Source: http://gazettenucleaire.org/1996/153_07.html
Timestamp: 2017-04-23 05:29:08+00:00
Document Index: 212003272

Matched Legal Cases: ['arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt\n', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ']

sur le Net! N°151/152 Conseil Supérieur de la sûreté et de l'Information Nucléaires
Séance du 24 septembre 1996
I - Situation des réacteurs B1 et B2 de Chooz
Le palier des réacteurs de 1.450 MWé
Les réacteur à eau sous pression qui équipent
les centrales nucléaires françaises sont globalement semblables. Cette
standardisation de la conception des centrales n'a pas empêché l'introduction
de nouveautés technologiques au fur et à mesure de leur conception et de
Le palier des réacteurs de 1.450 MWé, dit palier
N4, fait suite au palier de 900 MWé (qui comprend 34 réacteurs) et à celui
de 1.300 MWé (20 réacteurs). Au-delà de l'augmentation de puissance, le
palier N4 se distingue des précédents par des innovations technologiques
qui, en particulier, prennent en compte le retour d'expérience de l'exploitation
des réacteurs en service, avec notamment pour objectif une amélioration
de la fiabilité, de la sûreté et de la radioprotection.
Parmi ces innovations, la plus significative
du point de vue de la sûreté, est l'informatisation complète de la conduite
Pour le palier N4, outre les deux réacteurs
de CHOOZ B, EDF prévoit de mettre en service deux autres unités à CIVAUX,
- Le démarrage de CHOOZ B
Le chargement du premier réacteur de la centrale
de CHOOZ B a été autorisé par le ministre de l'environnement et le ministre
de l'industrie le 2 novembre 1995, et l'autorisation de première divergence
de ce réacteur et de montée à 50% de la puissance nominale a été accordée
par la DSIN le 24 juillet 1996.
Le chargement du deuxième réacteur de la centrale
de CHOOZ B a été autorisé le 2 septembre 1996. Les opérations de chargement
sont terminées et les essais précritiques à froid sont en cours de réalisation.
A ce jour, le fonctionnement des installations
de la centrale de CHOOZ B n'a pas conduit à observer d'anomalies notables.
Par ailleurs, le rejet des effluents radioactifs
liquides et gazeux du site nucléaire de CHOOZ a été autorisé par deux arrêtés
du 6 juin 1996 signés par les ministres chargés de la santé, de l'environnement
Les deux points notables concemant ces arrêtés sont:
- d'une part, la réduction d'un facteur 5
(excepté pour le tritium) de la radioactivité annuelle pouvant être rejeté
dans l'environnement, par rapport aux valeurs traditionnellement retenues,
- d'autre part, l'introduction de prescriptions
plus complètes en ce qui conceme le rejet des substances chimiques prèsentes
dans les effluents radioactifs.
- Les prévisions pour CIVAUX
Pour le premier réacteur de CIVAUX, le chargement
est prévu pour le mois de mars 1997 et la divergence en juin 1997.
Pour le deuxième réacteur, le chargement est
prévu en juillet 1998 et la divergence en septembre 1998.
Les points marquants de l'examen de sûreté du palier N4
- Les pompes primaires
Dans les réacteurs nucléaires à eau
pressurisée,
les pompes primaires ont pour fonction d'assurer la circulation d'eau
la cuve du réacteur où elle s'échauffe au contact des éléments
et les générateurs de vapeur dans lesquelles elle transfére ses
calories à l'eau du circuit secondaire afin de produire la vapeur qui
alimente le
groupe turbo-altemateur.
La partie hydraulique du groupe motopompe
primaire du palier N4 a été modifiée par rapport aux paliers antérieurs
afin de disposer d'un débit plus élevé dans chaque boucle du circuit primaire.
Les différents essais, réalisés sur une boucle
d'essai puis lors des essais de démarrage des réacteurs de CHOOZ B, ont
révélé une augmentation inexpliquée des performances hydrauliques. L'origine
de cette évolution n'est pas encore expliquée à cejour.
Sur le plan de la sûreté, cette évolution
des performances pourrait avoir un impact sur le débit de fluide primaire
envoyé par chaque pompe vers le coeur du réacteur. Cette augmentation de
débit, si elle était trop importante, pourrait avoir des conséquences défavorables
sur la sûreté: augmentation du temps de chute des grappes d'arrêt de la
réaction nucléaire, maintien mécanique insuffisant des assemblages combustibles.
A la demande de l'Autorité de sûreté, des
mesures de surveillance en continu du débit de chaque pompe et du débit
du fluide arrivant dans le coeur ont été mises en place, assorties
en cas d'atteinte des critères d'alarme. Elles permettent d'assurer le
maintien du niveau de sûreté du réacteur. EDF s'est également engagé à
modifier l'hydraulique en cas de dépassement des critères de sûreté.
- Les tubes-guides des grappes de commande
Les grappes de commandes sont des groupes
de tiges solidaires, mobiles, contenant une matière absorbant les neutrons
qui, suivant leur insertion dans le coeur du réacteur, permettent de contrôler
la réaction nucléaire. Elles pénètrent dans le coeur du réacteur en coulissant
dans des tubes-guides. En cas d'arrêt d'urgence, ces grappes de commande
doivent d'insérer gravitairement dans le coeur le plus rapidement possible
afin de stopper la réaction en chaîne. Une valeur maximale du temps d'insertion
des grappes a été fixée dans le rapport de sûreté, en se basant sur la
cinétique des accidents envisagés.
Les tubes-guides des grappes de commande initialement
prévus pour le palier N4 étaient légèrement différents de ceux du palier
1.300 MWé. Ils étaient du même type que ceux situés à DAYA BAY en CHINE
(province Guang-Dong). Or, en février 1995, il a été mis en évidence, pendant
l'exploitation de la centrale de DAYA BAY, une augmentation anormale du
temps de chute des grappes. Cette anomalie était principalement due à la
conception des guides de grappes.
Pour les réacteurs du palier N4, à la demande
de l'autorité de sûreté, EDF s'est engagé à proposer une solution permettant
de retrouver une situation identique à celle des réacteurs des paliers
après avoir envisagé de réaliser une modification
provisoire des guides, EDF a décidé de remplacer les guides de grappes
des réacteurs du palier N4 par des modéles identiques à ceux du palier
de 1.300 MWé.
Cette proposition a été acceptée par l'Autorité
de sûreté, sous réserve cependant qu'EDF vérifie au cours du premier cycle
du réacteur no1 de CHOOZ B l'absence de dérive significative
du temps de chute des grappes. p.7
Ce remplacement des guides de grappes, qui pour le réacteur
no1 de CHOOZ B a été effectué avant la divergence, a été réalisé
avant chargement sur le réacteur no2. Il en sera de même pour
- Le contrôle-commande
Le contrôle-commande a deux fonctions principales:
permettre aux opérateurs de piloter le réacteur, engendrer des actions
automatiques de protection assure la surveillance de la température, de
la pression, du flux neutronique, des débits..., et déclencher le cas échéant
l'arrêt d'urgence du réacteur et les actions de sauvegarde telles que l'injection
C'est dans ce domaine que se trouve la principale
innovation du palier N4 par rapport au palier de 1.300 MWé.
Sur le palier 1.300 MWé, la salle de commande
est de type classique (avec des boutons poussoirs disposés sur un pupitre,
des cadrans et des vérines d'alarme) et les liaisons sont encore en grande
partie "fil à fil"; l'information est limitée au système de protection.
Sur le palier N4, l'ensemble du
utilise des calculateurs et des liaisons par réseaux locaux, et la
de commande est équipée d'écrans sensitifs de commande, d'écrans
d'alarmes prèsentant celles-ci de façon hiérarchisée, d'écrans pouvant
schémas renseignés des différents circuits de la centrale, ou les
de conduite et enfin d'in synoptique mural actif qui prèsente, à tout
l'état des principaux systèmes de la centrale. L'informatisation offre
également une assistance à la conduite, notamment en situation
Un pupitre de conception classique,
appelé épanneau-auxihaireé, a été prévu pour permettre à l'opérateur de
le réacteur dans un état sér en cas de défaillance du système
L'évaluation menée par l'Autorité de sûreté
a porté tant sur la sûreté des logiciels mis en oeuvre que sur la modification
de l'interface avec l'opérateur. Compte tenu de l'ampleur de l'innovation
introduite par EDF dans le contrôle-commande, la DSIN a voulu complèter
les expertises techniques dont elles disposait en tirant parti de l'expérience
des autres industries mettant en oeuvre des matériels informatiques. A
cet effet, la DSIN s'est appuyée dans son examen sur un groupe de travail
d'experts français appartenant à des secteurs industriels tels que l'aéronautique
ou les transports ferroviaires.
Concernant la sûreté des logiciels, l'analyse
menée par l'autorité de sûreté a notamment permis de vérifier que:
- les défaillances possibles de l'informatique
ne portent pas gravement atteinte à la sûreté;
- les passages d'un mode de conduite à un
autre (informatique é=> conventionnel) ne posent pas de problème de sûreté;
Concernant l'interface homme-machine, l'Autorité
de sûreté a examiné, sur la base d'essais effectués sur simulateur pleine échelle:
- les conditions de changement de mode de
conduite (informatique à = > conventionnel);
- la prèsentation sur les écrans des informations
relatives à l'état de l'installation et des procédures de conduite;
- la cohérence entre le déroulement des procédures
informatisées et le raisonnement des opérateurs;
- l'organisation du travail entre les différents
membres de l'équipe de conduite.
