Source: http://gazettenucleaire.org/2013/269p12.html
Timestamp: 2017-04-23 19:44:17+00:00
Document Index: 302707110

Matched Legal Cases: ['arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'art. 4', 'art. 15', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt ', 'arrêt\n', 'arrêt ']

CODEP-DCN-2013-013464: RÉPONSES
DE L’ASN
Au programme générique
proposé par EDF pour la poursuite du fonctionnement des réacteurs
en exploitation au-delà de leur quatrième réexamen
En 2009, EDF a
fait part à l’ASN de sa volonté d’étendre la durée
de fonctionnement significativement au-delà de quarante ans et de
maintenir ouverte l’option d’une durée de fonctionnement de 60 ans
pour l’ensemble des réacteurs (documents en référence
[1] et [2]). Dans cette intention, EDF a transmis à l’ASN le programme
générique proposé à cet effet. Ce programme
générique comprend trois aspects essentiels: la méthodologie
proposée, les principaux objectifs de sûreté poursuivis
et les thèmes à traiter. EDF propose de décliner ce
programme générique lors des réexamens de sûreté
associés aux quatrièmes visites décennales des réacteurs
de 900 et 1300 MWe (documents en référence [3] et [4]).
L’ASN, avec l’appui de l’IRSN, a examiné
ce programme générique et a consulté le Groupe permanent
d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) en 2012. La
présente lettre fait suite à ces analyses.
L’ASN rappelle tout d’abord que la poursuite
du fonctionnement des centrales nucléaires au-delà de la
durée pour laquelle elles ont été initialement conçues
suppose de garantir le maintien, au-delà du quatrième réexamen
de sûreté, de la conformité des équipements
importants pour la sûreté aux exigences qui leur ont été
fixées. Par ailleurs, dans les années à venir, les
réacteurs actuels coexisteront, au niveau mondial, avec des réacteurs,
de type EPR ou équivalent, dont la conception répond à
des exigences de sûreté significativement renforcées.
Les réacteurs nucléaires actuels doivent donc être
améliorés, au regard de ces nouvelles exigences de sûreté,
de l’état de l’art en matière de technologies nucléaires
et de la durée de fonctionnement visée par EDF, conformément
aux termes de la lettre en référence [5]. L’ASN a examiné, sur ces bases, votre
programme générique associé à la poursuite
du fonctionnement des réacteurs du parc au-delà de 40 ans
et considère que la méthodologie proposée est globalement
au-delà des actions complémentaires qu’EDF s’est engagée
à mener (courriers en références [6] et [7]), des
modifications et compléments sont nécessaires pour ce qui
concerne les objectifs de sûreté poursuivis et les thèmes
En ce qui concerne la maîtrise du vieillissement,
l’ASN considère que l’identification des phénomènes
de vieillissement des éléments importants pour la sûreté
et la protection des intérêts mentionnés à l’article
L. 593-1 du code de l’environnement doit être complétée
à la lumière du retour d’expérience national et international
et grâce à des programmes de recherche et développement
appropriés. En outre, une justification robuste de la tenue mécanique
des cuves au-delà de leur quatrième visite décennale
doit être apportée. Par ailleurs, EDF devra identifier les
vulnérabilités possibles des processus industriels de remplacement
de composants, y compris en cas d’aléa d’exploitation survenant
sur les réacteurs et proposer les actions permettant d’améliorer
la robustesse de ces processus. Enfin, EDF devra présenter des propositions
notablement renforcées en matière de vérification
de conformité et, si nécessaire, de remise en conformité.
En ce qui concerne la réévaluation
du niveau de sûreté, l’ASN considère qu’EDF doit renforcer
ses propositions pour réduire encore, autant que raisonnablement
possible, l’impact radiologique des accidents de dimensionnement. En outre,
EDF devra formuler des propositions d’amélioration de la sûreté
de l’entreposage des combustibles usés qui, malgré les modifications
déjà décidées lors des réévaluations
successives de la sûreté des piscines de désactivation,
reste en écart notable avec les principes de sûreté
qui seraient appliqués à une nouvelle installation.
L’annexe 1 au présent courrier détaille
la position de l’ASN sur le programme générique proposé
par EDF et associé à son projet de poursuite du fonctionnement
des réacteurs au-delà de leur quatrième réexamen
de sûreté. Les demandes et observations de l’ASN figurent
respectivement en annexes 2 et 3. Elles n’incluent pas, à ce stade,
d’éventuelles demandes concernant la robustesse des réacteurs
vis-à-vis d’actes de malveillance, que l’ASN pourrait être
amenée à formuler dans un autre cadre. p.12
L’ASN considère
que le programme de travail d’EDF doit être construit avec l’objectif
que tous les réacteurs de 900 et 1300 MWe dont le fonctionnement
au-delà du quatrième réexamen de sûreté
serait envisagé aient fait l’objet des travaux et modifications
nécessaires au plus tard à l’échéance de leur
Ce n’est qu’à l’issue de l’analyse
des résultats des études génériques associées
au réexamen de sûreté et des conclusions spécifiques
à chaque réacteur que l’ASN se prononcera sur l’aptitude
de chaque réacteur à fonctionner au-delà de son quatrième
réexamen de sûreté.
Pour préparer les positions que prendra
l’ASN le moment venu et comme cela vous a été indiqué
par courrier en référence [5], il est nécessaire qu’elle
dispose de tous les éléments utiles et notamment des échéances
de mise à l’arrêt des réacteurs actuels. Je vous demande
de me faire part de vos prévisions en la matière. J’adresse copie de la présente lettre
à Madame la ministre de l’écologie, du développement
Le président de l’ASN, Pierre-Franck
[1] Courrier EDF DPI du 29 janvier 2009 [2] Courrier EDF DIN du 17 mars 2009 [3] Lettre EDF DPI/DIN/EM/MRC/PC-10/025 du
15 septembre 2010 [4] Lettre EDF DPI/DIN/EM/AKI-SB-10/001 du
20 septembre 2010 [5] Lettre ASN CODEP-CLG-2010-033054 du 17
juin 2010 [6] Positions et actions EDF: ENSN120005 du
6 février 2012 pour le volet démarche générale
de sûreté [7] Positions et actions EDF: ENDDP120015
du 1er mars 2012 pour le volet vieillissement [8] Avis n°2013-AV-0180 de l’Autorité
de sûreté nucléaire du 16 mai 2013: contribution de
l’ASN au débat national sur la transition énergétique [9] Lettre ASN CODEP-DCN-2011-004262 du 8
mars 2011 [10] Avis du groupe permanent d’experts pour
les réacteurs nucléaires transmis par courrier référencé
CODEP-MEA-2012-003630 du 23 janvier 2012 [11] Lettre EDF ENSN/11-0151 du 4 novembre
2011 «instruction du GPO DDF – Premiers impacts des Évaluations
Complémentaires de Sûreté Post-Fukushima sur le programme
DDF» [12] Lettre ASN DEP-PRES-0077-2009 du 1er
1 A LA LETTRE CODEP-DCN-2013-013464
POSITION DETAILLEE DE l’ASN
SUR LES ORIENTATIONS DU PROGRAMME
GENERIQUE PROPOSE PAR EDF
Par courriers en références
[1]et [2], EDF a fait part à l’ASN de sa volonté d’étendre
la durée de fonctionnement de l’ensemble des réacteurs nucléaires
français en exploitation significativement au-delà de quarante
ans et de maintenir ouverte l’option d’une durée de fonctionnement
de soixante ans. EDF a également transmis dans ces courriers le
contenu du programme générique qu’il comptait mettre en œuvre
Par lettre en référence [5],
l’ASN vous a précisé sa position sur les références
à utiliser pour la réévaluation de sûreté,
les exigences en matière de vérification de conformité
et les informations nécessaires à l’ASN pour prendre position
sur votre demande de poursuite d’exploitation significativement au-delà
Dans les courriers en références
[3] et [4], EDF détaille la démarche de réexamen de
sûreté qu’il propose de mettre en œuvre à partir des
quatrièmes visites décennales des réacteurs de 900
et 1300 MWe. Cette démarche est structurée autour des deux
axes principaux que sont l’évolution des objectifs de la démarche
générale de sûreté et la prise en compte des
effets du vieillissement des systèmes, structures et composants
à l’échéance de 60 ans.
d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) s'est réuni
les 18 et 19 janvier 2012, à la demande de l'ASN (lettre en référence
[9]), afin de se prononcer sur les orientations du programme générique
d’EDF associé au projet d’extension de la durée de fonctionnement
des réacteurs en exploitation au-delà de quarante ans. Le
GPR a plus particulièrement examiné, sur la base du rapport
de l'IRSN, la liste des thèmes d’études retenus dans le cadre
du programme défini par EDF, les objectifs associés à
chacun des thèmes d’études et, pour chacun des thèmes
d’études envisagés, les orientations proposées par
EDF pour atteindre ces objectifs. Le GPR a rendu son avis en référence
[10] à l'issue de la réunion des 18 et 19 janvier 2012.
A l’issue de la réunion du GPR, EDF
a complété son programme générique par des
« positions et actions », figurant dans le document en référence
[6] pour celles relatives à la démarche générale
de sûreté et dans le document en référence [7]
pour celles relatives au volet vieillissement.
Démarche de maîtrise
du vieillissement et de la conformité
EDF a défini une démarche de
maîtrise du vieillissement jugée globalement pertinente par
l’ASN en 2009 (cf. lettre en référence [12]). Cette démarche
est appliquée depuis les troisièmes visites décennales
des réacteurs de 900 MWe. EDF propose de la reconduire pour les
MWe programmées à partir de 2019, en considérant de
surcroît l’objectif d’une durée de fonctionnement de 60 ans.
Ceci implique la révision des dossiers de référence
réglementaires, qui incluent des dossiers génériques
(tenue en service des cuves, zones inconel, produits moulés, liaisons
bimétalliques, zones de mélange...), des dossiers d’aptitude
à la poursuite de l’exploitation (DAPE) génériques
pour les composants identifiés comme les plus sensibles au vieillissement
et des DAPE de réacteur, en tenant compte des évolutions
du référentiel de sûreté qui s’appliqueront
à partir des quatrièmes visites décennales et au-delà.
L’ASN considère que cette démarche est globalement satisfaisante.
