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|Le palier des réacteurs de 1450 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 leur réalisation.
Le palier des réacteurs de 1450 MWé, dit palier N4, fait suite au palier de 900 MWé (qui comprend 34 réacteurs) et à celui de 1300 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 du réacteur.
Pour le palier N4, outre les deux réacteurs de CHOOZ B, EDF prévoit de mettre en service deux autres unités à CIVAUX, dans la VIENNE.
- Le démarrage de CHOOZ B
Les points marquants de l'examen de sûreté du palier
N4
|suite:

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 meures de surveillance en continu du débit de chaque pompe et du débit du fluide arrivant dans le coeur ont été mises en place, assorties d'actions 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
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 no 2. Il en sera de même pour CIVAUX.

- Le contrôle-commande
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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 une version ultérieure.
Historique
L'année 1994
L'année 1995
p.8
| - 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 1000 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 juillet1995, 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 INÈS, 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 l'installation 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 menées par l'Autorité de Sûreté en 1995.
Le début de 1996
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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 nominale.
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. Conformément à la lettre DSIN du 17 novembre 1995, les deux 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 présentation du programme de recherche et développement pour renforcer la détection précoce de défaillances sur des matériels importants pour la sûreté.
Depuis le début de l'année 1996, 5 incidents ont été déclarés dont un classé au niveau 1 de l'échelle INÈS.
Les prochaines étapes
p.9
| Raymond Sené, représentant
du
GSIEN
a, 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 GSIEN et 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 présentant 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 «l'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 22).
début p.10
| 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 bout 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 pas 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, réacteur.
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 réellement 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.
Dès 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.
|suite:

La commission chargée du suivi de la loi de 1991 a introduit une petite analyse de cette nouvelle approche du problème des déchets. En effet ce non retraitement conduit inéluctablement au stockage 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 compliquer la situation. Il ne faut pas entretenir de faux espoirs, la partie actinides des déchets est certes fort encombrante mais finalement ce sont les déchets de moyenne, faible et très faible activité qui représentent les volumes les plus importants et posent donc le plus problème. Ils en posent d'autant 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 ne pourront pas être traités en accélérateur ou en réacteur, il faut donc en limiter 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 sûreté d'une maniêre 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 annexe:

«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 ceux-ci;
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 I' uranium n'avaient présenté aucun caractère 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 après 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 systèmes 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 palfois 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 f aire 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 après 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.
|suite:

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 par exemple
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 une obligation de résultats.
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 possibles des investissements considérables, intellectuels et financiers, qui ont déjà été consentis pour la réalisation de Superphénix, étant entendu que, dans son esprit, les connaissances recherchées ne limiteront pas leur objectf à la qualification de ce réacteur particulier et auront, dans toute la 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, «le cas échéant», de continuer les recherches. De toute façon la nouvelle stratégie d'EdF qui consiste à prévoir le retraitement de 850 tonnes de combustibles sur les 1200 sortant du parc, oblige à se pencher sur le stockage en l'état du combustible pour ces 350 tonnes orphelines.
Dans ces conditions, compte tenu des coûts et des incertitudes de sûreté est-il raisonnable de garder Superphénix ? Évidemment la réponse de cette commission semble être oui mais est-ce (et je me répète volontairement) raisonnable?
Premier volet du PAC
p.11
| 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
|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. Il 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 Superphénix 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
Analyse de l'introduction
p.12
| - 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...»
Cette 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 impaifait 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 E.d.F. 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
p.13
| 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:
Chapitre 4:
|suite:

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:
p.14
|Préambule

Comme vous le savez probablement, la mine de Saint Priest la Prugne a été en exploitation de 1955 à 1980, 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 terminée 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 centre de stockage.
Cependant la municipalité et le collectif des Bois Noirs ont rassemblé de la documentation, fait intervenir des scientifiques pour étudier les dossiers.
Il est vite apparu que ce massif fracturé, à l'hydrologie 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 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 30décembre 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
|suite:

- 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 ailuvions, 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 sîtu et reconstitution d'un nouveau paysage après recouvrement
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 défmir 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.
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| Dans l'ancienne mine à
ciel ouvert il y a 300'000 m3 disponibles. Il faudrait agrandir
l'excavation et ajouter une digue de 10m 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 dii 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; la connaissance hydrogéologique doit être améliorée; les 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 élus.
En guise de conclusion
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| 2) 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 irréaliste.

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 décernbre 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 E.d.F. 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.
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