Un suivi particulier est réalisé par EDF et
toute éventuelle anomalie de logiciel qui pourrait être détectée lors du
fonctionnement fera l'objet d'une analyse par l'Autorité de sûreté afin
de déterminer ses conséquences éventuelles et la nécessité d'une correction
immédiate ou l'acceptabilité du maintien en l'état jusqu'à correction dans
II - Situation du réacteur Superphénix
Construit à partir de 1976, le réacteur à
neutrons rapides Superphénix a atteint sa pleine puissance pour la
fois en 1986. De 1986 à 1990, des périodes de fonctionnement et d'arrêt
se sont succédées, le réacteur connaissant quelques incidents dont deux
ont été classés au niveau 2 de l'échelle française de gravité des
Le premier, en avril 1987, est lié à la détection
d'une fuite de sodium dans la cuve interne de stockage des éléments combustibles
usés (barillet). Cette fuite n'a été stoppée qu'après 3 semaines et bien
que son débit soit faible, 20 tonnes environ de sodium ont pénétré dans
l'espace entre la cuve interne et la cuve de sécurité. Cet espace étant
maintenu en atmosphère d'azote, il n'y a pas eu de combustion du sodium.
Le système d'évacuation des assemblages combustibles usés a été modifié
afin de ne plus utiliser la cuve incriminée. L'arrêt a duré 20 mois. Le
réacteur a été autorisé à redémarrer en janvier 1989.
Le second incident, en juillet 1990, est
dû à une pollution de sodium du circuit primaire. Il a été classé au
2 de l'échelle française de gravité car, au-delà de la défaillance des
équipements, le délai de réaction de l'exploitant a été jugé excessif,
comme en avril 1987. Cet arrêt a duré plus de 4 ans, une nouvelle
de création de l'installation étant délivrée à l'issue de celui-ci. Au
cours de cet arrêt l'instruction menée par la DSIN a conduit
l'exploitant à améliorer la prêvention et la protection contre les feux
A l'issue de la procédure, le Gouvemement,
s'appuyant en matière de sûreté sur le rapport de la DSIN, se déclare favorable
au redémarrage du réacteur, tout en précisant que la mission de Superphénix
doit s'orienter vers la recherche et la démonstration, en mettant au second
plan la production d'électricité.
En 1994, on comptera 7 incidents qui seront
tous classés au niveau 0 de l'échelle INES. En particulier, une fuite sur
le dispositif d'alimentation en argon de la "cloche" d'un échangeur intermédiaire
amènera à déclarer 2 incidents. Une première apparition intermittente de
cette fuite en cours d'essai à puissance réduite (3% PN) conduira à la
mise en place d'une surveillance particulière. La réapparition de la fuite,
alors que le réacteur était couplé au réseau à 15% de puissance, entraînera,
le 25 décembre 1994, l'arrêt du réacteur pour localisation de la fuite.
La fuite sera localisée au niveau d'une soudure,
immergée sous plusieurs mêtres de sodium, raccordant la tuyauterie d'alimentation
en argon longue de plus de 10m et la cloche de l'échangeur intermédiaire.
Deux possibilités ont été examinées pour éliminer la fuite:
- le remplacement de l'échangeur intermédiaire,
solution longue et coûteuse;
- la mise en place, au niveau de la soudure,
d'un manchon interne à la tuyauterie, l'étanchéité étant assurée aux deux
extrémités du manchon par application d'une pression supérieure à 1.000
bars. Cette solution délicate à mettre en place, mais moins lourde que
la précédente, sera finalement retenue. Une maquette d'essai sera réalisée
afin de garantir la faisabilité de l'opération et d'entraîner les équipes
chargées de l'intervention.
La réparation de la tuyauterie d'alimentation
en argon, autorisée par la DSIN le 25 juillet 1995, a été particulièrement
suivie par l'Autorité de sûreté. Cette réparation s'est déroulée de manière
satisfaisante. L'arrêt du réacteur aura cependant duré sept mois.
Le 22 août 1995, la DSIN autorise la reprise
de la montée en puissance du réacteur.
On notera globalement 5 incidents en 1995.
L'un d'entre eux sera classé au niveau 1 de l'échelle INES, mettant en
cause la qualité de la fabrication. La DSIN a demandé des examens complémentaires
par courrier du 17 novembre 1995.
En dehors du suivi général de
nucléaire et des opérations de démarrage et sans prendre en compte
l'attention particulière portée aux différentes opérations des
réparations précitées,
17 inspections (contre 15 en 1994) et 8 visites techniques ont été
par l'Autorité de sûreté en 1995.
Le début de 1996
Depuis le début de l'année 1996,
fonctionne sans difficulté. Durant le mois de janvier la centrale est
restée à 30% de sa puissance nominale. L'autorisation de monter à 60%
a été délivrée le 1er février 1996 et après un palier à 40% la centrale
a fonctionné à 50% de sa puissance nominale depuis le 6 février 1996
3 mai 1996, date de l'arrêt programmé pour remplacement des barres de
L'exploitant a cependant décelé mi-mars
une légère reprise de la fuite de l'échangeur intermédiaire qui ne
plus manifestée depuis la réparation de juillet 1995. Le niveau de
reste cependant inférieur au critère d'acceptabilité et le
du réacteur n'a pas été affecté.
L'arrêt programmé s'est déroulé du 3 mai 1996
au 18 juillet 1996, le redémarrage ayant été autorisé le 17 juillet 1996
et le réacteur a repris son fonctionnement à 50% puis 60% de la puissance
La demande d'autorisation de
fonctionnement au-delà de 60% et jusqu'à 90% de la puissance nominale a
été déposée le
5 août 1996. Conformêment à la lettre DSIN du 17 novembre 1995, les
principaux dossiers accompagnant cette demande concernent:
* le réexamen de la qualité de fabrication
de circuits importants pour la sûreté que l'exploitant doit entreprendre à partir des Dossiers de Fin de Fabrication (DFF).
* l'amélioration de la surveillance en exploitation:
reprenant une préoccupation exprimée dans son rapport du 18 janvier 1994,
la DSIN a indiqué à l'exploitant que l'autorisation de dépasser 60% était
conditionnée à la prèsentation du programme de recherche et développement
pour renforcer la détection précoce de défaillances sur des matériels importants
Depuis le début de l'année 1996, 5 incidents
ont été déclarés dont un classé au niveau 1 de l'échelle INES.
L'exploitant a programmé un arrêt à partir
de janvier 1997 afin de modifier la configuration du coeur et apporter
les améliorations demandées par la DSIN. En particulier, la première
d'assemblages fertiles sera remplacée par des assemblages en acier
pour rendre le coeur moins surgénérateur, conformêment aux nouvelles
missions assignées au réacteur.
Par ailleurs, la mise en service, avant l'arrêt,
de l'Atelier Pour l'évacuation du Combustible (APEC) devra faire l'objet
d'une autorisation ministérielle, conformêment au décret no63-1228
du 11 décembre1963.
Enfin, la montée au delà de 90% de la puissance
nominale devra faire l'objet d'une autorisation de la DSIN qui devrait
intervenir vraisemblablement après l'arrêt mentionné ci-dessus.
Les Européens contre Superphénix
Regroupement de 250 associations pour l'arrêt définitif de
la centrale nucléaire de Creys-Malville (Isére)
9, rue Dumenge -69004 LYON - Tél.: 0478282922- Fax: 0472977004
le Groupement de Scientifiques pour l'Information sur l'énergie
Nucléaire (GSIEN)
2, rue François Villon -91400 ORSAY - Tél. : 01 60 10 03 49- Fax:
01 60 14 34 96
Communiqué de presse commun du 2 juillet 1996 àpropos du rapport de la "Commission chargée
d'évaluer la possibilité réelle
de faire de la recherche avec Superphénix"Superphénix: la centrale nucléaire qui lave plus blanc
Raymond Sené, représentant du
en mai 1996, démissionné de la commission Castaing estimant que "les conclusions
vers lesquelles elle s'orientait étaient en contradiction avec l'analyse
du GSIEN". En effet de la non-maîtrise des feux de sodium en passant
par les multiples incidents dont il a été le siège, Supeiphénix est une
machine chère (50 milliards), dangereuse et mal conçue.
Il était et reste évident au
aux Européens contre Superphénix que ce réacteur doit être arrêté
et démantelé au plus vite.
Le tour de passe passe qui a consisté à déclarer
ce réacteur prototype pour la recherche et la démonstration serait le comble
de l'humour noir s'il ne s'agissait d'un réacteur prèsentant de graves
lacunes au plan de la sûreté et, donc de la sécurité des populations. De
plus cette déclaration est une duperie car Superphénix, avec son chargement
d'origine essaie de faire des kWh. Il ne sera réacteur de recherche (???)
qu'à partir de l'an 2000 s'il ne s'arrête pas avant pour panne grave.
Superphénix, réacteur de l'avenir? Ce réacteur
dont la conception remonte aux années 70 est un raté technologique. Il
faut savoir arrêter les expériences ratées et il est dommage que la Commission
Castaing, tout en reconnaissant les lacunes des programmes expérimentaux,
ait insisté pour él'utiliser comme une source de neutrons rapides! Le GSIEN estime que, si des expériences doivent être menées
elles le seront plus utilement et plus facilement près d'un accélérateur
ou d'une boucle de recherche.
