenue est celle de la boucle «Regain», avec pompe intermédiaire localisée en partie basse. Le volume d'expansion limitant les effets éventuels d'une réaction sodium-eau importante se trouve maintenant dans le corps central du générateur de vapeur. La longueur des boucles a été réduite d'environ 25% par rapport à SPX 1. De plus, le nombre de dispositifs autobloquants (DAB) destinés à assurer la tenue des boucles sous chargements dynamiques (séismes et réaction sodium-eau) a pu être réduit de manière importante.
4.6. Les composants principaux
Diverses améliorations techniques (critère de cavitation, pression du gaz de couverture) ont permis d'augmenter la vitesse de rotation des pompes primaires d'environ 50%. La masse des pompes, hors système d'entraînement, a pu être ainsi réduite de 45% malgré l'augmentation des performances.
Pompes intermédiaires
Le concept Regain a permis de supprimer le réservoir d'expansion des pompes et d'augmenter leur vitesse de 75%. Il en est résulté un gain en masse d'environ 65% par rapport à l'ensemble pompe et réservoir d'expansion de SPX 1.
6. Synthèse des résultats obtenus
Les bilans comparatifs des masses d'acier mises en œuvre pour les matériels principaux des chaudières SPX 1 et SPX 2 font apparaître une réduction d'environ 40% de la masse par MWe installé. Ceci est illustré dans le tableau II.
Fig. 2 - Superphénix 1 et 2: comparaison des blocs réacteurs
Fig. 6 - Superphénix 1 et 2: comparaison des systèmes de manutention du combustible NDLR: Comme on peut le constater, SPX2 n'a pas de dôme et en plus la machine de transfert n'utilise plus le fameux barillet fuyard de SPX 1. Ceci explique pourquoi SPX 2 coûte moins cher et pourquoi on essaie de nous persuader que SPX l peut fonctionner sans barillet. Dommage, c'est vrai seulement sur le papier !
Tableau II - Comparaison SPX 1 / SPX 2
Gains relatifs en masse d'acier par MWe installé
Principaux composants SPX 1 SPX 2
(hors dôme et cuve de sécurité) 1 0,52
Manutention primaire du combustible 1 0,21
Circuits intermédiaires et auxiliaires 1 0,55
Pompes sodium mécaniques 1 0,33
Echangeurs intermédiaires
Générateurs de vapeur 1 0;80
Evacuation de la puissance 1 0,57
Ces gains sont à la fois très importants et significatifs des progrès techniques effectués. Ils doivent être confirmés par une réalisation. Accompagnés de progrès parallèles sur le coût du cycle du combustible, de nouveaux développements envisageables dès à présent permettront de proposer au début du siècle prochain un produit compétitif sur le plan commercial et conservant les grandes options techniques du Projet 1500.
3. Commentaire Gazette
A. Le cycle de Phénix
Si on compare cette publication de 1987 à une de 1984, on s'aperçoit que la progression est faible: le nombre d'assemblages traités passe de 333 à 374 avec une augmentation seulement à la Hague, à UP2 on a traité entre 84 et 87 (41 assemblages). C'est certes une expérience mais inutile de pavoiser, car ce qui manque à l'appel c'est TOR à Marcoule.
Superphénix devra tout faire. C'est d'ailleurs pour cela qu'il n'est encore qu'un prototype.
B. Superphénix 1 et 2
Amusant de constater que, comme toujours, on va de l'avant: on consacre une série d'articles à des élucubrations destinées au futur. On oublie de signaler les vrais problèmes mais on a dans les dossiers les plans d'un beau et grand nouveau surgénérateur moins cher, plus sûr. (Le pied quoi!)
Epluchons un peu ce nouvel oiseau: pas de doute de sûreté parce que l'accident maximal a été déclaré impossible, un nouveau barillet, des nouveaux générateurs de vapeur, etc... On pourra après parler d'expériences: comme on échange la plupart des pièces qui ont posé des problèmes et qu'on ne les teste pas vraiment, on risque d'avoir de nouveaux problèmes avec SPX 2. On en aura un sûrement, ce ne sera pas un surgénérateur puisqu'on ne lui met pas de couverture, par contre il sera écologique (!) disent ses promoteurs car il brûlera le plutonium.
En fait, la filière reste chère et dangereuse et ce n'est pas les «améliorations» de SP X2 qui y changeront quelque chose, bien au contraire.
C. Le barillet
Admirez la sobriété des commentaires, bien sûr c'est un peu gênant mais le réacteur est resté sûr (lisez la Gazette N°82/83 et vous comprendrez combien cette affirmation relève de l'incantation).