Néanmoins, l’ASN considère que l’identification des phénomènes
de vieillissement doit être complétée, en particulier
grâce à des programmes de recherche et développement
appropriés et à l’utilisation du retour d’expérience
international disponible, afin d’identifier tous les paramètres
contribuant à l’endommagement par vieillissement des éléments
importants pour la sûreté et susceptibles de remettre en cause
l’accomplissement de leur fonction, en tenant compte de l’augmentation
de la durée d’exploitation au-delà de quarante ans sollicitée
Dans le cadre de l’augmentation de la durée
de fonctionnement des réacteurs au-delà de quarante ans,
la justification de la tenue mécanique des cuves est un point essentiel.
EDF a manifesté son souhait de procéder à des actions
de recherche et de développement pour conforter sa position sur
la tenue mécanique des cuves au-delà des quatrièmes
visites décennales (VD4). EDF a notamment mentionné l’usage
d’un critère dit d’«arrêt de fissure» et la valorisation
de l’effet de préchargement à chaud. L’ASN se positionnera
sur les éventuelles évolutions méthodologiques envisagées
par EDF pour justifier la tenue mécanique des cuves à 60
ans. À ce titre, l’ASN souligne l’importance que la validité
des méthodes proposées et leur caractère conservatif
soient rigoureusement justifiés. L’ASN précise notamment
que la valorisation de «l’arrêt de fissure» constituerait
une modification majeure du critère d’aptitude à la tenue
en service des cuves dont l’acceptabilité n’est aujourd’hui pas
acquise. Par ailleurs, l’ASN rappelle que les méthodes probabilistes,
dont l’intérêt est appréciable, ne constituent que
des outils complémentaires pour l’appréciation des marges
et des paramètres importants, la démarche déterministe
devant rester la référence.
exceptionnelle EDF a présenté les différentes
étapes du processus de maintenance exceptionnelle (réparation,
rénovation ou remplacement) associé au projet d’extension
de la durée de fonctionnement des réacteurs. Si l’existence
d’un processus d’élaboration et de mise en œuvre de stratégies
de maintenance exceptionnelle est satisfaisant dans son principe, son caractère
suffisant n’a pas pu être apprécié. Compte tenu de
la structuration du parc de réacteurs exploités par EDF et
de l’impact potentiel pour la sûreté d’une anticipation insuffisante
des besoins de maintenance exceptionnelle, l’ASN considère qu’EDF
doit renforcer sa capacité de diagnostic, d’anticipation et d’action
industrielle afin de garantir la possibilité de réaliser
ces opérations de maintenance exceptionnelle dans des délais
appropriés et présenter une justification convaincante que
les actions engagées, y compris en cas d’aléas d’exploitation
et de difficultés de capacités industrielles en particulier
pour les composants nécessitant des approvisionnements longs, ne
sont pas susceptibles d’engendrer des situations prolongées en fonctionnement
potentiellement dégradé. Exigences en matière de vérification
de conformité L’ASN vous rappelle qu’elle attend que vous
lui fassiez des propositions notablement renforcées pour ce qui
concerne l’étendue de l’examen de conformité de chaque réacteur
et de son exploitation. Les vérifications que vous proposerez, notamment
les contrôles in situ, devront couvrir l’ensemble des exigences définies
pour les éléments importants pour la protection (EIP - Tels
que définis à l’article 1.3 de l’arrêté du 7
février 2012 fixant les règles générales relatives
aux installations nucléaires de base). Il importe également,
si cela s’avérait nécessaire, qu’à l’issue de ces
vérifications de conformité, vous soyez en mesure de remettre
en conformité vos installations dans des délais appropriés
par rapport aux enjeux de sûreté liés aux éventuels
écarts détectés
Réévaluation de sûreté Dans les années à venir, les
réacteurs actuels coexisteront avec des réacteurs de type
EPR ou équivalents, dont la conception répond à des
exigences de sûreté significativement renforcées. Dans sa lettre en référence
[5], l’ASN a considéré que les études de réévaluation
doivent être conduites au regard des objectifs de sûreté
applicables aux nouveaux réacteurs. Cette position est cohérente
avec celle exprimée en novembre 2010 par l’association WENRA des
responsables des Autorités de sûreté nucléaire
d’Europe, dans une déclaration sur les objectifs de sûreté
pour les nouvelles centrales nucléaires («The
safety objectives address new civil nuclear power plant projects. However,
these objectives should be used as a reference for identifying reasonably
practicable safety improvements for “deferred plants” and existing plants
during periodic safety reviews» - WENRA STATEMENT ON SAFETY
OBJECTIVES FOR NEW NUCLEAR POWER PLANTS, Nov 2010). WENRA indique en
effet que ces objectifs devraient être utilisés comme référence
pour identifier les améliorations de sûreté raisonnablement
possibles pour les centrales nucléaires existantes lors des réexamens
décennaux de sûreté. L’ASN insiste sur l’importance qu’elle attache
aux thèmes développés ci-dessous. Recherche de dispositions visant à
limiter les conséquences radiologiques des accidents de dimensionnement EDF a proposé comme objectif radiologique,
pour les conditions de fonctionnement de dimensionnement, de ne pas avoir
besoin de mettre en œuvre de mesures de protection des populations (pas
de mise à l’abri, pas d’évacuation et pas d’administration
d’iode stable), lors de la phase dite «court terme» de l’accident
(de quelques heures à 7 jours au plus). L’ASN considère cet
objectif, analogue à celui formulé dans les directives techniques
applicables aux réacteurs de troisième génération
(DIRECTIVES TECHNIQUES POUR LA CONCEPTION
ET LA CONSTRUCTION DE LA PROCHAINE GENERATION DE REACTEURS NUCLEAIRES A
EAU SOUS PRESSION – Adoptées pendant les réunions plénières
du GPR et des experts allemands les 19 et 26 octobre 2000) et par
l’association WENRA, comme satisfaisant. Toutefois, l’ASN rappelle que
la fixation d’objectifs radiologiques quantitatifs ne doit pas conduire
EDF à porter un jugement absolu sur l’acceptabilité des conséquences
radiologiques des accidents pris en compte et qu’EDF doit s’inscrire dans
une démarche de réduction, autant que raisonnablement possible,
des conséquences radiologiques à chaque réexamen de
sûreté. EDF doit notamment tenir compte des avancées
technologiques et de l’amélioration des connaissances pour proposer
des améliorations basées sur la mise en œuvre des meilleures
Recherche de dispositions
à fort impact en termes de prévention des accidents graves
d’une part, et de limitation des conséquences d’autre part.
Pour les accidents hypothétiques pouvant
conduire à une fusion du cœur (dits «accidents graves»),
l’ASN a noté les principes et les pistes de modifications proposés
par EDF en termes de prévention et de limitation des conséquences
de tels accidents. En particulier, EDF propose de renforcer les
réserves en eau et en électricité pour éviter
ou gérer au mieux une fusion du cœur et renforcer la robustesse
des réacteurs vis-à-vis des agressions. Les dispositions
initialement proposées par EDF comprennent en particulier l’ajout
d’un réservoir et d’une motopompe ASG (Circuit d’eau d’alimentation
de secours des générateurs de vapeur) sur les réacteurs
de 900 MWe, l’installation d’une pompe fixe d’injection ultime dans le
circuit primaire («pompe U3») et de manchettes fixes pour le
secours mutuel des circuits RIS (Système d'injection de sécurité.
Ce système sert à injecter de l'eau dans le circuit primaire
en cas de brèche dans ce dernier) et EAS (Système d'Aspersion
de Secourt de l'enceinte. Le système EAS est utilisé en cas
de brèche primaire. Il sert à maintenir la pression à
l'intérieur de l'enceinte à un niveau acceptable), ainsi
que l’ajout d’un diesel d’ultime secours.
EDF propose également une série
d’études prospectives permettant de réduire les conséquences
d’un accident avec fusion du cœur en améliorant le dispositif de
filtration actuellement utilisé pour réduire les rejets radioactifs
en cas d’ouverture volontaire de l’enceinte pour permettre sa dépressurisation
en situation accidentelle, l’étude de dispositions pour renforcer
l’évacuation de la puissance résiduelle hors de l’enceinte
et l’étude de dispositions pour éviter le percement du radier
par le corium. Ces propositions ont été définies
avant l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima
Daiichi. A l’issue des évaluations complémentaires de sûreté
(ECS) des centrales nucléaires menées en 2011, EDF a, par
courrier en référence [11], mis à jour la liste des
modifications qu’elle propose de retenir dans le cadre du projet d’extension
de la durée de fonctionnement ainsi que celles dont l’intérêt
mérite, selon lui, d’être revisité compte tenu des
mesures décidées à la suite des ECS. EDF s’est engagée
à fournir pour mi-2013 un calendrier de déploiement des modifications
envisagées dans le cadre du projet d’extension de la durée
de fonctionnement des réacteurs du parc en exploitation, tenant
compte des modifications demandées dans le cadre des ECS.
L’ASN considère que ces propositions
s’inscrivent bien dans la démarche de sûreté qu’elle
souhaite voir associée au projet d’extension de la durée
de fonctionnement des centrales nucléaires. Toutefois, l’ASN considère
qu’EDF devra vérifier et justifier l’adéquation, en termes
de prévention des accidents graves et de limitation de leurs conséquences,
des dispositions retenues. Par courrier en référence [6],
EDF s’est engagée en ce sens. Entreposage du combustible en piscine
de désactivation L’augmentation de la durée de fonctionnement
des réacteurs et les évolutions qui y sont associées,
telles que des modifications de gestion de combustible ou l'accumulation
dans les piscines d’entreposage d'assemblages et de déchets en raison
des contraintes associées à leur évacuation, s’accompagnent
de besoins supplémentaires de capacités d’entreposage sur
site du combustible usé avant traitement ou stockage définitif.
Dans cette optique, EDF prévoit, dans un premier temps, d’augmenter
la densité d’occupation de ses piscines.
L’ASN souligne que, malgré les améliorations
décidées lors des réévaluations successives
de la sûreté de l’entreposage du combustible en piscine de
désactivation (VD3 900, VD1 N4, VD3 1300 et ECS), l’état
actuel des piscines de désactivation restera en écart notable
avec les principes de sûreté qui seraient appliqués
à une nouvelle installation. De plus, EDF a confirmé lors
des ECS que la mise en œuvre de moyens efficaces de limitation des conséquences
d’un dénoyage prolongé d’assemblages de combustible irradié
n’est pas envisageable sur les piscines de désactivation de ses
réacteurs électronucléaires en exploitation. L’ASN considère donc qu’EDF doit réviser
sa stratégie en matière de gestion et d'entreposage du combustible
usé, en proposant de nouvelles modalités d’entreposage permettant
d’une part de couvrir les besoins et d’autre part de renforcer la sûreté
de l’entreposage du combustible en tenant compte notamment des leçons
de l’accident de Fukushima-Daiichi.
