Le livre blanc sur la sureté des installations nucleaires civiles

Décembre 2013

Livre blanc sur sûreté des installations civiles nucléaire de la Manche

Le Livre

Blanc

SUR LA SURETE DES INSTALLATIONS NUCLEAIRES CIVILES DE LA MANCHE « POST FUKUSHIMA »

INTER-CLI-Manche

Rédaction : DEVAUX Pascal & COLLIGNON Albert

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PREAMBULE : Démarche et constitution du groupe de travail TRAITEMENT DES THEMES : Méthodes et Développement des dossiers.

GLOSSAIRE : SOMMAIRE : DOSSIER N° 1 Thèmes généraux communs aux installations nucléaires de La Hague et de Flamanville I.1 Préalable : Fourniture au public des Rapports publics de Sûreté des INB de La Hague et de Flamanville I et II I.2 PUI / PPI / Plan Orsec I.2.1 Application du principe de précaution I.2.2 Plan d’Urgence Interne (PUI) I.2.3 Plan Particulier d’Intervention (PPI) I.2.4 Distribution d’iode stable I.2.5 Mesure de la dose reçue et critères d’évacuation de la population I.2.6 Contamination de l’environnement grande échelle et restriction de consommation I.2.7 Publicité des décisions des acteurs des plans d’urgence I.3 Post-Accidentel I.3.1 Boues des stations d’épuration I.3.2 Décontamination des bâtiments et des sols I.3.3 Indemnisation post-accident I.4 Sous-traitance et sûreté I.5 Indisponibilité de l’alimentation électrique de sauvegarde I.6 Mise en sécurité des installations I.7 Mesures préventives de gestion d’accident nucléaire I.8 Questions de santé publique I.9 Gouvernance - Rôle et moyens des CLI I.10 Exercices de crise I.11 Contrôle de l’environnement : DOSSIER N° 2 Thèmes non pris en compte par les exploitants d’installations nucléaires du NordCotentin dans leurs exposés lors de l’assemblée des CLI de la Manche du 18 avril 2011 II.1 Intrusion – piratage informatique II.2 Risque hydrogène sur les piscines de stockage de combustibles irradiés II.3 Evènements météorologiques extrêmes DOSSIER N° 3 Usines de retraitement AREVA La Hague III.1 – Atelier de tête de la chaîne de traitement (T0) III.2 – Gestion des pertes d’alimentation électrique et de refroidissement dans le périmètre du traitement recyclage des combustibles usés III.2.1 – Cisaillage-dissolution et extraction-concentration (Ateliers R1/R2 sur UP2-800 et T1/T2 sur UP3) III.2.2 – Entreposage des coques compactées (atelier ECC) INTER-CLI-Manche

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III.2.3 – Entreposage des produits de fission (ateliers SPF4, SPF5 et SPF6) III.3 Piscines d’entreposage des combustibles irradiés (NPH, C, D et E) III.3.1 Résistance des bâtiments, en particulier au risque de chute d’aéronefs III.3.2 Dénoyage des piscines et enceinte de confinement III.3.3 Risque de siphonage de l’eau des piscines III.4 Stockage/entreposage de l’oxyde de plutonium et des rebuts de MOX frais III.5 Mise en sécurité des installations de La Hague DOSSIER N° 4 Centre nucléaire de production d’électricité d’EDF de Flamanville En distinguant le cas des réacteurs 1 et 2 de celui de l’EPR à chaque étape IV.1 - Positionnement et protection de la salle de commande IV.2 - Positionnement et protection du contrôle-commande de secours et des groupes électriques de secours, architecture des circuits de contrôle-commande en situation accidentelle.

IV.2.1 - Impossibilité – grande difficulté d'approcher des installations sinistrées et des salles de contrôle en raison des débits de dose trop importants IV.2.2 - A Fukushima-Daiichi, un seul groupe de secours diésels-alternateur a pu redémarrer IV.2.3 - A Fukushima, comme à Three Miles Island et Tchernobyl, il faudra attendre 7 à 10 ans pour accéder au cœur fondu et en évaluer l’état IV.3 - Commande des appareils vitaux (vannes, vérins, ...) en cas de défaillance électrique ?

IV.4 - Le problème crucial d'un cœur de réacteur nucléaire en arrêt chaud est sa réfrigération par une circulation d'eau de secours au moyen d'électropompes IV.5 - Les ruptures de tubes des générateurs de vapeur (RTGV) sont un problème générique sur les réacteurs à eau pressurisée IV.6 - Gestion de la formation d'hydrogène en cas de rupture d'approvisionnement en eau de refroidissement du réacteur IV.6.1 - la cause première de formation d’hydrogène est l’oxydation du zirconium IV.6.2 - A Fukushima, l'évacuation des gaz n'a pu être maîtrisée alors que le circuit d'évacuation dédié était pourvu de filtres à sable IV.7 - Tenue des joints d'étanchéité sur circuit primaire à des températures supérieures à 300°C IV.8 - Résistance des réacteurs à la chute d'un aéronef ou d'actes de malveillance.

IV.9 - Résistance des piscines d'entreposage des combustibles irradiés à la chute d'aéronefs ou d'actes de malveillance.

IV.10 - Dans le cas de l'EPR IV.10.1 - Point sur la fiabilité des grappes de contrôle IV.10.2 - Efficacité du récepteur de corium et risque d'explosion lié à ce système de sauvegarde.

IV.11 - Naufrage d'un pétrolier et marée noire IV.12 – Les risques de sismicité ont-ils été suffisamment pris en compte en ce qui concerne les 2 premiers réacteurs de Flamanville et l’EPR ?

DOSSIER N° 5 Centre de Stockage de la Manche V.1 - Quelles suites aux demandes réitérées de reprise des déchets dans la partie N.E. ?

V.2 - Le niveau d'intervention sur les pentes et la consolidation des bordures sont-ils suffisants au regard des préconisations de la commission Turpin de 1996 ?

ANNEXES : INTER-CLI-Manche

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PREAMBULE : Démarche : Une catastrophe hors du commun qui pose de légitimes questions A la suite de la catastrophe nucléaire de Fukushima-Daiichi, les 3 commissions locales d’information de la Manche, se sont rassemblées afin d’aborder les problématiques de sûreté des installations en tenant compte du retour d’expérience de l’accident japonais.

Le 18 avril 2011, les membres des 3 CLI se sont réunis en assemblée générale extraordinaire dans les locaux de la communauté de communes de la Hague à Beaumont-Hague.

Les membres des 4 collèges qui composent les CLI (élus, organisations syndicales, associations et scientifiques) ont décidé lors de cette réunion la création d’un groupe de travail sur la « sureté des installations nucléaires de la Manche » avec pour objet d’établir un diagnostic « sureté » concernant les trois sites nucléaires civils du département et présentant un double enjeu : - la prise de conscience par la société de l’intérêt de placer la sûreté nucléaire au cœur de ses priorités.

- mener une réflexion transversale de longue durée, à la méthodologie complexe et devant aboutir à la réalisation d’un « livre blanc » sur la sûreté des installations nucléaires manchoises.

a) Objectifs de la démarche - établir un diagnostic prospectif, analysant finement et de manière transversale le niveau de sûreté perçu pour les 3 sites nucléaires du département - Croiser les travaux et les analyses des 3 CLI avec l’audit ASN en cours - Identifier les faiblesses des installations manchoises face au retour d’expérience de la catastrophe japonaise - Partir d’une approche locale pour porter un éclairage sur une approche globale (agir local/penser global) - établir des propositions pour une nouvelle gouvernance et un renforcement des missions des CLI

b) Le double enjeu de la démarche - la prise de conscience par la société de l’intérêt de placer la sûreté nucléaire au cœur de ses priorités.

- L’exigence d’une démarche de longue durée, à la méthodologie complexe, et devant aboutir à la réalisation d’un « livre blanc ».

A partir de cette approche locale, l’objectif final est d’apporter un éclairage plus général sur les problèmes de sûreté des sites nucléaires compte-tenu des premiers éléments de retour d’expérience de l’accident de Fukushima et enfin de faire des recommandations pour une sûreté améliorée.

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Composition du Groupe de travail constitué lors de l’AG inter-CLI du 18 avril 2011 Le GT réunit des membres des trois CLI de la Manche (sites d’AREVA-La Hague, de EDF Flamanville et du centre de stockage ANDRA). Composé du président des CLI et de représentants de chaque collège des trois CLI, il comprend 16 membres titulaires et 10 suppléants.

L’accompagnement administratif et scientifique comprend 3 personnes :

Président des 3 Cli LAURENT Michel Responsable de la délégation au Japon

Collège des personnes qualifiées et représentants du monde économique

BIHET Pierre Collège des élus

Collège des Associations

Collège des Syndicats

Titulaires

Titulaires

Titulaires

Titulaires

FAUCHON Patrick LEJUEZ Valérie LEMASSON Marine OSADTCHY Clara NEEL Yves

ANGER Didier MARTIN Jean-Paul ROUSSELET Yannick

PERROTTE Yann VAULTIER Jean-Paul

BARON Yves FOOS Jacques

Suppléants

Suppléants

Suppléants

Suppléants

LOISEL Liliane PERIER Claude

DUCHEMIN Anne-Marie GUILLEMETTE André VASTEL Guy

LAFFITTE Olivier MOUCHEL Thierry

CHEVALLIER Philippe LARQUEMAIN Jean-Louis LEGER Bruno

VIRLOUVET Jérôme

En plus des membres du GT, ont également contribué aux travaux :1 Collectif d’associations : Jean-Claude AUTRET (ACRO), Pierre BARBEY (ACRO), David BOILLEY (ACRO), Monique SENÉ (GSIEN).

Radioprotectionniste retraité d’AREVA La Hague : Ghislain QUETEL Equipe administrative : Catherine BAZIN, Albert COLLIGNON, Pascal DEVAUX & Charly VARIN

1

ACRO = Association pour le Contrôle de la Radioactivité dans l’Ouest AEPN = Association des Ecologistes Pour le Nucléaire CREPAN/FNE = Comité Régional d’Étude pour la Protection et l’Aménagement de la Nature en BasseNormandie & France Nature Environnement (Fédération Nationale d'associations de protection de la nature) CRILAN = Comité de Réflexion, d'Information et de Lutte Anti-Nucléaire

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TRAITEMENT DES THEMES : A travers les travaux du GT, les objectifs des CLI sont de contribuer à identifier les faiblesses des trois sites nucléaires civils de la Manche en croisant les sujets de préoccupation des membres du groupe avec les résultats des dispositifs mis en place par les autorités :

Méthodes : 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.