Quant à la suite exacte de la fuite, vous la connaissez: erreur de conception et apparition de fissures sur quasiment toutes les petites plate-formes qui supportent le serpentin réchauffeur soit de l'ordre de 80, on est loin de la petite panne. D'ailleurs le remplacement de ce «petit» organe prendra 2 à 3 ans et coûtera un bon milliard probablement.
B. LES REACTEURS A EAU LEGERE 1) Présentation du rapport CEA
Nous vous présenterons un dossier plus complet dans la prochaine Gazette.
Nous exploitons cette fois le rapport du CEA. Sa lecture est assez instructive. Il ya effectivement des études et améliorations en cours. On peut cependant se poser pas mal de questions*: est-ce la meilleure méthode pour améliorer le fonctionnement des réacteurs actuels de s'intéresser aux futurs réacteurs de 1.500 ou plus MWe? Est-ce bon de changer les combustibles? Pourquoi avoir déjà lancé le MOX à St Laurent des Eaux?
Difficile de répondre à ce type de question. Notre approche est, en général, totalement différente de celles du CEA ou d'EDF. Nous pensons qu'il vaut mieux résoudre les problèmes avant de mettre en service une installation nucléaire: d'une part c'est une usine très complexe, d'autre part y faire des réparations sous irradiation la rend encore plus complexe.
Alors pour nous il semble assez évident que l'on se doit de résoudre les problèmes des réacteurs déjà construits et ne pas se mettre à rêver sur les générations futures de réacteurs. Mais bien sûr c'est notre approche.
2) Extraits du rapport CEA 1986
Les réacteurs et la fabrication du combustible:
· LES REACTEURS A EAU SOUS PRESSION:
Les Réacteurs à Eau Sous Pression (REP) constituent l'essentiel du parc électronucléaire français. Au cours de l'armée, cinq nouvelles unités, une de 900 MWe et quatre de 1.300 MWe, ont été couplées au réseau, portant ainsi à 43 (y compris la centrale de Chooz A1) le nombre de tranches de cette filière, ce qui représente une capacité cumulée de plus de 41.500 MWe. La production de ces centrales a permis d'atteindre en France le taux record de près de 70% d'électricité d'origine nucléaire, dans d'excellentes conditions de disponibilité. A la fin de l'année, 14 unités, représentant 17.700 MWe, sont en cours de construction: 2 de 1.400 MWe, 11 de 1.300 MWe et 1 de 900 MWe.
Compte tenu du nombre important de centrales, les objectifs essentiels du programme électronucléaire français visent à optimiser le fonctionnement du parc en l'adaptant aux contraintes du réseau, à augmenter les performances du combustible, à qualifier de nouveaux composants et à développer des innovations pour les réacteurs actuels et futurs dans le but d'obtenir une meilleure économie. Dans ce cadre, la contribution des activités de R & D menées au CEA, en liaison avec les partenaires EDF et Framatome, porte sur les composants, le système, le combustible ainsi que sur les innovations.
Qualification des nouveaux composants:
- Le programme de R & D, lié à la conception des chaudières, est engagé en coopération avec Framatome; il concerne essentiellement la qualification des nouveaux composants du futur palier N4 (1.450 MWe), ceux du générateur de vapeur en particulier.
- L'installation de 25 MW de Megève, destinée à étudier le comportement des générateurs de vapeur, réalisée conjointement par Framatome et le CEA, a été inaugurée à Cadarache, en avril; deux campagnes d'essais sur une maquette de générateur de vapeur du palier N4 ont permis d'évaluer les gains apportés par les modifications de conception, tels le pas triangulaire et l'économiseur.
- Le CEA a lancé, en liaison avec EDF et Framatome, un programme international, Clotaire, sur les essais de générateurs de vapeur et la simulation de leur fonctionnement avec du fréon; il rassemble des partenaires américains, canadiens et japonais. Son objectif: créer une base et qualifier les codes de calcul tridimensionnels de la thermohydraulique de ces générateurs; les essais se feront sur la boucle Cyclope, la définition de l'instrumentation résultant des expériences menées sur la boucle Minnie. Les trois partenaires français coopèrent également sur l'interprétation des essais et le CEA développe un code de calcul tridimensionnel (système Trio), visant à améliorer les conditions thermohydrauliques locales dans un générateur en fonctionnement normal, code qui sera qualifié sur les résultats du programme Clotaire.