Néanmoins, il semble inévitable
que l’utilisation des piscines de désactivation actuelles restera
nécessaire pour les opérations de chargement et de déchargement
de combustible, ainsi que pour l’entreposage du combustible irradié
dans les premiers temps suivant son déchargement. Dès lors,
comme précisé dans le courrier en référence
[5], l’ASN considère que des études de réévaluation
de la sûreté de ces piscines doivent être conduites
au regard des objectifs de sûreté applicables aux nouveaux
réacteurs et la possibilité d’étendre la durée
du fonctionnement des réacteurs devra être examinée
au regard de «l’élimination pratique» du risque de fusion
du combustible dans le bâtiment combustible (si
ce risque ne peut pas être considéré comme physiquement
impossible, des dispositions doivent être prises pour rendre ce risque
extrêmement improbable avec un haut niveau de confiance.).
2 A LA LETTRE CODEP-DCN-2013-013464POSITION DETAILLEE DE
l’ASN SUR LES ORIENTATIONS
DU PROGRAMME GENERIQUE PROPOSE PAR EDF
A. Volet n°1:
démarche générale de sûreté A.1. Mise
en œuvre de la démarche d’amélioration continue de la sûreté
lors de chaque réexamen Pour respecter l’objectif de limitation des
conséquences radiologiques des accidents de dimensionnement, EDF
vise à éviter la mise en œuvre de mesures de protection de
la population. EDF emploie une démarche déterministe de réduction
des rejets radioactifs et se réfère aux niveaux d’intervention
fixés dans la décision de l’ASN du 18 août 2009 (Décision
n°2009-DC-0153 de l'Autorité de sûreté nucléaire
du 18 août 2009 relative aux niveaux d'intervention en situation
d'urgence radiologique -vhomologuée par arrêté du 20
novembre 2009). EDF précise que la principale voie d’amélioration
envisageable est la réduction de la masse d’eau primaire rejetée
pendant le transitoire accidentel de rupture de tube de générateur
de vapeur (RTGV) de quatrième catégorie (accident de dimensionnement
conduisant aux conséquences radiologiques les plus importantes).
EDF souligne également que son objectif en termes de limitation
des conséquences radiologiques est d’ores et déjà
atteint pour l’ensemble des conditions de fonctionnement de dimensionnement,
hors accident de perte de réfrigérant primaire et accident
de rupture de tube de générateur de vapeur de quatrième
catégorie, accidents faisant tous les deux l’objet d’un traitement
L’ASN note les efforts réalisés
par EDF, dans le cadre du troisième réexamen de sûreté
des réacteurs de 1.300 MWe, pour réduire les conséquences
radiologiques de l’accident de rupture de tube de générateur
de vapeur de quatrième catégorie. L’ASN rappelle que les
progrès réalisés dans le cadre de ce réexamen
n’exonèrent pas EDF d’appliquer une démarche d’amélioration
continue de la sûreté en démontrant, à l’occasion
de chaque réexamen de sûreté, la réduction autant
que raisonnablement possible des conséquences radiologiques. EDF
doit notamment tenir compte des avancées technologiques et de l’amélioration
des connaissances et réviser en conséquence ses études
de sûreté en justifiant de la mise en œuvre des meilleures
Demande n°1: L’ASN vous
demande d’appliquer, lors des réévaluations de sûreté
de chaque réacteur, une démarche d’amélioration continue
de la sûreté afin d’atteindre un niveau d’impact radiologique
sur l’environnement et sur l’homme aussi bas que raisonnablement possible
pour chaque accident appartenant au domaine de dimensionnement ou au domaine
Demande n°2: L’ASN vous
demande de fournir un calendrier du déploiement des modifications
envisagées, tenant compte des modifications déjà retenues
dans le cadre des évaluations complémentaires de sûreté
(ECS), et intégrant le déploiement de certaines modifications
lors des troisièmes visites décennales des réacteurs
de 1300 MWe.
A.2. Domaine
de couverture des études d’interaction pastille-gaine
Le phénomène d’interaction pastille-gaine
est un phénomène physique susceptible de conduire à
la rupture de la première barrière. Ce phénomène
n’a pas été pris en compte à la conception des réacteurs
du parc en exploitation. Les études d’interaction pastille-gaine
sur les réacteurs du parc en exploitation ne portent, à ce
jour, que sur un cycle de référence pour chaque gestion combustible.
L’ASN considère que la démonstration relative au risque d’interaction
pastille-gaine doit couvrir tous les cycles de fonctionnement des réacteurs.
Demande n°3: L’ASN vous
demande d’élaborer une démarche permettant de vérifier,
pour tous les cycles de fonctionnement, l’absence de perte d’intégrité
par interaction pastille - gaine (IPG) des gaines des assemblages combustibles
chargés en réacteur.
A.3. Comportement des réacteurs
du parc en exploitation pour les conditions de fonctionnement pertinentes
non prises en compte à leur conception, mais retenues pour la conception
du réacteur EPR EDF a identifié huit événements
amorçant des situations retenues pour la conception du réacteur
EPR et qui ne sont pas couvertes par une étude d’accident sur les
réacteurs du parc en exploitation. Dans ces cas, EDF propose de
réaliser une étude thermohydraulique complémentaire.
Dans certains cas, EDF estime qu’il n’est pas nécessaire de considérer
certains événements initiateurs simples du fait des différences
de conception entre les réacteurs du parc en exploitation et l’EPR.
Par ailleurs, EDF propose d’utiliser pour ces études une démarche
réaliste et non les règles d’études du domaine de
L’ASN considère que la prise en compte,
de manière déterministe, de l’ensemble des initiateurs simples
susceptibles de survenir, dans les différents états auxquels
le réacteur peut être confronté (des états en
puissance aux états d’arrêt avec le cœur complètement
déchargé dans la piscine de désactivation du combustible)
participe au renforcement de la démarche de défense en profondeur.
Le comportement des réacteurs doit alors être évalué
en utilisant les règles d’études des accidents de dimensionnement.
Demande n°4: L’ASN vous
demande d’évaluer le comportement des réacteurs du parc en
exploitation pour les conditions de fonctionnement (PCC2 à PCC4)
pertinentes, non prises en compte à leur conception, mais retenues
pour la conception du réacteur EPR, en appliquant les règles
d’étude des accidents du domaine de dimensionnement du parc.
A.4. Augmentation des délais
pendant lesquels aucune action des opérateurs n’est nécessaire
EDF a fourni un programme de travail relatif
à la transposition, aux réacteurs du parc en exploitation,
des délais d’intervention de l’opérateur retenus pour les
situations accidentelles de l’EPR (30 minutes), afin de vérifier
l'absence d'effets falaise vis-à-vis du délai d’intervention
de l’opérateur et, éventuellement, d’identifier les améliorations
qui en résulteraient. Ce programme de travail se base sur une analyse
réaliste (dite «best estimate») du comportement des
installations. Or, celle-ci ne permet pas une comparaison avec les études
actuelles du parc en exploitation, qui, pour leur part, mettent en œuvre
les règles d’étude du domaine de dimensionnement. Par conséquent,
l’ASN considère que la démarche d’étude réaliste
proposée par EDF pour évaluer l’impact de l’allongement du
délai opérateur à 30 minutes sur le parc en exploitation
ne permet pas de vérifier l’absence d’effet falaise.
n°5: Pour les conditions de fonctionnement de dimensionnement
des réacteurs du parc en exploitation, l’ASN vous demande de présenter
une étude des conséquences de la transposition des valeurs
fixées, pour le réacteur EPR, pour les délais d’intervention
de l’opérateur et ce, en mettant en œuvre les règles d’étude
du domaine de dimensionnement, en vue notamment d’identifier les effets
falaise éventuels.
A.5. Tenue des équipements
en situation d’accidents graves EDF envisage d’implanter de nouveaux équipements
dans le cadre du projet d’extension de la durée de fonctionnement.
Pour être conformes à l’article 2.5.1 de l’arrêté
du 7 février 2012 fixant les règles générales
relatives aux installations nucléaires de base, les nouveaux équipements
(matériel ou instrumentation) devront être qualifiés
aux conditions d’accidents graves.
Demande n°6: L’ASN vous
demande de vérifier, pour tout nouvel équipement (matériel
et instrumentation), sa qualification aux conditions d’accident grave pour
le temps de mission nécessaire en situation d’accident avec fusion
du cœur. EDF devra également vérifier la capacité
des systèmes supports à fonctionner dans ces situations d’accidents.
Pour les équipements déjà
installés, l’ASN note qu’EDF a pris l’engagement d’étendre
la vérification de leur tenue aux conditions d’accidents graves
pour couvrir leur «durée de vie» envisagée compte
tenu de l’hypothèse d’extension de la durée de fonctionnement
A.6. Entreposage en piscine du combustible
La sûreté de l’entreposage du
combustible en piscine de désactivation a fait l’objet d’examens
approfondis dans le cadre des réexamens de sûreté passés
ou en cours (VD3 900, VD1 N4 et VD3 1300), ainsi que dans le cadre des
évaluations complémentaires de sûreté. Ces examens
successifs ont conduit à la définition et à la mise
en œuvre de modifications concernant la prévention du risque de
vidange, l'amélioration de la robustesse des moyens d'appoints à
la piscine de désactivation et l'amélioration de la gestion
des situations accidentelles.
En dépit de ces modifications, l’ASN
souligne que la conception initiale et l’état actuel des piscines
de désactivation sont en écart notable avec les principes
de sûreté qui seraient appliqués à une nouvelle
installation. On peut par exemple noter les écarts suivants
avec les directives techniques applicables aux réacteurs de troisième
génération (DIRECTIVES
TECHNIQUES POUR LA CONCEPTION ET LA CONSTRUCTION DE LA PROCHAINE GENERATION
DE REACTEURS NUCLEAIRES A EAU SOUS PRESSION - Adoptées pendant les
réunions plénières du GPR et des experts allemands
les 19 et 26 octobre 2000):
* il n’existe pas de séparation physique
des voies de refroidissement de la piscine de désactivation. En
particulier, les pompes de refroidissement sont situées dans le
même local. En conséquence, une agression interne, telle qu’un
incendie, est susceptible de conduire à une perte totale et prolongée
du refroidissement;
* les deux voies de refroidissement sont refroidies
par une source froide unique ; le mode commun qui en découle génère
une probabilité de perte totale de refroidissement, et donc d’ébullition
de la piscine, non négligeable (de l’ordre de 10-4/a.r);
* la tenue au séisme de dimensionnement
des moyens d’appoint de secours à la piscine de désactivation,
nécessaires pour compenser l’évaporation de l’eau de la piscine
et redémarrer un train de refroidissement à la suite d’une
ébullition, n’est pas démontrée;
* les événements initiateurs
de vidange accidentelle des piscines (erreurs de lignage ou brèches)
n’ont pas été pris en compte à la conception. Les
dispositions complémentaires de prévention et de maîtrise
de ces événements initiateurs qui peuvent être envisagées
sur les installations existantes ne sauraient respecter l’ensemble des
exigences des directives techniques applicables aux réacteurs de
troisième génération;
* le toit du bâtiment combustible est
en bardage métallique et ne résisterait donc pas à
certaines agressions externes.