DOSSIER N° 1 - Thèmes généraux communs aux installations nucléaires de La Hague et de Flamanville

DOSSIER N° 2 - Thèmes non pris en compte par les exploitants d’installations nucléaires du Nord-Cotentin dans leurs exposés lors de l’assemblée des CLI de la Manche du 18 avril 2011

DOSSIER N° 3 - Usines de retraitement AREVA La Hague

DOSSIER N° 4 - Centre nucléaire de production d’électricité d’EDF de Flamanville

DOSSIER N° 5 - Centre de Stockage de la Manche

Développement des dossiers : Chaque dossier a été classé par thème en suivant l’organigramme suivant :

 REFLEXIONS ET ARGUMENTS  QUESTIONS : REPONSES suite aux auditions avec une codification couleurs des réponses en fonction des intervenants :

1 – EDF (bleu clair) 3 – PREFECTURE (rouge) 5 – ANDRA (orange) 7 – CHSCT EDF (bleu marine) 9 – IRSN (marron)

2 – AREVA (violet) 4 – CHAMBRE D’AGRICULTURE (vert) 6 – ASN (vert turquoise) 8 – CHSCT ELARGI AREVA (fushia)

Nota : Observations et compléments des membres du Groupe de travail INTERCLI en italique vert.

Prescriptions et décisions ASN suite exercices de juin 2012 en bordeaux.

 ETUDES ET REFERENCES : Croisement des ECS, des inspections et des rapports ASN

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GLOSSAIRE

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ACC Atelier de Compactage des Coques et

BORAX Type d'accident de réactivité de nature

embouts (AREVA NC – La Hague)

explosive

ACQ Activité Concernée par la Qualité

Bq Becquerel

AD1/BDH Atelier Décontamination 1 /Bâtiment de

BR Bâtiment Réacteur

décontamination de La Hague (AREVA NC – La

BSI Bâtiment de stockage international (AREVA

Hague)

NC – La Hague)

AG Accident grave

BSM Bâtiment de stockage et manutention du

AMT-C Agence de Maintenance Thermique –

réacteur (CEA – MASURCA)

Centre (EDF)

BST1 Bâtiment de stockage 1 (AREVA NC – La

AP2 Atelier de l'usine de FBFC (AREVA)

Hague)

APE Approche par état

BTU Fours de frittage (AREVA – FBFC)

APR Arrêt Pour Rechargement

BUA Bâtiment des unités annexes (CEA – RJH)

AQ Arrêté Qualité

BUR Bâtiment de l'unité réacteur (CEA – RJH)

AREVA Groupe industriel intervenant notamment

C1 Atelier de l'usine de FBFC (AREVA)

dans le cycle du combustible et la fabrication

C3 Derniers portiques de sortie pour le personnel

d’installations nucléaires

d'un CNPE

ASG Alimentation de secours des générateurs de

CABRI Réacteur de recherche (CEA – Cadarache)

vapeur

CAEAR Commission d’Acceptation des

ASN Autorité de sûreté nucléaire (Autorité de

Entreprises en Assainissement Radioactif

sûreté nucléaire française)

CBMS Cote majorée de sécurité. Conjonction de la

ATALANTE ATelier Alpha et Laboratoire pour

marée maximale calculée et de la surcote marine

les ANalyses de Transuraniens et Etudes de

millénale pour les sites fluviaux.

retraitement (CEA – Marcoule)

CCAG Cahier des Clauses Administratives

ATPu Atelier de technologie du Plutonium à

Générales

Cadarache (CEA)

CCI Core concrete interaction

BAG Bâtiment des Auxiliaires Généraux

CDS Circuit de dégonflage sismique (ILL – RHF)

BàG Boîte à gants

CEA Commissariat à l’Energie Atomique et aux

BAN Bâtiment des Auxiliaires Nucléaires

Energies Alternatives

BAS Bâtiment des Auxiliaires de Sauvegarde

CEFRI Comité français de certification des

BCB Bâtiment contrôle-bureau du réacteur Phénix

Entreprises pour la formation et le suivi du

(CEA)

personnel travaillant sous rayonnements ionisants

BDS Bâtiment de contrôle et de Sécurité (EDF)

CENTRACO CENtre de TRAitement et de

BES Bâtiment d’entretien de site

COnditionnement de déchets de faible activité

BK Bâtiment combustible

(SOCODEI – Marcoule) CEP Contrôle et essais périodiques

BL Bâtiment électrique BMN Bâtiment Matières nucléaires

CERCA Compagnie pour l’Étude et la Réalisation des Combustibles Atomiques

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CES Circuit de sauvegarde (ILL – RHF)

CSA Centre de Stockage de l’Aube (ANDRA)

CFI Système de filtration de l'eau brute

CSM Centre de Stockage de la Manche (ANDRA)

CHSCT Comité d’Hygiène, de Sécurité et des

DAI Détection automatique incendie

Conditions de Travail

DCH Direct Containment Heating (échauffement

CIA Conduite incidentelle et accidentelle

direct de l’enceinte)

CIESCT Comité Inter-Entreprises sur la Sécurité et

DCL Conditionnement salle de commande et

Conditions de travail

locaux électriques

CIGEO Projet de stockage des déchets de haute et

DEGUSSA Fours de frittage (AREVA – FBFC)

moyenne activité à vie longue (ANDRA)

DEMC Direction exploitation des moyens

CIPN Centre ingénierie du parc nucléaire

communs (AREVA NC La Hague)

CLI Commission Locale d’Information

DETR Direction exploitation traitement recyclage

CMM Crue millénale majorée

(AREVA NC La Hague)

CMS Cote majorée de Sécurité

DI Demande d’Intervention / Directive interne

CNEPE Centre national d’équipement de

DIB Déchets industriels banals

production d’électricité

DP Demande Particulière

CNPE Centre Nucléaire de Production d’Electricité

DPC Diagnostic Première Cause

CNR Compagnie Nationale du Rhône

DPC Décanteuse Pendulaire Centrifuge (La Hague)

CNRS Centre National de la Recherche

DRP Atelier Direction Ressource Programme

Scientifique

(AREVA – Eurodif)

CODIRPA COmité DIRecteur pour la gestion de la

DSD Demi Séisme de Dimensionnement

phase Post-Accidentelle

DT Directive Technique

COGEMA COmpagnie GÉnérale des Matières

DTG Direction technique générale

nucléaires (AREVA, devenue AREVA NC)

DUS Diesel d’Ultime Secours

COMURHEX Société pour la COnversion de l’URanium en métal et en HEXafluorure (groupe AREVA)

DVC Ventilation salle de commande EAS Aspersion Enceinte EAU Baie du système d’instrumentation de

COPM Centre opérationnel production marchés CP0 Palier 900 MWe 1ère génération (6 unités) CP1 Réacteurs CPY 1er train : Tricastin, Gravelines, Dampierre et Blayais CP2 Réacteurs CPY 2ème train : Saint- Laurent B, Chinon B et Cruas

l’enceinte pour les auscultations et mesures sismiques ECC Entreposages des colis compactés de coques et embouts (AREVA NC La Hague) ECI Eléments combustibles irradiés ECS Evaluation complémentaire de sûreté

CPY Palier 900 MWe 2ème génération (28 unités) CRAB Circuit de Refroidissement Arrêt Barre (ILL – RHF)

EDAC Ensemble de détection et d’alarme criticité EDF Électricité De France EEV/SE Entreposages de conteneurs de produits de

CRF Eau de circulation (eau brute) CRU Circuit de renoyage ultime (ILL – RHF)

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fissions vitrifiés (AREVA NC –La Hague) EIS Élément Important pour la Sûreté

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EL4D Réacteur à eau lourde situé à Brennilis en

GB I Usine d'enrichissement de l'uranium Georges

cours de démantèlement (EDF)

Besse I, exploitée par EURODIF (groupe AREVA),

ELAN 2B Ancien atelier de fabrication de sources

mettant en oeuvre le procédé de diffusion gazeuse

radioactives (AREVA NC – La Hague)

GB II Usine d’enrichissement de l’uranium

ELC Equipe Locale de Crise

Georges Besse II, exploitée par la société

ELPI Equipes Locales de Première Intervention

d’enrichissement du Tricastin (SET, groupe AREVA), mettant en œuvre le procédé

EN Normes Européennes

d’ultracentrifugation

END Examens non destructif

GCT-a Groupe de Contournement à la Turbine –

EP Essai périodique

atmosphère

EPR Evolutionary Pressurized water Reactor EPS Etude Probabiliste de Sûreté ERDF Electricité Réseau Distribution France ESRF European Synchrotron Radiation Facility (synchrotron implanté à Grenoble)

GE Groupe électrogène GEF Groupe électrogène fixe GEM Groupe électrogène mobile GES Groupe électrogène de secours GIAG Guide d’Intervention en Accident Grave

ESS Événement Significatif pour la Sûreté GIE INTRA Entreprise d'intervention robotique ETY Système de recombinaison d'hydrogène EUR European Utilities Requirements EURODIF usine EUROpéenne d’enrichissement par DIFfusion gazeuse au Tricastin (groupe AREVA)

sur accident GMPP Groupe MotoPompe Primaire GP Groupe permanent d’experts (placé auprès de l’ASN) GPR Groupe permanent d’experts pour les

EVU Evacuation ultime de la chaleur du bâtiment réacteur FARN Force d’Action Rapide Nucléaire

Réacteurs nucléaires (placé auprès de l’ASN) GUS Groupe électrogène d’ultime secours GV Générateur de vapeur

FAVL Faible Activité et Vie Longue (déchets H1 situation de perte totale de la source froide sur

FAVL)

un REP FBFC Société Franco-Belge de Fabrication de Combustibles à Pierrelatte et Romans-sur-Isère

H3 situation de perte totale des alimentations électriques secourues sur un REP

(groupe AREVA) FEP Fiche d’Evaluation des Prestataires

HA/DE Atelier de séparation de l'uranium et du plutonium des produits de fission (AREVA La

FIS Fonction importante pour la sûreté FLS Formation Locale de Sécurité

Hague).