Le GSIEN et les Européens contre
Superphénix déplorent que, lors de l'examen des dossiers une fois de
plus on n'ait pas fait le bilan de ce qu'on a fait, de ce qu'on sait faire
et de ce qu'on rêve de faire. Malgré l'opposition d'une majorité de la
population, les tenants de Superphénix ont gagné sans combattre et ceci
n'avancera pas le problème des déchets.
De toute façon, les déchets traitables par
Superphénix ne sont qu'une infime partie du tas énorme que nous entassons
depuis 50 ans. Est-il raisonnable d'envisager d'avoir plusieurs
dizaines de Superphénix en France pour traiter les tonnes de déchets radioactifs?? Le GSIEN et les Européens contre
Superphénix déplorent que la survie de Superphénix nous engage pour
de longues années sur la voie du nucléaire et empêche toute révision du
programme énergétique de la France. C'est si facile de continuer et de
persévérer dans l'erreur en voulant faire croire que le problème des déchets
nucléaires sera résolu demain avec Superphénix qui lavera plus blanc.
Contact presse: Philippe Brousse (tél. : 04 78 28 29
début p.10
Analyse du rapport Castaing sur Superphénix
de juin 1996
Superphénix, le fleuron du
programme français a, encore, été sauvé sur le filet. La Commission,
pourtant sans
membres appartenant directement au C.E.A., n'a pas réussi à aller au
de son analyse. Elle s'est arrêtée sur les déchets. La présentation de
sa mission comme celle de ses membres est assez restrictive (il n'y a
eu d'effort pour aller au bout du sujet ni de sa part ni de la part des
ministres concernés ou plus exactement il y a eu quelques blocages):
"Elle a été chargée de donner son avis
sur la capacité de Superphénix à fonctionner en outil de recherche".
Effectivement c'était sa mission mais dans
ce cadre elle a bien débordé sur les déchets et pas du tout sur Superphénix,
Ce qu'on pouvait espérer était une analyse
de ce qui avait été fait, se faisait, allait se faire. On ne demandait
pas un rapport sur la pertinence des programmes mais sur leur possible
réalisation à partir non pas de ce qui est promis mais de ce qui est
accessible avec SPX. Il ne fallait pas oublier de préciser qu'il existe
déjà une commission qui évalue les programmes de réduction des déchets
et que NERSA fait un rapport semestriel sur le programme d'acquisition
de connaissances. On pouvait donc partir de ce qui avait été analysé et
éviter de paraître découvrir Superphénix.
Quant à la composition de la commission, certes
elle fut formée d'experts indépendants c'est-à-dire ne dépendant pas directement
du système mais force est de constater que l'indépendance ça se gagne et
se cultive. N'est pas indépendant qui veut, encore faut-il le vouloir.
De toute façon, en partant avec 2 idées fixes:
- les déchets doivent être éliminés, mais
la notion déchets ne s'appliquant qu'à ceux du retraitement cela déplace
l'étude et ne traite pas le problème dans son intégralité,
- SPX a coûté cher, il faut rentabiliser les
crédits engloutis dans ce monstre.
- la commission biaisait sa réflexion en ne
regardant pas tous les tenants et les aboutissants du sujet.
D'une part comme cela doit être souligné une
fois de plus, les déchets issus du retraitement ne sont qu'une infime partie
de l'immense problème et d'autre part le problème a beaucoup évolué depuis
1991, la fermeture du cycle prônée par EdF n'est plus à l'ordre du jour.
Dés à présent, en effet, EdF n'envisage pas
de retraiter plus des deux tiers de ses combustibles, le reste sera provisoirement
entreposé avant un stockage éventuellement définitif dans un siècle minimum.
La commission qui souhaite explicitement ne pas léguer de problèmes aux
générations futures va le faire ipso facto et aurait du intégrer
cette nouvelle donnée dans ses travaux.
La commission chargée du suivi de la loi
1991 a introduit une petite analyse de cette nouvelle approche du
des déchets. En effet ce non retraitement conduit inéluctablement au
en l'état des combustibles usés. Il est alors clair que Superphénix ne
changera rien au legs. Au contraire, si on le garde il ne fera que
la situation. Il ne faut pas entretenir de faux espoirs, la partie
des déchets est certes fort encombrante mais finalement ce sont les
de moyenne, faible et très faible activité qui représentent les volumes
les plus importants et posent donc le plus problème. Ils en posent
plus qu'ils sont mal évalués, mal repérés et que leur traitement se
révèle très difficile et donc coûteux. Or il se trouve que ces déchets
pas être traités en accélérateur ou en réacteur, il faut donc en
les quantités pour éviter de multiplier les problèmes.
Les recommandations générales sont contradictoires.
En effet le PAC 1 est destiné à vérifier si
Superphénix peut être un réacteur fournissant de l'électricité, et de plus
il est souhaité qu'il fasse de la recherche or, pour pouvoir faire des
expérimentations, le réacteur doit fonctionner et délivrer un flux de neutrons
important. La formule:
"que les travaux menés dans le cadre du
PAC 1 visent prioritairement à améliorer le fonctionnement et la sûreté
du réacteur Superphénix et qu'ils prennent le pas sur la recherche d'un
accroissement de ses performances..."
risque de s'avérer incompatible
avec les buts affichés et induire de sérieux problèmes de sûreté.
La demande "que les expérimentations conduites
dans le cadre des PAC 2 et 3 n'affectent pas la séreté d'une maniére significative."
est bien le moins qu'on puisse exiger. C'est même un peu court, ces
expérimentations ne doivent pas être menées si la sûreté devait être affectée.
Quant aux deux derniers alinéas concernant "la
qualification industrielle de choix techniques qui seraient en tout état
de cause prématurés..." et "le programme concernant la tenue des
divers matériaux"
ils risquent de n'être pas suivis. En effet il y
a incompatibilité entre une qualification industrielle même prudente et
des essais de matériaux, essais de matériaux qui, en tout état de cause
ne dépendent pas de Superphénix mais d'une recherche fondamentale que les coûts de Superphénix risquent de mettre à mal.
Le problème des matériaux est traité dans
l'annexe V. Il est évident qu'il s'agit d'un point crucial qui est la pierre
angulaire du développement de la filière sodium comme il l'est pour les
REP, la filière thorium, etc.
fin p.10
Comme il est mentionné dans cette
"A titre d'exemples de phénomènes
métallurgiques, le plus souvent non prévus, ayant marqué l'histoire des
réacteurs, mentionnons ici:
a) la diffusion rapide du plutonium au
travers des gaines (à base de magnésium) des réacteurs graphite-gaz. Cette
diffusion polluant en sodium le caloporteur, fut découverte sur le tas
et imposa brutalement d'incorporer dans l'élément combustible, à la fabrication,
une barrière de diffusion entre combustible et gaine;
b) la croissance sous irradiation, phénomène
découvert quant à lui précocement et consistant en une déformation continue,
due à l'irradiation, des matériaux de structure cristalline anisotrope.
Ce phénomène, qu'on évite dans le combustible par l'emploi de cristaux
cubique (par exemple UO2) se manifeste dans les gaines de structure hexagonale
des REP (zircalloy). Modérée dans le domaine actuel des taux de combustion,
la croissance du zircalloy peut devenir préoccupante si l'on veut augmenter
c) le gonflement, soit du combustible par
accumulation de bulles de gaz de fission ou des éléments de structure par
création de micro-cavités dues à l'irradiation, induit une diminution des
sections de passage du caloporteur, provoque des contraintes mécaniques
et crée les conditions d'une fragilisation qui peut être inquiétante notamment
en cas de séisme.
Ces exemples illustrent la
quasi-impossibilité
de prédire, hors d'un effort de recherche expérimentale considérable,
des phénomènes subtils et pourtant lourds de conséquences. Ainsi, pour a), où l'irradiation ne joue aucun rôle, on est en présence d'une diffusion
anormalement rapide du plutonium dans le magnésium, que rien ne laissait
prévoir (les expériences de diffusion de l'uranium n'avaient présenté
aucun caractére inquiétant). Pour b), le détail du mécanisme qui
dépend des conditions de germination de petits défauts cristallins, n'
est pas encore complètement élucidé à l'heure actuelle. Pour c),
il a fallu un effort de recherche considérable pour découvrir par exemple
les conditions de mobilité des bulles de gaz dans le combustible, et plus
encore pour comprendre que l'origine des cavités était la conséquence d'un
déséquilibre de capture des défauts d'irradiation par les dislocations.
Il est donc clair en particulier qu'aucun
code de calcul ne saurait suffire pour déterminer l'état et les propriétés
d'une aiguille combustible aprés tel ou tel temps de fonctionnement. Il
y a là une différence majeure avec d'autres paramètres d'un réacteur (carte
de flux de neutrons par exemple) ou même du combustible. Ainsi, pour celui-ci,
on calculera avec une grande confiance l'évolution dans le temps de sa
radioactivité au cours du stockage grâce à un système d'équations différentielles
couplées, aussi bien (ou mal) déterminées que les valeurs des constantes
(par exemple les périodes radioactives) sont bien (ou mal) connues. Les
solutions ne peuvent donc comporter ici que des erreurs numériques. S'agissant
du comportement en réacteur d'un matériau, ce sont parfois certaines valeurs
numériques (cas de l'exemple a), mais le plus souvent la nature même des phénomènes sous-jacents (cas b et c) qui sont insuffisamment
connus, des variations infimes des propriétés chimiques, physiques, élastiques...
du système pouvant faire bifurquer celui-ci sur une évolution inattendue
et éventuellement dommageables.