A l'IRDI, l'étude des phénomènes de corrosion des générateurs de vapeur est un axe de recherche important destiné à éviter leurs indisponibilités. Elle porte plus spécifiquement sur la fissuration sous contrainte des tubes en Inconel 600, la corrosion intergranulaire de cet alliage (boucle Ajax), les mécanismes de concentration dans les crevasses de pied de tube (boucle Clarinette), l'alliage 690, choisi pour les générateurs de vapeur récemment fabriqués et, enfin, sur l'influence de diverses espèces contaminantes sur la corrosion des matériaux de ces générateurs (boucle Orion), tant côté primaire que secondaire. En matière de vibration des tubes, des résultats intéressants ont été obtenus avec l'installation diphasique eau-air Diva, pour mesurer directement les forces fluctuantes exercées sur les tubes soumis à un écoulement diphasique.
Dans le domaine des études de système liées à la sûreté, l'installation Bethsy, inaugurée à Grenoble en juin, permet d'étudier les phénomènes thermohydrauliques en phase accidentelle.
Pour accroître la souplesse de fonctionnement des réacteurs, le CEA contribue au projet Garance, lancé par EDF, sur l'amélioration des systèmes de protection, de régulation et d'aide à l'opérateur. (code tridimensionnel Ritme, système de régulation Sirocco et système de surveillance et d'aide à la conduite testé sur le simulateur Salamandre.)
* NDLR: Et un article du Monde (22.01.88) nous donne raison: des essais sans autorisation ont eu lieu à Paluel. Explication "on a déjà fait des tests du même genre sur des réacteurs sans avoir de problèmes". Mais ces explications embarrassées n'ont pas convaincu les autorités de sûreté. La Gazette vous disait, la France est jalouse: elle veut son accident!!
Performances du combustible:
- Pour accroître les performances du combustible, l'augmentation des taux de combustion représente un objectif essentiel, tant en ce qui concerne le combustible Afa que le futur combustible X1.
- Pour répondre aux besoins d'EDF, Framatome et le CEA ont engagé un vaste programme d'études dont l'objectif est d'atteindre des taux de combustion moyens de 60.000 MWj/t, tout en gardant au réacteur sa souplesse de fonctionnement et une fiabilité accrue; or, l'augmentation des performances du crayon est limitée principalement par la corrosion externe de la gaine, due au temps de séjour accru dans le réacteur. Le programme de R & D sur les matériaux de gainage, s'est élargi à un troisième partenaire en 1985, suite à l'accord CEA-Fragema-Zircotube sur la conception et la fabrication des tubes en alliage de zirconium pour REP, qui vise à développer et caractériser ces alliages, et notamment à améliorer leur résistance à la corrosion dans l'eau du circuit primaire. Pour réaliser ces nouveaux produits de gainage qui seront ensuite expérimentés hors pile et en pile, le CEA a mis en place un laboratoire d'élaboration et de caractérisation de combustible REP: Méga 9 qui a été équipé d'un laminoir pour tubes et d'une démandrineuse.
- L'assemblage X1 comportera également de nombreuses innovations de structure pouvant intégrer des particularités technologiques de conception CEA; ainsi, Framatome a manifesté son intérêt pour certaines innovations du CEA, notamment les grilles coulissantes, incorporées dans quatre assemblages combustibles en cours d'irradiation dans le réacteur Bugey 4; un de ces assemblages, irradié pendant trois cycles, a ensuite été soumis, dans le cellule Célimène à Saclay, à des examens non destructifs qui ont mis en évidence son excellent comportement et en particulier l'absence de courbure des crayons et la facilité de démantèlement.
- En ce qui concerne les innovations pour les réacteurs futurs, elles sont destinées essentiellement à accroître l'économie de la filière, notamment par une meilleure utilisation de la matière fissile; ainsi, les études et essais sur le combustible ont permis entre autres:
· d'évaluer la tenue mécanique sous écoulements des crayons fertiles.
· de déterminer les paramètres de refroidissement du crayon, en particulier en fin de cycle.
· d'optimiser les grilles sur des maquettes de 9 x 9 crayons dans des essais hydrauliques.
Des essais thermohydrauliques ont également été réalisés en fréon.
D'autre part, les études de conception faites au CEA ont abouti au dessin d'une grille d'espacement applicable, tant au réseau hexagonal qu'au réseau carré.
Durant l'année 1986, le CEA a construit, à Cadarache, la boucle Hermès tiède (200°C et 20 bars) afin de réaliser des essais hydrauliques pour la mise au point et la qualification des composants et des assemblages.