De plus, la mise
en œuvre de moyens efficaces de limitation des conséquences d’un
dénoyage prolongé d’assemblages de combustible irradié
n’est pas envisageable sur les piscines de désactivation du parc
électronucléaire d’EDF en exploitation.
Demande n°7: Compte-tenu
de ce qui précède, l’ASN vous demande d’examiner dès
à présent d’autres solutions techniques pour l’entreposage
sur site du combustible usé que les piscines de désactivation
actuelles. Cet examen devra se faire vis-à-vis des objectifs de
sûreté définis dans les directives techniques applicables
aux réacteurs de troisième génération.
B. Volet n° 2: Maîtrise
du vieillissement et de l’obsolescence des matériels
B.1. Dossiers
de référence réglementaires
La mise à jour des dossiers de référence
réglementaires est une disposition réglementaire s’imposant
aux éléments des circuits primaires et secondaires principaux.
L’extension de la durée de fonctionnement au-delà des quatrièmes
visites décennales remettrait en cause les hypothèses et
données d’entrées de ces dossiers. EDF a indiqué que
les modifications des hypothèses retenues dans le cadre de la mise
à jour des dossiers sont actuellement en cours d’études et
feront l’objet de notes qui seront présentées à l’ASN.
Ces éléments feront l’objet de présentations au GPESPN.
Demande n°8: L’ASN vous
demande de fournir l’échéancier de livraison des notes nécessaires
à l’évolution des DRR. Vous veillerez à produire les
notes dans un délai compatible avec une instruction de ces éléments.
B.2. Identification des phénomènes
Dans sa démarche générique
de maîtrise du vieillissement, EDF se prononce sur l’aptitude à
la poursuite de l’exploitation pour chacun des composants ou structures
faisant l’objet d’un dossier d’aptitude à la poursuite d’exploitation
(DAPE) sur la base de
mécanismes de vieillissement avérés
ou présumés, des dispositions d’exploitation et de maintenance,
ainsi que des difficultés potentielles de réparation ou de
Dans le cadre d’une extension de la durée
de fonctionnement au-delà des VD4, l’ASN note que des mécanismes
de dégradation non identifiés à la conception ou grâce
au retour d’expérience actuellement disponible pourraient également
remettre en cause le bon fonctionnement des éléments importants
pour la protection (EIP- Tels que
définis à l’article 1er.3 de l’arrêté du 7 février
2012 fixant les règles générales relatives aux installations
nucléaires de base), y compris pour des composants ne faisant
actuellement pas l’objet d’un DAPE.
Demande n°9: L’ASN vous
demande de poursuivre et de compléter l’identification des phénomènes
de vieillissement non pris en compte à ce jour, afin d’identifier
tous les paramètres contribuant à l’endommagement par vieillissement
des EIP et susceptibles de remettre en cause l’accomplissement de leur
fonction, en particulier grâce à des programmes de Recherche
et Développement appropriés.
B.3. Maîtrise des conditions
d’exploitation et de leur impact sur le vieillissement
Conformément aux dispositions de l’arrêté
du 10 novembre 1999 (Arrêté
du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l'exploitation
du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des
réacteurs nucléaires à eau sous pression),
l’exploitant doit tenir à jour une comptabilisation des situations
sur le circuit primaire principal et dans les zones des circuits secondaires
principaux soumises à d'importantes sollicitations cycliques susceptibles
d'intéresser le maintien de l'intégrité des appareils.
L’ASN juge satisfaisants, à ce stade, l’établissement de
plans d’actions lorsqu’il apparaît qu’un nombre de situations de
fonctionnement alloué à la conception risque d’être
atteint, et l’état des réflexions visant à limiter
De manière plus globale, les conditions
d'exploitation influent sur l’occurrence et le développement des
mécanismes de vieillissement. En effet, les différents équipements
d’une centrale nucléaire sont soumis tout au long de leur vie à
des sollicitations liées au fonctionnement normal, incidentel ou
potentiellement accidentel des installations. Ces sollicitations peuvent
être thermiques, mécaniques, radiatives ou chimiques.
de mode d’exploitation comme le changement de gestion du combustible, une
augmentation éventuelle de puissance, le passage en suivi de charge,
les modifications des procédures de conduite ou de la chimie des
circuits primaire et secondaires, peuvent avoir une influence non négligeable
sur l’aptitude au service des équipements et composants au-delà
de la durée de fonctionnement initiale prise en compte à
la conception. L’éventuelle extension de la durée
de fonctionnement des réacteurs au delà de 40 ans est susceptible
d’induire un cumul de sollicitations pouvant altérer les performances
de ces composants ou systèmes et conduire à l’apparition
de dégradations non prévues à la conception.
L'analyse du retour d'expérience d'exploitation
spécifique au vieillissement, ainsi que sa prise en compte dans
l'exploitation et la maintenance participent à la maîtrise
d’une exploitation prolongée des réacteurs. Le retour d’expérience
a déjà montré des dégradations sur des zones
de composants ou systèmes qui n’avaient pas été identifiées a
priori comme sensibles et dont la découverte a été
Demande n°10: Au regard
de l’extension de la durée de fonctionnement envisagée, l’ASN
vous demande de renforcer le programme de contrôle:
- des zones des EIP qui sont déjà
- par sondage des zones des EIP qui ne sont
pas surveillées actuellement;
- des matériels dont la défaillance
due à des dégradations liées au vieillissement pourrait
avoir un impact sur l’accomplissement de la fonction d’EIP.
L’ASN vous demande de compléter votre
plan d’action visant à vous prémunir contre les risques d’endommagement
liés au vieillissement de ces matériels dans la perspective
d’une durée de fonctionnement des réacteurs de vingt années
supplémentaires après les quatrièmes visites décennales.
B.4. Disponibilité et performance
des procédés de contrôles
La capacité à détecter les défauts préjudiciables
à l’intégrité des équipements constitue un
élément essentiel de la démarche de maîtrise
du vieillissement. Il est donc nécessaire que vous disposiez de
moyens d’examens non destructifs (END) dont l’objectif, la nature, la périodicité
et la performance soient adaptés pour garantir la détection
de ces défauts et pouvoir les caractériser. La performance
des procédés d’END joue ainsi un rôle direct dans la
démonstration, pendant toute la durée de fonctionnement des
réacteurs, de la tenue en service des équipements, notamment
de ceux qui ne sont pas remplaçables tels que la cuve du réacteur.
L’ASN note également que certaines
zones des EIP, pour lesquelles l’apparition de dégradations peut
être jugée raisonnablement prévisible, sont contrôlées
par sondage ou par zones considérées comme «précurseurs».
L’ASN considère qu’il ne peut être exclu que la découverte
de dégradations avérées sur certaines de ces zones
nécessite la mise en œuvre rapide d’un programme de contrôles
étendu nécessitant des moyens d’END importants. Elle souligne
à ce titre l’exemple des pénétrations de fond de cuve.
Demande n°11: Eu égard
à l’importance des examens non destructifs dans la démarche
de maîtrise du vieillissement, au regard de l’extension de la durée
de fonctionnement envisagée, l’ASN considère que:
* vos efforts en matière de R&D
dans le domaine des examens non destructifs doivent être poursuivis
afin de disposer des meilleures technologies disponibles en vue de conforter
les marges nécessaires à la démonstration de tenue
en service des EIP; l’ASN vous demande de lui transmettre vos orientations
dans ce domaine sous un an;
* vous devez vous assurer de la disponibilité
d’outillages de contrôle en nombre suffisant pour permettre la mise
en œuvre d’un programme de contrôles renforcé en cas de détection
de dégradations dans les zones contrôlées par sondage.
B.5. Tenue des câbles électriques
aux conditions accidentelles EDF envisage de prélever des tronçons
de câbles électriques sur site et d’apprécier l’évolution
de leurs réserves en antioxydant et des propriétés
mécaniques des câbles. La caractérisation physico-chimique
des polymères et les mesures électriques réalisées
ont pour objectif de permettre de mieux caractériser l’état
de dégradation des câbles électriques et leur aptitude
à la tenue en conditions accidentelles, ce que l’ASN considère
comme acceptable du point de vue de la tenue mécanique. Demande n°12: Toutefois,
dans la mesure où le critère de perte d'isolement de câbles
représente un effet falaise, l’ASN vous demande de développer
des lois de prévision du vieillissement et une méthode de
surveillance des câbles électriques, qui font l’objet d’une
qualification aux conditions accidentelles, prenant en compte cet aspect
3 A LA LETTRE CODEP-DCN-2013-013464OBSERVATION DE L’ASN
A. Élargissement du domaine de couverture
L’ASN prend note des engagements d’EDF visant
à élargir le domaine de couverture des EPS (Etudes Probabilistes
de Sûreté). L’ASN attache une grande importance à la
réalisation de ces actions. En particulier, l’ASN note qu’EDF s’est
engagée dans sa lettre en référence [6] (position
5, actions 22, 24, 25 et 26) à:
* conforter le choix des initiateurs de référence
(manque de tension externe et petite brèche primaire) sur la base
d’une EPS «séisme» réalisée sur un réacteur
de 900 MWe;
* réaliser une analyse probabiliste
du risque d’explosion interne qui se focalisera sur la fréquence
de formation d’une atmosphère explosive afin d’identifier les zones
sensibles et les améliorations possibles pour prévenir de
telles atmosphères explosives;
* réaliser une EPS «inondation
interne» enveloppe par palier de réacteurs, qui prendra néanmoins
en compte les spécificités de site lorsque le caractère
enveloppe de l’EPS générique ne pourra pas être démontré;
* effectuer une
analyse systématique de l’ensemble des agressions plausibles pour
chaque site afin de déterminer les sites et les agressions pour
lesquels une analyse probabiliste pourrait être nécessaire.
EDF précise que les EPS «agressions»
ont pour objet principal de vérifier la robustesse des installations,
dont la protection repose en premier lieu sur une démarche déterministe.