De ce point de vue, le poids donné aux études amont de matériaux dans le PAC est trop limité...
Certes le PAC affiche un programme matériaux
important... Mais ce programme qui est appelé surveillance des assemblages
et surveillance des absorbants limite son ambition à l'examen des objets
en laboratoire chaud aprés séjour en réacteur (Phénix et Superphénix).
Cet examen est évidemment indispensable
et il faut à cet égard insister sur le nécessaire maintien - et probablement,
ici et là, sur la rénovation - des moyens actuels moyens d'examen en cellules
actives de Marcoule et Cadarache. C'est là que l'on pourra observer les
grandes tendances, valider certains choix (nuances d'acier, conditions
de fabrication des pastilles..), établir des lois de déformations, ausculter
les ruptures de gaines, etc.
S'en tenir là, notamment pour les inconnues
que comportent CAPRA et SPIN, serait toutefois insuffisant car on se limiterait
alors à observer, sans guère pouvoir comprendre." La conclusion de cette annexe est que
pour les 3 grands domaines:
- données thermodynamiques,
- recherche de taux de combustion élevé,
- exploration de nouvelles voies, le plomb
Il n'y a pas assez d'études prévues ni de
tests du moins dans les différentes fiches du PAC.
La commission demande que "le programme
concernant la tenue des divers matériaux (combustible, matériaux de gaine
et de structure) ne se limite pas à de simple essais de validation technique
et s'appuie sur un effort important de recherche fondamentale, expérimentale
et théorique, en thermodynamique des solides, en physique de la déformation,
en corrosion et en effets des radiations."
Reste à savoir ce qui sera
effectivement réalisé de cette demande.
La commission recommande finalement "que
les expérimentations s'inscrivent dans le cadre de l'axe 1 de la loi du
30 décembre 19,91 relatives aux recherches à mener sur les déchets radioactifs...".
D'une part la loi a inscrit un examen en 2006 mais elle n'a pas inscrit
D'autre part les motivations de cette loi
ont quelque peu changé avec la décision d'EdF de ne pas retraiter l'ensemble
des combustibles, décision qui a été connue en 1996.
La commission a comme ligne de conduite pour
donner ses conclusions une approche qu'on peut ne pas partager et même
juger incorrecte:
"Au terme de son examen, la commission
considère comme légitime le désir de tirer tous les enseignements
des investissements considérables, intellectuels et financiers, qui ont
déjé été consentis pour la réalisation de Superphénix, étant entendu
dans son esprit, les connaissances recherchées ne limiteront pas leur
objectf à la qualification de ce réacteur particulier et auront, dans
mesure du possible, une portée plus générale."
La commission a comme ligne directrice la
loi de décembre 1991. En conséquence elle explicite qu'elle aurait
pu recommander par exemple qu'un nouveau Phénix soit construit d'urgence.
Mais, la construction en serait-elle entreprise dès aujourd'hui, ce réacteur
expérimental viendrait trop tard pourpermettre l'acquisition en temps utile
de résultats susceptibles d'éclairer les débats prévus à l'échéance 2006
fixé par la loi." Au risque de se répéter il faut noter que
la loi de 1991 fixe un rendez-vous en 2006 pour statuer ou non sur la faisabilité.
Si rien ne peut être décidé il est prévu, éle cas échéanté, de
les recherches. De toute faéon la nouvelle stratégie d'EdF qui consiste
à prévoir le retraitement de 850 tonnes de combustibles sur les 1.200
du parc, oblige à se pencher sur le stockage en l'état du combustible
ces 350 tonnes orphelines.
Dans ces conditions, compte tenu des
et des incertitudes de séreté est-il raisonnable de garder Superphénix
à évidemment la réponse de cette commission semble être oui mais est-ce
(et je me répéte volontairement) raisonnable?
Premier volet du PAC
La commission a sur ce sujet des analyses
contradictoires dont elle reconnaît les contradictions. En effet pour exécuter
les différents points des PAC il faut que le réacteur fonctionne, soit "une disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement
de tous les volets du PAC; mais elle en est le moyen et non l'obiectf."; mais cette nuance sera-t-elle prise en compte par NERSA en particulier
et EdF par ailleurs. Le fonctionnement en réacteur de recherche n'a pas
d'adéquation avec le fonctionnement en réacteur industriel. Simplement
on peut penser que faire du kW sera la préoccupation des exploitants.
La commission juge aussi que écompte tenu
des dépenses passées et irréversibles, les connaissances visées par ce
PAC 1 peuvent effectivement, sauf indisponibilité chronique qui remettrait
en cause l'ensemble du programme, être acquises à coût marginal.", on
peut alors se référer au rapport de la Cour des Comptes qui estime le coût
de Superphénix à 34 milliards en 1996, coût qui grimpe à 60 milliards en
Or le coût de fonctionnement de Superphénix est seulement estimé autour du milliard par an,
faut-il en déduire que les PAC vont revenir à 20 milliards ou que
signifie cette estimation, y entre-t-il une provision pour
démantèlement?Deuxième volet du PAC Ce point ne paraît pas essentiel à la commission pour au moins 2 raisons: - «Il
reste à démontrer que l'introduction de tels combustibles
n' ffectera pas significativement le fonctionnement et la sûreté
du réacteur, ce qui demandera un volume d' études complémentaires
considérable.» - «Il
apparaît ainsi que, pour ce qui concerne tout au moins la gestion du
plutonium, la disponibilité de RNR à taux de sur ou sous-génération
modulable n'aurait de véritable utilité économique que dans l'une ou
l'autre de deux solutions extrêmes: poursuite voire développement du
nucléaire actuel, ou au contraire renoncement à tout programme nucléaire.» En conséquence pourquoi retraiter? Pourquoi miser sur le MOX pour préserver des ressources
puisque de toute façon on ne recyclera pas le MOX (décision EdF 1996)
et pour éviter la prolifération (combustible usé première génération
tout aussi efficace) ? La commission reconnaît
que d'une part il faut être sûr de la sûreté du réacteur chargé avec
des types de combustibles incon-nus et que d'autre part les RNR ne sont
d'aucune utilité pour le moment devant la suprématie des REP. Quant à
l'avenir leur place reste une interrogation car d'autres voies peuvent
être choisies: sans nucléaire ou bien avec d'autres combustibles.Elle annonce aussi: - «Nos
descendants proches ou éloignés qui prendraient la décision d'arrêter
tout programme électronucléaire auraient à régler le problème posé par
l'inventaire du parc. Ils auraient le choix, dans le cadre des
technologies actuellement disponibles, entre deux possibilités: - ou bien mettre la totalité de l' inventaire aux déchets; - ou bien procéder à l'incinération de cet inventaire dans
des réacteurs à eau ou à neutrons rapides, mais 50 à 200 ans de
poursuite d'un nucléaire seraient nécessaires pour la simple réduction
de l' inventaire d'un facteur 10. La mise en oeuvre de cette
incinération et des opérations de recyclage associées impliquerait des
durées qui pourraient dépasser largement un siècle ; elle ne serait par
ailleurs pas exempte de risque.» Malgré
cette analyse fort pessimiste, la commission ne veut pas donner un avis
et préfère qu'on active les opérations pour vérifier l'apport des RNR
et seulement à la lumière de cette nouvelle approche faire enfin «une analyse avantages-inconvénients en terme de risque.» La différence d'analyse réside dans le fait que la
commission croit encore possible un miracle alors que le GSIEN est
persuadé que les RNR sont des machines trop compliquées et trop peu
sûres pour les utiliser industriellement. De
plus nous sommes persuadés que le problème des déchets est loin de se
limiter aux actinides. Dans ces conditions il faut se concentrer sur
TOUS les déchets et pas juste sur la partie certes très préoccupante
mais faible en quantité. Quant à la menace sous-jacente «qui prendraient la décision d'arrêter» et «auraient à régler le problème posé par l' inventaire du parc.» elle conduit à arrêter le plus vite possible et à se préoccuper des déchets. Quoiqu'on en dise: - arrêter le retraitement limite les stocks accessibles de plutonium - arrêter le nucléaire limite l'inventaire. Reste évidemment à gérer ces arrêts mais ce serait plus
réaliste que continuer Superphénix qui nous conduit dans une impasse
encore plus rapidement.(suite)
Le troisième volet du PAC En ce qui concerne ce volet des études complémentaires
sont nécessaires avant toute décision. Le programme proposé n'est pas
réaliste car il consiste à réaliser ce qu'on sait faire sans étudier
l'impact sur l'ensemble de l'inventaire. Les
conclusions annexes ne sont pas réalistes. Superphénix ne peut pas être
un réacteur industriel ET un réacteur de recherche. II n'est pas conçu
en réacteur de recherche et son aménagement n'est pas plausible. La commission a recommandé qu'«un effort prioritaire soit porté sur le chargement en américium». Pour partie elle semble avoir été entendue puisque le CEA a présenté un projet nouveau pour 1999. Il faut noter que faisant fi de ses propres réserves et ne gardant (c'est bien le moins) que «sous réserve bien entendu d'un fonctionnement comme réacteur industriel dans des conditions de sûreté totalement satisfaisantes.»
la commission présente Super-phénix comme un outil de recherche,
offrant des neutrons rapides et des possibilités d'irradiation de
longue durée. Il faut savoir raison garder et se rendre compte que Superphénix ne va pas devenir bien conçu par magie.Analyse du rapport technique détaillé: L'avant-propos expose la stratégie qui sous-tend le
rapport. Il s'agit de gérer le problème des combustibles irradiés, il
est clair qu'il ne s'agit pas d'une stratégie applicable à l'ensemble
des déchets. En conséquence et compte tenu des options françaises des
années 60 le soutien de Superphénix semble inéluctable. C'est cette
apparence de politique sans autre choix que nous jugeons fausse. A la
lumière de l'expérience accumulée on se doit de tirer les leçons et non
pas espérer des miracles.Analyse de l'introduction A la lumière des ennuis actuels et de la prise en charge
du problème des déchets, on peut relire les contributions des uns et
des autres. Cependant le développement du
nucléaire a été militaire et ceci explique la voie du retraitement et
de l'utilisation du plutonium. Quoiqu'on en dise il y a eu
effectivement une série d'argumentaires pour stopper Superphénix et
pour la prise en charge des déchets. De fait ils n'ont pas été entendu,
c'est la raison de la construction d'un surgénérateur de 1.200 MWé,
construction qui s'est avérée un échec. Il est affirmé que «la
France... était conduite au saut technologique qu'à constituer le
passage direct à l'échelle du prototype industriel Superphénix.».