- Toujours dans le domaine du combustible, la décision prise par EDF de recycler le plutonium dans les réacteurs à eau sous pression va permettre d'utiliser le plutonium issu du retraitement en introduisant progressivement, dans ces réacteurs, du combustible Mox composé d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium. Le programme de R& D sur ce combustible se développe en collaboration avec les partenaires, selon deux directions:
· la vérification du bon comportement de l'oxyde mixte par rapport à l'oxyde d'uranium, par des irradiations analytiques en réacteur expérimental, préparées en 1986: expériences Grimox sur l'évolution thermique et le relâchement des gaz de fission de l'oxyde mixte sous irradiation, Edith Mox sur le relâchement des produits de fission par un crayon défectueux. Pour la réalisation des crayons et des assemblages nécessaires, le CEA a installé une ligne de fabrication de combustibles expérimentaux, au Lefca (Laboratoire d'Etudes et de Fabrication des Combustibles Avancés), à Cadarache.
· la mise en place des futurs moyens industriels français de fabrication: l'installation et la réception en cellule des équipements nécessaires au pastillage, au gainage et au contrôle de la ligne REP 2 (fabrication du combustible Mox) ont été réalisées au Complexe de Fabrication de Cadarache en 1986.
En outre, le CEA apporte son soutien à la constitution des dossiers de l'usine Mélox de Cogema: ainsi, le rapport Préliminaire de Sûreté a été terminé cette année et l'Avant-Projet Détaillé est en préparation.
Dans le cadre de recherches à plus long terme, le CEA contribue à l'étude d'innovations susceptibles d'être adaptées aux réacteurs actuels ou intégrées dans de futurs paliers, comme le projet EDF, REP 2000. Dans le domaine des études de cœurs notamment, les équipes de Cadarache expérimentent une maquette critique Erasme dans le réacteur Eole, pour mesurer les paramètres neutroniques de cœurs au plutonium. Par ailleurs, deux autres expériences (Icare dans Mélusine et Morgane dans Minerve), destinées à qualifier les calculs neutroniques et liées à l'évolution du combustible, ont été engagées cette année. D'autres thèmes innovants sont aussi en cours d'étude comme les cœurs à taux de combustion élevés, les cœurs à réseaux serrés chargés en plutonium, l'assemblage combustible hexagonal, la suppression du bore soluble pour la conduite ou la mise au point d'une cuve longue.
Toujours en neutronique, une nouvelle bibliothèque multigroupe de sections efficaces, CEA 86, utilisable avec le code de calcul REP Apollo 1 puis avec le nouveau code Apollo 2, a été créée; elle intègre les travaux récents portant sur l'évolution des données différentielles et les résultats des expériences de neutronique, réalisés notamment à Eole et Minerve.
LES RÉACTEURS URANIUM NATUREL-GRAPHITE-GAZ:
Il ne reste plus que 4 réacteurs UNGG en fonctionnement sur le territoire français représentant une puissance installée de 1.740 MWe nets.
Le CEA assure sur ces réacteurs une assistance technique auprès des exploitants, dans le cadre d'une convention signée avec EDF et dont l'application conduit à une augmentation des contrats d'études entièrement financées par EDF. Au sein du Groupe, l'IRDI assure le rôle d'experts vis-à-vis de Cogema en ce qui concerne le combustible.
Paris, le 18 mai 1987
3. NOTE DE PRESENTATION D'INCIDENTS SIGNIFICATIFS RECENTS DANS LES CENTRALES A EAU SOUS PRESSION
Réf. : SIN Paris n° 1218/87
Note remise au conseil supérieur
de la sûreté et de l'information nucléaire
le 20 mai 1987.
3.1. Centrale des Ardennes (Chooz A)
L'acier de la cuve des réacteurs est soumis au flux des neutrons de la réaction nucléaire et voit ainsi ses caractéristiques mécaniques évoluer dans le temps.
Pour suivre ce phénomène, des éprouvettes de métal représentatives du métal de la cuve sont placées à proximité immédiate du cœur et expertisées périodiquement. Elles sont l'image anticipée des dégradations subies par la cuve car elles sont soumises à des irradiations plus importantes.
Le service central de sûreté des installations nucléaires a été avisé par l'exploitant de résultats laissant entrevoir une dégradation plus rapide que prévu des caractéristiques de la cuve du réacteur de la centrale de Chooz A.
La tranche est actuellement à l'arrêt normal pour rechargement depuis le 24 avril 1987. L'instruction en cours permettra de se prononcer sur les conditions de redémarrage de la tranche.
