Source: http://docplayer.fr/326239-Rapport-d-information-sur-la-surete-nucleaire-et-la-radioprotection-du-site-areva-la-hague-edition-2013.html
Timestamp: 2016-12-11 12:27:36+00:00
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⭐Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague. Édition 2013
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1 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Édition Ce rapport est rédigé au titre de l article L du code de lʼenvironnement AREVA / Site de la Hague2 Sommaire > Dispositions pour la sécurité > Conduite du procédé > Surveillance de l environnement 4 Avant-propos 5 Le site AREVA la Hague Préambule Ce document est le rapport annuel requis par l article L du code de lʼenvironnement. Cet article précise : «Tout exploitant d une installation nucléaire de base établit chaque année un rapport qui contient des informations dont la nature est fixée par voie réglementaire concernant : Les dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection ; Les incidents et accidents en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, soumis à obligation de déclaration en application de l article L 591-5, survenus dans le périmètre de l installation, ainsi que les mesures prises pour en limiter le développement et les conséquences sur la santé des personnes et l environnement ; La nature et les résultats des mesures de rejets radioactifs et non radioactifs de l installation dans l environnement ; La nature et la quantité des déchets radioactifs entreposés sur le site de l installation, ainsi que les mesures prises pour en limiter le volume et les effets sur la santé et sur l environnement, en particulier sur les sols et les eaux». Lʼarticle L du code de lʼenvironnement précise quant à lui ; «le rapport mentionné à lʼarticle L est soumis au Comité d hygiène, de sécurité et des conditions de travail de l Installation nucléaire de base, qui peut formuler des recommandations. Ces recommandations sont, le cas échéant, annexées au document aux fins de publication et de transmission. Le rapport est rendu public. Il est transmis à la Commission locale d information ( ) et au Haut comité pour la transparence et l information sur la sécurité nucléaire ( )». 15 Dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection La radioactivité, un phénomène naturel Sécurité nucléaire : protéger la population Sécurité nucléaire : un impératif absolu pour AREVA Le concept de défense en profondeur Des équipes d intervention professionnelles La protection des personnes contre les rayonnements ionisants La gestion des situations d urgence Une réglementation pour des transports sûrs Le développement des compétences 33 Les événements nucléaires au sens de l échelle INES Une industrie sous surveillance Description des événements déclarés pour le site AREVA la Hague en La gestion des rejets des installations du site et la surveillance de l environnement Des rejets réglementés Les rejets gazeux Les rejets liquides Limiter l impact sur l environnement Limiter l impact radiologique sur la population 69 La gestion des déchets radioactifs 75 La maîtrise des autres impacts 81 Les actions en matière de transparence et d information 84 Conclusion 85 Glossaire 89 Recommandations du CHSCT Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 33 Avant-propos Grâce à la complémentarité du nucléaire et des renouvelables, les collaborateurs d AREVA contribuent à bâtir le modèle énergétique de demain : fournir au plus grand nombre une énergie toujours plus sûre avec moins de CO 2. Le site AREVA de la Hague traite les combustibles nucléaires usés pour recycler les matières énergétiques qu ils contiennent. La séparation des déchets ultimes permet de les conditionner sous une forme sûre et pérenne en vue de leur stockage final. Le site est également engagé dans un programme de démantèlement et de réhabilitation des installations nucléaires dont l exploitation est arrêtée. La sûreté nucléaire est un préalable absolu à notre activité et qui s inscrit dans une démarche de progrès continu. Nous capitalisons sur notre expérience et notre savoir-faire pour garantir un développement dans le respect le plus strict des conditions de sûreté et de sécurité. Les trois dernières années illustrent l effort constant du site en ce sens. Les Évaluations complémentaires de sûreté (ECS), réalisées en 2011, suite au retour d expérience de l accident de Fukushima, ont démontré la robustesse des installations nucléaires du site face aux aléas naturels. Suite à ces études, AREVA a défini des compléments à apporter à la prévention et à la gestion de situations de crise face à des aléas extrêmes, au-delà de ceux pris en compte lors du dimensionnement des installations. Ceux-ci intègrent des moyens nouveaux d intervention et de pilotage de ces situations ultimes. Un arrêté paru en 2012 est venu renforcer la réglementation applicable aux Installations nucléaires de base (INB). Un travail important a été réalisé pour traduire cette règlementation dans nos pratiques quotidiennes. Autre illustration de la démarche de progrès continu mené par le site, AREVA la Hague a rejoint en WANO, association mondiale des exploitants nucléaires, qui vise à porter au plus haut niveau les standards en matière de sûreté nucléaire. L année écoulée a également vu se poursuive les études et travaux réalisés dans le cadre des réexamens décennaux de sûreté. > L anse des Moulinets et le site AREVA la Hague en arrière plan. Le site AREVA la Hague Nous avons le devoir de poursuivre ces démarches de progrès et de développer notre exigence en matière de contrôle et de surveillance. Cela passe notamment par le respect et l intensification du suivi de nos engagements vis-à-vis de l Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Ce rapport donne tous les éléments qui vous permettront d apprécier les moyens mis en œuvre pour garantir l absence d impact sanitaire de nos activités. Je suis tout particulièrement attentif à nos échanges avec les acteurs du nucléaire tels que l ASN et les laboratoires indépendants. C est dans cet esprit de dialogue et grâce à la mobilisation permanente des équipes du site AREVA la Hague que nous améliorons chaque jour notre performance en matière de sécurité, de sûreté et de surveillance de l environnement. Bonne lecture à toutes et à tous. Pascal AUBRET Directeur de l établissement AREVA la Hague 4 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 54 Un site au nord du Cotentin... Le site AREVA la Hague est implanté à la pointe nord-ouest de la presqu île du Cotentin, à 20 km environ à l ouest de la Communauté urbaine de Cherbourg-Octeville (près de habitants) et à 6 km de l extrémité du cap de la Hague. Il est situé sur les territoires des communes de Digulleville, Jobourg, Omonville-la-Petite et Herqueville, dans le canton de Beaumont dans le département de la Manche. La pointe nord-ouest de la presqu île du Cotentin constitue un cap rocheux d environ 15 km de longueur et 5 à 6 km de largeur ; son altitude moyenne est d une centaine de mètres, elle décroît en pente douce vers le nord-ouest alors qu elle se termine au sud-ouest par de hautes falaises : c est le plateau de Jobourg. L île anglo-normande d Aurigny, distante de 16 km du cap de la Hague, délimite, avec ce dernier, le bras de mer appelé Raz Blanchard. La mer y est peu profonde (35 m au maximum) et les courants de marée très violents (jusqu à 10 nœuds, soit environ 5 m/s). > Situé au nord-ouest du Cotentin, le site AREVA la Hague s étend sur 300 hectares.... intégré dans le cycle du combustible Numéro un mondial du nucléaire, le groupe AREVA est présent à chaque étape du cycle du combustible, depuis l extraction du minerai d uranium en passant par la conversion, l enrichissement et la fabrication des assemblages combustibles. Le site AREVA la Hague a développé depuis 50 ans un véritable savoir-faire pour offrir aux électriciens nucléaires les moyens de reprise de leurs combustibles (une fois qu ils ont été exploités dans les centrales nucléaires) puis de recyclage des matières radioactives en vue de leur utilisation future pour de nouveaux combustibles. À l issue de la première étape du recyclage à la Hague, les matières réutilisables (c est-à-dire les 95 % de l uranium et 1 % de plutonium qui sont contenus dans les combustibles) sont ensuite envoyées vers les autres sites d AREVA pour la suite du recyclage. > Les activités d AREVA La valorisation des anciennes installations du site de la Hague est devenue une autre activité importante. Développée depuis 2007 au sein d AREVA, elle consiste à rendre disponible les installations nucléaires arrêtées pour de nouvelles activités industrielles. > Vue aérienne du site AREVA la Hague. 6 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 75 Démanteler pour valoriser L usine UP2-400, démarrée en 1966, a été arrêtée en Elle est en cours de démantèlement, l occasion pour l établissement de développer une nouvelle compétence : la valorisation. Elle consistera à démonter les installations nucléaires, traiter et conditionner les déchets technologiques (matériels) et au final réhabiliter les anciennes installations nucléaires de base pour leur donner une nouvelle vie. Dans l année, les décrets qui permettent les activités de démantèlements partiels de l usine UP2-400 ont été obtenus pour continuer à réaliser ces opérations. > Réception d un emballage transportant des combustibles usés. Recyclage et valorisation Deux activités dans lesquelles les équipes d AREVA la Hague excellent et qui chassent deux idées reçues : oui, le combustible nucléaire usé peut être recyclé et ne contient qu une faible part de déchets ; oui, il est possible de démanteler des installations nucléaires, comme le montre le retour d expérience d AREVA. 