EDF précise que les points faibles éventuellement identifiés
seront traités au cas par cas, et de manière spécifique
selon l’agression étudiée, soit par des évolutions
de conception du réacteur, soit par des évolutions d’exploitation
en cohérence avec la démarche de prise en compte des agressions
dans les règles générales d’exploitation. EDF précise
aussi que les EPS « agressions » porteront sur l’ensemble des
états des réacteurs et des locaux comportant des matériels
importants pour la sûreté (cibles «sûreté»)
pouvant être atteintes. Les EPS de niveau 2 porteront sur un périmètre
cohérent avec celui retenu pour les EPS de niveau 1 (action 27 de
la lettre en référence [6]).
L’ASN considère qu’EDF doit poursuivre
le développement des études probabilistes de sûreté
en prenant en compte les agressions. EDF doit viser l’évaluation
la plus exhaustive possible des risques de fusion du cœur et de rejets
radioactifs, en fonction des spécificités des sites, et en
envisageant les situations de perte de sources (froides et électriques)
En outre, dans le cadre de la maîtrise
du vieillissement des installations, l’ASN considère qu’EDF doit
améliorer ses approches en matière d’élaboration des
données de fiabilité à partir de l’expérience
d’exploitation, afin de permettre l’identification des éventuelles
tendances liées au vieillissement.
B. Amélioration des conditions
EDF a présenté ses premières
réflexions sur l’apport des nouvelles technologies pour l’amélioration
des conditions de surveillance des installations et d’intervention des
personnels. EDF a également présenté ses réflexions
relatives aux évolutions de l’installation et de son référentiel
d’exploitation susceptibles de simplifier l’exploitation. L’ASN considère que les premières réflexions présentées
par EDF en matière d’amélioration des conditions d’exploitation
du parc nucléaire nécessitent d’être approfondies et
coordonnées entre elles, en vue d’orienter un programme de travail
structuré qui reposerait sur une vision d’ensemble cohérente
du rôle des hommes et des organisations dans l’exploitation future
C. Confinement du réacteur
L’ASN considère que la fonction globale
du confinement, tant pour les accidents de dimensionnement que pour les
accidents graves, doit faire l’objet d’améliorations dans la perspective
de la prolongation de la durée de fonctionnement. Le vieillissement
prévisible des enceintes de confinement, en particulier de la paroi
interne de certaines enceintes des paliers 1.300 MWe et N4 ne saurait constituer
un obstacle à l’obtention de ces améliorations.
Les propositions d’EDF pour les réacteurs
des paliers 1.300 MWe et N4 seront examinées dans le cadre d’une
prochaine réunion du GPR dédiée à cette thématique
et planifiée au mois d’avril 2013.
En outre, l’ASN rappelle que la proposition
d’EDF consistant à augmenter la limite, inscrite dans les Décrets
d’Autorisation de Création (DAC), du taux de fuite de l’enceinte
interne, pour les réacteurs à double paroi, constituerait
une modification notable de l’installation au sens de l’article 31 du décret
n°2007-1157 du 2 novembre 2007 modifié.
D. Surveillance des tuyauteries enterrées
L’ASN a noté l’engagement d’EDF de
renforcer son programme de surveillance des tuyauteries enterrées
ou difficilement accessibles.
In fine, l’ASN considère
que celui-ci devra prendre en considération la robustesse des analyses
de risques, le caractère suffisant du programme de contrôles
pour le diagnostic et le pronostic de l’intégrité des tuyauteries
et l’établissement de critères décisionnels pour la
réalisation de réparation ou de remplacement.
E. Qualification aux conditions accidentelles
Dans la perspective de la prolongation de
la durée de fonctionnement des réacteurs nucléaires,
il est nécessaire qu’EDF garantisse la pérennité de
la qualification des matériels aux conditions accidentelles. A cet
effet, l’ASN souligne l’importance de disposer, pour chacun des composants
ou structures faisant l’objet d’un DAPE, de critères techniques
d’aptitude à la poursuite d’exploitation. Ces critères constituent
un élément essentiel de la stratégie d’extension au-delà
de quarante ans de la qualification aux conditions accidentelles des matériels.
L’ASN considère comme acceptable, dans
son principe, l’établissement d’une démarche de qualification
progressive par famille d’équipements, fondée notamment sur
les résultats d’essais sur prélèvements ou d’expertises
ciblées d’équipements. L’ASN vous rappelle toutefois que
l’article 2.5.1 de l’arrêté du 7 février 2012 (Arrêté
relatives aux installations nucléaires de base) dispose que
les éléments importants pour la protection font l’objet d’une
qualification; ces dispositions entrent en vigueur à la date de
la première remise postérieure au 1er juillet 2015 d’un rapport
de réexamen prévu à l’article L. 593-19 du code de
F. Augmentation de puissance
Dans l’hypothèse où EDF serait
amenée à présenter un dossier d’augmentation de puissance
des réacteurs du palier 1.300 MWe, l’ASN estime que ce dossier devrait
intégrer l’impact de la prolongation de la durée de fonctionnement
de ces réacteurs au-delà de 40 ans. Ce dossier devra notamment
comprendre une revue de conception de la chaudière et des systèmes
impliqués dans cette évolution en
tenant compte des effets du vieillissement et du retour d’expérience
de l’accident de Fukushima, notamment en termes de prévention et
de mitigation d’un accident grave.
De Clochemerle… à l'histoire d'horreur… aux "FAVL"...
infos internet avec essai de reconstitution du cadre
historico-technique de l'époque
A. Godinot, 20/06/13
Résumé En 1997, à l'occasion d'une faillite, on "découvre" dans
une bourgade, en contrebas de l'église et le long de la Saulx, un
endroit fortement contaminé par de la radioactivité. Elle est issue
d'une activité industrielle qui n'a cessé que 30 ans auparavant. Les
services d'État spécialisés passent et font clôturer l'endroit en
attendant qu'un long cheminement administratif se fasse éventuellement.
Le premier magistrat de la bourgade refuse d'ailleurs de croire qu'il y
ait une contamination. Pourtant une étude géographique suite à la
découverte met en évidence en une paire de mois un excès de mortalité
par cancers du poumon, de la vessie et du pharynx chez les hommes,
quand on se rapproche de Pargny-sur-Saulx. Après le passage de tous ces
experts et cette petite étude, on met des grillages autour de l'usine,
de la rive droite de la Saulx, puis on couvrira cette rive droite de la
Saulx. Onze ans plus tard, en 2008, on "découvre" d'autres
endroits très contaminés à 500 mètres de là, en bordure de la route et
juste sur le passage d'un chemin de grande randonnée, en même temps
autour d'une gravière particulièrement fréquentée par les pêcheurs. Les
services d'État spécialisés reviennent donc. Cette fois ils se
renseignent auprès des habitants locaux et feront finalement une
cartographie héliportée de la zone potentiellement touchée. Ont été
mesurés (à pied) des points en ces lieux de détente à 100 microsieverts
par heure (petit calcul: 100 × 24 × 365 = 876 mSv/an). Le captage d'eau
potable est dans la nappe phréatique tout près des pollutions, mais
personne ne fait appel au BRGM ou à un laboratoire universitaire pour
l'hydrogéologie. Seul l'Andra gère sous tutelle ASN. On annonce aux
habitants qu'on crée une CLI car cette fois les services d'État du
nucléaire "traitent" la situation (zéro initiative locale). "Traiter",
c'est à dire que pour des raisons financières qui ne sont pas cachées,
bien qu'ils aient fait déplacer la terre contaminée des bordures de la
gravière car l'interdiction de pêcher n'avait pas plu, ces services ne
font retirer qu'un petit peu de radioactivité, et retourne le gros sur
place en des de tumulus "à la Morvilliers" avec argile et grillage
anti-fouisseur et gazon. Cette manière de faire s'appelle maintenant
plus globalement "SCR" et remplace l'ancien nom composé
(TFA-RSB-radifères RRA-FAVL). Pargny-sur-Saulx a une CLI parce que
c'est aujourd'hui un centre de stockage radioactif TFA/SCR. L'état
cependant, le contribuable, a payé pour ces tumulus-gazon sans faire
d'histoires. Il est vrai
que l'industriel en question travaillait sur un minerai issu de notre
colonie Madagascar qui lui était vendu par une alliance d'alors
Pechiney-CEA, que probablement au départ le CEA se gardait le droit de
récupérer le thorium séparé (Euratom 1958, p. 56; Overstreet 1967, p.
39) avant que plus personne n'en veuille. Il est vrai
que les tonnages de monazite extraits de Madagascar par Pechiney-CEA
sont donnés même dans les revues étrangères, que leur radioactivité
était notoire, et qu'on aurait bien du savoir au CEA et à Pechiney à
qui ce minerai radioactif a été vendu. Il est vrai
qu'on savait bien avant 1997 que tous les lieux où l’on a traité la
monazite étaient pollués. Le CEA et les services d'État spécialisés
n'intervenaient-ils pas sur les pollutions des usines-soeurs de
Pargny-sur-Saulx: Serquigny puis, aidé par la CriiRad à La Rochelle,
depuis une dizaine d'années? Et même, le CEA a fait beaucoup plus de
saletés avec le thorium de Madagascar (via l'urano-thorianite) à son
usine du Bouchet qui fonctionnait au même moment à 185 km de là avec
envoi des "résidus" (dizaines de milliers de fûts) à divers endroits de
France dans les années 70. La première leçon
de ce "fait divers" est que la mémoire est perdue extrêmement pour la
radioactivité parce qu'elle est invisible, indétectable par aucun de
nos sens. La deuxième leçon
est que les déchets radioactifs sont avec nous pour toujours. On ne
fait éventuellement que les déplacer, petit tour de manège pour
quelques-uns. La troisième leçon
est qu'un "traitement" standard est en train de s'établir. Vu qu'on
fabrique en ce moment des millions de fois plus de déchets radioactifs
de toutes sortes que ces malheureuses quelques centaines de tonnes de
monazite de Pargny-sur-Saulx, et qu'il n'y aura pas d'argent puisque
par définition des déchets sont ultimes et ne rapportent rien, on les
entasse sur place en un tumulus avec dessus: argile, "grillage
antifouisseur", gazon et au revoir: tondez et entretenez ce gazon
plusieurs dizaines de milliers d'années, veuillez à ce qu'aucun arbre
ni pousse, évidemment n'y creusez ni ne construisez jamais. C'est exactement comme là où Areva a mis les résidus de
traitement de ses mines d'uranium et les met au Niger, mais à Pargny,
c'est en miniature. En même temps, l'affaire elle même démontre,
confirme, que en pas 20 ans la mémoire de ce qu'il y a sous ces
"prairies" issues de nos décennies nucléaires sera perdue. Les
habitants locaux se contamineront de nouveau, avec un taux anormalement
élevé de cancers (patrimoine génétique?).(suite)
IX. Conclusion: Pargny-sur-Saulx et les décharges "SCR" L'activité industrielle au moulin de Pargny-sur-Saulx entre les
années 30 et 60 correspond à la spécificité de la Société de produits
chimiques des terres rares, avant, pendant et après la guerre. Il y a
forcément eu des liens professionnels, techniques et économiques, entre
l'Usine de Pargny-sur-Saulx et la Société des terres rares, STR.La
période d'après guerre jusqu'à 1967 correspond d'assez prés à celle du
premier CEA: usine du Bouchet (de 1948 à 1971 pour le thorium) pour
l'exploitation des minerais de notre colonie la Madagascar
(exploitation arrêtée en 1965 pour la monazite et en 1968 pour
l'urano-thorianite). Le minerai pour Pargny était ramené en France
(port de La Rochelle?) et fourni par une alliance Pechiney/CEA de cette
époque. Mary Davis écrit (2001, p. 19): "Les rapports annuels du CEA n'indiquent pas la destination de la monazite en provenance de Madagascar...".
