Cli Areva Hague rapport activité 2012

COMMISSION LOCALE D'INFORMATION DE L'ÉTABLISSEMENT AREVA LA HAGUE

RAPPORT D’ACTIVITÉ 2012

Audition de l’exploitant AREVA par le groupe de travail « Sûreté post-Fukushima » le 26 juin 2012

CLI AREVA La Hague – Rapport d’activité 2012

Sommaire 1. Actions d’information du public ------------------------------------------------------------------------ 3 2. Groupe de travail inter-CLI « Sûreté des installations nucléaires de la Manche » ----------- 4 3. Principaux sujets abordés en Assemblée générale -------------------------------------------------- 5 3.1 Mise en place d'un tableau de bord des questions / réponses---------------------------------- 5 3.2 Évènements de niveau 1 survenus ou reclassés en 2012 ---------------------------------------- 5 3.3 Présentation de la circulaire sur les objectifs nationaux des exercices de crise------------ 6 3.4 Retour d'expérience de l'exercice de crise du 8 décembre 2011 ------------------------------ 7 3.5 Projet de nouvelles chaudières biomasse-bois ---------------------------------------------------- 8 3.6 Rapport de surveillance de l’environnement 2011 ---------------------------------------------- 9 3.7 Rapport d’information sur la sûreté nucléaire et radioprotection 2011 ------------------- 11 3.8 Mise en demeure Permis de feu -------------------------------------------------------------------- 13 3.9 Prescriptions complémentaires de l’ASN à AREVA au vu des conclusions des évaluations complémentaires de sûreté ----------------------------------------------------------- 14 3.10 Projet d’évolution de la blanchisserie de l’établissement AREVA-La Hague ----------- 15 3.11 Transport des conteneurs de PuO2 (FS 47) ---------------------------------------------------- 15 4. Lettres de suites d’inspection de l’ASN--------------------------------------------------------------- 16 5. Visite des salles aménagées dans les galeries souterraines de la Montagne du Roule ------- 17 6. ANNEXES-------------------------------------------------------------------------------------------------- 20 6.1 Consultation du site Internet en 2012----------------------------------------------------------- 21 6.2 Articles de presse sur la démarche inter-CLI post-Fukushima---------------------------- 24 6.3 Présentation de la démarche inter-CLI lors de la Table ronde européenne "Mise en oeuvre de la Convention d’Aarhus dans le contexte de la sûreté nucléaire" – Bruxelles, 5 décembre 2012 --------------------------------------------------------------------- 34 6.4 Études prescrites par l’ASN suite aux évaluations complémentaires de sûreté -------- 47 6.5 Travaux prescrits par l’ASN suite aux évaluations complémentaires de sûreté ------- 49 6.6 Répertoire des lettres de suites d’inspection ASN en 2012 --------------------------------- 51 La CLI adhère à l’Association Nationale des Comités et Commissions Locales d’Information (ANCCLI) Cherbourg, le 28 février 2013

Le Président de la CLI AREVA NC de La Hague

Michel LAURENT

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Actions d’information du public 1.1 Assemblées générales L’ordre du jour des assemblées générales (AG) est déterminé lors des réunions de Bureau de la CLI qui se sont tenues les 1er février, 30 mai et 22 octobre dans les locaux de la CLI à Cherbourg.

Trois assemblées générales ordinaires se sont tenues les 1er mars, 26 septembre, et 18 décembre.

Ces réunions publiques se sont tenues à Beaumont-Hague dans l’amphithéatre « Alexis de Tocqueville » de la Communauté de communes de La Hague. Les thèmes abordés en 2012 sont résumés au chapitre 3.

1.2 Site Internet http://www.cli-areva.fr/ En 2012 la fréquentation mensuelle moyenne du site Internet de la CLI AREVA a été de 770 pages vues, 460 visites, 380 visiteurs uniques et 180 nouveaux visiteurs (Annexe 6.1).

Page d’accueil du site Internet

1.3 Bulletin d’information Le bulletin d’information n°21, sorti en mai 2012, a été diffusé à 53 000 exemplaires aux habitants du Nord-Cotentin. Son dossier est consacré à l’exercice de crise du 8 décembre 2011 : simulation d’un accident à cinétique rapide à l’usine AREVA La Hague avec rejets radioactifs dans un délai de moins de 6 heures. Les observateurs de la CLI font part de leurs remarques. La rubrique « Suivi de l’environnement » rend compte de l’inspection de l’ASN du 18 novembre 2011 sur un transport ferroviaire de déchets vitrifiés en partance pour l’Allemagne ; des observateurs de la CLI ont assisté aux mesures de doses réalisées par l’IRSN et l’ACRO. Le chapitre « Actualités » détaille dans un tableau synoptique les différentes matières radioactives produites par l’usine AREVA en 2010. On y trouve une information résumée sur la dosimétrie externe des personnels de l’usine et sur l’exposition des populations riveraines aux rejets d’effluents radioactifs en 2010. Par ailleurs la démarche du groupe de travail de la CLI « Sûreté post-Fukushima » est rappelée.