96 % de matière recyclable Le recyclage du combustible usé permet de récupérer 96 % de matière nucléaire recyclable (uranium et plutonium). Cette opération permet d économiser 25 % d uranium naturel. Après séparation et purification, l uranium, appelé URT (pour Uranium de recyclage issu du traitement des combustibles usés), est entreposé et destiné à être ré-enrichi pour pouvoir être recyclé sous la forme d un nouveau combustible appelé URE (Uranium de recyclage). Le plutonium est quant à lui recyclé sous la forme d un nouveau combustible appelé MOX (Mélange d oxydes d uranium et de plutonium) fabriqué à l usine de MELOX, sur le site de Marcoule, dans le Gard. Une gestion sûre et durable des 4 % de déchets ultimes La part de déchets ne représente que 4 % du contenu du combustible usé mais ils contiennent la quasi-totalité de la radioactivité du combustible usé : ce sont des déchets dits de haute activité à vie longue. Ils sont conditionnés de manière sûre, stable et durable grâce à la vitrification réalisée dans des conteneurs spéciaux, dits «conteneur standard de déchets vitrifiés». Cette technique développée par le Commissariat à l énergie atomique et aux énergies alternatives et maîtrisée par AREVA permet de diviser la radio-toxicité des déchets ultimes par 10. Sécurité et sûreté : deux mots clefs Comme toutes les installations nucléaires de base françaises, les installations d AREVA la Hague respectent un ensemble très complet de réglementations nationales, européennes et internationales. Des inspections sont menées par différents organismes indépendants tels que l Autorité de sûreté nucléaire (ASN) qui a réalisé 59 inspections en, l AIEA (Agence internationale de l énergie atomique, organisation des Nations Unies), ou encore EURATOM (European Atomic Energy Community : communauté européenne de l énergie atomique) qui sont présents sur le site 15 jours par mois. La sécurité du personnel est un objectif permanent pour AREVA, aussi bien pour ses salariés que pour ceux des entreprises extérieures. Dans le cadre de cette politique, l établissement s appuie sur une forte démarche de prévention ainsi que sur la formation continue des personnels. Les hommes et les femmes qui travaillent sur l établissement font également l objet d une surveillance dosimétrique très stricte ( dosimètres analysés par an) effectuée sous le contrôle de l ASN. Environnement : zéro impact sanitaire D un point de vue radiologique, l impact de l activité du site est 100 fois inférieur à la radioactivité moyenne naturelle en France : l activité n a donc aucun impact sanitaire. Pour s en assurer au quotidien, l établissement AREVA la Hague a collecté en, environ échantillons conduisant à plus de analyses au sein de son laboratoire, sous le contrôle de l ASN. Les résultats sont à la disposition du public et actualisés régulièrement sur le site internet : Enfin, des laboratoires indépendants réalisent également leurs propres analyses pour le compte de collectivités locales ou d associations environnementales. > Le traitement des combustibles usés se fait via des salles de conduite centralisées. 96 % du contenu d un combustible usé est recyclable. > De nombreuses opérations de maintenance sont réalisées chaque année pour garantir un haut niveau de performance de l usine. Plutonium 1 % Uranium 95 % Produits de fission 4 % Structure métallique 8 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 96 1966 : mise en service actif de l usine «UP2» (réception des premiers combustibles «UNGG») : entrée en fonctionnement industriel des INB N 33 et N 38. Parution du décret d autorisation de création de l atelier «ELAN IIB» (INB N 47) destiné à la fabrication de sources de césium, de strontium ou d autres produits de fission : l atelier «AT1» (inclus dans l INB N 38) est mis en service : atelier pilote de traitement des combustibles de la filière «à neutrons rapides», sa production s est arrêtée en 1979, et il a été totalement assaini. Chaque Installation nucléaire de base (INB) ne peut fonctionner qu après avoir été autorisée par un décret du Premier ministre à la suite d un processus juridique et administratif. En effet, l exploitant dépose, auprès des ministres chargés de la sûreté nucléaire, un dossier complet démontrant comment son installation fonctionnera en limitant au maximum les impacts sur l homme et son environnement et en maîtrisant les risques associés. Après une instruction technique s ouvre le processus de consultation du public par le biais de la procédure d enquête publique ainsi que la consultation de différents organismes : Commission locale d information (CLI), Autorité de sûreté nucléaire (ASN), Autorité environnementale. Le décret d autorisation de création fixe le périmètre et les caractéristiques de l installation ainsi que les règles particulières auxquelles doit se conformer l exploitant. En application de ce décret, l ASN fixe un certain nombre de prescriptions ayant un caractère plus technique. Une procédure identique est prévue pour autoriser l exploitant à modifier de façon notable son INB ou à la démanteler. L historique qui suit présente la succession de décrets relatifs à l établissement : Historique > Construction de l usine UP Installation nucléaire de base n 33. Un cadre législatif et réglementaire strict Les installations nucléaires de base sont encadrées par le code de l environnement et des décrets d application, notamment le décret n du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport des substances radioactives : le Commissariat à l énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) décide de créer l usine de traitement «UP2», destinée à traiter les combustibles usés des réacteurs de la filière «UNGG» (Uranium naturel-graphite-gaz). L usine de traitement «UP1» fonctionne depuis 1958, sur le site de Marcoule dans le Gard : par décret, sont déclarés d utilité publique les travaux de construction d un centre de traitement de combustible irradié au cap de la Hague : début des travaux de construction de l usine : création officielle, par le «CEA» d un établissement dénommé «Centre de la Hague» : déclaration des installations nucléaires de base (INB) du «Centre de la Hague» : «usine de traitement des combustibles irradiés de la Hague» (INB N 33) et «station de traitement des déchets radioactifs» (INB N 38). > Préparation de la construction de l usine UP2-400 en > Ci dessus, la première usine de production, UP2-400 en : mise en service de l atelier «ELAN IIB» (INB N 47), sa production s est arrêtée en L atelier a été partiellement assaini : le CEA est autorisé à modifier «UP2» par la création d un atelier de traitement des combustibles de la filière «à eau légère» (INB N 80 dénommée «HAO» pour «Haute activité oxyde»). L atelier a une capacité nominale de traitement de 400 tonnes de métal lourd par an («UP2» devient «UP2-400») : traitement des premiers combustibles de la filière «à eau légère» sur «UP2-400» : la responsabilité de l exploitation des INB N 33, 38, 47 et 80 est transférée du CEA à la Compagnie générale des matières nucléaires («COGEMA») : pour faire face à l augmentation des besoins de traitement, par décret, sont déclarés d utilité publique les travaux d accroissement de la capacité de traitement du centre de la Hague : «COGEMA» est autorisée par décrets à créer : l usine «UP3-A» (INB N 116), d une capacité annuelle de traitement de l ordre de 800 tonnes de combustibles usés de la filière à eau légère ; l usine «UP2-800» (INB N 117) de vocation et capacité identiques ; «STE-3» (INB N 118), nouvelle station de traitement des effluents liquides des deux nouvelles usines : mise en service actif progressive des nouvelles installations : de 1986 à 2001 pour UP3-A ; de 1984 à 2002 pour UP2 800 ; de 1987 à 1997 pour STE : arrêt du traitement de combustibles «UNGG» sur «UP2-400» : par décrets, la capacité de traitement d UP3-A et UP2 800 est portée à tonnes par an et par installation, dans la limite d un traitement de tonnes par an pour l ensemble des deux installations, la gamme des combustibles susceptibles d être traitée est élargie (décret du 10 janvier 2003 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à modifier l installation nucléaire de base UP3-A située sur le site de la Hague, décret du 10 janvier 2003 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à modifier l installation nucléaire de base UP2-800 située sur le site de la Hague, décret du 10 janvier 2003 autorisant la Compagnie générale des matières nucléaires à modifier l installation nucléaire de base STE 3 située sur le site de la Hague) : arrêt définitif du traitement de combustible dans «UP2-400» (INB N 33, 38 et 80) : suite au décret approuvant les modifications des statuts de «COGEMA», «AREVA NC» assure les responsabilités d exploitant nucléaire des INB N 33, 38, 47, 80, 116, 117 et 118 (décret du 30 novembre 2007 approuvant des modifications de statuts de la Compagnie générale des matières nucléaires - AREVA NC - ) : publication le 31 juillet 2009 du décret autorisant AREVA NC à procéder aux opérations de mise à l arrêt définitif et de démantèlement de l installation nucléaire de base n 80 dénommée atelier «Haute activité oxyde» et située sur le centre de la Hague. : publication le 8 novembre des décrets d autorisation de mise à l arrêt définitif et de démantèlement partiels pour les INB 33 («UP2-400») et 38 («STE2» et «AT1») et complet pour l INB 47 («ELAN IIB»). 10 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 117 Le site est constitué aujourd hui de 7 Installations nucléaires de base (INB), 6 Installations classées pour la protection de l environnement (ICPE - Art. L du code de l environnement) et 4 Installations ouvrages travaux et activités (IOTA - Art. L du code de l environnement). 