Avec La Rochelle, les habitants du bassin de la Saulx-Ornain savent
désormais répondre à la question. En 1959, l'usine pilote de séparation
de monazite de Pechiney-CEA en Madagascar est mise en route ce qui
permet d'un coup de tripler le tonnage de monazite extraite de la
grande île (Andriambololona 1980). Ossena (2007, diap. 13) décrit que
ce sont les scories les plus récentes qui sont à "très forte
radioactivité" et des habitants locaux rapportent pour la peupleraie
que, "Dans les années 65, le site servait de décharge..." (S. Gruss, l'Union 08/09/11). Une bonne partie de la pollution semble donc provenir de l'activité des années 60. Partout, à cette époque, on jetait les déchets radioactifs
dans la nature. Le CEA devait bien le savoir qui l'a fait sur ses
"entrepodéposantes" comme au Bouchet jusqu'en 1971, et qui entre 1971
et 1979 a entrepris un premier décommissionnement de cette usine à 185
km de Pargny, usine qui avait traité notamment le minerai au thorium
malgache. En janvier 1987 le CEA est même appelé pour mesurer la
contamination à l'usine-sœur (d'avant la guerre) de Pargny-sur-Saulx :
Serquigny de la Société des terres rares, et continuera à faire des
mesures de surveillance là-bas dans les années 90. À la fin des années
80, c'est la jeune CriiRad avec les associations locales qui lance
l'alerte de la contamination de la baie de La Rochelle par l'autre
usine-soeur des terres rares, celle de l'après-guerre, de la STR-
Pechiney. Aux USA la pollution autour d'une usine thorium - terres
rares à partir de monazite et de bastnaésite à West-Chicago fait aussi
parler d'elle dans les années 80, jusqu'à l'UNSCEAR. En 1990 c'est
l'affaire des "déposantes" CEA d'Itteville et St-Aubin qui éclate au grand jour... Qui savait qu'on avait traité des centaines de tonnes de
monazite à Pargny-sur-Saul savait qu'on y trouverait dépôts et
pollution comme ailleurs. Aucune de ces personnes du CEA n'a bougé. Il
est vrai qu'elles savent aussi que la radioactivité ne se voit pas, la
preuve, la mairesse de Pargny ne voulait pas le croire ! Pargny-sur-Saulx montre plusieurs choses: * Quelques
décennies après la fin d'une activité, la mémoire collective sur un
danger qui est invisible, qu'on ne peut pas deviner, est déjà
inopérante; * Une fois "découverts", ce genre de
déchets ne peut être que "traités" par des services en lien avec
l'industrie du nucléaire. Ce sont leurs matières et elles sont
quasiment les seules à être équipées pour le faire. En France elles
sont intimement liées à, si ce n'est partie de, l'État d'où le total
conflit d'intérêt des hauts fonctionnaires (corps des mines, le
promoteur du nucléaire en tout premier lieu). Il est impossible de
vérifier le contenu en alpha (mesures longues complexes et coûteuses).
Même les mesures gamma demandent des appareils sophistiqués si on veut
identifier les familles radioactives, c’est tout de même plus facile.
Pour les gamma/béta et les thoron/radon nous avons encore la chance de
pouvoir appeler la CriiRad qui s'est créée précisément sur une
indignation citoyenne face au mensonge de ces mêmes fonctionnaires
d'État et qui a agi à Itteville et St Aubin, (et elle a fait faire une
analyse alpha par un laboratoire allemand) un domaine où elle est
particulièrement experte. Mais il faut payer son personnel et son
matériel, avec quels fonds ? (les fonctionnaires d'État en plein
conflit d'intérêt sont de droit branchés sur la caisse commune). On a
vu qu'à Itteville les Amis de la terre, à force de pugnacité, avaient réussi à ce que la CriiRad soit parmi les laboratoires contre-experts. L'arrêté préfectoral du 20 avril 1994, art. 4 pour la
décharge radifère de Gueugnon (Saône et Loire) inclut le principe
d'analyse contradictoire par un laboratoire extérieur (Gazette Nucléaire N°137/138, p. 19-20). p.19
Contrairement aux usines-soeurs (Serquigny, La
Rochelle), aucun des documents consultés, Andra incluse, ne donne de
bilan radioactif pour Pargny-sur-Saulx (on a seulement des paquets de
GBq donnés pour tel ou tel endroit particulier). La carte des mesures
héliportées ne figure dans aucun non plus. Aux usines-soeurs,
l'inventaire est impressionnant. Les classifications de ce genre de
déchets sont "chewing-gum" et il n'est pas rare de voir des tonnes de
déchets passer "sur papier" d'une catégorie à l'autre suivant l'époque
ou le service, quand ce n'est pas un changement de concept. On a même
l'impression que les noms donnés dépendent des conditions d'acceptation
de centres d'accumulation qui eux-mêmes, s'ils ne sont pas INB, sont
définis par simple arrêté préfectoral (eux-mêmes rédigés par les dits
fonctionnaires spécialisés). Par ailleurs la forme chimique est
d'importance qui détermine la solubilité des éléments. Les nitrates
sont très mauvais de ce point de vue et "théoriquement" il faudrait les
transformer en autre chose, "insolubiliser" les sels de radionucléides.
Mais pour cela il faut déjà les extraire et les trier (Andra 2012b p.
31). Pour Pargny, silence radio sur cette hydrochimie mais une
certitude, on n’a rien transformé du tout. Autre question légitime: les
sédiments de la Saulx et de la Marne (dans laquelle se jette La Saulx à
19 km, à côté de Vitry-le-François) en aval sont-ils "marqués", voir
certains champs qui sont régulièrement inondés en hivers? En
effet : "La crue exceptionnelle de la
Saulx en 1999 érodant une partie des berges et découvrant ainsi un
point chaud de l'ordre de 200 microSv/h à son contact" (Cendre et al.
- 2012, p. 50); "un fût vide contaminé a été retrouvé dans la Saulx."
(IRSN, Bilan état radiologique 2010-2011, p. 56), etc., donc des
sédiments et de la radioactivité partent au fil de l'eau. * Un constat est dramatique: on ne peut rien faire des
déchets radioactifs, seulement les déplacer, leur faire faire un petit
tour de manège. On a fait voyager une toute petite partie de ceux de
Pargny à plusieurs centaines de kilomètres dans le Sud de la France.
Ils vont commencer par revenir au point de départ : "Les
déchets issus des opérations d'assainissement de sites pollués au
radium ou au thorium seront entreposés par l'Andra dans son nouveau
bâtiment d'entreposage (mis en service à l'automne 2012) situé sur le
Centre Industriel de Regroupement, d'Entreposage et de Stockage (Cires,
Aube)." (Andra 2012b, p. 5; il s'agit de Morvilliers contre
"Soulaines" coiffé d'un nouveau nom). Ils devront repartir ailleurs
dans un site "définitif"... Une petite partie a fait un saut de puce
directement à ce Morvilliers à 47 km de Pargny. Cela ne fait que
déplacer le problème. À ces nouveaux endroits, il ne faudra surtout
jamais plus creuser, idem pour les lapins, empêcher les arbres de
pousser, habiter le plus loin possible que les enfants n'aillent pas
jouer par là. C'est un mini aperçu du problème d'une tout autre ampleur
que sont les résidus de concentration de l'uranium près des mines, où
qu'ils soient dans le monde. * Il n'y aura
jamais assez d'argent pour "s'occuper" des déchets radioactifs. Jusqu'à
2006 ce genre de travaux étaient financés par un fond radium géré par
l'ADEME, une contribution versée par les industriels de la filière
électronucléaire (Instantanés techniques, n° 46, p. 9). On a vu dans I
-Déroulé chronologique- à la date de juin 2003, que ceux-ci refusaient
de payer au-delà d'un arrangement minimum tout à fait provisoire (à
peine 10 ans en attendant un acquéreur qui devra se débrouiller avec
son achat), et qui n'en laissait pas moins une dose de 0,5 mSv aux
pêcheurs selon leur scénario officiel. La loi Birraux-Bataille du 28
juin 2006 qui a imposé Bure comme site unique pour l'enfouissement, a
donc fait passer l'ensemble de ces frais d'arrangement/déplacement de
déchets radioactifs, dont les responsables sont donnés non solvables, à
la charge du contribuable (art. 15: "subvention de l'État" pour "missions d'intérêt général").(suite)
Sur cette nouvelle base financière, l'État qui a fourni la
monazite (via le prestigieux CEA) s'est présenté comme généreux. Il
laisse à la commune de Pargny-sur-Saulx, en contre partie des emplois
et des taxes de l'usine qu'elle a eu pendant une vingtaine d'années,
des grandes "pelouses" un peu
surélevées en contrebas de l'église, le long des berges de la Saulx en
bas de la bourgade, et à 600 mètres de là contre la route, où l'on peut
désormais se promener mais qu'il faudra tondre à jamais (ne pas les
laisser retourner à l'état sauvage), où il ne devra jamais pousser
d'arbre, où lapins, renards et blaireaux ont interdiction de creuser
(vaut mieux pas car dans les "scénarios" c'est considéré comme impossible pendant 500 ans, sur décision du "gendarme"
ASN; Andra 2012b p. 30, 32). La nappe phréatique de la plaine alluviale
dans laquelle 4 communes prennent leur eau draine ces "résidus". Des contaminations aux alphas ont déjà été détectées, mais
il n'y a pas eu d'étude hydrogéologique précise, personne n'a demandé
au BRGM ou à un laboratoire universitaire de venir voir. L'Andra seule
gère sous contrôle ASN. Certains détails de la communication Andra
(voir I. "Déroulé chronologique" à "15 juin 2006") montrent que
l'Agence, si elle sait parler de la "friche" de Pargny-sur-Saulx pour
se valoriser sur ses sites lointains, se garde d'en parler à Bure. Bien
sûr, même en surface tout le monde sait que cela sera oublié avant une
paire de décennies et que reviendra donc une situation proche de celle
antérieure à 1997. Déjà maintenant ne constate-t-on pas pour l'ancienne
peupleraie particulièrement contaminée dessous: "la végétation [pelouse] a repris ses droits. Sur place, plus rien n'indique qu'une partie du site était radioactif."