La cuve de ce réacteur, mis en service en 1967, n'est pas représentative du comportement des cuves des réacteurs de 900 et 1.300 MWe que les conditions de fonctionnement de ces réacteurs rendent moins sensibles à ce type de phénomène*.
3.2. Centrale de Fessenheim
A la fin de l'arrêt annuel pour renouvellement du combustible, en septembre 1986, l'interprétation des résultats des contrôles effectués sur les tubes de générateur de vapeur de la tranche 1 a mis en évidence des défauts, observés pour la première fois en France, au niveau de la première plaque entretoise au-dessus de la plaque tubulaire.
Dès ce moment-là, les tubes les plus affectés ont été bouchés, mais pour mieux connaître l'origine du phénomène et prévoir son évolution, il était nécessaire de procéder à l'extraction de certains tubes concernés par l'anomalie et donc de pouvoir les extraire. Un arrêt de la tranche a donc été programmé en novembre 1986: trois tubes ont été extraits et les résultats des expertises ont notamment confirmé qu'il s'agissait de défauts déjà observés aux Etats-Unis et au Japon. En outre des contrôles complémentaires ont été effectués et quelques tubes bouchés préventivement.
Le 19 avril 1987 dans la nuit, la tranche 2 était en cours de baisse de puissance pour les besoins du réseau. Rappelons que lorsque la puissance baisse, la pression de vapeur dans le circuit secondaire augmente. Lorsque la puissance a atteint environ 50% de la puissance nominale, une des soupapes de protection du générateur de vapeur n°2 s'est entrouverte et ne s'est pas refermée automatiquement; une intervention sur le dispositif d'assistance de la soupape a été nécessaire pour obtenir sa refermeture. Les investigations effectuées ont montré que c'était une défaillance de ce dispositif d'assistance qui était à l'origine de l'incident: un raccord mal serré sur l'alimentation en air a provoqué la perte de l'assistance à la fermeture de la soupape.
Lorsque le réacteur a été ramené en état d'arrêt à froid, la soupape elle-même a été démontée et expertisée: cet examen n'a révélé aucune anomalie et la soupape a été remise en place. Son tarage a été vérifié, selon les procédures habituelles, au cours du démarrage de la tranche lorsque les conditions de pression dans le circuit secondaire ont été atteintes. En outre, une expertise complète des dispositifs d'assistance des deux autres soupapes du générateur de vapeur n°2 a été effectuée ainsi qu'un contrôle de serrage sur les dispositifs d'assistance des soupapes des deux autres générateurs de vapeur de la tranche. Les mêmes contrôles doivent être effectués à bref délai sur la tranche 1.
3.3. Tricastin 4
Le vendredi 20 février 1987, une fissure a été décelée à l'amont d'une soupape située sur le circuit d'injection de sécurité (ce circuit, destiné à envoyer notamment de l'acide borique très concentré, permet, en cas de besoin, d'étouffer toute réaction nucléaire à l'intérieur du cœur). Alors que les spécifications techniques demandaient la mise à l'arrêt de la tranche, une réparation provisoire a été réalisée tranche en puissance (déplacement de la soupape du circuit, bouchage de la tuyauterie fissurée). Une visite de surveillance effectuée le 12 mars par des inspecteurs des installations nucléaires de base a permis de constater, d'une part le non respect de la spécification technique applicable, d'autre part l'absence de garanties démontrées sur l'efficacité de la réparation effectuée. Des essais a postériori ayant montré une bonne tenue de la réparation provisoire, le risque encouru a donc été minime. Cependant, les manquements relevés ont été considérés comme regrettables par les autorités de sûreté.
A la demande du ministère de l'industrie, des P & T et du tourisme, une enquête a été réalisée par Electricité de France afin de tirer les enseignements de cet incident et d'empêcher le renouvellement de telles situations.
*NDLR: mais tout de même ça pose quelques problèmes pour les REP plus jeunes.
3.4. Dampierre 1 - contrôle des tubes des générateurs de vapeur
Les tubes des générateurs de vapeur de Dampierre 1 semblent particulièrement sensibles aux phénomènes de corrosion, sans qu'il soit aujourd'hui possible d'en déterminer les raisons, probablement liées à des phénomènes chimiques.
Ceci se traduit notamment par la présence d'un réseau de petites fissures en peau interne des tubes au niveau des zones de transition de dudgeonnage. Ce réseau, réparti en tâches, semble affecter l'ensemble des tubes des trois générateurs de vapeur.