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Groupe de travail inter-CLI « Sûreté des installations nucléaires de la Manche » Au titre d’un retour d’expérience sur l’accident survenu le 11 mars 2011 à la centrale nucléaire de Fukushima, ce groupe de travail (GT) a été créé lors de l’assemblée générale extraordinaire interCLI du 18 avril 2011, consacrée aux « Scénarios accidentels et contre-mesures en cas de catastrophe naturelle, d'agression externe ou de défaillance technique ; règles de cumul de scénarios ». Il comprend des représentants de chacun des 4 collèges des 3 CLI de la Manche :

Composition du groupe de travail

Le premier objectif assigné au GT est de contribuer à identifier les faiblesses des trois sites nucléaires civils de la Manche sur la base des informations accessibles : •

Inspections ciblées de l’ASN sur la sûreté des sites nucléaires au regard de l’accident de Fukushima. La CLI déplore de n’avoir pu accompagner les inspecteurs de l’ASN que pour les deux premières inspections (sur 5) du fait d’une interruption de l’autorisation de l’exploitant ;

•

Rapports de sûreté consultés sur le site de l’établissement AREVA La-Hague le 16 février et le 13 mars 2012 par André Guillemette et Albert Collignon : atelier piscine E-révision 01 et révision 02, atelier T0-piscine D, atelier T2, atelier de vitrification T7, atelier d’entreposage de résidus vitrifiés E/EV/SE, atelier d’entreposage de l’oxyde de plutonium BSI). Une « convention relative aux modalités de transmission d’informations par AREVA NC La Hague aux membres des trois CLI de la Manche » a été signée par les 2 délégués des CLI. Une liste de pages d’intérêt a été remise à l’exploitant, lequel a ensuite transmis aux CLI les photocopies de ces pages dans leur version publique (expurgées des informations ayant trait au secret industriel ou au secret défense) ;

•

Évaluations complémentaires de la sûreté (ECS) réalisées par les exploitants. Signalons que les CLI ont pris en compte dans leur questionnement non seulement les éléments de sûreté à tester figurant au cahier des charges, mais aussi tous les thèmes jugés pertinents en rapport avec la sûreté ou la sécurité ;

•

Avis de l’ASN et de l’IRSN sur les ECS des exploitants ;

•

Auditions par le GT des acteurs concernés : exploitants AREVA-La Hague, EDF-Flamanville et ANDRA, CHSCT AREVA-La Hague, CHSCT EDF-Flamanville, ASN, IRSN, Préfecture, Chambre d’agriculture ;

•

Témoignage d’un ancien radioprotectionniste de l’établissement de La Hague, auditionné à sa demande ;

•

Contributions apportées par les membres du GT ;

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Questions du public prises en compte via une boîte mail dédiée.

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Le deuxième objectif, à travers la synthèse des questions de sûreté soulevées pour les sites nucléaires de la Manche, est d’apporter des éléments de réponses génériques, valables pour les autres sites nucléaires français.

Enfin, le troisième objectif est de faire des recommandations pour une sûreté améliorée. Un document relatant exhaustivement les questions posées par le GT et les réponses obtenues par les différents acteurs a été rédigé et mis en forme par Pascal DEVAUX, chargé de mission, relu par Albert COLLIGNON, conseiller scientifique, et validé par les contributeurs ; il préfigure le Livre Blanc dont la sortie est prévue au 2ème trimestre 2013. Un document synthétique grand public l’accompagnera.

Le GT a tenu 15 réunions au cours de l’année 2012, dont 13 consacrées aux auditions de 10 acteurs et 2 aux débats internes au groupe. Sur le plan de la communication un Bulletin d’information des CLI de la Manche « Accident de Fukushima – Quelles incidences pour les installations manchoises ? a été diffusé à 120 000 exemplaires en janvier 2012 ; des communiqués de presse ont informé le public sur la démarche post-Fukushima des CLI (Annexe 6.2). Le Président Michel LAURENT et le Directeur Charly VARIN ont présenté les travaux des CLI de la Manche lors de la Table ronde européenne "Mise en oeuvre de la Convention d’Aarhus dans le contexte de la sûreté nucléaire" le 5 décembre 2012 à Bruxelles (Annexe 6.3).

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Principaux sujets abordés en Assemblée générale 3.1 Mise en place d'un tableau de bord des questions/réponses (AG du 1er mars) Un tableau de bord a été créé afin d’améliorer le suivi des questions posées par les membres de la CLI et pour lesquelles des réponses sont en attente de la part de l’exploitant.

3.2 Évènements de niveau 1 survenus ou reclassés en 2012 Quatre événements de niveau 1 ont été déclarés en 2012, dont un de 2011 reclassé par l’ASN. Un événement est coté 1 sur l’échelle internationale de gravité INES lorsqu’il entraîne une dégradation de la défense en profondeur due à une anomalie sortant du régime de fonctionnement autorisé sans incidence sur la sûreté, le personnel ou l’environnement. 

26 août 2011 (reclassé niveau 1 le 2 février 2012) dans l’atelier BST1 L’atelier BST1 a pour fonction l’entreposage de l’oxyde de plutonium (PuO2) dans l’usine UP2 800 dans l’attente de son transport vers l’usine Melox de fabrication de combustible MOX à Marcoule. Le 26 août 2011, un colis de type FS47 (contenant 15 kg de PuO2) a chuté d’une hauteur d’environ 1,50 m lors de sa manutention pour mise en place dans un nouveau râtelier de transport (modification déclarée à l’ASN) comprenant 12 alvéoles pour FS47 au lieu de 10 auparavant.