HA/PF Atelier de concentration et d'entreposage

FOH Facteurs Organisationnels et Humains

des produits de fission (AREVA La Hague)

FRAMATOME Société de fabrication de

HAO Atelier Haute Activité Oxyde

chaudières nucléaires (devenue AREVA NP) GAEC Guide d’action des équipes de crise

(AREVA NC – La Hague) HCTISN Haut Comité pour la Transparence et l'Information sur la Sécurité Nucléaire

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HERCA Head of European Radiation Control

LECA Laboratoire d’Examen des Combustibles

Authorities (réunion des responsables des autorités

Actifs (CEA – Cadarache)

européennes de contrôle de la radioprotection)

LECI Laboratoire d’Essai sur Combustibles

HF Fluorure d’hydrogène

Irradiés (CEA – Saclay)

ICB Interaction Corium Béton

LEFCA Laboratoire d’Études et de Fabrications

ICPE Installation Classée pour la Protection de

expérimentales de Combustibles nucléaires

l’Environnement

Avancés (CEA – Cadarache)

ICPE A ICPE soumise à autorisation

LHA Laboratoire de Haute Activité (CEA –

ICPE AS ICPE soumise à autorisation avec

Saclay)

servitude d’utilité publique

LII Limite inférieure d’inflammabilité

ICPE D ICPE soumise à déclaration

LLS Turboalternateur de secours

I-LHT Procédure de secours inter-tranche

LTC Local technique de crise

ILL Institut Laue-Langevin (Grenoble)

LUDD Laboratoires, Usines, Déchets et

INB Installation Nucléaire de Base

Démantèlement

INBS Installation Nucléaire de Base Secrète

MAD/DEM Mise à l’Arrêt Définitif et Démantèlement (procédure INB)

IPS Important Pour la Sûreté IPS-NC Important Pour la Sûreté – Non Classé

MAU Atelier Moyenne Activité Uranium (AREVA NC – La Hague)

IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté MAPu Atelier Moyenne Activité Plutonium

Nucléaire

(AREVA NC – La Hague)

IRWST In-Containment Refueling Water Storage Tank – réservoir d'eau borée du réacteur EPR située

MCCI Molten Core Concrete Interaction, voir ICB MCMF Magasin Central des Matières Fissiles

dans l'enceinte réacteur ISIS Réacteur de recherche (CEA –Saclay) ISO International Standard Organisation (organisation internationale de normalisation) ITER International Thermonuclear Experimental

(CEA – Cadarache) MDC Matériels du Domaine Complémentaire MDTE Manque de tension externe MEQ Réseau de sauvegarde (CEA – Osiris)

Reactor (projet de réacteur expérimental

MMP Moyen Mobile de Pompage

international à Cadarache)

MMS Moyen Mobile de Sûreté

ITS Instruction temporaire de sûreté

MOPIA Projet « Mettre en Œuvre une Politique

JAC Production d’eau incendie classée

Industrielle Attractive » d'EDF

JPD Distribution d'eau incendie (dans les

MOX Mixed OXyde : combustible à base d’oxyde

bâtiments)

mixte d’uranium et de plutonium

JPI Protection Incendie îlot nucléaire

MSK Echelle de mesure des effets des séismes, du nom de ses inventeurs : Medvedev, Sponheuer et

JPP Protection d'eau incendie KRT Système de mesure d’activité

N4 Palier 1450 MWe (4 unités)

(Radioprotection) LDP Ligne de décharge du pressuriseur

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Karnik

NAQ Note d’assurance qualité

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NC Non Classé

PPRT Plan de Prévention des Risques

NF Norme Française

Technologiques

NGF Nivellement général de la France

PSG Poste de surveillance générale (AREVA –

NGFN Nivellement général de la France normal

MELOX et FBFC)

NGFO Nivellement ortho métrique

PTAE Perte Totale des Alimentations Electriques

NPH Atelier de déchargement et d’entreposage des

PTR Appoint, traitement et réfrigération d’eau des

éléments combustibles usés (usine UP2-800 –

piscines

AREVA NC – La Hague)

PUI Plan d’Urgence Interne

NRC Nuclear Regulatory Commission (Autorité de

PUI SR Plan d'urgence interne sûreté radiologique

sûreté nucléaire des États-Unis)

PV Protection volumétrique

ORPHEE Réacteur de recherche (CEA – Saclay)

R1 Atelier Cisaillage Dissolution de l'usine UP2-

ORSEC Organisation de la Réponse de Sécurité

800 (AREVA NC – La Hague)

Civile

R2 Atelier Extractions Concentration de l'usine

P4 Premier palier de réacteurs nucléaires de 1 300

UP2-800 (AREVA NC – La Hague)

MWe (8 unités)

R4 Atelier Plutonium de l'usine UP2-800 (AREVA

P'4 Second palier de réacteurs nucléaires de 1 300

NC – La Hague)

MWe (12 unités)

R7 Atelier de vitrification de l'usine UP2-800

PAI Plan d'Action Incendie

(AREVA NC – La Hague)

PBMP Programme de base de maintenance

RAP Recombineurs Autocatalytiques passifs

préventive

RCD Réacteur Complément Déchargé

PCO Poste de Commandement Opérationnel

RCV Système de Contrôle Volumétrique et

PCD Poste de Commandement Direction

chimique du circuit primaire

PCL Poste de Commandement Local

REA Système d’appoint en eau et en bore

PCS Poste de Contrôle de Secours (ILL – RHF)

REB Réacteur à Eau Bouillante

PEGASE Installation d’entreposage de

REB Rupture ou effacement de barrage

combustibles irradiés et de substances radioactives

REC Atelier de réception et de reconditionnement

(CEA – Cadarache)

des conteneurs (AREVA – Tricastin)

PF Produits de Fission

RECS Rapport d'évaluation complémentaire de

PFI Pluies brèves et de Fortes Intensités

sûreté

PGSE Présentation Générale de la Sûreté de

REP Réacteur à Eau sous Pression

l'Etablissement

REX Retour d’expérience

PHENIX Réacteur à neutrons rapides (CEA –

RFS Règle Fondamentale de Sûreté

Marcoule)

RGE Règles Générales d’Exploitation

POLMAR POLlution MARitime

RIS Circuit d’Injection de Sécurité (REP)

POSEIDON Irradiateur situé au centre CEA de

RIS-BP Circuit d'injection de sécurité, basse

Saclay

pression

PPI Plan Particulier d’Intervention

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RMTC Référentiel des Moyens de

SEVESO Directive « Seveso II » : nom donné à la

Télécommunication de Crise

directive n° 96/82 sur la maîtrise des dangers liés

RPC Règle Particulière de Conduite

aux accidents majeurs impliquant des substances

RPMQ Recueil des Prescriptions de Maintien de la

dangereuses (en référence au lieu d’un accident

Qualification

survenu en 1976 sur une usine chimique)

RRA Système de Refroidissement du Réacteur à

SHF Zone de stockage (SOCATRI)

l’Arrêt (REP)

SHOM Service hydrographique et

RRI Circuit de Réfrigération Intermédiaire (REP)

océanographique de la marine SICN Société Industrielle de Combustible

RS Rapport de sûreté RTE Réseau de Transport d'Electricité RUC Circuit de réfrigération de sauvegarde du cœur (CEA – RJH) RUP Circuit de réfrigération de sauvegarde des piscines du bâtiment réacteur (CEA – RJH) RUS Refroidissement Ultime de Secours (CEA –

Nucléaire SMA Seismic margin evaluation – marge d’évaluation sismique SMHV Séisme Maximal Historiquement Vraisemblable SMS Séisme Majoré de Sécurité

RJH)

SMUR Service mobile d'urgence et de réanimation

SAMU Service d'Assistance Médicale d'Urgence

SOCATRI SOCiété Auxiliaire du TRIcastin

SAPPRE Système d’Appel des Populations en

(société exploitant une installation d’assainissement et de récupération d’uranium du groupe AREVA à

Phase Reflexe SAR Circuit d'alimentation en air de régulation.

Bollène – Vaucluse) SOCODEI SOciété pour le Conditionnement des

SBO Station black out

Déchets et Effluents Industriels (groupe EDF) SC1 Classe sismique 1 SOER Significant Operating Experience Report SCR Service compétent en radioprotection SDD Séisme de dimensionnement SDIS Service Départemental d'Incendie et de Secours

SPE Document de surveillance permanente SPF Station d’entreposage de Produits de Fission (AREVA NC – La Hague) SPR Service de Prévention des Risques

SEA Eau à déminéraliser (prétraitement) SRU Système de Refroidissement Ultime (EPR) SEBIM Soupapes du pressuriseur SEC Circuit d’eau brute secourue

SSC Systèmes, structures et composants STE Station de traitement des effluents

SED Distribution d'eau déminéralisée dans l'îlot nucléaire

STE Spécifications Techniques d’Exploitation STE-2 Ancienne station de traitement des effluents

SEI Eaux industrielles

liquides (AREVA NC – La Hague)

SEO Egouts, eau perdues SEPTEN Service d’études et projets thermiques et

STE-3 Station de traitement des effluents liquides (AREVA NC – La Hague)

nucléaires SUS Source d'ultime secours (installations RJH et SER Distribution d'eau déminéralisée

Osiris)

conventionnelle (stockage inclus)

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Sv Sievert

U2 Procédure de surveillance continue de

T1 Atelier Cisaillage Dissolution de l'usine UP3-A

l’étanchéité de l’enceinte

(AREVA NC – La Hague)

U5 Procédure et dispositif d’éventage filtration de

T2 Atelier Extractions Concentration de l'usine

l’enceinte

UP3-A (AREVA NC – La Hague)

UF6 Hexafluorure d’uranium

T4 Atelier Plutonium de l'usine UP3-A (AREVA

UN Unité nucléaire

NC – La Hague)

UNGG Réacteur Uranium Naturel Graphite

T7 Atelier de vitrification de l'usine UP3-A

Gaz (ancienne filière de réacteurs nucléaires)

(AREVA NC – La Hague)

UP2-400 1ere unité de retraitement des

TA Transformateur auxiliaire

combustibles irradiés (AREVA NC – La Hague)

TAC Turbine à Combustion

UP2-800 Unité de retraitement des combustibles

TAM Tampon d’accès matériel

irradiés (AREVA NC –La Hague)

TFA Déchets Très Faiblement Radioactifs

UP3-A Unité de retraitement des combustibles

THE Filtration très haute efficacité

irradiés (AREVA NC – La Hague)

TPS ASG Turbopompe alimentaire de Secours

VD Visite Décennale

TQC Tel que construit

VDA Évacuation de la puissance résiduelle par

TS Transformateur de soutirage

décharge vapeur à l’atmosphère

TSN loi TSN : loi du 13 juin 2006 relative à la

VRD Voirie et réseau divers

Transparence et à la Sécurité en matière Nucléaire

ZPP Zone de Protection des Populations

TU5 Installation du cycle du combustible (AREVA

ZST Zone de Surveillance du Territoire

NC – Pierrelatte)

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DOSSIER N° 1 Thèmes généraux communs aux installations nucléaires de La Hague et de Flamanville : INTER-CLI-Manche

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REFLEXIONS ET ARGUMENTS : I.1 -

Préalable :

Fourniture au public des Rapports publics de Sûreté des INB de La Hague et de Flamanville I et II (le rapport provisoire de sûreté de l’EPR et le rapport de sûreté du CSM sont déjà mis à la disposition des CLI).

L’exploitant AREVA n’est pas en mesure de fournir les rapports publics de sûreté demandés du fait qu’ils ne sont pas prêts et que les contraintes de travail des équipes AREVA dans le contexte actuel des inspections post-Fukushima n’en permettent pas la réalisation dans un délai raisonnable. C’est pourquoi le directeur-adjoint de l’établissement AREVA-La Hague a proposé à la CLI qu’un ou plusieurs membres dûment désignés de la CLI consultent les rapports de sûreté dans les locaux de l’établissement (mail du 5/08/2011).Pour des raisons pratiques et de faisabilité, la CLI souhaiterait disposer d’un local de consultation dans l’Espace communication et avoir connaissances des pages copiables. Le représentant de la CLI demanderait ensuite à l’exploitant de pouvoir bénéficier d’une copie des pages sélectionnées.