Lors de l'arrêt de tranche de 1986, il a été procédé à des extractions de tubes afin de connaître la profondeur d'affectation des tubes. Cette profondeur ne remettant pas en cause la sûreté du fonctionnement de la tranche, celle-ci a donc été autorisée à fonctionner pour le cycle suivant sous réserve que le débit de fuite n'excède pas quelques litres par heure (contre 72 l/h pour une tranche non affectée) et ne fasse l'objet d'aucune variation rapide.
Electricité de France, dans le but de ralentir la propagation du phénomène, a fait procéder, au cours du mois d'octobre 1986, au microbillage des tubes de la tranche.
Cette situation sera réexaminée au vu des contrôles effectués lors du prochain arrêt, et des études complémentaires présentées par l'exploitant.
Par ailleurs, Electricité de France, en collaboration avec le constructeur Framatome, étudie la possibilité d'effectuer dans un avenir proche le remplacement de générateurs de vapeur particulièrement affectés.
3.5. Belleville 1
La première tranche de la centrale nucléaire de Belleville est en cours de démarrage. L'autorisation d'introduire et de stocker, dans le périmètre de l'installation nucléaire de base, les assemblages combustibles constituant la première charge du réacteur a été délivrée le 21 novembre 1986. Les essais de démarrage pourraient conduite à un premier chargement du réacteur au début du mois de juin dans la mesure où l'analyse des résultats de l'épreuve de l'enceinte de confinement le permettrait.
En effet l'épreuve d'étanchéite relative de l'enceinte de confinement à la pression relative de 4,2 bars a été réalisée les 8 et 9 décembre 1986. Electricité de France a alors informé le chef du service central de sûreté des installations nucléaires que les premières interprétations conduisaient à un taux de fuite sensiblement supérieur à ceux précédemment constatés sur les tranches similaires. Pour parfaire l'étanchéité, Electricité de France a effectué un revêtement en résine en certains endroits du parement externe de l'enceinte interne (les centrales de 1.300 MWe sont équipées d'une enceinte double).
Après ces travaux, une nouvelle épreuve de l'enceinte de confinement a été effectuée et le taux de fuite n'a pas été sensiblement modifié selon les premiers résultats en cours de dépouillement. L'analyse de ce problème technique se poursuit tant du côté d'Electricité de France, dont les propositions sont attendues, que du côté des organismes de sûreté.
suite: DERNIERES NOUVELLES EN DIRECT DE MOL:
L'affaire «TRANSNUKLEAR»
(transmis aux membres du CSSIN le 19-01-88)
Objet: transport illégal de déchets radioactifs entre la RFA et la Belgique
1. Historique de l'affaire TRANSNUKLEAR (TN)
· 8 avril 1987: 7 personnes sont suspendues de leurs fonctions (2 NUKEM, 3 TN, 2 centrales de BIBLIS)
· 10 décembre 1987: 3 personnes de TN sont arrêtées. Elles auraient touché 60 millions de francs français de pots de vin pour faire transporter illégalement des déchets radioactifs entre la RFA et la Belgique.
· 15 décembre 1987: Suicide en prison d'une des 3 personnes de TN (l'ancien chef du département «déchets radioactifs» ).
· 17 décembre 1987: Retrait de la licence de transport à TRANSNUKLEAR.
· 14 janvier 1988: Retrait de la licence de NUKEM concernant la manipulation de matières fissiles.
On a découvert sur le site de plusieurs centrales allemandes des conteneurs (dont le nombre varie de 300 à 1.500 selon les sources) prévus pour des déchets faiblement radioactifs (capacité 200 litres) dans lesquels a été constatée la présence anormale de plutonium et de cobalt radioactif, provenant du CEN de MOL. Ces déchets ne correspondent en aucune façon à ce qui aurait dû être normalement retourné de Belgique.
Cette découverte s'ajoute à celle faite les mois précédents en Belgique: des déchets hautement radioactifs auraient été acheminés de la RFA au centre de MOL entre 1982 et 1984, où ils auraient été partiellement entreposés, contrairement à tous les contrats passés qui ne concernaient que des déchets faiblement radioactifs.
Depuis le début des investigations, une quarantaine d'employés de compagnies d'électricité a été renvoyée et une cinquantaine est sur la sellette.
La mesure de suspension NUKEM semble être intervenue alors que l'enquête judiciaire mettait en évidence que ses directeurs auraient couvert par leur silence, depuis plus de 6 mois, des malversations dont ils auraient eu connaissance.