M anutention d’un conteneur FS 47

Râtelier de 10 alvéoles

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9 mai 2012 dans l’atelier R1 (cisaillage-dissolution dans l’usine UP2-800) L’exploitant a constaté le 9 mai qu’un système de détection incendie avait été neutralisé dans un local électronique de l’atelier R1. Le système avait été normalement inhibé en décembre 2011 pour réaliser une opération de maintenance sur le climatiseur local, mais n’avait pas été réactivé. Ce local ne présentant pas de fonction importante pour la sûreté, étant équipé de portes coupe-feu et d’un équipement d’extinction manuel opérationnel, cet événement, proposé au niveau 0 par l’exploitant, a été reclassé au niveau 1 par l’ASN pour non-respect d’une exigence d’exploitation.

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11 octobre 2012 dans l’atelier T2/usine UP2-800 (extraction-séparation de l’uranium, du plutonium et des produits de fission [PF] ; concentration et entreposage des PF) La majorité des effluents liquides issus du procédé sont réceptionnés, préparés et rejetés en mer par les ateliers STE2-A et STE3. Cependant les ateliers R2 et T2 ont pour caractéristique de pouvoir rejeter en mer des effluents liquides faiblement actifs après un traitement et un contrôle d’activité préalables. Le 11 octobre, un rejet d’effluents de ce type a été effectué alors que ce contrôle ne portait pas sur la totalité du volume rejeté. Il portait sur 134,4 m3 devant être rejeté, mais deux vannes ne s’étant pas complètement refermées, un volume de 1,1 m3 d’effluents de même nature s’est ajouté ; l’exploitant décidait alors de ne pas recommencer la prise d’échantillon contrairement aux prescriptions de l’arrêté de rejets (8 janvier 2007) stipulant que l’analyse doit être réalisée après brassage de façon à homogénéiser le prélèvement.

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25 octobre 2012 dans le bâtiment 119 / INB 38 de l’usine UP2-400 (entreposage de déchets nucléaires anciens à dominante alpha) Le bâtiment 119 ne répondant plus aux standards actuels de sûreté, AREVA s’est engagée envers l’ASN à le vider de son contenu pour la fin de l’année 2013 ; cette opération de reprise, de reconditionnement et de transfert vers l’unité UCD de l’atelier R2 1 est en cours depuis plusieurs années (plus de 3 600 fûts ont été contrôlés). Lors d’une campagne de caractérisation de fûts de déchets solides en octobre, deux fûts ont présenté un inventaire de plutonium très supérieur à la valeur enregistrée lors de leur production en 1968 et 1971 (270 g et 288 g estimés au lieu de 250 g, valeur limite définie par les règles générales d’exploitation du bâtiment 119). En outre, contrevenant à ces mêmes règles, ils avaient été entreposés avec d’autres fûts sur plusieurs niveaux.

De plus, le 21 décembre 2012, AREVA a informé l’ASN d’un dépassement de la limite autorisée pour deux autres fûts de déchets (327 g et 364 g estimés au lieu de 250 g en plutonium). Cette dernière campagne de contrôle marque la fin des mesures de caractérisation de ce type de fûts de déchets anciens.

3.3 Présentation de la circulaire sur les objectifs nationaux des exercices de crise (AG du 1er mars) Les objectifs nationaux des exercices de crise (circulaire NOR/IOC/E/11/34876/C du 20 décembre 2011) ont été présentés par le Directeur de cabinet du préfet : •

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Contribuer à faire évoluer la doctrine et la planification en tenant compte des techniques et pratiques nouvelles (communications, extension des réseaux sociaux), ainsi que de l’actualité (il faut tirer des enseignements de la catastrophe du Japon qui montre par exemple qu’un PCO fixe n'est pas la bonne solution).

Apprendre à tous les acteurs à travailler ensemble compte-tenu de la répartition des responsabilités : le PUI pour l'exploitant le PPI pour l'État et les communes.

Permettre à la population d’acquérir les bons réflexes dans le cadre général d’une culture de la sécurité.

1 L’atelier R2 exploite l’Unité centralisée de traitement des déchets alpha (UCD) qui permet de séparer mécaniquement puis de traiter chimiquement les déchets pour lesquels le plutonium est récupérable, ce qui permet de le retirer des déchets à stocker.

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3.4 Retour d'expérience de l'exercice de crise du 8 décembre 2011 (AG du 1er mars) Les aspects satisfaisants et à améliorer de cet exercice ont été exposés par le Chef du Service interministériel de défense et de protection civile (SIDPC). Les observateurs de la CLI ont ensuite fait part de leurs remarques sur le déroulement de l’exercice. Le Bulletin d’information n°21 (diffusé en mai 2012) lui consacre son dossier : préparation, déroulement et évaluation de l’exercice.

Exercice de crise du 8 décembre 2011 Arrivée des pompiers sur le site de l’usine AREVA-La Hague (photo Jacques Potier)

Parmi les observations de la CLI, citons : -

Une communication tardive vers les habitants mis à l’abri et à l’écoute ; le temps d’attente (3 heures) de la validation du 1er communiqué de presse peut entraîner un désintérêt pour l’exercice ;

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Une difficulté liée à l’existence d’une pression médiatique fictive exercée par des journalistes prestataires, alors que les médias locaux attendaient de l’information pour pouvoir remplir leur mission habituelle ;

-

Contrairement aux enfants scolarisés qui bénéficient de l’entraînement à la mise à l’abri dans le cadre des Plans particuliers de mise en sûreté (PPMS), certaines populations d’enfants (garderies, crèches, écoles artistiques,…) n’en bénéficient jamais ;

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La population n’a pas beaucoup « joué le jeu » ni pris l’exercice au sérieux (déni du risque ?) alors que l’objectif est d’acquérir les bons réflexes et une culture de sûreté. Deux explications sont avancées : La mise à l’abri de la population est basée sur le volontariat des habitants, ce qui sousentend qu’on peut se passer de l’exercice ; Des signaux contre-productifs sont envoyés à la population, du type « la probabilité d’un accident grave est infime » ;

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Une nouveauté apparue au niveau du Poste de commandement opérationnel (PCO) a suscité une appréciation favorable : l’affichage sur écran en temps réel de l‘évolution de la situation radiologique sur le terrain (logiciel CRITER).