I.2 -

PUI / PPI / Plan Orsec I.2.1 – Application du principe de précaution : Tepco a reçu 4 jours avant le séisme un rapport (soit interne, soit de la sûreté nucléaire japonaise) établissant qu’un tel séisme était possible et entrainerait un tsunami de hauteur supérieure aux digues de protection.

I.2.2 – Plan d’Urgence Interne (PUI) : A Fukushima TEPCO, décideur unique, a hésité entre le 11 mars 5h 46 et le 12 mars 20h, soit plus de 38 heures, avant d’utiliser l’eau de mer pour refroidir les installations.

I.2.3 – Plan Particulier d’Intervention (PPI) : I.2.3.1 - Comment informer les populations et organiser leur évacuation quand il n’y a plus ni électricité ni liaisons téléphoniques ?

Lors d'une forte éruption solaire, une panne électrique et téléphonique généralisée, avec détérioration d'une partie des composants de transfert d'électricité (transformateurs notamment), pourrait avoir lieu sur l'ensemble du territoire français. Un tel phénomène s'est produit sur une grande partie du territoire nord-américain le 9 novembre 1965 (Ontario, Etat de New York, New Jersey et Nouvelle Angleterre) et au Québec en 1989.

Selon Hydro Québec l'électricien canadien cette panne du 13 mars 1989 s'est produite en moins d'une minute et a duré plus de neuf heures.

La plus importante tempête solaire observée a eu lieu du 28 août au 3 septembre 1859, époque où il n'existait que quelques circuits de télégraphie électrique.

I.2.3.2 Périmètre d’application du PPI Le retour d’expérience de Fukushima montre que des contaminations au-dessus du seuil de décision ont été enregistrées à plus de 80 km. Vingt-cinq ans après Tchernobyl,

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des zones contaminées situées à 250 km de ce réacteur ne sont toujours pas évacuées2.

De nombreuses personnes ont refusé de partir à cause de leurs animaux.

En 1990, M. Bertrand Landrieu, Préfet de la Manche, admettait que la zone de d’application des mesures d’un PPI limitée à 10 km autour d’une installation nucléaire en phase accidentelle pouvait être étendue hors de cette zone si la situation l’exigeait3.

Depuis 2006 tous les maires du département de la Manche ont l’instruction de s’apprêter à réagir à un accident nucléaire sur demande du Préfet de la Manche4.

Comme le soulignent les courriers précédents, les PPI dans leurs scénarios et leurs simulations ne correspondent pas aux REX de Tchernobyl et de Fukushima. L’état actuel des réflexions en matière de post-accidentel est illustré par un récent article paru en juin 2011 dans un périodique mensuel publié par le Ministère de l’agriculture5. Les scénarios de crise sont dits de gravité moyenne, rejets atmosphériques de substances radioactives limitées et maîtrisées en moins de 24 h.

L’article, et son schéma des mesures envisagées à la suite d’un évènement sur le CNPE de Nogent-sur-Seine (voir page suivante), illustrent la distorsion entre le postaccidentel théorique envisagé jusqu’à présent par les autorités françaises (CODIRPA) et le post-accidentel réel Fukushima (après Tchernobyl, avril 1986 et Kychtym, septembre 1957).

ZE ZPP ZST

PUI - CODIRPA Rayon = 2,5 km 0 à 10 km 0 à 33 km

Fukushima6 Rayon = 20 km 0 à 80 km 0 à plus de 200 km

Tchernobyl Rayon = 30 km 0 à plus de 250 km 0 à plus de 1000km

Figure n° 1 : Schéma général de prévention du risque alimentaire lors d’un accident nucléaire Exemple du CNPE de Nogent-sur Seine 2

Le Monde du 24 avril 2011 Lettre du Préfet de la Manche à Didier Anger, Représentant à l’Assemblée des Communautés Européennes.

Réf. N° 2730 – ML du 18 juillet 1990.

4 Lettre du Préfet de la Manche à Mesdames, Messieurs les Maires. Gestion des comprimés d’iode stable. 06 juin 2006.

5 Ministère de l’agriculture, mensuel du Conseil général de l’alimentation, de l’agriculture et des espaces ruraux.

Accident nucléaire, gérer la phase post-accidentelle. N° 57, juin 2011.

6 Un groupe d’experts travaillant pour le gouvernement japonais vient de proposer comme mesures guides lors d’un accident nucléaire une ZE d’un rayon de 30 km et une ZPP de 50 km (Source : version anglaise du quotidien japonais Asahi, 21 octobre 2011).

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NB : Ce schéma est publié sans en préciser l’échelle. Comparé avec les cartes IGN où la distance Nogent-sur-Seine / Romilly-sur-Seine est de 17,25 km, ce schéma des risques alimentaires envisagé peut être comparé aux réalités de Tchernobyl et de Fukushima.

I.2.3.3 Permanence des services indispensables en cas d’accident A Iwaki, près de la zone d’exclusion de la centrale de Fukushima, il manquait 30% du personnel médical7.

I.2.3.4 Détection d’une radioactivité anormale Pour détecter une radioactivité anormale à la source de la récolte ou de l’élaboration d’un produit fini, seule une centaine de détecteurs au germanium (capables de mesurer un rayonnement γ artificiel) sont actuellement disponibles dans l’ensemble du Japon8.

Nota : Question sur les détecteurs au germanium à poser sous réserve d’une explication précise visant l’utilisation de ces détecteurs de façon industrielle et de connaître les conséquences de l’absence de ce type de détecteurs. Par ailleurs il s’agit d’un équipement lourd (fixe).

I.2.3.5 Impact d’un accident d’un site nucléaire sur un autre Les évaluations complémentaires de sûreté et les exercices de crise se rapportent à une INB (ou plusieurs INB d’un même type d’installations telles que les centrales nucléaires).

Les conséquences d’un accident touchant une seule INB peut avoir des répercussions sur le fonctionnement ou la sûreté d’une autre INB et donc sur la gestion de crise. Par ailleurs certaines INB appartenant à des installations de type différent et se trouvant géographiquement proches peuvent être touchées par une même cause d’accident et rendre plus difficile la gestion de crise.

I.2.3.6

Délocalisation du Centre Opérationnel Départemental (COD) et Poste de Commandement Opérationnel (PCO) La préfecture a retenu le principe général de gestion de la crise à partir d’un seul centre de coordination, le COD ; dans la plupart des situations de crise (9 sur 10), il est localisé à la préfecture même. Dans certains cas, il est nécessaire que le centre de décision soit au plus près du terrain : le COD est alors délocalisé. Dans un troisième cas de figure (accident de grande ampleur, de longue durée ou très éloigné de la préfecture), les fonctions stratégiques de décision restent localisés en préfecture (COD), mais les fonctions de coordination de terrain sont déléguées à un PCO, situé au plus près de l’événement. Comme on ne peut pas tracer a priori sur une carte l’extension géographique de l’impact radiologique d’un accident nucléaire, ce PCO n’est mis en place qu’à la demande et dans un lieu que les paramètres de l’accident (et surtout la météo) déterminent comme le plus efficient.

I.2.4 – Distribution d’iode stable Le Wall Street Journal du jeudi 29 septembre 2011 a publié une enquête sur la gestion déplorable de la distribution de comprimés d'iode stable dans la zone affectée par les rejets atmosphériques de la centrale de Fukushima. Mais les diverses autorités locales (municipales, régionales) devaient attendre l’ordre des autorités centrales avant de les distribuer. Finalement l’Autorité de sûreté nationale a donné l'ordre de prendre les comprimés dans un rayon de 20 km le 16 mars, soit quatre jours après l'ordre 7

Données confirmées par l’enquête du Yomiuri Shimbun du 4 octobre 2011, effectuées de mars à juillet 2011. A l’hôpital de Miami-Soma, zone de repli des évacués de Fukushima, il manque 50 % des médecins et 16 % des infirmières.

8 Actuellement, les analyses de contamination radioactive des aliments ou des échantillons de terre sont facturées entre 70 et 150 € par échantillon aux particuliers par les laboratoires privés (Source : Mainichi Daily News, 8 octobre 2011.

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d'évacuation de la zone et après le début du passage du panache ; une telle prescription a posteriori est notoirement connue pour être inefficace (l’iode 131 radioactif a déjà été absorbé par la glande thyroïde) et dangereuse puisque cet ajout ultérieur d’iode stable peut bloquer l’élimination de l’iode 131 éventuellement incorporé.

Les isotopes radioactifs 129, 131 et 133 de l’iode sont produits par fission de l’uranium au sein du combustible nucléaire dans les réacteurs des centrales ; ils font partie des « produits de fission ». De plus les isotopes 131 et 133 sont créés dans le combustible usé en attente de traitement par fission spontanée des curiums 242 et 244. Du fait des courtes périodes de l’iode 131 (8 jours) et de l’iode 133 (20 heures), l’impact de l’iode radioactif relâché dans l’environnement de l’établissement de La Hague est surtout dû à l’iode 129 ; ce dernier a une activité massique 100 millions de fois inférieure à celle de l’iode 131 (6,16.106 becquerels par gramme contre 4,62.1015 becquerels par gramme), ce qui fait que sa période est beaucoup plus longue (16 millions d’années). Le calcul de dose suite à un rejet massif d’iode radioactif montre que la dose à la thyroïde est 100 millions de fois inférieure avec l’iode 129 qu’avec l’iode 131 (cf le dossier d’information sur l’iode, CSPI, juin 1996). C’est pour cette raison que les Autorités ne prévoient pas de distribution préventive d’iode stable aux riverains du site AREVA La Hague.

I.2.5 – Mesure de la dose reçue et critères d’évacuation de la population I.2.5.1 - Doses guides Les doses-guide conduisant à l’évacuation des populations sont basées sur l’irradiation due au dépôt de radionucléides émetteurs γ à demi-vie moyenne, principalement les césiums (la base étant une dose efficace de 20 mSv/an pour Fukushima, 10 mSv/an étant préconisé récemment pour une situation analogue en France par l’IRSN).