Rien ne justifie cette extrapolation sinon d'avoir cru être capable de
la faire, c'était un pari et il est raté. Quant à l'argumentaire
«fermeture de cycle», même le rapport prend des gants «La rapidité d'évolution du discours a pu entretenir l'impression d'arguments de circonstance.»
La réaction des populations au problème des déchets a constitué à faire
miroiter qu'on serait capable de les faire disparaître par
«incinération». Outre que le mot est inapproprié car on ne fait pas
disparaître mais on modifie, on ne traite qu'une infime partie du
monceau (même si c'est une partie gênante) et on garde les déchets de
mines et de démantèlement. Les commentaires sur l'expérience Superphénix sont critiques: «une
sous-estimation des difficultés qu'était susceptible d'entraîner le
changement d'échelle que constituait le passage de Phénix directement à
l'échelle industrielle;une conception liée à des choix industriels contestables: - recherche de surgénération maximale; - priorité donné à la réduction des coûts dans la
perspective du passage direct à une fabrication de série; c'est ainsi
que le barillet a été réalisé en acier ordinaire; - réalisation directe d'un objet industriel non modulaire, qui a rendu
difficiles les contrôles et très lourdes les interventions... - des contrôles insuffisants de qualité de fabrication; - de façon générale, un montage industriel insuffisamment maîtrisé...» p.12
série d'arguments dont nous reconnaissons la pertinence nous conduit à
exiger l'arrêt de Superphénix et nous ne suivons pas la commission qui,
elle ne le demande pas. De même nous pensons
qu'une analyse, non pas des études de sûreté, mais de ce qui avait pu
être étudié s'imposait. Le rapport énonce tout et son contraire: «En
tout état de cause, le taux de disponibilité jusqu' ici observé est un
indicateur très imparfait de la validité d'un tel prototype et vouloir
le considérer comme critère de jugement ne conduirait pas à optimiser
les décisions. Il reste que si une indisponibilité prolongée se
manifeste à nouveau, malgré les travaux complémentaires accomplis à ce
jour, il conviendra assurément d'en tirer la leçon.» Les partenaires de NERSA ont partiellement répondu puisque
la renégociation du contrat d'association a conduit à (Cour des Compte
1996): «S.B.K.
et E.N.E.L. demeurent associés au sein de NERSA et continuent jusqu'au
31 décembre 2000 à supporter leur quote-part des frais d'exploitation
et de remboursements des emprunts sauf si la centrale se trouve
maintenue à l'arrêt pendant vingt-quatre mois consécutifs.» Plus loin la Cour des Compte ajoute «Ces
livraisons d'électricité (14,5 milliards de kWh en 6 ans) correspondent
à 49% de la production estimée de la centrale d' ici le 31 décembre
2000, ce qui implique un taux de disponibilité du réacteur de 60%. Un tel taux pose un double problème: en premier lieu,
l'aptitude de ce réacteur à fonctionner sur des périodes suffisamment
longues reste à démontrer. Si tel n'était pas le cas EDF devrait alors
s'acquitter de ces livraisons en puisant sur sa production propre. Il
convient, en deuxième lieu de s'interroger sur la compatibilité de ce
niveau de production avec les dispositions du décret du 11 juillet
1994, en vertu desquelles le réacteur est un outil de recherche et de
démonstration et non une centrale de production.». Et c'est bien
le problème majeur, même s'il est vrai qu'un outil de recherche doit
fonctionner, il n'y a aucune commune mesure entre un outil de
production et celui de la recherche. D'ailleurs Superphénix n'a pas été
conçu pour la recherche et ne le sera jamais. Si la France veut se
doter des outils de son désir (mais est-ce vraiment son désir de se
noyer dans le nucléaire?) alors elle doit le faire sans réassigner des
objectifs impossibles à une machine qui n'est pas prévue pour. D'ailleurs le rapport le reconnaît: «A
cet égard, elle est consciente du fait que les recherches relatives à
l'axe 1 de la loi de 1991 pourraient être menées dans des conditions
bien plus satisfaisantes sur un réacteur spécialement consacrés à de
tels travaux. Elle aurait pu recommander par exemple qu'un nouveau
Phénix soit construit d'urgence.» La
raison invoquée pour ne pas demander cette construction est «l'échéance
2006» de la loi sur les déchets. Il y a urgence à traiter correctement
les déchets mais 2006 n'est pas une échéance pour décider mais pour
faire le point. Par contre le fait que peut-être avoir un nouveau
Phénix serait difficile peut expliquer qu'on ne le demande pas... La commission a considéré que sa mission s'inscrivait sur 2 axes: - Outil de recherche indispensable pour les déchets, - la sûreté ne fait pas partie des analyses. D'une part le GSIEN estime que Superphénix est en soi trop
dangereux pour être utilisable en outil de recherche, d'autre part on
peut ignorer la sûreté dès lors que l'on étudie la possibilité de
recherche sur un tel engin. De plus le GSIEN
n'est pas d'accord sur l'interprétation de la loi. Cette loi demande
qu'on étudie le problème des déchets, elle ne demande pas de brûler les
étapes.(suite)
Analyse du chapitre 2:l'aptitude de Superphénix à mener à bien le programme envisagé Les prémisses du chapitre sont entachées d'une erreur, par
ailleurs déjà signalée, la loi de 1991 n'oblige pas à avoir trouvé une
solution en 2006. Elle exige par contre qu'on fasse le point du
problème, le tour des solutions et que surtout on sache affirmer ce
qu'il convient de rechercher.Compatibilité entre les 3 volets du PAC 1 - Démontrer la capacité d'un réacteur à neutrons rapides à produire de l'électricité En soi la demande est légitime mais totalement irréaliste.
Un réacteur unique ne peut permettre cette démonstration. Quant à
l'affirmation que «comment des
expériences en temps masqué d'un nombre limité d'assemblages ou
d'aiguilles non standard prévues dans les PAC 2 et 3 pourraient
incompatibles avec la démonstration de la capacité d'un réacteur à
neutrons rapides de produire de l' électricité à un niveau industriel.» elle n'existe que parce qu'on ne se préoccupe pas de sûreté, ni de la faisabilité des aiguilles. Cependant le rapport analyse les conditions de fonctionnement d'une part à la lumière du décret de 1994 qui, pour des
raisons de sûreté, limite les quantités de plutonium et d'actinides.
L'avis de la DSIN est considéré comme essentiel et la commission a
raison de le souligner, d'autre part le manque de souplesse de Superphénix face à Phénix. L'analyse des coûts est aussi un exercice de style
difficile à contrôler. Ce qui ressort du rapport de la Commission et de
celui de la Cour des comptes c'est que Superphénix coûtera au bas mot 7
milliards jusqu'en l'an 2000 et que inéluctablement on a aussi engagé
27,4 milliards qu'on paiera en 2000 ou en 1996 ou... De toute façon le
3ème coeur n'est pas compté dans cette arithmétique et il coûtera au
bas mot 2 milliards. Ce qu'on en peut déduire c'est que cet engin
frisotte les 60-70 milliards sans compter le coût des recherche et des
proto Phénix et Rapsodie. En effet dans la
réponse du Gouvernement et d'EdF au rapport de la Cour des Comptes se
trouve comptabilisée en positif la recherche (aléatoire!)