Un membre de la CLI dénonce le manque de réalisme des exercices de crise qui ne prennent en compte que les rayons définis par le PPI de La Hague (2 km pour l’évacuation et 5 km pour la mise à l’abri et à l’écoute) alors que le plan ORSEC-RAD, jamais cité, peut impliquer plusieurs départements. Une conséquence dommageable est que la population n’est pas informée de cette extension possible.

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Des précisions sont apportées par le Directeur de cabinet du Préfet : les rayons de 2 et 5 km ne sont pas des périmètres où la radioactivité serait censée rester cantonnée. Ils représentent un zonage de première alerte conçu pour que s’applique de manière réflexe, dès que l’on entend les sirènes, la mise à l’abri et à l’écoute de la radio. Il est évident qu’ils peuvent être élargis en fonction de l’évolution du panache et ceci a été testé en juin 2012 lors du dernier exercice EDF à Flamanville : bouclage d’un périmètre réel et, pour la 1ère fois, application de mesures post-accidentelles de protection de la population sur une étendue beaucoup plus large.

Concernant l’articulation entre le PPI et le Plan ORSEC (Organisation de la Réponse de SÉcurité Civile), ils ne sont nullement incompatibles car ce sont deux étages d’une même fusée. Le PPI est spécifique au nucléaire et définit les dispositions et les moyens de protection de la population en fonction d’une installation donnée. Le Plan ORSEC est général et non spécifique au risque nucléaire ; il définit l’organisation de l’État en vue de mobiliser tous les moyens disponibles en cas de catastrophe et peut être interdépartemental si besoin.

3.5 Projet de nouvelles chaudières biomasse-bois (AG du 1er mars et du 26 septembre) Avec la réalisation de la phase administrative en 2012, AREVA-la Hague poursuit son projet de remplacement de la chaufferie au fioul de 83 MW, en fin de vie, par deux centrales de production de calories : une chaufferie biomasse et une chaufferie au fioul.

La chaufferie biomasse-bois est constituée de 3 unités de 23 MW chacune situées à l’extérieur du site et intégrée à l’INB 117 après extension de son périmètre. Selon AREVA, avec 404 GWh/an elle couvrira 98,5% des futurs besoins de vapeur de l’établissement et nécessitera un stockage d’environ 50 000 m3 de bois pour une consommation annuelle de 168 000 tonnes de bois (provenant du sud-ouest de la France et de Normandie et acheminé sous forme de plaquettes). Les dossiers administratifs ont été préparés en 2012 : modification du périmètre de l’INB 117 pour AREVA ; dossiers relatifs à l’Installation classée pour la protection de l’environnement (ICPE) pour DALKIA, société chargée de son exploitation et de sa maintenance. Après validation du Plan local d’urbanisme (PLU) en 2012, l’enquête publique pourra avoir lieu, en vue d’une demande d’autorisation auprès de l'ASN. Les travaux de construction auraient lieu entre fin 2013 et 2015.

La chaufferie au fioul domestique située à l’intérieur du site (INB 117) et constituée de 2 unités de production de 23 MW chacune également. Les travaux étaient en cours en 2012 (permis de construire obtenu en février) en vue d’une mise en service en avril 2013. Elle aura pour fonction de fournir de la vapeur en premier secours et ou appoint de la chaufferie biomasse à hauteur de 1,5% des besoins.

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La CLI demande quelle serait la conséquence, sur le fonctionnement de la chaufferie biomasse, de la recommandation par la Préfecture d’arrêter la combustion du bois lors des pics de pollution atmosphérique.

Concernant les recommandations d’arrêt du chauffage domestique en ville, l’ASN précise que les installations industrielles dans l’agglomération peuvent aussi être concernées. Ici, avec une chaufferie qui dépasse 50 MW, il s’agit d’une « Grande installation de combustion » à laquelle s’applique un cadrage européen, traduit dans le droit national avec l’application des meilleurs standards techniques, appelés BREFs 2 : exigences notamment sur le niveau d’émission, la hauteur du point de rejets et donc la dispersion dans l’atmosphère. C’est pourquoi, même en période de pollution par des poussières, ces installations n’en sont généralement pas les principaux contributeurs ; ce sont le plus souvent le chauffage urbain et les transports. Le projet de nouvelle chaufferie biomasse fera l’objet d’une enquête publique et d’une étude d’impact. D’une manière générale, les réponses aux questions posées par la CLI devront donc être apportées dans le dossier de demande d’autorisation.

Sur le plan juridique, suite au recours en appel d’AREVA-La Hague (en septembre 2011) de la décision du TGI de Paris d’annuler l’externalisation de la Direction industrielle de production d’énergie (DI/PE) en raison de risques psycho-sociaux et industriels, l’arrêt de la Cour d’appel , qui devait être rendu en octobre 2011 a été reporté en avril 2013 à la demande de l’exploitant.