I.2.5.2 - Problème de la contamination par les strontium 89 (T½ = 50,6 jours) et strontium 90 (T½ = 28,15 ans) : Les travaux du GRNC ont montré que la prise en compte des contaminations par le strontium 90 lors d’un accident nucléaire impliquant ce radionucléide multipliait par un facteur 10 l’impact dosimétrique d’un rejet d’effluents en milieu marin par rapport à sa non prise en compte9. Or ce radionucléide quoique détecté lors de quelques analyses terrestres post Fukushima ne fait l’objet d’aucune analyse en milieu marin et de très peu de déterminations en milieu terrestre. Dans le combustible irradié, le niveau initial de l'activité du strontium 90 représente 70% de l'activité du césium 13710. Lors d’un accident nucléaire, une partie des radionucléides est rejetée dans l’atmosphère, et chaque radionucléide en fonction de ses propriétés physico-chimiques fait partie du panache : à Tchernobyl, par rapport au terme source, 13 % des césiums (facilement volatils) ont été rejetés dans l’atmosphère contre 3 à 6 % des strontiums (éléments peu volatils)11 dont les dépôts terrestres sous forme de taches de léopard sont plus restreintes. Par contre le strontium diffuse très bien dans l’eau sous forme d’infusion et se dilue plus rapidement. Les exemples de relâchement du strontium 90, sous forme gazeuse ou liquide, dans divers incidents (La Hague, 1974, 1979, 1981) et accidents (Kychtym, 1957 ; Tchernobyl, 1986) permettent de constater cette diffusion différente.

I.2.5.3 - Maîtrise des apports d’eau de la nappe phréatique dans la décontamination d’un site nucléaire accidenté La décontamination de l’eau résiduelle d’une installation nucléaire accidentée peut être rendue très difficile par la remontée de l’eau des nappes phréatiques : 200 à 500 t d’eau supplémentaire par jour sur le site de Fukushima12. Sur le site de La Hague le pompage 9

GRNC, Rapport concernant le percement de la conduite de rejet en mer de l’usine de La Hague (1979-80) pour le Groupe Radio écologie nord-Cotentin. juin 2000.

10 EDF, Méthodologie de détermination des radio-isotopes à prendre en compte pour les évaluations des conséquences radiologiques d’un accident grave. Réf ENTEA090191 du 4/09/2009.

11 Jérôme Strazzula et Jean-Claude Zerbib, Tchernobyl. La documentation Française, 1991.

12 The Japan Times, 15 novembre 2011.

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dans la nappe phréatique pour assurer la mise hors d’eau des parties basses des bâtiments nucléaires est de l’ordre de 1000 t/jour13.

I.2.6 – Contamination de l’environnement à grande échelle et restriction de consommation Les rejets atmosphériques orientés principalement vers l’océan et les rejets liquides de Fukushima ont entrainé une grave pollution marine radioactive, non encore évaluée, qui se disperse au gré des courant marins dominants ouest – est dans l’immensité de l’océan Pacifique.

Dans le cas d'un accident sur l’établissement de retraitement de la Hague ou sur le CNPE de Flamanville avec rejets d'effluents liquides et gazeux comme à Fukushima, La pollution marine sera piégée entre les côtes anglaises et françaises : la mer de la Manche se termine par l'entonnoir du détroit du Pas-de Calais avec un courant résiduel faisant remonter les radionucléides de l'Atlantique vers ce détroit, les radionucléides seraient majoritairement piégés en mer de la Manche pour quelques centaines d'années. Il est notable que l’Océan Pacifique a un volume estimé à plus de 714 millions de km3 pour une surface de 166 millions de km2, alors que le volume estimé de la mer de la Manche est de 4 000 km3 pour une surface de 75 000 km2.

Comme le souligne l’IRSN dans sa note de synthèse sur l’impact en milieu marin d’octobre 201114, la circulation des masses d’eau de l’Océan Pacifique a entraîné une dilution particulièrement rapide entre avril et juillet 2011 dans la zone littorale proche de Fukushima Daiichi : période de décroissance ½ de l’ordre de 6,9 jours. Il n’en serait pas de même dans une mer fermée (à l’ouest du Japon par exemple) ou dans une baie. « A titre de comparaison, la demi-vie des eaux du golfe normand-breton où est localisée la centrale de Flamanville en Manche est d'environ trois mois, c'est-à-dire douze fois plus longue que celle observée dans la région de Fukushima, bien que les courants de marée y soient particulièrement intenses. » Les contrôles et restrictions de consommation de produits marins seraient donc eux aussi à envisager dans l’"English Channel" sur une longue période.

I.2.7 - Publicité des décisions des acteurs des plans d’urgence La loi américaine (Sushine Act–1976) fait obligation aux organismes gouvernementaux d’enregistrer leurs délibérations importantes et d’en rendre publique la transcription. C’est dans ce cadre qu’au lendemain de l’accident de Three Miles Island, toutes les actions décidées dans les réunions de la NRC ont été rendues publiques15.

I.3 - Période post-accidentelle I.3.1 - Boues des stations d’épuration Cinq préfectures (l’équivalent de nos départements) entourant Fukushima enregistrent une concentration d’activité à plus de 8 000 Bq/kg dans les boues issues du processus de recyclage de l’eau contaminée et devant être gérées comme des déchets radioactifs.

I.3.2 - Indemnisation post-accident Aucun contrat d’assurance individuel ou familial ne couvre les conséquences d’un accident nucléaire, y compris les assurances professionnelles même lorsqu’elles sont souscrites par les salariés du nucléaire.

13

AREVA NC La Hague, rapports de surveillance de l’environnement, années 2003 – 09.

IRSN, Synthèse actualisée des connaissances relatives à l’impact sur le milieu marin des rejets radioactifs du site nucléaire accidenté de Fukushima Daiichi. 26 octobre 2011.

15 The Japan Times du 21 août 2011, http://search.japantimes.co.jp/print/fl20110821x2.html.

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I.3.3 – Décontamination des bâtiments et des sols Les niveaux de contamination observés, dans des zones éloignées de la centrale de Fukushima, font l'objet de nombreux articles dans la presse japonaise : - à 180 km de la centrale, il est trouvé des contaminations comprises entre 100 et 300 kBq/m², - à 250 km, il existe des zones où la contamination excède les 30 kBq/m².

Le ministère de l'environnement japonais envisage de procéder à des décontaminations de zones, partout où le débit de dose annuel sera égal ou supérieur à 5 mSv/an (la norme internationale pour le public est de 1 mSv/an). Cela concernera plus de 110 000 habitations individuelles, écoles, lieux publics, etc. Environ 1 800 km² sont concernés par la contamination dont 70% sont couverts par une forêt. 29 millions de m3 de terres et débris contaminés seront produits. Le coût et la durée de ces opérations sont considérables.

I.4 – Sous-traitance et sûreté Après des débuts catastrophiques de gestion des déchets nucléaires par une société privée déléguée par le CEA (Infratome, années 1970), l’état et la représentation nationale ont décidé de confier la gestion des déchets nucléaires à l’ANDRA, société d’état financée par une redevance perçue auprès des exploitants nucléaires, afin d’assumer la gestion des déchets ultimes dans les meilleures conditions et dans la durée.

L’entretien et la maintenance des installations nucléaires sont en grande partie délégués à des sociétés sous-traitantes des exploitants, avec des sous-traitances en cascade. Les travaux les plus pénalisants au niveau conditions de travail et dommages dosimétriques étant assurés à plus de 80 % par les sociétés sous-traitantes. Dès 1990, le rapport Tanguy16 signalait des dysfonctionnements graves du système d’assurance-qualité dans les opérations d’entretien des matériels importants pour la sûreté, les probabilités d’accident étant dues principalement au « facteur organisationnel et humain » (FOH).

La CLI souhaite avoir un panorama complet et détaillé de la sous-traitance des établissements Areva et EDF : - nombre de salariés, permanents, occasionnels ; - nombre de sociétés, niveaux de sous-traitance (cascade) ; - turn-over des entreprises, des salariés ; - statut social (conventions collectives etc.) ; - secteurs, activités ou métiers concernés ; - gestion administrative, commerciale et technique de la sous-traitance ; obligation de moyens ou de résultat ? contrôle ; - modes d'intervention des sous-traitants ; - suivi médical et dosimétrique (y compris intervenants multi-sites) ; la CLI souhaite que lui soit communiquée les doses moyennes individuelles et collectives pour les catégories AREVA et Entreprises extérieures séparément avec les valeurs minimum et maximum.

- gestion des autorisations d'accès au site.

Remarque du GT : La fréquence des accidents du travail des entreprises extérieures est présentée dans l’ECS d’AREVA La Hague comme ayant diminuée d’un facteur 2 (page 298). Cela est vrai entre 2006 et 2010. Mais si l’on prend comme borne de départ l’année 2007, les accidents du travail augmentent pour les salariés des entreprises extérieures alors qu’ils diminuent pour les salariés AREVA. Ces résultats sont à interpréter avec précaution car aucune des tendances représentées n’est significative (ANNEXE 1).

16

EDF – Sûreté nucléaire 1989. Rapport de Synthèse sur la sûreté nucléaire à EDF en 1989. Pierre Tanguy, 8 janvier 1990.

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I.5 – Indisponibilité de l’alimentation électrique de sauvegarde I.6 – Mise en sécurité des installations I.7 – Mesures préventives technologiques Le retour d’expérience de l’accident de Fukushima montre que l’écoulement d’eau contaminée balayant le corium pourrait présenter en surface, un débit de dose de l’ordre de 1 000 mSv/h. Aussi paraîtrait-il judicieux d’avoir édifié préalablement autour des piscines des murs (béton lourd ?) d’épaisseur suffisante pour ramener le débit de dose derrière ces murs à une valeur acceptable ; cela afin de permettre les interventions de réalimentation en eau. Si la réduction du stock d’éléments combustibles irradiés sur le site de La Hague était entreprise sous forme d’objectif, ces constructions anticipatives seraient alors réduites à l’équipement d’une seule piscine par exemple.

Les opérations d’assainissement et de récupération des installations après un accident exigent de déposer au préalable un film de résine pour fixer les radioéléments et récupérer ensuite ce film contaminé et irradiant sous forme de déchets. Cette technique pourrait être facilitée pour sa mise en œuvre en prévoyant une traversée des Cannes à "Sprayer" dans les protections biologiques rapportées autour des ouvrages, en sélectionnant préalablement à tout accident la nature des résines qui seraient alors éventuellement utilisées et en déterminant à l’avance les surfaces à couvrir.

I.8 – Questions de santé publique La prophylaxie de l’irradiation de la glande thyroïde par l’iode 131 repose sur la prise préventive d’iode stable (comprimés mis à disposition préalablement). Cependant il est dangereux d’en prendre « par précaution » car son efficacité est limitée dans le temps (48 heures). Elle est prescrite par le préfet 5 heures à une demi-heure avant le passage du nuage radioactif dans le cadre d’un PPI et ne protège que de l’iode radioactif. Elle est prioritaire pour les femmes enceintes et les jeunes de moins de 20 ans. Au-delà de 40 ans, le bilan du rapport bénéfice / risque ne plaide pas en faveur d’une administration systématique d’iode stable. Les contre-indications chez les femmes enceintes et les jeunes concernent quelques pathologies immunologiques rarissimes préexistantes dont les patients sont le plus souvent informés. Il n’existe pas de véritable allergie à l’iode sous sa forme iodure de potassium. Une 2ème prise peut se justifier en fonction de la cinétique de l’accident, sauf chez la femme enceinte et l’enfant de moins d’un mois (qui devront donc faire l’objet d’une évacuation prioritaire). Il est contre-indiqué de prendre un comprimé d’iode stable après le passage d’un nuage radioactif car cela peut empêcher l’élimination de l’iode radioactif qui aurait été incorporé précédemment17.