7 installations nucléaires de base Installations ouvrages travaux et activités (IOTA) Bassin Ouest , Bassin GR , Bassin Nord-Ouest / Bassin des Combes , Bassin Est A et B. Installations classées pour la protection de l environnement (ICPE) Zone Nord Ouest et fosses bétonnées : Déchets provenant d INB - Entreposage de gravats très faible activité (TFA), «Déchets en tranchées» : Déchets provenant d INB - Entreposage de gravats TFA, «Parc aux ajoncs» : Déchets provenant d INB - Entreposage de gravats TFA, Plate-forme des terres et gravats TFA : Déchets provenant d INB - Entreposage de gravats TFA, Plate-forme de dépôt de matériels et aire de tri des Déchets industriels banals (DIB) : Déchets provenant d INB - Entreposage de gravats TFA, Centre d archives à La Saline : Dépôts de papiers ou combustibles analogues. Usine UP3 A : Usine de traitement des combustibles et conditionnement des déchets INB 116 INB 38 INB 47 INB 33 INB 80 Usine UP2 800 : Usine de traitement des combustibles et conditionnement des déchets INB 117 STE3 : Station de traitement n 3 des effluents liquides des deux usines : UP3 et UP2 800 INB 118 UP2 400 : Première unité de production des combustibles d une capacité de 400 tonnes/an, aujourd hui à l arrêt INB 33 STE2 et AT1 : Respectivement Station de traitement des effluents liquides n 2 et ancien Atelier de traitement des combustibles usés INB 38 ELAN II B : Atelier de fabrication de sources radioactives, aujourd hui à l arrêt INB 47 Atelier HAO : Atelier Haute activité oxyde créé pour le traitement des combustibles à eau légère, aujourd hui à l arrêt. INB 80 INB 118 INB 117 INB Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 138 Politique de développement durable et de progrès continu AREVA a fait du développement durable et progrès continu la clef de voûte de sa stratégie industrielle. En cohérence avec la volonté de progrès continu définie par le groupe, le site AREVA la Hague déploie la démarche de développement durable au travers de dix engagements qui concrétisent leur ambition de croissance rentable, socialement responsable et respectueuse de l environnement. Nos 10 engagements pour le développement durable et le progrès continu L établissement de la Hague est l une des premières entreprises françaises à avoir obtenu un certificat global ISO 9001 en l an L établissement a également obtenu la certification ISO en 2001 et la certification OHSAS en 2005, la référence internationale des systèmes de management «santé et sécurité au travail». Ces certifications permettent à l établissement d afficher une triple certification (renouvelée depuis sur un cycle de trois ans avec une évaluation annuelle. L établissement mène depuis 2009 ses actions de progrès continu grâce à la démarche TPM (Total Productive Management). Le groupe AREVA a fait du développement durable la clef de voûte de sa stratégie industrielle avec la triple ambition d une croissance rentable, socialement responsable et respectueuse de l environnement. Cette ambition se décline au travers des dix engagements ci-dessous : la gouvernance : conduire une gestion responsable de nos activités conformément aux valeurs du groupe, évaluer les performances et informer nos parties prenantes ; le progrès continu : déployer une démarche s appuyant sur des pratiques partagées au sein du groupe ; la performance économique : assurer la pérennité du groupe par une croissance rentable à long terme ; l innovation : offrir des technologies de pointe pour anticiper les besoins et accroître notre compétitivité en respectant la sûreté, la sécurité et l environnement ; la satisfaction des clients : être à l écoute des attentes de nos clients, anticiper leurs besoins, accompagner leur développement, faire progresser leur satisfaction ; l implication sociale : favoriser l épanouissement professionnel de nos collaborateurs et veiller à la qualité de leurs conditions de travail ; la prévention et la maîtrise des risques technologiques : offrir le plus haut niveau de sûreté et de sécurité afin de préserver la santé des salariés, des populations et protéger l environnement ; le respect de l environnement : limiter nos impacts en réduisant nos consommations de ressources naturelles, maîtriser nos rejets et optimiser la gestion de nos déchets ; le dialogue et la concertation : établir des relations de confiance avec nos parties prenantes ; l intégration dans les territoires : participer au développement économique et social des territoires. > Contrôle du débit d équivalent de dose d un emballage de transport. Dispositions prises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection 14 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 159 La radioactivité, un phénomène naturel La radioactivité est un phénomène découvert en 1896 par Henri Becquerel sur l uranium et très vite confirmé par Marie Curie pour le radium. C est un phénomène physique naturel au cours duquel des noyaux instables, dits radio-isotopes, se transforment spontanément («désintégration») en dégageant de l énergie sous forme de rayonnements. La radioactivité, un phénomène qui se mesure La radioactivité, c est quoi? Les rayonnements, de nature très différente, se classent selon leur pouvoir de pénétration dans la matière. Les rayons les moins pénétrants sont les rayons alpha (α), ils résultent de l expulsion d un noyau d hélium, de charge positive (2 protons et 2 neutrons). Leur portée dans l air est de 2,5 cm à 8,5 cm. Une feuille de papier ou la couche externe de la peau les arrête. Les rayons bêta (β) sont assez pénétrants, ils résultent de l expulsion d un électron. Leur portée dans l air est de quelques mètres. Ils peuvent traverser la couche superficielle de la peau. Une feuille d aluminium ou une vitre les arrête. Les rayons très pénétrants sont les rayons gamma (γ), ils résultent de l expulsion d un photon. Ils sont de nature électromagnétique, comme la lumière ou les rayons X. Ils voyagent à la vitesse de la lumière. De fortes épaisseurs de matériaux compacts (béton, plomb ) sont nécessaires pour les arrêter. La radioactivité gamma ambiante a pour origine naturelle les rayonnements cosmiques (issus du soleil et des étoiles) et telluriques (issus des roches présentes dans la croûte terrestre). Comment s en protéger? Contre les effets des rayonnements ionisants sur l homme, trois types de protection peuvent être mises en place : la distance entre l organisme et la source radioactive : tant qu il n a pas besoin de passer une radiographie, un patient est éloigné des radiations correspondantes ; la limitation et le contrôle de la durée d exposition : les travailleurs de l industrie nucléaire portent des dosimètres afin d enregistrer les effets des rayonnement ionisants, le contrôle périodique de ces dosimètres permet de ne pas atteindre la limite autorisée pour un travailleur ; des écrans de protection adaptés de manière à stopper ou à limiter fortement les rayonnements : dans le cas de sources très rayonnantes il est possible d utiliser, par exemple, des écrans au plomb pour protéger les intervenants. > Les différents rayonnements et les moyens pour s en protéger. 20 msv limite annuelle réglementaire pour les travailleurs du nucléaire. 1 msv pour le public. Activité : le becquerel Le becquerel (Bq) mesure l activité radioactive. Il quantifie le nombre de désintégrations de noyaux radioactifs par seconde dans un échantillon. À titre d exemple : l activité du corps d un individu de 70 kg est de 9000 Bq. Dose absorbée : le gray Le gray (Gy) mesure la quantité de rayonnements absorbés par un organisme ou un objet. Exemple : dans le Massif Central, un organisme absorbe 200 milliardièmes de gray par heure. Impact radiologique : le sievert Le sievert (Sv) mesure les effets biologiques des rayonnements sur l organisme. C est une unité de radioprotection. Elle s exprime en «équivalent de dose» et prend en compte les caractéristiques du rayonnement et de l organe irradié. Le millisievert (msv) est le plus souvent utilisé. En France, l irradiation naturelle moyenne est de 2,4 msv par an et par personne. 16 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 1710 Sécurité nucléaire : un impératif absolu pour AREVA Au travers d une charte, AREVA a affiché son engagement dans la sûreté nucléaire et la radioprotection. Ces engagements reposent sur des principes d organisation, des principes d actions, la transparence et le reporting. > Contrôle radiologique d un filtre de ventilation. Sécurité nucléaire : protéger la population Le code de l environnement précise dans son article L que «L État définit la réglementation en matière de sécurité nucléaire et met en œuvre les contrôles nécessaires à son application». L article L du code de l environnement dispose que «La sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance ainsi que les actions de sécurité civile en cas d accident». La sûreté nucléaire est une priorité absolue du groupe AREVA. Elle fait à ce titre l objet d engagements formalisés dans la charte de sûreté nucléaire du groupe. Ils visent à garantir l exigence d un très haut niveau de sûreté tout au long de la vie des installations. La responsabilité première de l exploitant nucléaire est ainsi affichée et assumée. AREVA s engage à assurer le plus haut niveau de sûreté tant dans ses installations que dans les activités de service qu elle exerce chez ses clients, dans le but de préserver la santé et la sécurité des travailleurs, la santé et les biens des populations et de protéger l environnement. L organisation des exploitants qui garantit le respect des exigences de sûreté est mise en place selon les principes édictés par l Autorité de sûreté nucléaire. La charte de sûreté nucléaire du groupe présente cette organisation et repose sur : des principes d organisation : responsabilité première de l exploitant nucléaire, un système de responsabilité clairement défini, des supports compétents, un contrôle indépendant des équipes d exploitation, une organisation adaptable à la maîtrise de situations de crises ; des principes d actions : mise en œuvre de la sûreté nucléaire sur la totalité du cycle de vie des installations, démarche de progrès continu s appuyant sur le retour d expérience, analyse préalable des risques, base de notre culture de sûreté, implication des salariés dans l amélioration de la sûreté, engagement dans une démarche volontariste en matière de radioprotection et de réduction des déchets, sous-traitants et collaborateurs du groupe considérés de la même manière, haut niveau de savoir-faire favorisé par les formations et le maintien des compétences ; la transparence et le reporting : déclaration d incidents, rapport annuel de l Inspection générale, bilans annuels sécurité et environnement, présentations à la Commission locale d information (CLI). En complément de la charte de sûreté nucléaire, AREVA a émis en une politique de sûreté nucléaire. Cette politique précise les priorités du groupe AREVA en matière de sûreté nucléaire pour la période Elle couvre les activités exercées par les entités du groupe dans leurs responsabilités d exploitant, d opérateur industriel, de prestataire de services, en France et à l international. Elle s intéresse à chacune des phases de vie des installations de leur conception à leur démantèlement. Les objectifs visés sont qu un haut niveau de sûreté soit assuré pour les installations et pour les produits et services, qu une solide culture de sûreté soit partagée en interne et par les intervenants extérieurs, que la sûreté nucléaire soit intégrée dans l ensemble des processus. Des indicateurs de performance et de suivi d avancement des programmes visant à l amélioration continue de la sûreté permettent de s assurer de l efficacité des actions engagées. Charte Sûreté Nucléaire > Pour conforter son engagement en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection, AREVA a édicté en 2005 une charte de sûreté nucléaire, largement diffusée à l intérieur du groupe. L article L du code de l environnement précise, en outre, que : la sûreté nucléaire : «est l ensemble des dispositions techniques et des mesures d organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l arrêt et au démantèlement des installations nucléaires de base, ainsi qu au transport des substances radioactives, et prises en vue de prévenir les accidents et d en limiter les effets» ; la radioprotection : «est la protection contre les rayonnements ionisants, c est-à-dire l ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l environnement». Le code de l environnement (art. L 593-6) précise également que l exploitant d une installation nucléaire de base est responsable de la sûreté de son installation. L Autorité de sûreté nucléaire (ASN), autorité administrative indépendante créée par la loi n du 13 juin 2006 relative à la transparence et la sécurité en matière nucléaire codifiée dans le code de l environnement, est chargée de contrôler les activités nucléaires civiles en France. Elle participe, au nom de l État, au contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France et contribue également à l information des citoyens. Elle dispose de 11 divisions territoriales compétentes sur une ou plusieurs régions administratives. Pour la Hague, c est la Division de l Autorité de sûreté nucléaire de Caen qui assure cette représentation régionale. Prise en compte des signaux faibles Selon l échelle INES, les événements déclarés au niveau 0 n ont aucune conséquence pour la sûreté, mais ils constituent des «signaux faibles», dont la prise en compte est essentielle à une démarche de progrès continu pour une meilleure maîtrise des activités. Afin de continuer à encourager le partage d expérience, le groupe AREVA a instauré fin 2011 un indicateur calculé sur la base d un ratio entre le nombre d événements de niveau 1 et le nombre d événements de niveau 0. A fin 2011, ce «Taux de prévention des événements» (TPE) était au niveau AREVA de 0,17. L objectif fixé début 2012 était de 0,12. Fin 2012, cet indicateur se stabilisait autour de 0,1 ce qui témoigne d une remontée des signaux faibles importante et d une volonté de partage d expérience. 18 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 1911 Par exemple, pour le risque de dispersion de substances radioactives, la maîtrise via la conception de l installation comprend : une première barrière statique constituée par les appareils procédé ou les enveloppes de conditionnement au contact direct avec les substances radioactives ; une seconde barrière statique, constituée par les parois des salles ; une ventilation forcée avec un sens d air préférentiel des salles vers les appareils procédé ; un deuxième système de confinement est prévu en tout point où la continuité du premier système de confinement ne peut être totalement garantie. Ce deuxième système est constitué d au moins une barrière assurant une protection supplémentaire de l environnement contre la dispersion des substances radioactives. De même pour le risque de criticité qui correspond à la caractéristique qu ont les matières nucléaires à déclencher une réaction de fission en chaîne incontrôlée, les moyens de maîtrise reposent sur le respect d une limite supérieure à l un ou plusieurs des paramètres suivants : les dimensions géométriques de l appareillage ; la masse de matière fissile ; la concentration en matières fissiles pour les solutions ; le rapport de modération pour les produits secs ou peu humides. > Salle de conduite de l usine UP3 d où est piloté le procédé des différents ateliers. Le concept de défense en profondeur La sûreté nucléaire repose sur le principe de défense en profondeur qui se traduit notamment par une succession de dispositions («lignes de défense») visant à pallier les défaillances techniques ou humaines. > Les moyens de maîtrise du risque criticité. Les différents risques potentiels liés à l exploitation des installations ont été identifiés et analysés dès leur conception, qu il s agisse des risques d origine nucléaire (principalement dispersion de substances radioactives, de criticité et exposition externe), des risques d origine interne (chutes de charges, incendie ) ou encore des risques d origine externe à l installation (séismes, phénomènes climatiques, inondations ). Les moyens mis en œuvre interviennent ainsi à trois niveaux : la prévention par un haut niveau de qualité en conception, réalisation et exploitation ; la surveillance permanente pour détecter les dérives de fonctionnement et les corriger par des systèmes automatiques ou par l action des opérateurs ; la limitation des conséquences pour s opposer à l évolution des incidents ou accidents éventuels. La cascade de dépressions oriente les flux d air vers l intérieur. 2 ème système de confinement L air, extrait par des ventilateurs, traverse plusieurs étages de filtres avant rejet. 1 er système de confinement 2 ème barrière 1 ère barrière > Les différents systèmes de confinement mis en œuvre dans les installations. > Opération à l aide de télémanipulateur, avec la maîtrise du risque d exposition. 20 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 2112 Contrôles et inspections en 96 contrôles de premier niveau ont été réalisés par les différentes entités de la Direction qualité, sûreté, sécurité et environnement du site en et ont porté sur 23 thèmes avec pour les thèmes sûreté - environnement : Prise en compte du risque de criticité ; Entreposage des déchets ; Surveillance des rejets ; Risque incendie ; Suivi des engagements ; Prise en compte du risque Facteurs organisationnels et humains (FOH) ; Application des procédures sûreté - environnement ; Gestion d Autorisations internes ; Transport de matières dangereuses. 5 inspections de la Direction sûreté, sécurité santé et développement durable (D3SDD) d AREVA en, elles ont porté sur les thèmes suivants : Système d autorisations internes ; Atelier R4 suite à évènement ; Groupe permanent management de la sûreté ; Gestion de l épisode neigeux de mars ; Sécurité à la direction de la valorisation. > Conduite à distance qui permet de contrôler les différents paramètres du procédé. Au-delà de l auto-contrôle par les opérationnels, des contrôles et inspections spécifiques sont réalisés par différentes autorités d AREVA et de l ASN. Les inspections de l Autorité de sûreté nucléaire 59 inspections de l Autorité de sûreté nucléaire ont eu lieu en portant sur différents thèmes (Retour d expérience épisode neigeux, Sécurité, Management de la Sûreté, Retour d expérience déclaration atelier R4, Synthèse d autorisations internes). Sur les 59 inspections, 28 ont été soldées Nota : l établissement a fait l objet de deux mises en demeure concernant : le silo 130 : Par un courrier du 6 décembre, AREVA a informé l ASN que les moyens techniques et organisationnels ont été mis en œuvre et sont opérationnels. Par un courrier du 17 avril 2014 l ASN note que les actions prescrites dans cette mise en demeure ont été mises en œuvre et considère que l objectif est atteint. les équipements nucléaires sous pression : les échéances imposées par l Autorité de sûreté nucléaire ont été respectées en. Une organisation qui sépare l opérationnel du contrôle L organisation de l établissement repose sur une séparation claire entre les directions opérationnelles et les directions fonctionnelles : les directions opérationnelles regroupent les fonctions de production et de maintenance au sein de directions d exploitation. la Direction exploitation traitement recyclage (DETR) et la Direction exploitation moyens communs (DEMC) ainsi que d une Direction valorisation (DV) qui a pour missions l exécution des projets de Mise à l arrêt définitif et de démantèlement (MAD/DEM) des installations à l arrêt et de reprise, conditionnement, envoi en stockage définitif des déchets historiques du site (RCD) et la surveillance et l exploitation des installations du périmètre concerné. Le Directeur d établissement > Préparation d une opération : compétences et attitude interrogative des individus et des équipes. Le positionnement des facteurs organisationnels et humains À tous les stades d évolution de l établissement AREVA la Hague, le développement de la culture facteurs organisationnels et humains (FOH) aux différents niveaux de l organisation a été pris en compte. À ce jour, l intégration des FOH dans le fonctionnement des usines de l établissement est une des missions d expertise de la Direction DQSSE qui, dans ce cadre, pilote les actions suivantes : mise en œuvre des formations sur les FOH ; information et communication sur les FOH pour sensibiliser le personnel ; mise en œuvre du Retour d expérience (REX) sur les événements pour toujours améliorer la sûreté d un point de vue technique et humain ; réalisation d études spécifiques ; Les règles de délégation en matière de sûreté Des notes de mission ou de délégation fixent à chaque responsable ses missions et responsabilités, parmis les responsables opérationnels, citons : Le Chef d installation travail avec les autres établissements du groupe AREVA et D3SDD (Direction sûreté santé sécurité environnement et développement durable) sur la thématique des FOH ; animation du réseau des 40 correspondants FOH de l établissement. Un réseau de correspondants FOH a été mis en place au niveau de l établissement. Il réunit des managers des différentes entités ; il a pour mission de coordonner une animation et un partage d expérience afin de développer la prise en compte des FOH par les équipes dans les activités opérationnelles. Le Chef de Quart les directions fonctionnelles recouvrent des équipes de support technique (Direction technique, des Programmes et clients, des Ressources humaines) et la direction de maîtrise des risques : Direction qualité, sûreté, sécurité et environnement (DQSSE). La DQSSE a pour rôle de garantir l application de la politique de l établissement dans les domaines de la qualité, la sécurité, la sûreté et l environnement, et de soutenir les opérationnels dans leurs missions. Elle doit identifier, évaluer, proposer les dispositions de maîtrise des risques, tenir compte de l aspect normatif ainsi que mettre en place les outils d évaluation et de compte-rendu. Son rôle est également d assurer le contrôle interne et indépendant des directions d exploitation et de valorisation (ce contrôle est dit de premier niveau). De plus, la Direction sûreté, sécurité santé et développement durable d AREVA prévoit son propre programme d inspections spécifiques. Délégataire de l exploitant nucléaire, met en place l organisation adéquate pour appliquer les exigences légales et réglementaires relatives à tous les aspects de la sûreté nucléaire, de la protection de l environnement et du personnel. À sa nomination, devient responsable d une installation définie par un périmètre géographique. Conformément aux textes réglementaires, il veille au respect et à la mise en œuvre opérationnelle des exigences de sûreté nucléaire, sécurité, environnement de son installation. Il applique les Règles générales d exploitation. Responsable de l équipe conduite, coordonne les activités des opérateurs pour la conduite et la surveillance des installations de l atelier concerné. 