3.6 Rapport de surveillance de l’environnement 2011 (AG du 26 septembre) Ce rapport est rédigé par l’exploitant en application de l’arrêté du 10 janvier 2003 relatif aux autorisations de prélèvements d’eau et de rejets du site AREVA la Hague (arrêté modifié par celui du 8 janvier 2007) : l’article 32 stipule que « l'exploitant établit un rapport destiné à être rendu public permettant de caractériser le fonctionnement des installations, en prenant en compte l'ensemble des contrôles et de la surveillance prévu au présent arrêté ». Les représentants de l’autorité de sûreté nucléaire ont donné leur avis et apporté des compléments d’information sur différents points soulevés lors du débat avec les membres de la CLI.

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Bilan des rejets d’effluents Globalement, les activités des effluents liquides rejetés en mer ont diminué de manière importante à partir du début des années 1990 suite au démarrage des usines UP3 (en 1990) et UP2-800 (en 1994) qui optimisent les rejets radioactifs suite à un meilleur recyclage des effluents et ceci malgré l’augmentation des taux de combustion et de la charge de l’usine.

2 Reference documents on Best Available Techniques, called BREFs. Page 9 sur 52

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Les rejets d’effluents radioactifs liquides et gazeux en 2011 affichent des ordres de grandeur comparables aux années précédentes ; ils représentent au maximum : - 50% de l’autorisation pour le carbone 14 (49% pour les iodes et 48% pour le tritium) dans les rejets en mer, - 52% de l’autorisation pour le carbone 14 dans les rejets gazeux.

Quant aux rejets chimiques en mer, deux paramètres réglementés atteignent comme les années précédentes, un pourcentage élevé de l’autorisation : les nitrates (74%) et le tributyl-phosphate (73%).

Les rejets chimiques gazeux (CO2, NOx, SO2, CO) proviennent de la centrale de production de calories et ont été réduits de moitié depuis 2007 (et de 21% en ce qui concerne les poussières) du fait d’une baisse de la consommation de fioul et de l’utilisation, depuis décembre 2002, de fioul lourd à très basse teneur en soufre (< à 1%) et de meilleure qualité en azote organique. Les rejets d’Hydrocarbures aromatiques polycycliques (HAP) en 2011 ont atteint 0,13% de la limite autorisée et ceux de Composés organiques volatils (COV) 7,09% de l’autorisation correspondante.

L’ASN souligne la maîtrise des rejets liquides et gazeux du site, notamment la conduite des installations a permis de réduire les effluents liquides rejetés en mer : ainsi en 2011, comme en 2010 pour la 1ère fois, il n’y a pas eu de rejets liquides de type « A » (les plus concentrés en activité).

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Impact dosimétrique aux groupes de référence L’impact sanitaire qui résulte des rejets d’effluents radioactifs est estimé par l’exploitant à l’aide d’un modèle issu des travaux du Groupe radioécologie Nord-Cotentin (GRNC).

L’impact maximum correspond au groupe des agriculteurs de Digulleville, que le calcul soit effectué : selon la méthode classique d’estimation AREVA fondée sur les conditions météorologiques de la période 1992-1997 (Digulleville étant la commune la plus souvent sous le panache des rejets gazeux), la dose estimée pour 2011 est de 7,5 microsieverts ;

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ou selon la méthode proposée par le GRNC (impact des rejets estimés à partir des conditions météorologiques réelles de 2011 et des coefficients de transfert atmosphérique calculés à partir des rejets de krypton 85 en 2011) : 5,9 microsieverts contre 5,5 microsieverts à Herqueville. En 2010, la dose maximum concernait les agriculteurs d’Herqueville (avec 13,3 microsieverts) compte-tenu de la météo et des coefficients de transfert atmosphérique estimés à partir des rejets réels de krypton 85 en 2010.

3.7 Rapport d’information sur la sûreté nucléaire et radioprotection 2011 (AG du 26 septembre) L’exploitant a présenté ce rapport, rédigé au titre de l’article L 125-15 du code de l'environnement (ancien article 21 de la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, dite loi TSN). Le CHSCT de l’établissement AREVA-La Hague a fait part de ses recommandations, annexées au rapport. Les représentants de l’autorité de sûreté nucléaire ont donné leur avis et apporté des compléments d’information sur différents points soulevés lors du débat avec les membres de la CLI. Ces sujets sont résumés ci-après. Les autres thèmes présentés par l’exploitant concernaient les différents contrôles internes et externes effectués au cours de l’année, les actions de formation du personnel, la réalisation des évaluations complémentaires de sûreté suite à l’accident de Fukushima et les perspectives pour l’année 2012.

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Faits marquants de production en 2011 La production de l’établissement en 2011 comprend : -

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le nombre d’emballages de combustibles usés réceptionnés, le traitement effectué dans les ateliers R1et T1 (cisaillage), dans l’unité de redissolution de l’oxyde de plutonium (URP) et dans l’unité de traitement des déchets alpha (UCD), le conditionnement des déchets de haute activité en conteneurs standards de déchets vitrifiés (CSD-V) pour les produits de fission et en CSD-B pour les produits de rinçage issus du démantèlement, le conditionnement de déchets alpha de moyenne activité à vie longue en conteneurs standards de déchets compactés (CSD-C).