d'incinération des actinides. Superphénix a un traitement de faveur que
les recherches sur le solaire peuvent lui envier. Ce coût limité et marginal justifie le choix fait d'après les instances officielles: «Ce
coût limité justifie le choix fait par les partenaires, certes sur des
considérations non exclusivement économiques, de poursuivre la
production au moins jusqu'à l'an 2000, ce qui permet, dans l'
intervalle, à la centrale de démontrer ou non sa capacité à fonctionner
correctement.» Ceci est la réponse du président d'EDF. Celle de ministre est encore plus savoureuse: «La
décision de construire Superphénix a été prise en 1974, dans un
contexte de forte croissance économique, alors qu'il devenait manifeste
que les énergies primaires ne seraient pas inépuisables et que la
France engageait un ambitieux programme de centrales nucléaires à eau
pressurisée. Toutefois, on constate a posteriori que le passage direct
d' un réacteur de 250 MWé (Phénix) à un prototype de taille
industrielle de 1.200 MWé (Superphénix) était un choix excessivement
optimiste, et que la complexité de la technologie a entraîné des
surcoûts d' investissement et des difficultés de fonctionnement
importants. Aujourd'hui, Superphénix reste irremplaçable pour certains
travaux de recherche essentiels dans le domaine de l'aval du cycle du
combustible nucléaire. Par ailleurs, l'exploitation de la centrale
devrait être financièrement équilibrée au cours des prochaines années
si sa disponibilité se maintient à un niveau suffisant.p.13
Enfin la Direction de la Sûreté des Installations
Nucléaires a confirmé que la sûreté du réacteur était analogue à celle
des ré­acteurs à eau pressurisée d'EdF. Il serait regrettable de ne pas tirer
le maximum de connaissances de cet outil qui existe, d'autant plus que
cette acquisition de connaissances peut se faire moyennant un coût
limité, qui sera compensé partiellement, en totalité, voire au delà,
par les ventes d'électricité si la disponibilité du réacteur est
suffisante.» Comme quoi 7 milliards et un
coeur à 2 milliards et tous les à-côté c'est bien peu. Il s'agit d'un
VRAI programme de recherche!! Ce qui est
remarquable c'est que finalement on est d'accord SPX est un réacteur
mal conçu, qui coûte cher. Mais on diverge totalement sur la
conclusion. Le GSIEN écrit, affirme, analyse «il faut savoir arrêter les expériences ratées.», les autres disent «cela ne coûtera que quelques sous de plus, alors on continue.» Sauf que, en cas d'accident, les quelques sous grossiront très vite.Chapitre 3:Le programme de recherche PAC 1 Dans les considérations générales la commission répète que «cette acquisition de connaissances peut être faite à un coût marginal.» mais explicite que «cette notion mérite d'être précisée.». D'une part la Commission écrit «L'estimation précise de ce solde (coûts en cas d'arrêt moins valorisation) est apparue inaccessible...» et d'autre part «il
semblerait légitime à la commission que ces coûts spécifiques (pour la
recherche) représentent un montant significatif, au moins de l'ordre de
20% du coût d'exploitation, auquel ils viendront s'ajouter.» De l'avis de la commission Superphénix «ne
permet d'apprécier qu'imparfaitement les contraintes de la pleine
maîtrise technique d' une filière et la connaissance des coûts.» De toute façon la commission précise que «une
disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement de
tous les volets du PAC. Mais elle en est le moyen, non l' objectif»
Cette remarque est parfaitement vraie et adaptée à la situation, sauf
que il est préférable d'arrêter les frais tout de suite car aucune
expérience ne peut valablement être menée avec ce réacteur sauf essayer
de lui tirer quelques kWh à un prix défiant tout concurrence, quoiqu'il
soit affirmé sur les coûts marginaux du PAC comparés au coût de
Superphénix. La commission encourage également
l'étude des matériaux parce que «le problème principal à résoudre étant
de réduire le gonflement et le fluage sous irradiation.» et aussi «si
l'on veut augmenter significativement les durées d'irradiation». On
constate une fois de plus que la commission ne va pas au bout de sa
réflexion. Car si il y a encore autant de problèmes de métallurgie, il
vaudrait mieux utiliser les diverses boucles (MASURCA par exemple) pour
faire ces études. II est plus facile de concevoir des expériences de
petite taille où l'on maîtrise les paramètres.Chapitre 4:le programme de recherche PAC 2 Dans ce chapitre il y a une étude de la diminution des
stocks de plutonium par passage en réacteur. Le but est pour finir la
réduction du danger potentiel d'un stockage après retraitement. Comme
il n'est pas fait mention de la nouvelle stratégie d'EdF de diminuer le
retraitement, c'est une analyse qui ne tient pas compte de la réalité
ni des possibilités actuelles. (suite)
Finalement la commission suggère simplement d'utiliser Superphénix «comme un outil d'irradiation de longue durée dont l'intérêt et la flexibilité de­vraient
être appréciés en comparaison avec les autres moyens d' irradiation.» Ce chapitre n'est pas un chapitre sur Superphénix
mais sur les déchets. Dans ces conditions il faut se pencher sur les déchets.
La solution incinération a-t-elle un sens. Compte tenu des stocks ac­tuels de
plutonium Superphénix ne changera rien au bilan. Il reste toujours qu'il faut
disposer de 2 RNR pour 4 REP. Ce qui n'est pas le cas et ne le sera jamais:
coût, délais de construction. La seu­le solution est l'arrêt du retraitement et
le stockage en l'état des combustible. Je ne saisis pas ce qu'apporte le MOX au
problème du plutonium. Sa fonction est de rendre le plutonium inaccessible au
sein d'un nouveau combustible. Quel intérêt? Autant le laisser dans
l'assemblage REP. Si on veut faire des progrès il vaut mieux étudier de nouveaux REP avec un
coeur plus aéré, on ferait moins d'actinides mineurs et moins de plutonium. En
effet les neutrons seraient ralentis da­vantage et on ne serait plus dans une
zone d'absorption des neu­trons. Tout est à gagner.
Chapitre 5: le programme de recherche PAC 3
La commission considère ce programme comme peu intéressant.
«On peut regretter à cet égard la maigreur du programme
pré­vu pour Superphénix. Ce programme:
- se borne à peu de chose près à l'étude de
l'incinération du plutonium ; cet actinide est sûrement plus facile à se
procurer et pose beaucoup moins de problèmes pour la confection d'assemblages
destinés à une incinération en mode homogène; mais l'in­térêt de son
élimination, dans le cadre général de la réduction de la nuisance potentielle
des déchets reste relativement faible si on n' incinère pas aussi la source du
neptunium que constitue l'amé­ricium 241;
- n'a prévu, faute
semble-t-il de moyens adéquats de chargement d'aiguilles en américium, que
quelques irradiations d'ai­guilles à faible teneur en américium provenant du
coeur 1 et de quelques éléments riches en américium dans le coeur 3. Ces irra­diations
ne pourraient guère apporter, pour l'échéance 2006, d' éléments d' appréciation
bien nouveaux par rapport à ceux que l'on peut tirer des expériences déjà
réalisées dans SUPERFACT.
- ne prendrait vraiment d'intérêt
que si un effort prioritaire était porté sur des essais d'incinération, dite en
un seule passage d'aiguilles d'américium sur matrice inerte, visant à le
détruire à plus de 90% en une seule incinération prolongée, de telle sorte que
le résidu serait susceptible d' être directement envoyé aux déchets. De tels
essais devraient dans toute la mesure du possible être abordés dès la mise en
place du coeur 2, sur des aiguilles protégées par une surgaine appropriée.»
En conclusion ce programme ne sert pas un grand chose si on ne le modifie
pas. Mais au risque de se répéter il est sûrement plus rentable de se lancer
dans la modification des REP pour moins produire d'américium et donc ne pas avoir
besoin de le détruire. De surcroît si on ne retraite pas il est dans une
matrice sûre et a mi­nima on peut entreposer en attente de ce qu'on saura un
jour faire. On peut aussi limiter le recours au nucléaire pour éviter d'ac­croître
les stocks de déchets.
ou la réhabilitation difficile d'un site de mine
Préambule Comme vous le savez tous, la mine de Saint-Priest la
Prugne, qui a été en exploitation de 1955 à 1980, l'a été tout d'abord
à ciel ouvert puis en travaux souterrains. Le minerai était traité sur place, les résidus du traitement étant déversés dans un bassin de décantation. L'exploitation de la mine s'est traminée en 1980. A cette
date le problème des déchets issus des centrales commençait à être pris
en compte, COGEMA avait pensé transformer le site en ceontre de
stockage. Cependant la municipalité et le
sollectif des Bois Noirs ont rassemblé de la docummentation, fait
intervenir des scientifiques pour étudier les dossiers. Il est vite apparu que ce massif fracturé, à l'hydraulogie
complexe n'était pas du tout adéquat pour être transformé en site de
stockage. Il s'est progressivement dégagé un consensus scientifique
avec des géologues comme Ghislain de Marsily pour exiger l'abandon d'un
projet mal conçu et mal étayé scientifiquement. J'ai personnellement participé à la commission de mise en place
par les préfets, commission chargée de veiller à ce que le site ne soit
pas abandonné sans travaux préalables. Le GSIEN a suivi la campagne de
prélèvements qui a précédé les arrêtés préfectoraux réglementant la
surveillance du site et les servitudes auxquelles devaient se
soumettre COGEMA. Ce site n'a pas été
réhabilité et il a été laissé sans travaux de mise en sauvegarde mais
avec une surveillance. Il a fallu 7 ans pour obtenir cette surveillance
(arrêté du 30 décembre 1987 modifié en 1990). Le
problème des déchets issus du retraitement et celui de tous les déchets
issus du fonctionnement des réacteurs a été réglementé par: - site Manche et site Aube: pour les faibles et
moyennes activités non contaminés par les éléments à vie longue comme
uranium, thorium et radium. - la loi du 30
décembre 1991 qui gère la recherche de site de laboratoire pour tenter
de créer des sites de stockage profond. Mais il
est resté sur le carreau (c'est le cas de le dire...) les déchets
miniers et les déchets très faiblement actifs issus du démantèlement ou
de diverses activités industrielles.Le cas de Saint Priest Cette mine a fait l'objet de nombreux rapports émanant du C.E.A., de l'ANDRA et de COGEMA. - Étude de prospection préliminaire de sites présentant
des caractéristiques favorables pour le stockage de faible et moyenne
activité (rapport BRGM 1975) - Analyse
multicritére des différentes options envisagées pour la gestion des
résidus de traitement du site de Saint-Priest (N. Fourcade et P.