22 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 2313 > Piquet incendie devant le Fourgon Pompe Tonne, hier > Spectrométrie du corps entier qui mesure les matières radioactives présentes dans le corps humain. > Exercice de secours à victime. Des équipes d intervention professionnelles Secteur santé au travail Associé à la FLS, l organisation du Secteur santé au travail (SAN) dont le régime de travail est en 2x8 avec des astreintes dispose de salles de consultation et d examens spécialisés, d un bloc de décontamination, d une salle de réanimation, d équipements de soins conditionnés dans les remorques médicales d urgence et d un laboratoire accrédité (analyses radio toxicologiques et mesures anthroporadiamétriques). De plus, en cas de besoin, les moyens d intervention externes peuvent être sollicités : le Centre de secours principal de Cherbourg, ou également de part des conventions et protocoles existants, le Service départemental d incendie et de secours de la Manche (SDIS 50), la convention quadripartie (EDF Flamanville, Port militaire et la Préfecture) ou le Groupement d intérêts économique intervention robotique sur accidents créé en 1998 par EDF, le CEA et la COGEMA, dit GIE INTRA (matériels robotisés et/ou télé pilotés à distance). Le site AREVA la Hague possède des équipes d interventions formées aux différents risques du site : incendies, chimiques, radiologiques, etc. La Formation locale de sécurité (FLS) intervient en cas d incident et veille également à la sécurité du site 24 heures sur 24 et 7 jours sur 7. Les professionnels de la FLS En majeure partie issus du corps des sapeurs-pompiers ou de la police ou gendarmerie, ils sont prêts à intervenir à tout moment pour porter secours ou maîtriser un risque spécifique chimique, radiologique ou un incendie. Ils disposent pour cela de matériels adaptés et collaborent étroitement avec les sapeurs-pompiers du département territorialement compétent. Leur capacité d intervention est équivalente à celle d une ville de habitants avec des moyens conventionnels de sauvegarde et d autres adaptés aux spécificités du site. Sur un effectif d environ 160 personnes, une cinquantaine d entre elles exercent une activité de sapeur-pompier volontaire sur leur lieu de résidence. En, l activité opérationnelle du centre de secours interne au site représente près de interventions (hors inhibitions d alarme qui représente 850 interventions). Les secours à la personne représentent près de 17 % des interventions. Les interventions liées aux départs de feu sur le site représentent moins de 0,5 %. Parmi les tous premiers services mis en place sur le site de la Hague, la FLS a fêtée en ses 50 ans d activité au profit de la protection de l établissement et de ses salariés. > Formation secourisme. Safe Together! > Recherche des émetteurs alpha et bêta-gamma dans les mouchoirs après suspicion de contamination. Le groupe AREVA vise dans toutes ses activités, l excellence en matière de sécurité au travail, qui constitue l un des cinq axes du plan stratégique Action Avec l objectif de zéro accident à l horizon 2015, le groupe AREVA oriente en premier lieu ses efforts vers la construction d une culture du plus haut niveau de sécurité impliquant tous les salariés et les sous-traitants, et en mobilisant tout particulièrement les managers. A cet effet, un plan d actions dédié à la culture de la sécurité au travail a été initié fin 2012 sous le nom de Safe Together! L objectif de ce plan d actions est d aider les collaborateurs à modifier leur comportement et leurs pratiques en améliorant l attention qu ils portent à la sécurité Ce plan a vocation à être déployé dans toutes les entités du groupe et à s intégrer à tous les niveaux de l organisation. 24 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 2514 La protection des personnes contre les rayonnements ionisants La gestion des situations d urgence Pour les installations nucléaires de base, un Plan d urgence interne (PUI) doit être mis en place pour faire face à un risque, susceptible de conduire à un éventuel accident. «La radioprotection est la protection contre les rayonnements ionisants, c est-à-dire l ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l environnement» (Article L du code de l environnement). Le fondement de la radioprotection est basé sur trois grands principes : (établis par la Commission internationale de protection radiologique CIPR, repris dans une directive européenne et inscrits dans le code de la santé publique). la justification des activités comportant un risque d exposition aux rayonnements ionisants : les pratiques utilisant la radioactivité doivent apporter plus d avantages que d inconvénients, et toute activité liée, doit être justifiée ; l optimisation des expositions aux rayonnements ionisants au niveau le plus faible possible compte tenu des contraintes techniques et économiques du moment, c est le principe ALARA : «As Low As Reasonably Achievable» (en français «aussi bas que raisonnablement possible») ; la limitation des doses d exposition individuelle aux rayonnements ionisants : celles-ci doivent être maintenues en dessous des limites réglementaires. Les limites réglementaires de dose En France, l Etat élabore la réglementation et l Autorité de sûreté nucléaire effectue en permanence, pour le compte de l État, des contrôles de la bonne application du système de radioprotection. Les limites réglementaires de dose sont des limites de sécurité, bien inférieures aux limites de danger. La protection vis-à-vis des rayonnements ionisants des travailleurs, salariés du groupe ou intervenants externes est une priorité clairement affichée. La limite réglementaire est de 20 msv/an maximum pour les doses individuelles des travailleurs. Les résultats des employés d AREVA la Hague et des entreprises sous-traitantes se situent bien au-dessous de cette limite. > Dosicard qui enregistre instantanément pour chaque salarié, la dosimétrie. > Contrôle radiologique du personnel en sortie des installations. Résultats statistiques de dosimétrie active opérationnelle moyenne Moyenne par salarié intervenant (msv/homme/an) Le PUI Il définit l organisation se substituant à l organisation normale d exploitation permettant de gérer des événements à caractère exceptionnel. L objectif du PUI est, en cas d accident hors dimensionnement, de permettre à l exploitant d assurer : la protection du personnel sur le site, de l environnement ; la maîtrise de l accident et la limitation de ses conséquences ; le retour le plus rapide à une situation sûre et stable ; une communication externe et interne adaptée et réactive (en particulier : alerte et information des pouvoirs publics et des populations riveraines). L organisation PUI permet à la fois : une grande souplesse pour s adapter aux circonstances. Elle n applique pas des schémas préétablis, elle dispose d un fort potentiel d analyse et de réflexion pour construire le schéma adapté à la situation réelle. Elle dispose, par ailleurs, de scénarii représentatifs préétablis et étudiés ; une grande efficacité opérationnelle, grâce à un commandement très direct. En outre, le support documentaire du PUI est basé sur des «fiches réflexes», qui sont des documents opérationnels et précis. Des exercices mettant en œuvre l organisation PUI sont réalisés plusieurs fois par an avec la participation des acteurs concernés des pouvoirs publics et de l Autorité de sûreté nucléaire. Ils visent à entraîner l organisation de crise de l établissement et vérifier le bon fonctionnement des interfaces entre les cellules de crise. L organisation PUI est présentée dans le cadre de formations spécifiques : formation sûreté de base lors de l accueil des nouveaux salariés, formation spécifique aux acteurs en charge d une fonction comportant une dimension organisationnelle particulière à l organisation de crise. Les moyens mobilisables : Les moyens sont ceux des unités d appui des secteurs Protection radiologique (PR), Formation Locale de Sécurité (FLS), Santé au travail (SAN) qui les mettent en œuvre dans le cadre de leurs missions ainsi que ceux du secteur Production d énergie. Les moyens humains sont d abord les personnels présents sur le site au moment de l accident. Une présence permanente importante des unités de soutien et des unités d exploitation est assurée par les salariés postés pouvant être complétés rapidement par d autres salariés, en particulier par le système des astreintes. Les moyens du secteur PR sont principalement des moyens d intervention, des moyens de mesures radiologiques, des outils de calcul de l impact d un rejet réel ou potentiel et une station météorologique. Ils permettent d assurer une assistance au personnel effectuant des actions en milieu radiologique. Les moyens du secteur Production d énergie sont principalement des moyens matériels tels que ballons obturateurs de réseaux, groupes électrogènes mobiles de production d électricité et des pompes immergeables à forts débits. Par ailleurs, des moyens techniques et logistiques peuvent être mis en œuvre ou sollicités par les directions d exploitation et techniques (moyens de manutention, groupes électrogènes mobiles, magasin de pièces de rechange ). Ils contribuent à prendre des dispositions visant à la mise en état sûr et à la limitation des conséquences de l événement. Le Plan particulier d intervention (PPI) En complément du PUI, mis en œuvre à l intérieur de l établissement, le Préfet peut mettre en œuvre le