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Bilan annuel de l’exposition externe du personnel surveillé Le bilan de la dosimétrie du personnel correspond aux résultats pour l’ensemble du personnel surveillé, c’est à dire les seuls porteurs d’un dosimètre (personnels de catégorie A et personnels de catégorie B, dont les limites réglementaires d’exposition sont respectivement de 20 mSv, et 6 mSv). Comme la majorité de ces personnes ne prennent pas de dose (valeur mesurée inférieure au seuil d’enregistrement), la moyenne est très basse (0,04 mSv pour le personnel AREVA, 0,23 mSv pour les sous-traitants et 0,124 mSv globalement). Si l’on prend en compte uniquement les doses supérieures au seuil d’enregistrement (doses « non nulles »), la moyenne se situe autour de 1 mSv, les maxima étant de 3,6 mSv pour le personnel AREVA et 6,8 mSv pour les sous-traitants.

En réponse à la question de la CLI sur la différence de dosimétrie entre personnels AREVA et sous-traitants, AREVA répond que les doses plus importantes reçues ces dernières années par les personnels des entreprises extérieures (qui sont souvent des permanents et non des « nomades du nucléaire ») sont dues aux travaux de maintenance dans les ateliers de vitrification et au début du démantèlement de certains ateliers d’UP2-400 où les interventions se font davantage à proximité de matériaux radioactifs que pour le fonctionnement courant. Ces interventions sont souvent réalisées par des entreprises spécialisées sous-traitantes, sachant que sur 2 000 personnels sous-traitants, 50% appartiennent à des entités du groupe AREVA. Le graphique ci-dessous montre l’évolution comparée sur la période 1976-2011 de la dose individuelle externe moyenne globale des personnels surveillés, du tonnage de combustibles usés traités et de la puissance énergétique correspondante.

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Bilan des évènements survenus en 2011 En 2011, l’exploitant a déclaré 25 évènements classés sur l’échelle INES, dont 8 de niveau 1 (dégradation de la défense en profondeur due à une anomalie sortant du régime de fonctionnement autorisé) et 17 de niveau 0 (événement sans importance du point de vue de la sûreté dû à un écart par rapport aux règles de fonctionnement). Par ailleurs 23 évènements relatifs à l’environnement ont été déclarés.

L’ASN apporte une précision à propos du nombre d’événements « significatifs environnement » (par définition hors échelle INES) : ils ne sont pas en diminution et sur les 23 évènements survenus en 2011, 14 concernaient la seule Centrale de production de calories (CPC) et les transitoires d’exploitation (rejets de poussières). À l’inverse, les fuites intempestives de fluide frigorigène sont en baisse suite au plan d’action mis en place sur les installations de production de froid et qui semble porter ses fruits.

3.8 Mise en demeure Permis de feu (AG du 26 septembre) A l’occasion des opérations de maintenance des usines en fonctionnement ou des opérations de cessation définitive d’activité ou de démantèlement des usines anciennes, AREVA met fréquemment en oeuvre des activités de soudage, de meulage ainsi que divers procédés de découpe par point chaud ; ces opérations constituant des risques de départ de feu, elles ne peuvent être effectuées qu’après délivrance par l’exploitant d’un permis de feu précisant les dispositions particulières à prendre.

Des lacunes ayant été constatées dans la prise en compte de ce risque lors de l’inspection inopinée du 16 février 2012, l’ASN a adressé à l’exploitant une mise en demeure sur les permis de feu (décision n° 2012-DC-0266 du 3 avril 2012) et a intensifié les contrôles en inspection pendant 3 mois avec évaluation des mesures correctives 6 mois plus tard. La décision de mise en demeure a amené une réaction adaptée de l’exploitant qui a renforcé sa rigueur pour la gestion des permis de feu. Pour l’ASN il est important que ces efforts se poursuivent compte-tenu de l’enjeu de la prévention incendie pour les usines du site. Ces conclusions ont fait l’objet d’une lettre de l’ASN à l’exploitant datée du 19 septembre 2012 (réf : CODEP-CAE-2012-050445).

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3.9 Prescriptions complémentaires de l’ASN à AREVA au vu des conclusions des évaluations complémentaires de sûreté (Décision n°2012-DC-0302 de l’ASN du 26 juin 2012 (AG du 26 septembre) Suite à l’accident de Fukushima du 11 mars 2011 et à la demande du Premier ministre du 23 mars, l’exploitant du site AREVA La Hague a remis son rapport d’Évaluation complémentaire de sûreté (ECS) à l’ASN le 15 septembre 2011.

L’ASN a rendu publique sa prise de position sur l’ECS le 3 janvier 2012 et a édicté le 26 juin 2012 les prescriptions correspondantes applicables aux installations de l’établissement AREVA-La Hague (décision n°2012-DC-0302). Le calendrier des études prescrites figure en annexe 6.4 et celui des travaux prescrits en annexe 6.5.

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3.10 Projet d’évolution de la blanchisserie de l’établissement AREVA-La Hague La blanchisserie actuelle, implantée sur le site AREVA-La Hague, est gérée par Amalis, filiale de STMI, société du groupe AREVA ; il s’agit d’une ICPE au sein d’une INB, donc contrôlée par l’ASN. Datant de 40 ans, ses locaux ne répondent plus aux normes actuelles ; AREVA s'est donc engagé auprès de l'ASN à étudier une nouvelle solution qui consistera à externaliser cette activité.

L'entreprise choisie est UNITECH, filiale d’UNITECH Services, leader mondial du lavage de vêtements issus d’installations nucléaires. Dans un premier temps le lavage du linge se fera sur leur site des Pays-Bas, puis sous deux ans sur un site à construire en France, envisagé à Aulnay sous Bois. Le linge concerné comprend les tenues universelles, qui ne sont pas contaminées, et les tenues d’intervention présentant un niveau de contamination inférieur à un certain seuil ; il sera transporté dans des conteneurs IP2 conformes à la réglementation européenne et contrôlés avant le départ. Le linge dont la contamination est supérieure au seuil est détruit sans lavage et conditionné comme déchet. AREVA s'engage à reclasser les 24 salariés Amalis.