Zettwoog rapport interne SPT n°293 juin 1982) - Évaluation des différents scénarios de gestion d'un
stockage de résidus de traitement de minerai d'uranium (AIEA/18 - N.
Fourcade et P. Zettwoog) - Méthodes d'évaluation
des différents scénarios envisagés pour la stabilisation et la gestion
d'un stockage de résidus de traitement de minerai abandonné d'un
millions et demi de mètres cubes, (N. Fourcade et P. Zettwoog, avril
1982, rapport CEA-Société Industrielle de stockage et d'assainissement) Le BRGM en 1980 avait protesté énergiquement. En effet
l'ANDRA prétendait que le BRGM avait classé Saint Priest comme un site
favorable pour accueillir des déchets de faible et moyenne activité à
vie courte. Or ce site n'était pas mentionné et le CEA avait en fait
demandé au BRGM par une visite rapide «d'examiner sommairement les problèmes que pouvaient soulever son étude.» Les études réalisées par la suite n'ont pas retenu le site
de Saint Priest. La carte donnant la liste des sites potentiels fut
publié par l'Office Parlementaire (rapport Bataille 1990). Cette carte
avait été établie en 1983. Le BRGM était donc tout à fait correct en
déclarant en 1980: «Néanmoins ce
texte pourrait laisser entendre que le BRGM cautionnerait
l'appréciation que le site de Saint-Priest la Prugne présente des
caractéristiques favorables, ce qui est contraire à la vérité; émettre
un tel jugement anticiperait sur les résultats d'une étude qui vient
seulement d'être amorcée et dont il n' est pas possible de préjuger des
conclusions.» A partir des études CEA
faites par l'IPSN des propositions ont été formulées pour ce site, à
partir des 3 principes suivants: - Tant
qu'il existe un cadre institutionnel accepté par tous, les problèmes de
sûreté et de protection peuvent être traités de façon parfaitement
rationnelle sur les plans techniques et économiques et de façon
acceptable par les populations. Dans ce cadre des organismes nationaux
de gestion du stockage et de surveillance de l'environnement, qui
existent d'ailleurs en France, peuvent exercer avec efficacité leurs
compétences. - La mise en évidence récente que
la radioactivité naturelle est un facteur biotique important, qu'il
faut prendre en compte de toute façon au même titre que la météorologie
par exemple, conduit inéluctablement les sociétés évoluées à mettre en
place, et ce de matière définitive, des organismes de contrôle de la
radioactivité des milieux physiques et biologiques et des matériaux de
construction. La surveillance à long terme de ces stockages par les
générations futures n'est donc pas une charge excessive à leur imposer. Un accroissement de la charge en radium dans la chaîne alimentaire,
à la suite de la saturation des barrières qui assurent encore sa
rétention, tel le barrage, et sans doute certains alluvions, est
également un risque possible à l'échelle de quelques dizaines d'années. Des propositions ont été faites à l'époque. Ce sont les suivantes: * Maintien à long terme de la situation transitoire actuelle (statu quo) conclusion du rapport: «... aucun
des risques évoqués plus haut ne serait réellement pris en compte. De
plus, le financement d'éventuelles mesures conservatoires, si elles
devenaient nécessaires à moyen terme, risquerait d'être difficile à
trouver.» * Déplacement des résidus vers un site de stockage plus
approprié et restitution des sols à leur état initial; conclusion du rapport: «Ici
cette solution n' est pas possible car il n'y a pas de carrière dans la
région capable de recevoir 15.000.000 tonnes de produits et capable d'
isoler à long terme ces produits du public.» * Stabilisation in situ et reconstitution d'un nouveau paysage après recouvrement.(suite)
2 scénarios: -
couverture générale des résidus. On commence par la vidange lente du
bassin puis stabilisation chimique de l'ensemble du stockage ou partiel
et solidification des résidus - on assèche lentement et on reprend les boues puis on solidifie. * Utilisations des résidus et du barrage en tant que matériaux
valorisables pour les opérations de génie civil et restitution des sols
à leur état initial. * Valorisation des modifications
topographiques apportées au site création d'un plan d'eau et
éventuellement d'une centrale hydroélectrique.Après un examen de la
situation en fonction d'une série de critères, N. Fourcade et P.
Zettwoog arrivent à la conclusion que le mieux est «la création d' une zone de loisirs associée à une centrale hydroélectrique.» Ce ne fut pas la conclusion de COGEMA qui, en 1984 a retenu la solution «bassin en eau» En effet la COGEMA déclarait «Dans
un premier temps, COGEMA a examiné les différentes hypothèses pouvant
être envisagées pour le devenir du bassin. Cet examen a fait ressortir
que deux d'entre elles; bassin en eau et consolidation présentaient des
fiabilités équivalentes. La solution consolidation suppose la poursuite
d'expérimentations et d'observations avant sa mise en oeuvre
définitive. Elle ne permet donc pas l' établissement d'un calendrier
précis et sûr de réalisation. Par contre la solution bassin en eau qui fait appel à des
techniques bien connues et maîtrisées peut être mise en oeuvre
rapidement. C'est cette solution qui a été retenue. Elle consiste à
aménager le site de façon que l'ensemble des résidus miniers soit
recouvert d'une lame d' eau qui assure une bonne protection radiologique.» COGEMA s'était engagé à faire le suivi du site et à
assurer le financement pour la surveillance de la digue. Une série
d'études devaient se terminer en 1986: * expertise de la digue pour évaluer son comportement à long terme, * étude de l'influence des crues sur le bassin permettant
de définir le mode d'évacuation à retenir et les ouvrages que cela
nécessite. L'arrêté préfectoral régissant le
suivi a été signé en 1987, après la fin des travaux demandés à COGEMA.
Après Tchernobyl (1986) et un certain nombre de scandales comme le site
du BOUCHET (1990), celui de Saint Aubin (1991) le Conseil Supérieur de
Sûreté et d'Information Nucléaire a chargé une commission présidé par
Mr Desgraupes, vice président du CSSIN, de faire le point. A la suite
de ce rapport ravageur l'Office Parlementaire s'est saisi du problème
des TFA et son vice-président Mr le Déault a établi un rapport bien
documenté et montrant que la situation était fort mal gérée. C'est
pourquoi en 1993 François Barthélémy a été chargé d'une mission sur les
TFA dont la première partie porte sur le stockage des résidus de
traitement de minerai d'uranium. Dans le cadre de l'examen du site des
Bois noirs il recense les solutions envisagées par la COGEMA * Solutions conservant le plan d'eau Dans ce cadre on peut envisager le passage de la Besbre
par le bassin à condition de réduire la pente aval de la digue et de
s'assurer qu'en cas de crue il n'y ait pas le risque d'entraîner les
résidus stockés. * Solutions laissant les résidus en place mais éliminant la lame d'eau Il faudrait assurer le recouvrement des résidus. Ceci
suppose un assèchement partiel de ces résidus pour leur donner une
résistance suffisante. Il faudrait prendre des dispositions pour
l'écoulement de la Besbre en condition normale et en cas de crue. COGEMA estime le coût des travaux à quelques dizaines de
millions de francs. Cette solution, meilleure que le statu quo, dépend
de la possibilité de réduire la teneur en eau des résidus. * Le transfert des résidus a proximité immédiate mais en dehors du fond de vallée. Dans l'ancienne mine à ciel ouvert il y a 300.000 m3 disponibles. Il faudrait agrandir l'excavation et ajouter une digue de 10 m pour pouvoir stocker 13.000.000 m3. Le bassin vidé, il faudrait réduire la hauteur de la digue
à au plus 20m pour, éventuellement en faire un plan d'eau.Le déplacement de 1,3 Mm3 se chiffre en dizaines de millions de francs. Cependant cette solution moyennant la précaution et les études justificatives nécessaires permettrait d'obtenir une solution à long terme avec un minimum de surveillance. Les conclusions du rapport sont très claires: * objectifs:
respecter la valeur limite d'exposition de 1 mSv/an; réduire les
contraintes sur l'utilisation des sols; réduire le nombre et la surface
des sites; limiter les activités interdites; réduire à long terme
l'entretien et la surveillance autant que possible. * conditions techniques du réaménagement:
améliorer la caractérisation des résidus (forme chimique et migration
des radioéléments); stabilité des stockages (digues). Par exemple la
digue du bassin de stockage des Bois Noirs constitue une solution sûre
à court et moyen terme. Pour le long terme il faudra envisager un autre
type de stockage: recouvrement des résidus pour éviter les intrusions;
connaissance hydrogéologique doit être améliorée; émanations de radon
doivent être limitées; analyse des voies de transfert; respect de 1
mSv. Pour cela étudier les sites. * organisation administrative: après la phase aménagement et la
surveillance de ces travaux (pendant 5 à 10 ans) transfert à l'ANDRA
pour la surveillance à long terme; IPSN et Groupe permanent doivent
être consultés; prévoir le droit et les procédures; informer
populations et élusEn guise de conclusion L'analyse des dossiers de 1980, de 1984 puis ceux plus récents
(1993) montre qu'il serait temps de faire un bilan. En effet fermée
depuis 1980, la mine est sous surveillance depuis 1987 et il manque
toujours un état des lieux, à défaut d'un point zéro, un état du réseau
hydro-géologique, un récapitulatif des diverses hypothèses d'abandon
des résidus avec les études permettant de les examiner, un état
sanitaire, doses, etc., un état de la composition chimique des résidus.