Pour le suivi des populations ayant bénéficié de cette prophylaxie, une surveillance clinique par le médecin traitant est recommandée ; des examens spécifiques sont nécessaires pour le nouveau-né (dosages hormonaux deux semaines après la prise) et chez la femme enceinte (surveillance échographique du fœtus). La section de la radioprotection du Conseil supérieur d’hygiène publique de France (CSHPF) recommande qu’un protocole d’évaluation épidémiologique soit établi par l’InVS pour déterminer à l’avance les modalités de surveillance des populations ayant bénéficié de cette prophylaxie (réf : Avis du 7 décembre 2004 du CSHPF relatif à la protection des populations par l’iode stable en cas d’accident nucléaire).

Selon différents organes de presse du vendredi 5 août 2011 : à la veille de la commémoration du 6 août 1945, date de l'explosion de la bombe d'Hiroshima, c’est une annonce extraordinaire concernant plus de 2 millions de personnes à Fukushima, que

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Henri Métivier, Sciences et Avenir, avril 2004

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rapporte le magazine américain « Science » dans son dernier numéro daté du 5 août18. « Les chercheurs japonais vont lancer une étude épidémiologique parmi les plus ambitieuses jamais menées sur les effets des radiations à faibles doses. La population ciblée comprend tous les résidents de la préfecture de Fukushima, soit plus de 2 millions de personnes. De surcroît « tous les 380 000 jeunes de moins de 18 ans recevront un examen de la thyroïde ». Cette étude va durer au moins trente ans.

I.9 – Gouvernance - Rôle et moyens des CLI I.10 – Exercices de crise I.11 – Contrôle de l’environnement :

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Vol. 333 n°. 6043 pp. 684-685.

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Questions : Réponses Auditions Thèmes généraux communs aux installations nucléaires de La Hague et de Flamanville I.1 - Fourniture au public des Rapports de Sûreté Question n°1 : Permettre la consultation des rapports de sûreté dans les locaux de l’exploitant ?

EDF : Consultations possibles sur site avec présence d’experts et informations fournies sur demandes précises pour les soumettre aux juristes d’EDF. Pas de photocopies possibles des documents fournis (possibilité de prise de notes).

Les rapports de sûreté ont été mis à disposition le 2 mai dernier à 2 membres du groupe de travail et ceux-ci reformuleront une demande complémentaire auprès des services de communication d’EDF concernant un rapport qu’ils n’ont pu consulter concernant le bâtiment combustible. (Pour information, le rapport préliminaire de sûreté pour l’EPR est public et consultable sur internet).

AREVA : La consultation des rapports de sûreté par des représentants de la CLI est possible et a été réalisée en février et mars 2012 selon des modalités convenues garantissant la préservation des savoirs industriels et de la protection contre la malveillance.

Complément d’information de la CLI : Signature d’une convention de consultation des documents pour AREVA. Question n°2 : Comment gérer l'absence d'information ou la mauvaise information ?

EDF : Si les demandes sont claires et validées par le service juridique, EDF ne fera aucune obstruction à la mise à disposition des informations sur place.

L’aval des services juridiques est nécessaire concernant l’aspect confidentiel défense et certaines clauses relevant du droit commercial.

Il n’y a pas absence d’information ni mauvaises informations du fait d’EDF. AREVA : Au-delà de ce que la loi demande au travers de la loi Transparence et Sûreté Nucléaire, AREVA applique depuis son origine une politique d'ouverture et de transparence.

A ce titre, beaucoup d'informations sont fournies au sein par exemple de la Commission Locale d'Information ou au travers de différents rapports annuels. Par contre, les informations relatives au secret défense ou au secret commercial ne peuvent être communiquées.

Préfecture : Depuis la traduction de la loi TSN dans le code de l’environnement sur la sûreté nucléaire, c’est ce dernier qui garantit l’accès à l’information pour les membres d’une CLI. L’ASN .est garante de l’application de ce principe.

Ces informations entrent dans le cadre de la transparence et doivent être communiquées par les exploitants des 3 sites nucléaires civils de la Manche.

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Et ceci dans le cadre de l'ordonnance N°2012-6 du 5 janvier 2012 modifiant les livres Ier et V du Code de l'environnement-Chap. V -Titre II -Livre Ier -section 2 dispositions propres aux activités nucléaires Sous section 1 : Droit a l'information Sous section 2 : Transparence en matière nucléaire Sous section 3 : Les commissions locales d'information.

ANDRA : Le rapport de sûreté du CSM 2009 [référence SUR RP ACSM 08 0017] a été transmis aux membres de la CLI Andra lors de l’Assemblée générale du 13 octobre 2010, accompagné d’un texte à destination du grand public, résumant les évolutions et les points importants du document.

Par ailleurs, les autres documents techniques de l’Agence sont disponibles sur simple demande au service communication.

L’ASN indique que suite à la codification de la loi TSN dans le code de l’environnement, l’article 19 de la loi TSN est devenu l’article L.125.10 du code de l’environnement. En particulier, il donne notamment à toute personne le droit d’obtenir les informations détenues par l’exploitant d’une INB sur les risques liés à l’exposition aux rayonnements ionisants et les mesures de sûreté et de radioprotection prises pour les réduire (par exemple les rapports de sûreté). Il existe une limite à cet exercice, dont les conditions sont définies aux articles 124-1 à 124-6 du code de l’environnement : il s’agit des informations correspondant à un secret industriel ou protégées par le secret de la Défense nationale. À la question des limites éventuellement mouvantes du secret industriel, en particulier si des difficultés d’accès aux informations de l’exploitant sont constatées, il convient d’en faire part à l’ASN. À la question de la communication des réponses de l’exploitant aux lettres de suites d’inspection, l’ASN confirme que ces informations entrent a priori dans le cadre de cet article et que l’exploitant doit communiquer les informations relatives à celles-ci en cas de demande (on compte une centaine de lettres de suites d’inspection par an pour les 3 sites nucléaires civils de la Manche).

I.2.2 - PUI / Plan d'Urgence Interne Question n°3 : Dans une situation de catastrophe, le Préfet et/ou l'ASN disposent-ils du pouvoir d'imposer aux exploitants l'arrêt immédiat des installations ou toute autre mesure ressortant du principe de précaution ?

Préfecture : Depuis 2006, l’article L.593.21 du code de l’environnement donne le pouvoir au ministre de l’environnement, sur instruction conjointe de l’ASN, d’imposer la suspension d’une installation en cas de risques graves et imminents ; l’article L.593.22 donne le même pouvoir à l’ASN en cas de risques graves et imminents (prise de décision autonome avec information du ministre de l’environnement).

Pendant le déroulement d’un PUI, l’ASN avec l’appui technique de l’IRSN apportent les connaissances techniques nécessaires aux autorités de l’État pour prendre ou non la décision de déclencher le PPI. ASN : Oui, c’est juridiquement possible. L’article L.593.22 du code de l’environnement donne le pouvoir à l’ASN d’imposer l’arrêt (les termes de l’article parlent de suspension à titre provisoire et conservatoire du fonctionnement de l’installation) d’une installation en cas de risques graves et imminents (prise de décision autonome avec information du ministre de l’environnement). En dehors de ce cas précis, l’article de loi L.593.21 donne au ministre le pouvoir de suspendre le fonctionnement d’une installation en cas de risques graves ; sauf cas d’urgence, cet article prévoit un avis préalable de l’ASN, et que l’exploitant puisse présenter ses observations.

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A la question de l’arrêt d’une installation en application du principe de précaution, le niveau de sûreté actuel ne nécessite actuellement aucune fermeture au nom de ce principe.

Par le passé, et dans d’autres domaines d’activités, l’ASN a suspendu des autorisations. Par exemple, dans le domaine de la radiothérapie, l’ASN a déjà suspendu des autorisations de centre qui ne disposaient pas de l’effectif en radio-physiciens suffisant pour garantir la sécurité des patients (par exemple un seul présent sur les deux nécessaires).

Question n°4 : Le préfet, l'ASN et l'IRSN sont informés par l'exploitant dès le déclenchement d'un Plan d'urgence interne. Quel est l'organigramme de la prise de décision lors du déroulement d'un PUI ?

EDF : Dans le cadre du plan d’urgence interne (PUI), un chef d’exploitation est présent sur deux tranches en salle de commande 24 heures sur 24. Il dispose des procédures lui permettant de prendre en compte les alarmes et paramètres de l’installation qui peuvent nécessiter la mise en œuvre d’un PUI. Les critères de déclenchement du PUI sont discutés avec l’équipe de direction d’astreinte 24h sur 24 ; si les 2 avis convergent, la décision finale de l’entrée en PUI revient de toute façon au membre de la direction d’astreinte.

Le PUI enclenché, un système automatique appelle l’ensemble des ressources d’EDF ; puis les pouvoirs publics et l’ASN (en fait tous les acteurs concernés par le PUI listés dans la procédure) sont appelés par téléphone, directement par le PCD1 (Directeur d’astreinte). Tous ces moyens sont régulièrement testés lors d’exercices.

En dernier recours, le chef d’exploitation en quart, s’il ne parvient pas à contacter le Directeur d’astreinte, a le pouvoir de déclencher le PUI. AREVA : Le circuit d'alerte passe par l'ingénieur sûreté d'exploitation (présent 24h/24) ou le Chef d'Installation du bâtiment concerné qui en informe la Direction de l'Etablissement (assurée 24h/24 par un système d'astreinte). La Direction du site met en place l'organisation PUI (Plan d'Urgence Interne), alerte les autorités concernées (préfecture, ASN...) et pilote les opérations de gestion de crise du site.

Préfecture : La préfecture suite aux retours d’expérience et aux scénarios joués lors d’exercices d'urgence nucléaire et radiologique engage lorsque c'est utile le déclenchement du PPI en mode réflexe si la cinétique de l’évènement est rapide ou en mode concerté si l’état de l’installation le permet. Ces dispositions maintiennent la sensibilisation et la mobilisation de tous les acteurs de la chaîne de sauvegarde des populations a un haut niveau de performance, d’où une évolution du passage rapide du déclenchement du PUI par l’exploitant vers un déclenchement du PPI en mode reflexe.