À la question de savoir pourquoi la blanchisserie actuelle est sous contrôle de l'ASN si le linge traité est dit non contaminé, AREVA répond que tout objet, même réputé non contaminé, qui transite par un site nucléaire est considéré comme contaminé ; en effet il n’existe pas de seuil d’exemption en France. C’est pourquoi la réglementation des INB s’applique, y compris à l’ICPE qui s’y trouve incluse. Les tenues universelles (de couleur blanche), non contaminées en quasi-totalité mais ayant été portées dans les ateliers, sont donc traitées selon cette règle. Les tenues d’intervention (rouges), sont, elles aussi, contrôlées et si elles dépassent le seuil de contamination, elles sont conditionnées comme déchets (de faible activité ou de très faible activité) et expédiés vers le centre de stockage correspondant de l'ANDRA. Le linge destiné au lavage sera contrôlé au départ de La Hague, à l’arrivée chez UNITECH et au retour.

La question des moyens de comptage et de contrôle a été examinée avec attention pour éviter les discordances.

3.11 Transport des conteneurs de PuO2 (FS 47) La CLI a demandé à l’exploitant pourquoi les nouveaux râteliers de transport des conteneurs FS47 en comprennent 12 au lieu de 10 auparavant.

L’exploitant répond que, afin d’optimiser les transports entre La Hague et MELOX tout en utilisant le même conteneur ISO, l’entreprise TMI a développé un nouveau râtelier à même de transporter 12 conteneurs FS47 au lieu de 10 selon la conception d’origine.

Cet emballage FS47 renferme un conteneur en inox AA227 (fermé avec un bouchon vissé et un joint métallique) protégeant l’étui de 5 boîtes de 3 kg d’oxyde de plutonium (PuO2) chacune ; ces boîtes, remplies en boîtes à gants, sont propres et le bouchon de l’étui est soudé.

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Un colis FS47 contient donc 15 kg d’oxyde de plutonium. Avec le nouveau râtelier, la quantité de PuO2 par rack passe alors de 150 kg à 180 kg ; cette augmentation ne modifie pas la sûreté du transport car elle repose sur l’emballage FS47 lui-même, agréé par l’ASN en ce qui concerne sa conception et sa tenue aux chutes et au feu (c’est l’équivalent des « châteaux » pour les combustibles). L’activité de l’atelier ATPu ayant été reportée sur MELOX en 2003, ce n’est pas l’augmentation de charge sur MELOX qui explique ce changement récent de râtelier.

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Lettres de suites d’inspection de l’ASN L’ASN a adressé 30 lettres de suites d’inspection à l’exploitant AREVA La Hague en 2012, dont 4 mentionnent un « écart notable » (voir tableau récapitulatif en annexe 6.6) ; pour ces dernières, en application de l’article L. 125-10 du code de l’environnement, la CLI a sollicité auprès de l’exploitant des informations sur les réponses apportées aux demandes d’actions correctives prescrites par l’ASN : •

Inspection du 13 mars 2012 (INSSN-CAE-2012-0394) concernant le refroidissement des équipements des ateliers R2 et T2 appartenant au secteur industriel "Extraction Concentration" de la Direction Exploitation Traitement Recyclage (deux constats d'écart notable portant sur la gestion des rondes et la prise en compte insuffisante de certaines dispositions de sauvegarde ou d'ultime secours) ;

•

Inspection du 28 mars 2012 (INSSN-CAE-2012-0712) concernant la vérification de la conformité du fonctionnement et des pratiques du laboratoire de mesure de la radioactivité dans l'environnement de l'établissement (écart notable portant sur les conditions de réalisation des prélèvements dans l'environnement au niveau des stations villages) ;

•

Inspection du 4 avril 2012 (INSSN-CAE-2012-0400) concernant la visite générale de l'atelier T2 de l'usine UP3 (deux constats d'écart notable portant sur le non respect des prescriptions réglementaires en matière de radioprotection) ;

•

Inspection du 9 mai 2012 (INSSN-CAE-2012-0396) concernant les fonctions supports du secteur industriel "Production d'Energie" de la Direction Exploitation Moyens Communs et les modallités d'exploitation du parking T5 utilisé pour l'entreposage et la maintenance des emballages de transport vides (écart notable lié à l'exploitation de la chaudière mobile de secours de la Centrale de production de calories).

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Visite des salles aménagées dans les galeries souterraines de la Montagne du Roule 3 Cette visite a été faite par la CLI à l’occasion de son assemblée générale du 1er mars 2012 ; elle avait pour objectif d’évaluer la possibilité d’utiliser cet ancien abri « anti-atomique » comme Poste de commandement opérationnel (PCO) dans le cadre du PPI.