(l'Union 23/04/13). Quant à l'inscription administrative supposée
garder la mémoire, d'entrée de jeu, elle manque pour les déchets
enfouis le long de la rive gauche de la Saulx (annexe 2). * {TFA-RSB -radifères RRA-FAVL} → "SCR" On a à faire à Pargny au reliquat de l'extraction de
quelques centaines de tonnes de monazite naturelle. C'est un grain de
poussière au regard des déchets qui s'accumulent à tous les niveaux de
la filière pour permettre le fonctionnement un temps de 58 réacteurs de
puissance. Il semble comme le montre Pargny, que le lobby nucléaire ait
trouvé "La" solution au problème qui se profile à l'horizon. On enfouit
sur place, on recouvre d'argile, on sème du gazon et on part en disant
aux locaux du moment de le garder bien comme ça pour plusieurs dizaines
de millénaires. L'Andra devient spécialiste de cette procédure.
Pargny-sur-Saulx est probablement un précurseur de ce que nos finances
nous autoriseront de faire. Cette solution, on
vient de lui donner un nom: si son plancher est de l'argile, on
l'appelle SCR, Stockage sous Couverture Remaniée (Andra 2012b, p. 4).
Cet acronyme ne représente pas autre chose que les caractéristiques
techniques d'une décharge de déchets banals qu'on peut arranger en
quelques coups de bulldozer (on peut toujours chipoter sur le chouïa
d'argile en plus, un "géotextile" pour que les roues des engins ne
remélangent pas tout, et le "grillage antifouisseur"). Comme dans une
décharge classique il faudra retirer le jus qu'il y aura au fond tant
qu'on y a accès (on met une tente quand on remplit pour qu'il y en ait
moins). On dit donc maintenant FAVL SCR (Andra 2012b, p. 10). Au moment de l'épisode FAVL en 2008-2009, il était dit que
vu que les FAVL émettent pas mal de radon et autre radium et
radionucléides solubles, qu'il faut les écarter des humains, aussi les
préserver de l'érosion, etc. il fallait les mettre 100 à 200 mètres
sous terre dans de l'argile en creusant des galeries. Un mini-Bure en
sorte. Pas simple dans une roche qui ne tient pas debout. Et donc c'est
un peu plus cher chaque jour qu'on s'y essaye à coup de m3 et de m3 de
béton, Bure à l'appui (tellement de béton même, et cela des déchets
sans interruption possible jusqu'à la surface que c'est par là que les
fuites auront lieu en lien indissociable avec la EDZ, Excavated
Dammadged Zone). D'où l'apparition de la solution "FAVL SCR". Du coup
tout s'évacue de la même manière (TFA-RSB-radifèresRRA-FAVL; reste plus
que les graphites et leurs 36Cl, 14C, 41Ca, 90Sr, etc. pour lesquels
ils hésitent : moitié Cigéo et moitié SCR?).p.20
À titre d'exemple, il est déjà acquis
qu'Areva/Comurhex à Malvesi au-dessus de Narbonne laissera ses bassins
à la postérité sous la forme "SCR" (Andra 2012b p. 52). Aujourd'hui le "SCR" devient la solution (aussi parce
qu'enfouis en profondeur ils seraient toujours encadrés d'aquifères "ce qui rend complexe la localisation des exutoires"
comme l'a écrit l'ASN?). Pendant un temps l'ASN nous disait être
vigilante aux "risques d'inondation (présence de nappes alluviales)",
aux "instabilités gravitaires (solifluxion)" (Gazette Nucléaire n°253 p. 10). La théorie du moment est à l'inverse que "la partie confinante de la couverture [soit] sous la limite séculaire entre zone saturée et zone non saturée." (Andra 2012b, p. 32; c'est à dire inondée en permanence). Autre changement, aux dernières nouvelles, on ajoute au
tas {TFA - RSB - radifèresRRA - FAVL}, appelons le maintenant "SCR": "les bitumes les moins radioactifs de Marcoule" (avec 129I, 36Cl, etc. et les inévitables m3 et m3 d'hydrogène qu'ils dégageront toujours). Le CEA "de par leur inventaire radiologique établi au travers de l'histoire des combustibles traités"
(apparemment, puisqu'il semble avoir retrouvé la mémoire, il va bientôt
nous dire combien de centaines de tonnes de monazite, il a livré à
Pargny-sur-Saulx, avec les années de livraison), par "des scénarios de tri", "a évalué le nombre de fûts concernés à 40.000".
Du strict point de vue du chef comptable, ça fait des économies par
rapport à un enfouissement à Bure dans lequel le "Dossier 2005 Argile"
avait réservé 39.000 m3 à - 500 m pour ces 40.000 là. Mais
il est parfaitement vrai que le professeur Castaing avait insisté dans
les auditions du rapport Bataille 1990 (p. 246) qu'il ne fallait
surtout pas enfouir les bitumes (et pas quelques uns mais tous).
Cependant il avait ajouté "Il est apparu que même pour l'entreposage, ce n'était pas cela" (nota : ils gonflent et se déforment par séries de centaines, en Belgique aussi...): "... selon
la CFDT de Marcoule... il faut les reprendre, séparer le bitume et les
boues, réduire la radioactivité dans ces dernières et les
reconditionner. (...) Selon le rapport de Daniel Rouet, il est possible
de séparer le bitume des boues : la récupération des déchets est
possible par extraction des sels avec certains solvants organiques...
La CFDT de Marcoule considère la reprise et le reconditionnement des
boues comme le travail le plus important à faire sur le centre." (Barillot et Davis 1994, p. 176). "Cause toujours et je fais ce que je veux",
le critère du CEA pour ces bitumes, suite à discussion avec son
comptable (après tout c'est l'argent du contribuable), est qu’il garde
la forme bitumes, avec "une activité alpha par fût inférieure à 10,72 GBq à 300 ans et un débit de dose au contact du fût inférieur à 60 mGy/h."
(Andra 2012b p. 48). Dans la théorie "sur papiers CEA" donc, un peu
moins que 10,72 milliards de Bq par fût pétrolier, ça c'est la
radioactivité alpha qu'il est impossible de mesurer de l'extérieur du
fût, et pas plus de 60 mSv/h (pour les photons gamma 1 Gray donne 1
Sievert), soit 1 mSv par minute, par les rayons qui eux sortent du fût
(est-ce qu'il a été tenu compte du "surfût" sans lequel ils sont «
imbougeables » vu qu'ils sont rouillés, déformés et souillés –ce qui
n'est pas dit mais c'est probable). C'est inflammable et les actinides
"réputés" immobiles ont la propriété de s'accrocher aux colloïdes
organiques et de voyager avec (c'est même comme ça qu'on les extrait
dans les usines). Ainsi mis dans une décharge de
type déchets banals pour laquelle il reste au service de COM de trouver
un plus joli nom que "SCR", la France passe la vitesse du réalisme.
L'État croule sous la dette (le CEA c'est l'Etat), Areva maintenant
aussi (c'est encore l'Etat) et les provisions d'EDF (c'est toujours
l'Etat) sont fictives. Et quant en plus il y a aura l'inévitable
"pépin"... (une fois les réacteurs détruits et la radioactivité dans la
nature, les contribuables japonais n'ont eu d'autre choix que de
racheter TEPCO). Autre gage d'efficacité pas du
tout négligeable du nouveau concept "SCR", ça peut se mettre (presque)
n'importe où et il va être, ou il a déjà été, beaucoup plus facile de
trouver la petite mairie du moment qui aimerait avoir plus de sous
qu'elle n'en a. Pour tous ces "projets" inévitables, c'est l'ASN (du
quasi 100% corps des mines, le socle technique des ministères de
l'industrie/environnement) appelé aussi "le gendarme",
et autre "Haut Comité de la transparence et l'information sur la
sécurité nucléaire" (créé par la loi Revol-Sido du 13/06/06) qui comme
le rappelle l'Andra par écrit (2012b, p. 34, p. 3), donnent les ordres.(suite)
DU NOUVEAU A PARGNY(l’Union –l’Ardennais)24 juin 2013) 1 - PARGNY-SUR-SAULX (51). Les
services de l'État avaient envoyé une importante délégation, la
secrétaire générale de la sous-préfecture accompagnée de quatre
techniciens, pour éclairer le conseil municipal de Pargny-sur-Saulx sur
la nécessité de reprendre la propriété du site Orflam. Ont-ils été
convaincants? Le conseil municipal ne s'est pas prononcé et a préféré
laisser le temps aux conseillers municipaux de prendre sereinement une
décision. Les techniciens ont rappelé les différentes phases de la
réhabilitation: les bâtiments seront détruits (opération en cours), les
gravats seront recouverts de matériaux imperméables et les berges de la
Saulx pourront bénéficier d'un enrochement. Sur la partie haute des
places de parking sont prévues, il y aura un accès piéton et une
promenade sera accessible jusqu'au déversoir. La mairie aura en charge
l'entretien des différentes zones, le contrôle visuel des ouvrages
hydrauliques qui resteront à charge de l'État. Les modalités de
transfert ont provoqué quelques échanges. Pour Denise Guérin: «Pourquoi est-il primordial que la commune redevienne propriétaire?» Réponse: «L'État ne peut pas être partout, il est loin, mais il s'engage sur les ouvrages hydrauliques.» - (D.G.) «C'est pour des siècles! Or dans cinq siècles.. » Pour Jacques Ango: «S'il y a des problèmes lourds, la mairie va solliciter qui?» Réponse: «La sous-préfecture et la préfecture ne sont pas loin!»et
«L'État cherche un avis favorable de principe avant début juillet,
avant le lancement des travaux. S'il y a un refus, il faudra revoir les
travaux.» Le conseil municipal se réunira jeudi 27 juin à 21 heures.