Dans le cadre du déclenchement du PPI en mode reflexe l’exploitant est à même d’activer lui même la sirène d’alerte de la population du site industriel (convention exploitant- Préfecture)

Exploitants

Exploitant Impact interne Déclenchement Information au site

PUI

Préfet

Préfet Impact externe Déclenchement au site

PPI

ASN Document PUI (+Avis CHSCT) : Soumis à l'ASN

Direction Nationale des Exploitants

Document Public

Communicable à la CLI sur demande

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Clarification des termes « PPI » et « Plan ORSEC » : Depuis la loi de modernisation de la sécurité civile 2004-811du 13 août 2004 et ses décrets d’application du 13 Septembre 2005 Le Plan ORSEC (décret 2005-1157 du 13 aout 2005) désigne l’Organisation de la Réponse de SEcurité Civile.

Le plan ORSEC comprend un tronc commun de dispositions générales applicables à tous types de risques auquel sont adjointes des dispositions spécifiques à certains risques particuliers (sanitaire, malveillant, radiologique, technologique).

Volet du plan ORSEC, le PPI concerne les installations définies dans le décret : 2005-1158 Ce sont en particulier les installations Nucléaires de Base (INB), Installations Classées pour la Protection de l’Environnement (ICPE) et stockages souterrains de gaz naturel ou d’hydrocarbures entre autre : Décret 2005-1158 relatif au Plan Particulier d'Intervention PPI Chapitre Ier Article Ier : caractéristiques des installations et ouvrages dont les risques imposent un plan particulier d'intervention ANDRA : Le Plan d’urgence interne (PUI) est un outil de gestion de crise de l’exploitant à l’intérieur de son installation. Il est déclenché par le Directeur de Centre (ou par l’Ingénieur d’astreinte en dehors des heures ouvrées). L’organisation proposée comporte un poste de commandement de direction (PCD) placé sous la responsabilité du Directeur du Centre ; ce PCD gère les relations avec l’extérieur (tutelles, ASN, presse, etc.). Un poste de commandement avancé (PCA) localisé au plus près du lieu d’intervention, transmet les informations au Directeur du Centre.

ASN : Dans le cadre du plan d’urgence interne (PUI), l’organisation mise en place est interne à l’installation nucléaire de base. Ainsi, seul l’exploitant en est responsable. Il doit néanmoins informer sans délai l’ASN et le préfet d’un incident ou accident.

Dans l’hypothèse d’une situation plus grave (avec activation du plan particulier d’intervention), le préfet organise les secours et la protection des populations en dehors de l’installation nucléaire de base. L’exploitant reste responsable de la sûreté de son installation.

IRSN : Le plan d’urgence interne est un document établi par l’exploitant, soumis à l’approbation de l’ASN après avis de l’IRSN. Il fait partie du dossier remis par l’exploitant lors de sa demande de mise en service d’une installation. Il définit en particulier le processus et les critères d’alerte des autorités en cas de déclenchement du PUI. C'est l'astreinte direction du site nucléaire (appelé PCD1 chez EDF) qui décide du déclenchement du PUI sur le site. Il est le seul décideur en la matière.

En cas de déclenchement d’un PUI radiologique, outre l’alerte du préfet, l’astreinte direction de l’exploitant alerte l’ASN en activant un automate géré par l’ASN. Cet automate relaie l’alerte auprès des différents agents concernés de l’ASN ainsi que du personnel d’astreinte de l’IRSN, conduisant de manière réflexe à l’activation des centres de crise nationaux (PCDASN et CTC-IRSN).

Le Centre technique de crise (CTC) de l’IRSN, situé à Fontenay-aux-Roses, est le lieu où l’IRSN réalise en situation de crise des évaluations de l’accident en cours et de ses conséquences, en appui des autorités. Il a accès aux données techniques sur l’installation accidentée et sur les mesures de radioactivité. Le CTC est équipé de liaisons techniques spécifiques, y compris une liaison satellitaire au besoin. L’IRSN dispose également d’un centre de crise de repli dans un autre bâtiment.

Question n° 5 : Quelles sont les dispositions prises par le PUI et le PPI concernant les transports sur le site d'AREVA et sur le terminal ferroviaire de Valognes ? Si le transport est considéré hors PPI, y a t-il des dispositions pour diffuser l'information au niveau local en cas de situations accidentelles ? Y a-t-il risque de criticité lors des transports ?

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AREVA : Pour un accident survenant sur le site de La Hague, c'est l'organisation PUI (Plan d’Urgence Interne) qui serait déroulée, de manière classique.

En ce qui concerne un accident survenant au terminal ferroviaire de Valognes, c’est le plan d’Urgence Interne de la Business Unit Logistique (BU) Logistique qui serait activé. Des exercices ont régulièrement lieu sur cette thématique.

S'agissant des risques d'accidents de transports de matières entre deux sites nucléaires, il existe en France un dispositif national qui s’appuie notamment sur les plans départementaux ORSEC-TMR (Transports de Matières Radioactives). AREVA (au travers de la BU Logistique) dispose, par ailleurs d’un plan d’urgence appelé PUI-T. Celui-ci couvre les phases d’alerte, d’analyse de la situation et d’intervention sur le terrain suite à un incident ou un accident de transport de matières radioactives. Il est complété par la mise en place de protocoles d'interface de gestion de crise avec les différentes entités et sites d’AREVA. Il permet à la BU Logistique de mettre à la disposition des Autorités compétentes des moyens humains spécialisés et des matériels spécifiques. L’ensemble de ce dispositif est testé chaque année avec les principaux acteurs à l’échelon national.

Nous rappelons que pour chaque transport, les préfectures sont averties par le COGIC (Centre Opérationnel de Gestion Interministérielle de Crises) des transports transitant par leur département. Le COGIC assure, sous l’autorité du Ministère de l’Intérieur, des responsabilités opérationnelles dans le domaine de la gestion et du suivi des transports de matières radioactives. Enfin s’agissant du risque de criticité, il faut savoir que les emballages de transport de matières nucléaires font l'objet d'agréments qui intègrent les dispositions de sûreté-criticité ; en particulier, ils sont sous-critiques même en condition accidentelle et pourvus de matériaux neutrophages.

Pour mémoire, en près de 50 ans d'expérience, aucun accident majeur lié à un transport nucléaire n'est à relever. Les emballages sont soumis à des épreuves sévères (immersion, chute, feu...).

Préfecture : Le terminal ferroviaire de Valognes est rattaché à l'entité Business Unit Logistique, Filiale d’AREVA, qui possède son propre PUI sur le terminal.

La phase de transport en extérieur, du site nucléaire au terminal, correspond à un PUI spécifique « Transport » dont la mise en application revient à la filiale Business Unit transport, laquelle gère la crise ; les premières mesures sont l’évacuation des personnes dans un rayon de 100 mètres autour de l’accident et l’alerte de la (ou des) mairie(s) concernée(s) ainsi que les services de secours et le préfet Au niveau départemental, l’information sur les risques majeurs est consignée dans un Dossier Départemental sur les Risques Majeurs (DDRM) établi par le Préfet et révisé en 2006 en ce qui concerne la Manche. Les maires des communes concernées y trouvent les informations relatives aux risques majeurs de leur commune (procédures, servitudes, arrêtés, cartographie des zones exposées,). Sur la base de ces informations, les maires établissent leur Plan communal de sauvegarde (PCS), obligatoire pour toute commune intégrée dans un PPI. Le PCS décrit les scénarios d’accident, les moyens d’alerte et de sauvegarde (consignes d’évacuation, réquisition de gymnases,...), et définit l’information préventive à délivrer à la population en fonction des risques connus.

En ce qui concerne les établissements scolaires, la circulaire n°2002-119 du 29 mai 2002 demande que chacun d’entre eux élabore un Plan Particulier de Mise en Sûreté (PPMS) ; son objectif est la préparation à une situation de crise liée à la survenue d'un accident majeur : assurer la sécurité des élèves et des personnels en attendant l'arrivée des secours extérieurs et appliquer les directives des autorités. Il doit être adapté aux spécificités de l'établissement scolaire et prend en compte les risques majeurs liés à son environnement, ses composantes (effectifs, qualité du bâti...), mais aussi la prise en charge particulière des élèves et personnels lors des activités « extra-muros » (http://www.iffo-rme.fr/content/leppms#pourquoi_un_PPMS_2).

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I.2.3 - PPI / Plan Particulier d’Intervention Question n°6 : Comment informer les populations et organiser leur évacuation quand il n'y a plus ni électricité ni liaisons téléphoniques ?

Préfecture : Pour continuer d’informer dans une telle situation, les pouvoirs publics disposent de 3 moyens : 1. A destination des populations : Radio France par l’intermédiaire de France Bleu Cotentin se trouve en mesure de continuer à émettre sur sa zone de service, en absence d’alimentation électrique directe grâce à de multiples dispositifs technologiques, Opérationnels et organisationnels qui participent de la protection et éventuellement de la résilience de l’établissement (exemple groupe électrogène et d’onduleur etc…)

2. A destination des réseaux Opérationnels de Sauvegarde des populations : Les systèmes de liaisons HF entre la préfecture et les services de polices et gendarmerie. Réseau de communications en préfecture COD éventuellement l’utilisation de téléphone satellitaire 3. Les radio locales indépendantes qui n’ont pas contracté de façon formelle l’obligation d’émettre en cas d’évènement de sécurité civile relèvent cependant du « Décret n°20051269 du 12 octobre 2005 relatif au code d'alerte national et aux obligations des services de radio et de télévision et des détenteurs de tout autre moyen de communication au public et pris en application de l'article 8 de la loi n° 2004-811 du 13 août 2004 de modernisation de la sécurité civile . Elles seront donc naturellement intégrées au dispositif d’alerte et d’information des populations lors de la survenue d’un évènement de sécurité civile Question n°6 bis : Quand on est propriétaire d'un camping et sachant que le code du travail interdit à un chef d'entreprise de mettre ses salariés en position de risque, comment obliger le personnel en cas d'alerte, à rester à son poste, à s'assurer en faisant le tour des emplacements que les campeurs quittent le terrain, en tenant compte des explications qui nécessiteront beaucoup de temps à du personnel saisonnier ? Le personnel aura quitté l'établissement avant les campeurs et le gérant de l'établissement sera seul et calfeutré dans son bureau.

Préfecture : Ayant constaté par le passé une tendance au déni du risque par certains exploitants, la Préfecture organise, auprès des campings situés en zone à risque, des réunions d’informations pour tous les types de risques (inondation, risque chimique, risque radiologique) en vue de garantir la sécurité de leurs campeurs. Cette démarche s’accompagne notamment d’une campagne d’affichage d’informations sur les risques locaux et sur les procédures d’alerte à l’entrée des établissements. Les campings doivent disposer d’un local en dur disponible pour lorsqu’une mise à l’abri est prescrite par une autorité (à défaut, un accord avec une mairie doit permettre un accès à une salle publique) ; ces dispositions font l’objet d’un règlement particulier. Les salariés du camping sont acteurs de la sauvegarde de leur clientèle et ne relèvent en aucun cas des acteurs du secours à personnes, cette compétence étant dévolue moyens de secours dépêchés par une autorité.