Galerie d’entrée de la montagne du Roule

Historique Située dans Cherbourg, la montagne du Roule doit son nom à l’appellation, en ancien français, du grès brut qui la constitue. « Qui tient le Roule tient Cherbourg » dit un dicton local. Pièce maîtresse de la protection de la grande rade, le Roule se voit couronner d’un fort sous Napoléon III. En 1928 le ministre de la Marine décide de creuser dans le roc des galeries pour y entretenir et stocker les torpilles ; commencés en 1933, les travaux sont achevés en 1936 avec 9 alvéoles sur une surface de plus de 2 500 m2. En 1937 les aiguillages de la voie de chemin de fer interne sont terminés et en 1938 l’installation d’une ligne téléphonique avec l’arsenal marque la fin des travaux. En 1940 le tunnel est occupé par l’armée allemande qui l’utilise comme casernement ; un autre tunnel est alors construit sur le flanc de colline pour desservir 5 puissantes batteries défendant le port. Pendant les bombardements de Cherbourg l’entrée du tunnel était accessible pour permettre aux résidents du quartier de s’abriter. Resté inactif pendant une dizaine d’années, le souterrain est de nouveau occupé par la Marine qui y installe un Centre de transmissions en 1954. Ces travaux conduisent à la mise en place d’une ventilation et d’un puits d’aération (construit en 1962) qui débouche au sommet 65 m plus haut. À cette époque de guerre froide, un poste de commandement de la Marine est installé ; il est destiné à accueillir en situation de repli l’amiral commandant la 1ère région maritime et son état-major.

Salles de l’ancien PC de transmissions – Visite de la CLI le 1er mars 2012 3 Compte rendu de la visite : Albert COLLIGNON, Yves BARON Page 17 sur 52

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En 1989, le Roule est le siège du PC de l’opération Norminex 89, un exercice d’entraînement des forces navales de plusieurs nations.

Le Laboratoire « bas bruit de fond » Le laboratoire « bas bruit de fond » du Groupe d’études atomique (GEA) de l’état major de la Marine nationale a été créé en 1990 et installé dans les galeries du Roule par M. Yves BARON. En 2003, le GEA est passé sous le contrôle de l’École des applications militaires de l’énergie atomique (EAMEA). Suite à la cessation d’exploitation du laboratoire par la Marine nationale en 2012, l’IRSN en a repris la gestion.

Deux facteurs concourent à la capacité du laboratoire de mesurer des activités très faibles : 1. Les locaux du laboratoire sont situés sous 80 mètres de roche, ce qui atténue le rayonnement cosmique d’un facteur 60 ; ces locaux représentent une surface de 27 m2 sur les 2 800 m2 du site. Différentes chaînes de comptage permettent de mesurer les radionucléides émetteurs alpha, bêta et gamma.

La montagne du Roule est constituée de grès armoricain qui contient peu de radioéléments naturels, donc peu de radon (entre 10 et 20 Bq/m3, ce qui correspond à une faible concentration). L’air frais filtré balaye les galeries et le radon qui se dégage de la roche est entraîné à l’extérieur par une ventilation puissante.

2. Les appareils de spectrométrie gamma sont entourés par une couche de 20 cm de plomb prélevé sur des épaves d’anciens galions engloutis ; en effet ce plomb n’est plus radioactif en raison de la décroissance du plomb 210 (isotope radioactif naturel de 22 ans de période) depuis son extraction et du fait de sa non-contamination par les retombées des essais militaires atmosphériques.

Au total ces deux facteurs expliquent la meilleure sensibilité de détection des chaînes de comptage, avec des limites de détection 3 à 10 fois inférieures à celles des appareillages classiques.

Actuellement le laboratoire suit différents marquages dans l’environnement, ainsi que le passage des nuages radioactifs : Mesure du krypton 85 rejeté par l’établissement AREVA-La Hague pour étudier sa dispersion dans l’environnement et donc le marquage lié à l’usine. Ces mesures servent à calculer les coefficients de transfert atmosphérique des radionucléides et à caler les modèles de dispersion atmosphérique.

En collaboration avec la Marine nationale, mesure du béryllium 7, radioélément naturel utilisé comme traceur de lessivage : existant à l’état de traces dans les eaux de pluie et dans l’atmosphère, il résulte de réactions provoquées par les rayons cosmiques. Associé

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aux aérosols, il est rabattu par la pluie ; son activité mesurée par le laboratoire est de l’ordre du millibecquerel.

Mesure de la concentration dans l’air des iodes (essentiellement) gazeux et particulaires suite à l’accident de Fukushima : 100 microbecquerels/m3 au maximum en iode 131. Ce niveau d’activité peut être mis en perspective avec les concentrations de radon dans les habitations (10 à 100 Bq/m3), soit un million de fois plus fortes. La contrainte métrologique de ces faibles concentrations d’activité impose de prélever d’importants volumes d’air (80 m3/heure pendant 24 heures, soit 2 000 m3).

Concernant l’objectif de la visite, les infrastructures des galeries souterraines du Roule paraissent compatibles avec l’installation d’un Poste de commandement opérationnel (PCO) dans le cadre du PPI (moyennant la modernisation des moyens de transmission en particulier). Mais sa nature fixe ne correspond pas à la doctrine actuelle développée par la préfecture avec le concept de PCO mobile, dont l’avantage est d’être gréé d’avance et de pouvoir se positionner en fonction de la nature de l’accident et de son évolution.

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6. ANNEXES 6.1 Consultation du site Internet en 2012.

6.2 Articles de presse sur la démarche inter-CLI post-Fukushima.

6.3 Présentation de la démarche inter-CLI lors de la Table ronde européenne "Mise en oeuvre de la Convention d’Aarhus dans le contexte de la sûreté nucléaire" – Bruxelles, 5 décembre 2012.

6.4 Études prescrites par l’ASN suite aux évaluations complémentaires de sûreté.

6.5 Travaux prescrits par l’ASN suite aux évaluations complémentaires de sûreté.

6.6 Répertoire des lettres de suites d’inspection ASN en 2012.

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