Plan particulier d intervention. Celui-ci définit les moyens et l organisation nécessaires pour : protéger les populations en cas d accident ; apporter à l exploitant nucléaire de l installation accidentée l appui des moyens d intervention extérieurs (pompiers, police, gendarmes, SAMU ). Il précise les missions des différents services de l État concernés, les schémas de diffusion de l alerte des populations, les moyens matériels qui seraient mis en œuvre et l articulation avec le Plan d urgence interne. Les exercices de crise réalisés en Les exercices de type PUI suivants ont été réalisés en : 1 exercice d entrainement à la gestion d une situation de crise et répondant à une demande de l Autorité de sûreté nucléaire sur le thème d une défaillance d un Equipement sous pression nucléaire dans l atelier T2 de l usine UP3-A ; 1 exercice organisé par la Formation locale de sécurité (FLS) avec intervention sur le site des pompiers du Service départemental d incendie et de secours de la Manche (SDIS 50) pour la simulation d un incendie en bâtiment nucléaire, il s agissait du MAPu de l usine UP2-400 ; 1 exercice d évacuation de site ; A noter également, quatre exercices d appels des astreintes PUI à caractère inopiné. Personnel AREVA la Hague 0,133 0,122 0,119 Personnel AREVA hors la Hague 0,229 0,235 0,164 Personnel hors groupe 0,286 0,228 0,180 Limite annuelle réglementaire pour les travailleurs : 20 msv/homme/an 26 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Les exercices de crise prévus en 2014 exercice de crise national avec les services de la préfecture de la Manche ; exercices internes de type PUI portés par un scénario engageant la mobilisation du Poste de commandement de crise ; exercice d évacuation du site ; exercice sur le thème de l incendie en collaboration avec les pompiers du SDIS 50 ; exercices de mobilisation de l organisation PUI par appels inopinés des astreintes PUI hors horaire normal. Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 2715 La sûreté des transports repose sur 3 lignes de défense : le colis constitué de la substance radioactive et de son emballage qui doit protéger les opérateurs, le public et l environnement ; les moyens de transport (par rail, route, mer ou air) et la fiabilité des opérations de transport ; les moyens d intervention mis en œuvre en cas d incident ou d accident afin d en prévenir les conséquences. > Départ d un emballage de combustibles usés du terminal ferroviaire de Valognes pour transfert vers le site. Une réglementation pour des transports sûrs Le règlement de l Agence Internationale de l Énergie Atomique (AIEA) pour le transport de matières radioactives définit des standards pour réglementer les activités internationales de transport de matières radioactives. Une législation européenne A titre d exemple, pour les transports de substances radioactives, l Accord européen relatif aux transports internationaux de marchandises dangereuses par route (ADR) fixe des normes de sécurité permettant une maîtrise à un niveau acceptable des risques radiologiques, des risques de criticité et des risques thermiques auxquels sont exposés les personnes, les biens et l environnement du fait du transport de substances radioactives. Dans ces normes, les limites de radiation des colis radioactifs sont fixées à 2 msv/h au contact et 0,1 msv/h à 1 m. Il est à noter que les véhicules transportant les substances radioactives sont par définition en mouvement, les durées d exposition du public sont donc très courtes (de l ordre de quelques secondes à quelques minutes) et n ont donc aucun impact sur leur santé. La réglementation demande que les arrêts prolongés se fassent dans des zones gardiennées et en dehors de la zone publique. Les emballages de transport Leur conception et construction se font de façon à ce qu ils puissent respecter des conditions en situations normales et accidentelles de façon à limiter les risques radiologiques. Avant leur mise en service, les emballages sont éprouvés (en fonction de l activité transportée) selon une série de tests, avec par exemple pour les situations normales, des chutes allant jusqu à 1,2 m et pour les situations accidentelles, des chutes allant jusqu à 9 mètres sur surface indéformable ou un feu enveloppant à 800 C pendant 30 minutes. Les moyens de transport et la fiabilité des opérations En ce qui concerne les transports, AREVA TN (TN International et ses filiales), filiale d AREVA, spécialisée dans le transport des matières nucléaires, organise, commissionne et réalise environ 99 % des transports de matières radioactives pour le compte du site de la Hague. AREVA TN dispose de moyens de transport dédiés. Comme les emballages, les véhicules d AREVA TN doivent respecter des normes de construction et font l objet de certification et visites techniques périodiques autorisant leur utilisation. Une filiale d AREVA TN, LE MARECHAL CELESTIN (LMC) assure la réalisation des transports routiers, les conducteurs de LMC sont hautement qualifiés et sont spécialement formés et agréés pour le transport de matières radioactives et ils sont sensibilisés pour réagir face à des situations d urgence (incident, accident ). L organisation de l intervention en cas d accident de transport en dehors du site Elle est de la responsabilité des Pouvoirs Publics, dans le cadre du dispositif national de gestion des crises de transports de matières radioactives. Les autorités font appel aux plans départementaux ORSEC-TMR (Organisation des secours - Transport de matières radioactives) et les préfets sont chargés d activer ces plans d urgence. AREVA la Hague est en assistance aux Pouvoirs Publics, AREVA TN dispose pour sa part d un Plan d urgence interne appelé PUI-T («T» pour Transports). L ensemble de ce dispositif est testé chaque année à l échelon national avec les principaux acteurs. > Préparation au déchargement d un emballage de combustibles usés. 110 tonnes Un emballage de transport de combustibles usés pèse 110 tonnes pour 5 à 6 tonnes de matière radioactive transportée. > Mise en place d un emballage sur un chariot de transfert dans les ateliers. 28 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 2916 Transports externes AREVA TN (TN International et ses filiales) réalisent environ 800 transports nucléaires par an pour le compte du site AREVA la Hague qui se décomposent de la façon suivante : environ 250 réceptions, principalement des combustibles usés à traiter en provenance de France et d Europe et des rebuts MOX (combustibles contenant un mélange d oxydes d uranium et de plutonium) issus de l usine de fabrication de Melox ; environ 550 expéditions, principalement de matière radioactives recyclables issues du traitement (PuO 2 et Nitrate d uranyle vers les autres usines d AREVA), des déchets compactés et vitrifiés issus du traitement envoyés vers les clients européens et japonais et des déchets de faible activité issus de l exploitation, envoyés en centre de stockage en France. > Terminal ferroviaire de Valognes. Transports internes Il s agit des transports de substances radioactives effectués uniquement sur site (en dehors de la voie publique). Ces transports sont principalement réalisés avec des emballages spécifiques et des moyens de transports dédiés qui font l objet d une homologation. Environ transports internes ont été réalisés sur le site en. > Navette de transport inter-atelier pour les conteneurs standards de déchets. D autres transports non nucléaires sont nécessaires au site Il s agit de transports de matières dites «dangereuses» c est-à-dire : > Acquisition des compétences par compagnonnage en vue de l obtention d exercer. Le développement des compétences La performance en termes de sûreté nucléaire est primordiale pour le site AREVA la Hague. Ceci passe par la mise à disposition de moyens techniques adaptés et conséquents, mais surtout par l implication de personnels qualifiés, sensibilisés et formés. Actions d amélioration de la fiabilité humaine Cette démarche vise à renforcer une culture partagée dans le domaine organisationnel et humain : formation ; sensibilisation ; méthodologie d analyse des événements. Le compagnonnage Il consiste à s appuyer sur le savoir du personnel aguerri pour former le nouveau personnel et comprend les deux aspects suivants : accompagnement et formalisation des pratiques des transmissions de savoir au poste de travail (tuteur/compagnon); autorisation d exercer qui s appuie sur les parcours définis dans des livrets de compagnonnage où les critères suivants sont évalués : la connaissance par l opérateur de son domaine d activité ; l identification des points clés de sécurité et de sûreté ; l intégration des règles d utilisation des consignes, modes opératoires et référentiel documentaire ; la réalisation des formations pré-requises. La démarche de compagnonnage est déployée pour la conduite du procédé, les activités de maintenance et les fonctions support. Actions d amélioration de la prévention et de la lutte contre l incendie Ce programme vise à renforcer la culture du risque incendie et à développer la capacité à réagir des équipes d exploitation face à ce type de situation. Il s articule autour de trois axes : l organisation ; la formation ; les exercices de terrain. Les exercices et les formation de sûreté nucléaire en : heures de formation à la culture Facteurs organisationnels et humains réalisées en ; 28 exercices d entraînement à la lutte contre l incendie par des personnels d exploitation : les Groupes locaux de sécurité (GLI) avec la participation de la FLS ; 4 exercices d entraînement portant sur le thème «transport» et 1 sur le thème «chimique» ; 2 exercices général de mise en œuvre des dispositifs de sauvegarde des installations nucléaires de base ; heures de formation consacrées à la sûreté nucléaire et pour la radioprotection. pour la réception de produits nécessaires au fonctionnement de l usine : gaz, matière inflammable, produits toxiques ou corrosifs. Environ 1100 transports en réception ont été réalisés en dont 850 en citernes (produits chimiques, pétroliers, gaz) ; pour l expédition de déchets non radioactifs du type transformateurs, batteries, déchets contenant de l amiante, déchets médicaux, eaux avec des traces d hydrocarbures. Environ 120 transports de ce type ont été réalisés en. > Transmission du savoir entre tuteur et compagnon. 