En effet il y a eu des dossiers CEA, il y a maintenant quelques
dossiers IPSN. Il y a des rapports mais jamais de mise sur la table des
problèmes et une discussion entre des populations concernées avec leurs
élus et leurs experts et les protagonistes. Le dossier doit être ouvert
et avant l'enquête publique. Une enquête publique n'est pas le moment
où on discute de l'état des lieux c'est le moment où on essaie de faire
passer des solutions sans apporter les éléments permettant de les juger.
PETIT RETOUR EN ARRIÈRE mais qui nous concerne tousFiche IPSN - Info n°158 - octobre 1994Le nourrisson peut-il atteindre la dose efficace de 1 mSV par an quand son biberonest préparé quotidiennement avec une eau minérale naturelle?
Protection Radiologique (CIPR), recommande, pour les personnes du
public, le calcul des Doses (effi­caces) par Unité d'Incorporation,
DPUI, pour chaque radionucléide et fonction de l'âge; dans le cas de
l'ingestion, elles sont, en règle généra­le, plus élevées pour les
enfants de moins de un an, que pour les adultes car le coefficient
d'absorption digestive chez le nourrisson est supé­rieur naturellement
à celui de l'adulte pour la plupart des radionucléides. Ces doses
diminuent régulièrement jusqu'à la fin de la crois­sance. Certains
radionucléides naturels, comme l'uranium, le thorium, ou le radium,
sont présents dans l'environnement et en propor­tions variables dans
les eaux minérales naturelles selon leur origine. Ils peuvent donc être
intégrés par les consommateurs de ces eaux. Pour les enfants dont
l'alimentation est souvent préparée à partir de lait secs ou
concentrés, dilués avec de l'eau minérale, il est important d'examiner
quelles peuvent être les quantités de radionucléides natu­rels qu'il
ingèrent dans ces conditions et d'établir, d'après les don­nées
fournies par la CIPR, les doses efficaces résultant de cette inges­tion
afin de les comparer aux limites annuelles d'irradiation.1) Radionucléides dans les eaux minérales françaises Des
mesures publiées en 1990 par le SCPRI (Service Central de Protection
contre les Rayonnements Ionisants) sur 26 eaux de source parmi les plus
couramment consommées dans notre pays ont porté sur les activités de
potassium 40, d'uranium et thorium, de radium, de polonium 210 et plomb
210, émetteurs alpha et B descendants du radon. Parmi les eaux étudiées, on peut distinguer deux catégories,
n'ayant pas les mêmes propriétés: les eaux gazeuses et salines, Badoit,
Vichy, etc. qui contiennent de faibles quantités de radionucléides sont
surtout consommées par les adultes mais jamais par les nouveaux nés, en
raison de leur saveur salée et de leur nature pétillan­te. Les eaux non
gazeuses, contenant seulement des traces de radioac­tivité, les plus
largement consommées comme eaux de boisson cou­rant : Evian, Volvic,
Contrexéville et Vittel, les trois premières ser­vant fréquemment à
préparer les biberons.
2) Doses efficaces annuelles engagées par l'ingestion d'eaux minérales non gazeuses Le volume de lait et de boisson ingéré par 24 heures chez
le bébé de 0 à 1 an est d'environ 1 litre d'eau par jour, en moyenne,
soit 365 l pendant la première année de la vie. Les traces de
radionucléides, ingérées avec l'eau des biberons au cours de cette
année-là, s'élimineront de l'organisme en plusieurs années. Leurs
effets, calculés sur la vie entière, (ici 70 ans), seront représentés
par la dose efficace engagée par cette ingestion. Si l'on prend
l'exemple de l'eau d'Evian, l'une des plus consommées par les
nourrissons français, le tableau ci-dessous permet de voir, pour chacun
des radionucléides qu'elle contient, la contribution à la dose efficace
d'irradiation délivrée à l'organisme entier. Elle est obtenue en
multipliant la quantité de radioactivité ingérée pendant l'année par la
DPUI pour le nourrisson. La dose efficace totale est de l'ordre de 0,35
mSv. Des valeurs similaires sont obtenues avec les autres eaux non
gazeuses. La dose annuelle reçue par un adulte absorbant cette eau
quotidiennement comme boisson serait 10 fois moindre. Elément
Concentration Bq.1-1
litre Bq
DPUI 3 mois Sv.Bq-1
4,7.10-6
68,6.10-6
3,1.10-5
45,2.10-6
30.10-3
3,6.10-6
28.10-3
8,1.10-6
82,8.10-6
16.10-3
122,6.10-6
5,4.10-6
1,4.10-5
20,4.10-6
Total de la 1ère année de
vie 349.10-6
environ 3,35 mSv
La dose engagée avec des eaux trop chargées peut effectivement être à
l'origine du tiers de la future norme de 1 mSv. C'est pourquoi il
convient d' être vigilant et de ne pas s'imaginer qu'il est si simple
de se protéger. D'ailleurs qui a dit que le naturel était bon? C'est
bien parce qu' on ne peut éviter cette radioactivité qu'on doit éviter
d'en ajouter. On s'est rendu compte qu'il fallait faire attention aux
doses venant du radon et autres produits existant naturellement dans
notre environnement.Quelques extraits du rapport de la Cour des Comptes
sur Superphénix
Des interrogations sur l'utilité et la pérennité de cet équipement Le décret précité du 11 juillet 1994 a modifié la mission
initiale de Superphénix. La centrale ne doit plus être considérée comme
une unité de production mais comme un outil de recherche et de
démonstration au service d'un programme d'acquisition des connaissances
(P.A.C.). Celui-ci a pour objet à la fois: - la démonstration du fonctionnement d'un prototype de réacteur de la filière R.N.R.; - l'étude des moyens de réduction de la production du plutonium dans cette installation; - les recherches sur l'incinération de certains déchets
radioactifs comme les actinides mineurs (programme SPIN: séparation
poussée et incinération). Il s'agit d'une
réorientation radicale de l'objectif initial de Superphénix conçu au
départ pour fonctionner en surgénérateur! c'est-à-dire pour produire
plus de plutonium qu'il n'en consomme) et qui se voit désormais
assigner une mission de sous génération (c'est-à-dire régénérer moins
de plutonium qu'il n'en est consommé pour produire de l'énergie). Cette
réorientation nécessitera une nouvelle étude de sûreté et une
autorisation ministérielle à l'occasion du fonctionnement du réacteur
sous cette nouvelle configuration, lors du chargement en 1998 du
troisième coeur. Dans ces conditions, le
Gouvernement s'interroge désormais sur l'utilité d'un tel outil. Une
commission scientifique formée d'experts indépendants sous la
présidence d'une personnalité, membre de l'institut et du collège de la
prévention des risques technologiques, a été réunie le 4 octobre 1995
et a remis le 20 juin 1996 un rapport évaluant les capacités de
Superphénix comme instrument de recherche, notamment en matière
d'incinération des déchets radioactifs. Déjà en 1992, le rapport au Premier ministre concluait: «Superphénix
peut contribuer aux recherches sur l'aval du cycle... par une
validation de l'utilisation du combustible assurant l'incinération des
actinides à une échelle industrielle.»
Ce rapport avait aussi rapproché les capacités de consommation de
plutonium de Superphénix des quantités produites par le parc des
centrales nucléaires classiques français. Il ressort que l'ensemble du
parc français de REP produit chaque année environ 11 tonnes de
plutonium et 1,1 tonne d'actinides mineurs; les capacités du
surgénérateur ne sont pas à la hauteur de ces besoins d'élimination; ce
dernier ne permet de réduire la production annuelle de plutonium que de
2% environ et ne saurait donc participer à la stabilisation du stock en
France. Pour enrayer le gonflement de ce stock, il faudrait construire
un tel nombre de RNR que cette perspectives est irréalistes. Par ailleurs la décision de modification des missions de
Superphénix a conduit les actionnaires minoritaires à s'interroger sur
la poursuite. Ces interrogations ont été à l'origine de difficultés
entre les partenaires durant le dernier semestre de 1994 et le début de
l'exercice 1995. Les négociations engagées ont abouti et ont été
formalisées dans un protocole d'accord signé le 15 septembre 19954, qui
modifie la convention de 1973 sur les points suivants: - S.B.K. et E.N.E.L. demeurent associés au sein de NERSA et
continuent jusqu'au 31 décembre 2000 à supporter leur quote-part des
frais d'exploitation et de remboursement des emprunts sauf si la
centrale se trouve maintenue à l'arrêt pendant vingt-quatre mois
consécutifs; - en contrepartie E.d.F. livre à
ses partenaires 14,5 milliards de kWh en 6 ans et prend en charge le
coût du programme d'acquisition des connaissances à hauteur de 100
millions de francs par an. Ces livraisons d'électricité correspondent à 49% de la
production estimée de la centrale d'ici le 31 décembre 2000, ce qui
implique un taux de disponibilité du réacteur de 60%. Un tel taux pose un double problème; en premier lieu l'aptitude
de ce réacteur à fonctionner sur des périodes suffisamment longues
reste à démontrer. Si tel n'était pas le cas EDF devrait alors
démonstration et non une centrale de production.p.30
N°153/154