II. La société TRANSNUKLEAR
La société TRANSNUKLEAR (TN) est une société allemande spécialisée dans le transport des matières radioactives (combustibles nucléaires neufs ou irradiés, déchets).
Son capital est détenu par NUKEM (66%) et TRANSNUCLEAIRE (33%)*.
Le capital de NUKEM est réparti principalement entre la Compagnie d'Electricité RWE (45%) et DEGUSSA (35%).
* Note de la Gazette (souligné par nous): on vous le disait, nos firmes bien françaises ont des liens au moins financiers!
Créée il y a une dizaine d'années, son siège est à HANAU et ses activités sont axées sur le combustible nucléaire par le biais de diverses participations: ALKEM, RBU, HOBEG, URENCO, TRANSNUKLEAR et TRANSNUCLEAIRE (24%)*.
TRANSNUCLEAIRE est une société française dont les actionnaires sont COGEMA (24%), PECHINEY (26%), OPFI-PARIBAS (25%), NUKEM (24%).
III. Répercussion en RFA
La société TRANSNUKLEAR détient 80% du marché allemand du transport de matières nucléaires.
Si la licence de transport n'est pas restituée à TN cela est susceptible de créer à terme des difficultés aux compagnies d'électricité allemandes.
L'interdiction de transport a d'ores et déjà entraîné de sérieuses perturbations: l'usine pilote de retraitement WAK de Karlsruhe a dû être arrêtée, TN étant en effet la seule entreprise à disposer d'un véhicule pour le transport du plutonium.
Sur le plan médiatique et politique «l'affaire» a eu un retentissement important immédiat, et a relancé le débat nucléaire alors que l'«effet Tchernobyl» commençait à s'estomper.
La Commission de l'Environnement du Bundestag s'est réunie plusieurs fois en session extraordinaire pour examiner les responsabilités administratives dans les transports irréguliers de déchets.
M. Toepfer, Ministre fédéral de l'Environnement, a participé à plusieurs débats télévisés sur le sujet au cours desquels il a annoncé qu'il était nécessaire de réviser tout le système de contrôle de la sûreté, dont les responsabilités sont actuellement confiées essentiellement aux Lander.
IV. Répercussion en Belgique
Dans ce pays également, la presse a donné un certain retentissement à cette affaire. En effet, après avoir «accusé les allemands de faire de la Belgique un dépotoir de leurs déchets nucléaires», les belges font maintenant figure d'accusés.
Une enquête est d'ailleurs menée par le Parquet dont les conclusions devraient prochainement être rendues publiques.
Il est probable que le Parlement belge dès son installation soit saisi de cette affaire (demande de création d'une Commission d'enquête).
D'ores et déjà une commission belgo-allemande a été créée pour étudier l'affaire et ses conséquences.
En outre, il faut signaler que la presse allemande fait récemment état d'un éventuel détournement de matières nucléaires (uranium très fortement enrichi ou plutonium) vers le Pakistan et la Lybie.
Ces présomptions de détournement de matières fissiles sont graves car si les faits étaient vérifiés, ils mettraient en cause tous les systèmes de contrôle de sécurité nationaux et internationaux (d'EURATOM et de l'AIEA).
La Commission des Communautés Européennes a déclaré ne pas avoir constaté d'anomalie.
Il convient bien sûr de suivre très attentivement cette affaire.
Sur le plan français, les exploitants nucléaires ont vérifié que leurs contrats pour le transport de matières nucléaires et le conditionnement de déchets n'étaient pas concernés par cette affaire, le volume de contrats passé avec les sociétés incriminées étant en tout état de cause soit inexistant (EDF) soit très faible.
p.30a
3. COMITE STOP-NOGENT
ETUDE RADIOECOLOGIQUE DU SITE
Le Comité Stop-Nogent entreprend une étude radioécologique des environs de la centrale de Nogent sur Seine afin de préciser la situation de référence.
De la variation du zéro après Tchernobyl
Selon la règlementation en vigueur, EDF devait établir l'état de la radioactivité dans la région entourant Nogent sur Seine avant la mise en service de la centrale nucléaire. Cet état de référence, dit «point zéro», constitue un des éléments d'évaluation des conséquences du fonctionnement de la centrale sur l'environnement et la population. L'étude du point zéro doit servir de base au contrôle de l'évolution ultérieure de la contamination radioactive dans les régions touchées par les rejets. En ce domaine, le droit du public à l'information est bizarrement restreint. En effet, pendant l'enquête publique sur l'autorisation de rejets d'effluents radioactifs liquides et gazeux qui s'est déroulée du 16 mars au 16 avril 1987, un dossier contenant les résultats d'un certain nombre de mesures était visible les jours ouvrables dans deux préfectures - Melun et Troyes -, deux sous-préfectures - Nogent et Provins - et 22 mairies.