Il donnera son positionnement quant au transfert sollicité par l'État
de la propriété du site Orflam à la commune de Pargny-sur-Saulx. 2 - PUBLIÉ LE 02/08/2013 Pargny-sur-Saulx / Ce samedi Les antinucléaires reviennent à Orflam Par L'union-L'Ardennais Le
groupe de musique engagé contre le nucléaire les «Bures Haleurs»
organise «Pargny Sursaut», une journée d'informations et d'échanges à
proximité du site d'Orflam-Plast, l'usine de briquet contaminé au
thorium (une substance radioactive) dont l'Agence nationale pour la
gestion des déchets radioactifs (ANDRA) gère actuellement la
dépollution. Le groupe était déjà passé par Pargny-sur-Saulx alors
qu'ils procédaient à une « randonnée militante » à vélo entre
Saint-Dizier, et Bure (Meuse), où un site d'enfouissement de déchets
nucléaires est en projet. Un pique-nique est prévu à midi derrière
l'église, suivi d'une rencontre avec les habitants, et d'une soirée
parole ouverte et musique, place de la mairie. D'autres membres
d'associations militantes ainsi que le géologue Antoine Godinot seront
présents. «Nous invitons les habitants du secteur, pro, comme
antinucléaires, les élus, et même l'Andra, à participer» lance Xavier
Aubriot, membre des Bure Haleurs.p.21
Avis n°2013-AV-0180 de l’ASN du 16 mai 2013portant contribution de l’ASNau débat national sur la transition énergétiqueL’Autorité de sûreté nucléaire,Vu le code de l’environnement, et notamment ses articles L. 592-1 et L. 592-27;Considérant que le Gouvernement a ouvert un débat national sur la transition énergétique;Considérant que les choix énergétiques comportent des enjeux de sûreté nucléaire;Considérant
que l’Autorité de sûreté nucléaire doit contribuer à l’information du
public et faciliter le débat sur des questions ayant un lien avec la
sûreté nucléaire et la radioprotection,Rend l’avis ci-annexé en tant que contribution au débat national sur la transition énergétique.Fait à Montrouge, le 16 mai 2013.Le collège de l’Autorité de sûreté nucléaire,Pierre-Franck CHEVETMichel BOURGUIGNON Jean-Jacques DUMONT Philippe JAMET Margot TIRMARCHE
Annexe à l’avis n°2013-AV-0180 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 16 mai 2013Contribution de l’Autorité de sûreté nucléaire au débat national sur la transition énergétique Les
choix énergétiques comportent des enjeux de sûreté nucléaire.
L’Autorité de sûreté nucléaire considère nécessaire que ces enjeux
soient explicités et pris en compte dans le débat. 1/ Le système électrique français doit disposer de marges de manœuvreLe
parc électronucléaire français est largement standardisé et les
centrales françaises sont très similaires. Cette situation présente
l’avantage de permettre à chaque centrale nucléaire de bénéficier de
l’expérience acquise au niveau national et favorise ainsi l’efficacité
du retour d’expérience. En revanche, l’expérience a montré que la standardisation comporte aussi le risque qu’un défaut grave, que l’on ne peut exclure a priori, soit générique et affecte plusieurs réacteurs.
Dans une telle situation, l’ASN pourrait juger nécessaire, au regard
des exigences de sûreté, de suspendre sans délai le fonctionnement de
ces réacteurs. L’arrêt rapide d’une part
significative des moyens de production électrique provoquerait, en
l’absence de marges, une pénurie d’électricité avec des conséquences
sociales et économiques considérables. Il
convient donc que le système électrique ait des marges de manœuvre
suffisantes sur la production, quelle qu’en soit l’origine, et sur la
consommation. L’ASN rappelle l’importance de
disposer de marges suffisantes dans le système électrique pour faire
face à la nécessité de suspendre simultanément le fonctionnement de
plusieurs réacteurs qui présenteraient un défaut générique grave. 2/ Il faut anticiper dès maintenant l’arrêt définitif, pour des raisons de sûreté, des réacteurs nucléaires actuels La majeure partie du parc nucléaire français de production
d’électricité a été mise en service dans les années 1980. Chaque réacteur nucléaire devra être arrêté un jour du
fait de son vieillissement, lié à la dégradation physique des
matériels, en particulier ceux qui ne sont pas remplaçables, et à
l’obsolescence de sa base de conception au regard du niveau de sûreté
exigé pour des installations plus récentes.(suite)
C’est pourquoi la sûreté des réacteurs est vérifiée lors des réexamens
décennaux prévus par la loi et au terme desquels l’ASN se prononce sur
l’aptitude des installations à rester en fonctionnement. Les réacteurs ont été conçus, à l’origine, pour une durée
de fonctionnement minimale de 40 ans. Leur exploitation éventuelle
au-delà de leur quatrième réexamen de sûreté nécessite, du point de vue
de la sûreté, un examen d’une ampleur particulière, prenant en compte
les hypothèses et les marges prises dans le dimensionnement, le retour
d’expérience, l’amélioration des connaissances et l’évolution
prévisible des exigences de sûreté sur la période considérée. Si les considérations de sûreté n’ont jusque-là pas
conduit à prescrire d’échéance pour l’arrêt définitif des réacteurs
nucléaires actuellement en exploitation, la possibilité de les
maintenir en fonctionnement au-delà de 40 ans n’est pas aujourd’hui
acquise. En tout état de cause, la date à
laquelle chaque réacteur devra être arrêté n’est pas prévisible avec
précision et variera d’un réacteur à l’autre. Il est toutefois
plausible, du fait du calendrier resserré des mises en service
initiales, que les arrêts définitifs des différents réacteurs soient
relativement concentrés dans le temps. S’ils ne sont pas convenablement
anticipés, ces arrêts pourraient dégrader l’équilibre entre la
production et la consommation d’électricité. Par
ailleurs, le délai entre la décision de construire une nouvelle
installation de production d’électricité, quelle qu’en soit la nature,
et sa connexion au réseau est important et peut aller jusqu’à une
dizaine d’années. De même, les politiques d’économie d’énergie ne
produisent pleinement leurs effets qu’après de nombreuses années. Ainsi, en ordre de grandeur, le délai d’ici à l’arrêt
définitif des premiers réacteurs pourrait être comparable au délai
nécessaire au déploiement des mesures de compensation associées. Des
décisions appropriées de politique énergétique doivent donc être prises
à court terme. L’ASN souligne la nécessité de décisions à
court terme relatives aux capacités de production d’électricité, quelle
qu’en soit la nature, et aux économies d’énergie, pour faire face aux
futures mises à l’arrêt définitif de réacteurs pour des raisons de
sûreté.p.22
USAEDF, le plus important exploitant de centrales nucléaires, se retire du nucléaire américainInformation transmise par Gordon Edwards (8 août 2013)(Reuters 30 juin 2013)
EDF réorganise sa façon de faire des bénéfices,
s’inclinant devant la loi d’un marché transformé par le faible coût des
gaz de schiste. Plusieurs réacteurs américains sont fermés ou
vont l’être parce que les exploitants hésitent face aux énormes
investissements nécessaires pour allonger leur durée de fonctionnement,
maintenant que l’électricité générée avec le gaz de schiste se vend
définitivement moins cher que l’électricité d’origine nucléaire. «La
spectaculaire baisse du prix du gaz aux USA, inconcevable quelque
années avant, a rendu cette source d’énergie ultra compétitive face aux
autres sources», a déclaré Henri Proglio Directeur d’EDF au cours d’une conférence de presse. EDF s’est entendu avec son partenaire Exelon sur sa sortie
de leur entreprise (à risques partagés) «Constellation Energy Nucleare
Group (CENG)». CENG exploitait aux HSA cinq centrales pour un total de
3,9 gigawatts. La firme française a expliqué
qu’il a été négocié une option de vente qui permet à EDF de vendre CENG
à Exelon à un prix raisonnable entre janvier 2016 et juin 2022. EDF
recevra aussi un dividende exceptionnel de 400 millions de dollars. «Les conditions pour un développement du nucléaire aux USA ne sont pas favorable en ce moment», a dit Proglio. L’analyste de l'Agence Internationale de l’Energie Dennis
Volk a expliqué que les centrales de la compagnie CENG sont situées
dans l’une des régions où il va y avoir de l’éolien et les gaz de
schistes d’où une des problèmes de compétitivité. «Il est tout simplement difficile d’investir dans le nucléaire et d’y récupérer son argent.» a déclaré Volk.(suite)
Un point sur les énergies renouvelables aux USA Proglio a annoncé que EDF voulait maintenant se focaliser
sur les énergies renouvelables aux USA. EDF y emploie 850 personnes
dans le solaire et le vent. Depuis 2010 sa capacité de production a
doublée et s’établit à 2,3 Gigawatts. EDF g ère de plus 7 gigawatts
pour d’autres firmes. Le producteur
d’électricité le plus important d’Europe emploie aussi 320 personnes
pour ses opérations d’exportation d’énergie ce qui en fait le n°un des
exportateur de charbon US vers l’Europe. L’analyste Emmanuel Turpin se félicite de ce départ du nucléaire
américain. La direction avait hérité de cette situation. Je suis
content de cette décision; elle montre ce que peut coûter un
projet mal ficelé. L’aventure nucléaire
américaine de l’entreprise publique française a commencé en 2008, quand
le prédécesseur de Proglio, Pierre Gadonneix a investi 49% dans
l’entreprise nucléaire Constellation pour 4,7 milliards de dollars et
accepté une option de vente de 2 milliards de dollars donnant à
Constellation la possibilité de à EDF vendre plus de réacteurs. Gadonneix a envisagé la construction de 4 EPR aux USA,
mais AREVA n’a pas accepté cet accord et comme la perspective nucléaire
s’assombrit, l’option devient le boulet d’EDF. En 2011, la prise de
contrôle de Constellation par Exelon a encore compliqué les choses. Thomas Piquemal, expert financier d’EDF, a précisé que
l’aventure nucléaire américaine a coûté entre 2009-2012 2 milliards €.
L’investissement EDF global aux USA s’élève à 6,4 milliards € qui
seront en partie récupérés par la vente d’Exelon. «Il s’agit du dernier chapitre de notre investissement dans le nucléaire américain» a confirmé Piquemal.p.23
Commentaire Cette info revient par le Canada et cette aventure est
franchement un gouffre financier que les citoyens vont payer cher. Tout
de même l’Etat est actionnaire à 84% et n’a pas plus d’action que
cela. C’est cela la privatisation rampante...Retour vers la G@zette