30 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 3117 Bilan et perspective Du point de vue de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, le bilan est satisfaisant, notamment pour ce qui concerne l exposition des personnels et les rejets. L arrêté du 7 février 2012, dit «Arrêté INB» fixant les règles générales relatives aux Installations nucléaires de base (INB), publié au journal officiel le 8 février 2012 fait partie du nouveau cadre réglementaire technique applicable aux INB. En renforçant le niveau des exigences en matière de sûreté et de protection, il fait évoluer de manière significative les pratiques des INB. Sa mise en application au 1 er juillet a constitué un enjeu majeur pour les établissements du groupe AREVA. Elle a nécessité une mobilisation forte des exploitants et une organisation adaptée ainsi que des formations indispensables à l appropriation par les acteurs du terrain des évolutions qu apportent les nouvelles dispositions. Elle s est accompagnée de la rédaction ou de la mise à jour de directives, spécifications ou guides explicitant au niveau du groupe la déclinaison des nouvelles règles. En outre les nouvelles exigences en matière de protection et de surveillance ont été notifiées aux intervenants extérieurs. Les listes des Eléments Importants pour la Protection ont été constituées pour chacune des INB. Des rencontres avec l Autorité de sûreté nucléaire ont contribué à une meilleure appropriation de l arrêté et à l information de l Autorité sur les actions engagées. Dès 2014, des inspections internes s attacheront à vérifier la bonne mise en œuvre des exigences de l arrêté du 7 février 2012 et des directives AREVA afférentes. En ce qui concerne l établissement, en, on peut noter une forte mobilisation sur la déclinaison de l arrêté INB avec l intégration des éléments importants pour la protection (EIP) dans le référentiel de sûreté des INB 116, 80, 38 et 47. L année a également été marquée par la poursuite du réexamen de sûreté de l INB 116 et la préparation des réunions (retour d expérience, transports, conformité-vieillissement) des groupes permanents d experts indépendants en charge de l évaluation de ces réexamens. Par ailleurs le dossier de réexamen de sûreté de l INB 80 a été transmis à l Autorité de sûreté nucléaire fin et la préparation du réexamen de sûreté de l INB 117 a été poursuivie. Les résultats sûreté de l année montrent une bonne maîtrise opérationnelle par les équipes d exploitation. La légère évolution du nombre d événements ne permet pas de mettre en avant des thèmes spécifiques mais est aussi la traduction d une capacité encore plus fine de détection des écarts à faible enjeu. Ceci est en cohérence avec l objectif du groupe qui encourage la remonté des signaux faibles et de traiter au plus juste les écarts et anomalies. > Opérateurs en salle de conduite. Perspective 2014 Les objectifs de l année 2014 s inscrivent dans la continuité de ceux de : finalisation du réexamen de sûreté de l INB 116 avec la tenue des groupes permanents conformité-vieillissement, préparation du groupes permanents réévaluation de sûreté prévue en mars 2015 ainsi que la préparation des dossiers de réexamen de sûreté des INB 33, 38 et 47. L année 2014 sera l occasion de finaliser les EIP pour l INB 117, de décliner les modalités de surveillance des prestataires et de poursuivre la déclinaison des décisions Incendie et Environnement appelées par l arrêté INB. Évaluation complémentaire de sûreté Suite à l accident de Fukushima, des dispositions importantes sont prises au sein d AREVA, visant à renforcer les niveaux ultimes de la défense en profondeur des installations nucléaires. Les événements nucléaires au sens de l échelle INES En, AREVA a défini pour chaque site, très précisément et en conformité avec les prescriptions de l Autorité de sûreté nucléaire, les moyens supplémentaires de prévention, de mitigation et de gestion de crise qui constitueront le noyau dur des installations en situation d agression naturelle extrême. De plus, AREVA a réalisé les études probabilistes justifiant la pertinence des niveaux d aléa extrême pris en compte pour le dimensionnement de ces parades ultimes. L instruction de ces propositions par l Autorité est en cours. Ces moyens nouveaux commenceront à être déployés au cours de l année 2014, après obtention de l autorisation de la part de l Autorité. Leur mise en place se poursuivra sur les trois prochaines années. En l attente, des moyens transitoires (poste de commandement de gestion de crise provisoire ) ont d ores et déjà été mis en place et inspectés par l Autorité de sûreté nucléaire. Le retour d expérience montre que la gestion de situation de crise ne peut être efficace que si elle fait preuve de préparation et d entrainement pour toutes les équipes potentiellement impliquées tant dans les installations que dans les structures de pilotage et de gouvernance. Le programme de formation et d exercice à la gestion de crise sur l ensemble des entités AREVA est bâti en ce sens. 32 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 3318 7 Une industrie sous surveillance L industrie nucléaire est l une des industries les plus surveillées au monde. Les anomalies et incidents donnent lieu à une déclaration (auprès des autorités administratives et de l Autorité de sûreté nucléaire) et à l information du public. Les déclarations sont dues au titre de l article L du code de l environnement mais aussi au titre du retour d expériences attendu par l autorité. Cette démarche de transparence va bien au-delà de ce qui est pratiqué dans d autres industries. Échelle INES : 7 niveaux L échelle internationale des événements nucléaires (INES) est un moyen d informer le public rapidement et de façon cohérente sur l importance pour la sûreté des événements survenus dans des installations nucléaires de base. L Autorité de sûreté nucléaire (ASN) est en charge de définir et contrôler le respect par les exploitants d Installations nucléaires de base (INB) de la réglementation et des prescriptions techniques qu elle leur signifie. En particulier, l ASN fait prélever et analyser des échantillons d effluents afin de vérifier la cohérence des bilans de rejets. Des inspections menées par les représentants de l ASN sont régulièrement effectuées. En, 59 inspections programmées ou inopinées ont concerné l établissement. L échelle internationale des événements nucléaires (INES) est un moyen d informer le public rapidement et de façon cohérente sur l importance pour la sûreté des événements survenus dans des installations nucléaires de base. En replaçant des événements dans une juste perspective, cette échelle peut faciliter la compréhension mutuelle entre la communauté nucléaire, les médias et le public. Des événements sont classés sur l échelle selon sept niveaux. Les événements correspondants aux niveaux supérieurs (4 à 7) sont qualifiés d accidents, et ceux correspondant aux niveaux inférieurs (1 à 3) d incidents. Les événements qui n ont aucune importance du point de vue de la sûreté sont classés au niveau 0 (en-dessous de l échelle) et sont qualifiés d écarts. Les événements non pertinents du point de vue de la sûreté nucléaire sont dits «Hors échelle». Source : AIEA 1 0 Les événements déclarés Événements déclarés pendant l année En inspections de l ASN programmées ou inopinées ont concerné l établissement. L établissement déclare tout événement significatif pour la sûreté, l environnement, les transports ou la radioprotection. Le tableau suivant montre l évolution de ces événements significatifs sur les trois dernières années (à noter qu un événement peut être déclaré une année donnée mais s être produit une année antérieure) : Niveau 2 et plus Niveau Niveau Total Ainsi, en, 34 événements significatifs ont été déclarés auprès de l Autorité de sûreté nucléaire. De plus, 9 événements environnement classés «hors échelle» INES ont été déclarés en. Une description succincte des événements déclarés en, ainsi que les principales actions correctives mises en œuvre à la suite de ces évènements sont présentées dans le tableau ci-après (le type correspond à : «S» pour Sûreté, «E» pour Environnement, «R» pour Radioprotection et «T» pour Transport, le «Niveau INES» est celui de l échelle INES avec «HE» pour Hors Echelle). Prise en compte des signaux faibles Les événements déclarés au niveau 0 de l échelle INES sont des écarts sans importance pour la sûreté, mais qui constituent des «signaux faibles», dont la prise en compte est essentielle à une démarche de progrès continu pour une meilleure maîtrise des activités. Afin de continuer à encourager la remontée des «signaux faibles» et le partage d expérience, le groupe AREVA a instauré fin 2011 un indicateur calculé sur la base d un ratio entre le nombre d événements de niveau 1 et le nombre d événements de niveau 0. En, ce «Taux de Prévention des Evénements» (TPE) se stabilise autour de 0,12, sans atteindre formellement l objectif fixé de maintien à 0,10 (atteint en 2012). L objectif du groupe AREVA est de détecter, déclarer et traiter au plus juste les écarts et anomalies survenant dans le cadre des activités du groupe. 