Mais il n'était pas possible d'en avoir une copie afin d'en faire une étude critique dans des conditions raisonnables. Nous avons pu cependant constater que les mesures portées à la connaissance du public avaient été effectuées par le CEA pour le compte d'EDF entre mai 1981 et décembre 1983, c'est-à-dire avant Tchernobyl. Le mémoire adressé à la Commission d'enquête par le Comité Stop-Nogent, Nature et Progrès, Provins-Ecologie faisait remarquer que ces résultats étaient rendus caducs par les retombées consécutives à la catastrophe de Tchernobyl et qu'en conséquence la mise en route de la centrale de Nogent sur Seine était illégale. A quoi les Commissaires-enquêteurs répondaient qu'EDF avait pris en compte ce problème en faisant effectuer des mesures complémentaires en octobre 86. EDF n'a pas jugé utile d'en informer la population en incluant ces nouvelles mesures dans le dossier soumis à l'enquête publique. L'enquête est ainsi entachée d'une irrégularité flagrante. Le comité Stop-Nogent en a tiré argument dans le recours déposé au Conseil d'Etat demandant l'annulation de l'arrêté ministériel autorisant le rejet d'effluents radioactifs par la centrale de Nogent sur Seine.
p.30b
Nécessité du contrôle du nouveau point zéro
EDF a refusé la communication des mesures d'octobre 86 au Comité Stop-Nogent. Après 3 mois de démarches vaines et devant l'imminence du démarrage de la centrale (qui a effectivement divergé le 12 septembre 1987), le Comité décidait d'organiser une campagne de prélèvement d'échantillons et d'analyses afin que le public puisse disposer d'une base de données sur la situation radioécologique aux environs de Nogent, nécessaire pour suivre l'évolution ultérieure de la contamination. Bien que délicate, cette opération a été entreprise dans de bonnes conditions. Elle bénéficie:
- des conseils du Pr Christian Souchon (qui enseigne l'Ecologie à l'université de Paris VII);
- du savoir-faire de la CRII-Rad (Commission Régionale Indépendante pour l'Information sur la Radioactivité) qui a créé un laboratoire de mesures fiables sur la contamination radioactive;
- de l'aide d'associations et de particuliers domiciliés dans la région.
Une première reconnaissance du terrain et quelques prélèvements ont été effectués entre Provins et Nogent sur Seine le 20 septembre dernier au cours d'une marche de protestation contre la mise en route de la centrale. Depuis cette date, plus de 40 échantillons ont été envoyés à la CRII-Rad pour analyses.
Le Président du Comité Stop-Nogent recevait alors une lettre datée du 28 septembre 87, du Ministère de l'Industrie, l'informant qu'EDF était disposée à communiquer l'état de référence radioécologique de la centrale nucléaire de Nogent sur Seine, document disponible depuis août 1987, donc après la remise des conclusions de la Commission d'enquête, datées du 15 mai 1987. Actuellement, des membres du Comité et le Pr Souchon ont effectivement pu prendre connaissance, dans les locaux d'EDF, des documents constituant le dossier des mesures, tant de 1981-1983 que de 1986. Ce n'est pas pour autant qu'ils ont été rendus publics. Assez curieusement EDF permet à certaines personnes de lire des documents, d'en discuter avec du personnel compétent, de prendre des notes, mais refuse qu'une photocopie sorte de ses locaux. Ceux-ci sont, certes, confortables mais les contraintes de temps et de déplacement sont évidentes. EDF justifie ces restrictions en arguant du fait que le dossier lu par un public ignorant peut être mal interprété. Il est vrai que la France brille par le manque d'éducation de sa population dans ces domaines. Ce ne sont pas les affirmations lénifiantes qui y remédieront. Et que devient dans ces conditions l'exercice de la citoyenneté? EDF se place délibérément en dehors du système démocratique. Un deuxième argument d'EDF est que les documents pourraient contenir la description de procédés que le CEA ne voudrait pas voir divulgués. Une lecture - superficielle il est vrai - ne nous a rien révélé en ce domaine. Et s'il y avait un problème réel de confidentialité (prise de brevet en cours, ou travaux originaux non encore publiés), on ne voit pas sur quels critères EDF pourrait escompter la discrétion de personnes qui ne sont censées être reçues qu'au titre d'opposants déclarés à la centrale de Nogent sur Seine.
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