34 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 3519 Description des événements déclarés Type Niveau INES Date de déclaration de l événement Installations, événements, et conséquences Principales actions correctives Type Niveau INES Date de déclaration de l événement S 0 5 février R 0 25 février Installations, événements, et conséquences Dans l atelier R2 de l usine UP2-800, l équipe de conduite a constaté que l un des deux groupes électrogènes de sauvegarde de l atelier avait démarré en l absence de perturbation sur l alimentation électrique générale du site. Site : Le contrôle radiologique d un véhicule de service a mis en évidence une faible contamination au niveau du tapis de sol du conducteur. Cette contamination ponctuelle était localisée et fixée sur une surface inférieure à 2 cm 2. La valeur de contamination relevée était de 113 Bq. Ce véhicule est un véhicule de service, uniquement utilisé pour circuler à l intérieur du site. Principales actions correctives Le démarrage du groupe de sauvegarde a automatiquement démarré suite à la détection d une une baisse de tension par un relai. Afin d éviter ce type de démarrage intempestif, le seuil de sous tension de ce relai a été légèrement diminué et une campagne de réglage des relais de présence tension de tous les groupes de sauvegarde du site a été effectuée. Les mesures immédiates ont consisté à découper puis conditionner le tapis de sol et contrôler l absence d autre contamination dans le véhicule. De plus un contrôle de l ensemble des véhicules des agents du périmètre concerné a été réalisé, aucune contamination n a été détectée. Enfin un rappel des bonnes pratiques en matière de contrôle a été fait. R 0 28 février R 0 6 mars Dans l atelier Dégainage de l usine UP2-400, le contrôle radiologique mensuel d un local a mis en évidence une faible contamination au niveau de l assise d un siège. La valeur de contamination relevée était de 243 Bq en Alpha et de 295 Bq en Beta. Cette contamination ponctuelle étant localisée et fixée sur une surface limitée de 30 cm 2 Aucun autre point de contamination n a été mis en évidence dans le local concerné et les zones environnantes. Dans l atelier T7 de vitrification de l usine UP3-A, l équipe de conduite a constaté que l un des intervenants, en charge d une opération de maintenance, venait d entrer dans un local sans s être préalablement enregistré sur le cahier d accès. Suite à ce constat, l intervenant est aussitôt sorti du local concerné. L accès à ce local est limité aux intervenants autorisés suivant certaines conditions. Toutes les conditions d accès ont été respectées hormis la formalisation préalable de l enregistrement nominatif sur le cahier d accès. Une sensibilisation de l ensemble des intervenants concernés au respect des consignes de radioprotection et notamment au contrôle de sortie de zone contrôlée a été dispensée. Rappel sur l obligation de renseigner le cahier d accès pour toute opération en zone. Mise en place d une check-list à compléter avant l entrée de personnel dans le local concerné. T 0 27 février S 0 28 février HE : Hors échelle (1) : Centrale de production de calories de l établissement Après la réception de conteneurs transportant des colis de déchets de Très Faible Activité, expédiés par l Unité de Chargement des Conteneurs (UCC), il a été constaté par le destinataire (CSTFA ANDRA) que deux colis avaient été inversés entre deux conteneurs. Après analyse, il s avère que lors du chargement des colis dans ces deux conteneurs, la numérotation très proche de deux d entre eux a conduit à l inversion constatée par le destinataire. Dans l atelier R2 de l usine UP2-800, un défaut d étanchéité interne de la double enveloppe du réchauffeur de l unité de récupération d acide nitrique a été mis en évidence. Ce constat fait suite à la détection d une légère contamination du circuit de chauffe, observée dans le cadre de la surveillance périodique. Une sensibilisation du personnel concerné sur la lecture des numéros d identification des déchets à charger dans les emballages de transport a été faite. Une consigne a été mise en place afin d interdire le chargement de conteneurs concernant des expéditions différentes en simultané dans le bâtiment UCC. Un double contrôle indépendant de l opération de vérification du numéro de colis lors de son chargement a également été mis en place. Le réchauffeur a été isolé du reste du procédé puis remplacé. E HE 14 mars E 0 18 mars A l issue d une opération de maintenance, une fuite de fluide frigorigène a été mise en évidence sur l un des groupes froids assurant la climatisation du Bâtiment Central Informatique. La quantité émise à l atmosphère a été évaluée à deux fois 22 kg. Surveillance de l environnement : Dans le cadre de la surveillance de l environnement de l établissement AREVA NC la Hague, les prélèvements journaliers des 12 et 13 mars d eau de mer à la côte pour analyses radiologiques en différé n ont pu être effectués. Il est à signaler qu aucun rejet en mer n a été autorisé durant cette période. Par ailleurs, la station village de Digulleville, assurant des mesures en continu dans l air ainsi que des prélèvements pour mesures en différé, a été indisponible à compter du 11 mars 18h15 pour une durée de 53 heures et 46 minutes, du fait d une coupure de son alimentation électrique. La partie de tuyauterie à l origine de la fuite a été remplacée. Une inspection visuelle complémentaire des tuyauteries du groupe concerné a été effectuée ainsi que pour un second groupe installé au même endroit. L indisponibilité des mesures à la station village de Digulleville fait suite à une coupure de courant. Les intempéries neigeuses n ont pas permis l accès à cette station ni en bord de mer à Goury et dans l anse des Moulinets. Les prévisions météorologiques ont été analysées régulièrement afin de vérifier que la station village de Digulleville n était pas sous les vents des installations tant que la remise en fonctionnement n était pas envisageable. 36 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 3720 Description des événements déclarés Type Niveau INES Date de déclaration de l événement S 0 21 mars E HE S 0 27 mars 28 mars S 0 28 mars Installations, événements, et conséquences HE : Hors échelle (1) : Centrale de production de calories de l établissement Dans l Unité de Redissolution du Plutonium de l usine UP2-800, il a été constaté que deux des équipements de manutention ne faisaient pas l objet d un contrôle périodique. Ces équipements, une hotte de manutention et un monte-charge, permettent la manutention d un colis de transport de type FS47 ou d un conteneur contenant jusqu à cinq boîtes d oxyde de plutonium. Ils font l objet de maintenances préventives régulières et sont utilisés en dehors de toute présence de personnel. Par ailleurs, le colis et le conteneur manutentionnés sont qualifiés pour d éventuelles chutes d une plus grande hauteur que celles auxquelles ils sont levés.. Fuite localisée d huile contenant du PCB dans le «Parc aux ajoncs», sans caractérisation des sols après traitement de la terre polluée. Dans l atelier MAPu de l usine UP2-400, il a été constaté une légère déformation d un fût de déchets liés aux interventions dans l atelier, et destiné à être expédié vers les filières correspondantes. Dans l ancienne station STE2 de traitement des effluents, une disposition générique d exploitation prévoit que les moyens de reprise d éventuelles fuites dans les caniveaux fassent l objet d un contrôle périodique de bon fonctionnement. Une pompe concernée pour cet atelier ne pouvant être techniquement testée sans risquer de l endommager, ce dispositif est doublé par un système passif (trop plein), implanté à la conception. Ainsi, le contrôle périodique de cette pompe ne figure pas dans les exigences spécifiques de contrôles périodiques de l atelier. Principales actions correctives Mise à l arrêt des équipements de manutention concernés, réalisation d un contrôles périodiques prescrits et ajout de ces contrôles annuels dans l application informatique de gestion des contrôles périodiques. La fuite provenait d un transformateur hors d usage, elle a été immédiatement stoppée. Le transformateur a été mis sous rétention, la terre souillée a été excavée et mise en Big-bag (standard industriel pour les déchets de type gravats). L analyse montre que l origine de l événement a été le contact de lingettes contenant de la cellulose avec de l acide nitrique. L utilisation de telles lingettes dans ces circonstances a été proscrite et un autre type de lingette a été défini en remplacement. Le chapitre correspondant des Règles générales d exploitation de l atelier STE2 sera modifié pour intégrer le contrôle périodique de la pompe concernée pour ces moyens de reprise des fuites de caniveaux après modification permettant de vérifier la pompe. Type Niveau INES S 0 Date de déclaration de l événement 28 mars E HE 29 mars S 1 4 avril E HE 19 avril Installations, événements, et conséquences Dans l ancienne station STE2 de traitement des effluents, les reports de signalisations des appareils de surveillance radiologique ont été centralisés au niveau de la salle de conduite centralisée STE2-STE3 située sur STE3, ainsi qu au niveau de la salle de conduite centralisée du BC UP3. En conséquence, une exigence inscrite dans les Règles Générales d Exploitation a été modifiée, mais de manière imprécise quant à la description des contrôles périodiques à réaliser. Lors d une opération de maintenance, une fuite de fluide frigorigène a été détectée au niveau d un sécheur de l installation de production de fluides caloporteurs CPUS (Centrale de Production des Utilités Sud). La quantité de fluide frigorigène émise à l atmosphère a été évaluée à 21 kg. Les investigations ont permis d identifier que l origine de la fuite était due à un défaut d étanchéité au niveau d un joint de l équipement. Au cours de leur transfert dans l enceinte du site, la remorque d un tracteur et le conteneur qu elle transportait ont été déséquilibrés et ont basculé. Ce conteneur contenait une pièce mécanique lourde (de l ordre de 12 tonnes), légèrement contaminée, conditionnée dans des housses de protection. Lors du basculement, le couvercle du conteneur s est ouvert et la pièce mécanique a glissé dessus sans contact avec le sol. Lors d une opération de maintenance, une fuite de fluide frigorigène a été détectée au niveau d une pompe à chaleur du bâtiment 148. La quantité de fluide frigorigène émise à l atmosphère a été évaluée à 35 kg. Principales actions correctives Mise en place d une consigne à caractère durable de test du poste de conduite de l atelier STE2 avant son utilisation et mise à jour des RGE. A noter que les reports des alarmes de STE2 vers la salle de conduite STE3 sont opérationnels. A l issue du remplacement d un joint, un test a permis de vérifier l étanchéité de l équipement. Les deux sécheurs de CPUS ont été remplacés par des sécheurs à adsorption qui n utilisent pas de fluide frigorigène. Ce type de transports a été suspendu afin de prendre en compte les dispositions complémentaires dans nos pratiques opératoires dans le but d être conforme aux règles en vigueur. L événement constaté correspond une fuite au niveau d un joint. Le retour d expérience auprès des mainteneurs de ces équipements a été réalisé. Il s avère que ce type de défaut (joint fendu au niveau de l électrovanne) reste tout à fait exceptionnel. En effet, de manière générale les tests d étanchéité périodiques permettent de détecter les signes précurseurs de défaillance sur ces organes. 38 Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague Rapport d information sur la sûreté nucléaire et la radioprotection du site AREVA la Hague 39 Montrer encore
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