A ce titre, les moyens publics de secours à personnes, pompiers entre autre prendraient naturellement le relais des actions de sauvegarde préalablement engagées par l’exploitant de camping pour évacuer les campeurs ou les mettre à l’abri selon analyse de risques Question n°7 : Ne serait-il pas nécessaire de repenser le dispositif d'information de la population dans l'éventualité d'une gestion de crise avec cumul de dysfonctionnements des services publics ?

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Préfecture : Lors du dernier exercice, il a été constaté que les sirènes étaient peu audibles et certaines même ne se sont pas enclenchées. La diffusion des messages d’alerte par France Bleu Cotentin a été un bon support et le système SAPPRE a bien fonctionné (Système d’Alerte des populations en Phase Réflexe). Un système national d’alerte et d’information des populations est à l’étude, avec une mise en place prioritaire dans les secteurs à risques dans les 2 ans. En plus des moyens mobiles (véhicules avec haut-parleurs : EMA équipements mobiles d’alerte) pour informer la population d’une mise à l’abri et à l’écoute de la radio, des moyens supplémentaires de communication sont en projet : envois de SMS individuels, panneaux d’affichage à messages variables dans les villes.

Compte-tenu de la mauvaise couverture du réseau de téléphonie mobile, le Conseil général a pris le dossier en main depuis plusieurs années : installation de nouvelles antennes relais, passage à la fibre optique sur une grande partie du territoire départemental,…

Questions n°8 & n°9 : La couverture radio est connue pour être insuffisante sur le plateau de La Hague. Estelle opérationnelle dans le périmètre du PPI en cas de situation de crise ?

Peut-on solliciter les pouvoirs publics pour demander la participation de radios locales en plus de celle définie par le PPI ?

Préfecture : Le réseau France Bleu relève du groupe de radiodiffusion public Radio France dont l’actionnaire unique est l’Etat. Il existe à ce titre, entre Radio France et l’État, un corpus législatif réglementaire, contractuel et collaboratif qui fixe des engagements mutuels, notamment en cas de survenue d’un évènement majeur de sécurité civile. En vertu de ces engagements, la société Radio France dispose de différents dispositifs lui permettant d’assurer la continuité de ses missions sur les territoires et d’augmenter sa capacité de résilience. A titre d’illustration l’un des éléments concourant a la résilience du réseau France bleu réside dans l’acquisition de groupes électrogènes permettant d’obtenir une continuité de service, et ce même sans délivrance de courant par EDF. Un autre versant de ces engagements a trait à un accès privilégié aux différentes sources d’énergie pour pouvoir continuer à émettre en toutes circonstances. Radio France possède au niveau territorial un réseau de 43 stations France Bleu, emprises locales de proximité et une emprise nationale regroupant les radios a rayonnement national, entre autres les radios France Inter et France Info.

En ce qui concerne la Hague, France Bleu émet sur la fréquence 99.8 MHz et pour Flamanville France Bleu Nord Cotentin émet sur 100.4 MHz. France Bleu se fait aussi le relais entrant et sortant des messages à destination des autorités vers la population et vice versa.

Sur la base réglementaire du « Décret n°2005-1269 du 12 octobre 2005 relatif au code d'alerte national et aux obligations des services de radio et de télévision et des détenteurs de tout autre moyen de communication au public et pris en application de l'article 8 de la loi n° 2004-811 du 13 août 2004 de modernisation de la sécurité civile . L’État a signé des conventions qui couvrent les obligations faites à Radio France et France télévision de mettre à disposition les moyens de communication nécessaires à la sauvegarde de la population.

Par extension, en mode dégradé, tous les vecteurs d’alerte et d’informations seraient saisis.

Question n°10 : Quels sont les moyens passifs de mise en sécurité des installations nucléaires dans une telle situation de panne généralisée des moyens électriques et électroniques ?

EDF : Voir réponse en Q° n°59 AREVA : En cas de perte électrique, les fonctions secourues sont alimentées par la Centrale Autonome, les éléments de surveillance importants pour la sûreté sont alimentés par un système de batteries et onduleurs, les fonctions importantes pour la sûreté sont assurées par

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une alimentation avec des groupes diesels autonomes et redondants situés près des bâtiments concernés. Par ailleurs, en cas de perte totale d'énergie, les équipements du procédé (vannes réglantes, registres, ...) se mettent automatiquement en position de sécurité.

ASN : Il s’agit d’une question pour l’exploitant.

CHSCT EDF : Les systèmes passifs se répartissent de la façon suivante selon les 3 fonctions de sureté : Fonction confinement : Environ 50 recombineurs statiques d’hydrogène installés dans le bâtiment réacteur (BR) en 2007- 2008 ; Fonction refroidissement : Injection automatique d’eau par le biais d’accumulateurs d’air du Système d’Injection de Sécurité (RIS) : ce système, prévu à la conception, doit injecter de l’eau borée dans le circuit primaire afin de limiter le temps de dénoyage du cœur en cas d’accident : 4 accus de 20m3 gonflés à l’azote. Il n’existe pas pour les tranches REP d’autre moyen passif d’injection d’eau pour la fonction refroidissement du circuit primaire ; Fonction contrôle de la réactivité : Arrêt automatique des réacteurs provoqué par la chute des barres de contrôle.

L’EPR quant à lui, dispose d’un moyen passif de réinjection prévu à la conception : réserve d’eau à l’intérieur située au dessus du réacteur.

CHSCT AREVA élargi19 : En cas de perte totale d'énergie, les équipements du procédé (vannes, …) adoptent une position sûre.

Par ailleurs, des ensembles batteries-onduleurs, une centrale autonome, des groupes de secours installés sur les bâtiments, et des groupes mobiles provisoires permettent d'alimenter électriquement des fonctions importantes pour la sûreté. Le problème des coussinets (qui concerne les groupes des deux sites) est sur le point d’être résolu et tous les groupes seront opérationnels courant juin.

La CLI fait remarquer que la réponse évoque des moyens actifs alors que la question portait sur des moyens passifs. Ainsi l’EPR a des moyens actifs de sauvegarde tandis que l’AP1000 dispose de moyens passifs (différence de pression, accumulateur local), lesquels sont plus sûrs en cas de panne généralisée (et constituent un argument de vente).

I.2.3.2 - Périmètre d'Application du PPI Question n°11 : La zone d'évacuation ne devrait-elle pas être définie en fonction des retombées effectives et donc de la dose estimée à distance et au cours du temps ?

Préfecture : Les zones d’évacuation ou de mise à l’abri et à l’écoute figurant dans le PPI sont des périmètres reflexes d’intervention résultant des études de danger avalisées par l’ASN. Le PPI en mode réflexe définit un périmètre de mise à l’abri et à l’écoute (rayon de 2 km autour du site de La Hague, 5 km en ce qui concerne le CNPE de Flamanville) qui est valable pour un scénario à cinétique rapide (rejets prévisibles en deçà de 6 heures définissant un périmètre de danger immédiat). Mais, dès que les résultats de mesures sont disponibles, et les éléments de connaissance de l’évènement récupérés auprès de l’exploitant , de l’IRSN, de l’ASN , de la CMIR ,de météo France , la zone de danger est redéfinie en fonction des prévisions de dispersion et des retombées radiologiques prospectives grâce à une collaboration de l’ensemble des acteurs de l’expertise radiologique, technologique et météorologique .

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Elargi aux représentants des entreprises prestataires

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Lors d’un accident à cinétique lente (rejets prévisibles au delà d’un délai de 6 heures) : le PPI est dit alors en mode concerté et les périmètres d’intervention peuvent davantage reposer sur l’expertise nationale et les résultats de mesures ; ces zonages sont fonction de la situation sur le terrain et peuvent dépasser les périmètres théoriques définis dans le PPI. IRSN : L’évacuation d’urgence est l’une des actions de protection des populations prévues par les PPI, dans le cadre du dispositif ORSEC. Comme les autres actions de protection d’urgence (mise à l’abri, prise d’iode stable), son objectif est de réduire les doses susceptibles d’être reçues à court terme par les populations qui pourraient être exposées directement au panache radioactif (voir schéma ci-après).

En cas d’accident, les actions de protection d’urgence (le cas échéant l’évacuation) sont définies par le préfet en fonction des prévisions de doses à court terme (24 h) qui lui sont fournies. Ces prévisions sont effectuées par l’exploitant et, de façon indépendante et contradictoire, par l’IRSN (CTC) en appui de l’ASN et des pouvoirs publics. Elles reposent sur une méthode dite « Diagnostic/Pronostic » (voir ci-après) tenant compte des données techniques sur l’accident en cours et des mesures environnementales disponibles. Ces prévisions sont régulièrement mises à jour en fonction de l’évolution de l’accident et des données nouvelles, ce qui permet au préfet de faire évoluer les zones de protection au cours du temps, si cela s’avère nécessaire.

Les doses prévisionnelles (dose efficace et dose équivalente à la thyroïde) sont calculées en considérant la catégorie de personnes la plus sensible à l’exposition aux rayonnements ionisants (enfant de 1 an), en supposant qu’elle reste en un point donné sans protection (à l’air libre), pendant toute la durée considérée par le calcul.

Les prévisions de doses peuvent être mises à jour toutes les heures en fonction de l’état de dégradation du combustible.

Ces estimations de dose sont fonction de la concentration prévisible des radionucléides dans l’air, de la durée de l’exposition, de l’âge des personnes. Elles portent d’abord sur les doses (efficaces et, le cas échéant, équivalentes à la thyroïde) résultant de l’exposition au panache radioactif (irradiation externe, inhalation) qui est la source prépondérante d’exposition à court terme ; elles portent aussi sur la dose résultant de l’ingestion de denrées alimentaires contaminées, en vue de la mise en place des zones de restrictions de consommation de ces

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denrées. La mise en place des actions de protection d’urgence prévues dans le PPI tient compte des niveaux d’intervention suivants : 10 mSv en dose efficace projetée pour la mise à l’abri et à l’écoute ; 50 mSv en dose équivalente à la thyroïde projetée pour la prise d’iode stable ; 50 mSv en dose efficace projetée pour l’évacuation.

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Question n°12 : Ne faudrait-il pas repenser les procédures d'évacuation et de regroupement suite au retour d'expérience de Fukushima montrant que des contaminations ont été enregistrées à plus de 80 kms ?

Préfecture : Le scénario le plus pénalisant comprend l’évacuation de Cherbourg, ce qui correspond à l’évolution du PPI vers un plan ORSEC classique. Dans le cadre des exercices réalisés, une organisation logistique est mise en place par zones, sur la base du recensement de tous les moyens d’évacuation et en suivant les directives du plan : participation du SDIS, réquisition de gymnases, camps de regroupement, gestion du trafic.

ASN : Le plan particulier d’intervention correspond à la phase d’urgence (premières heures).

Activé sous la responsabilité du préfet, son objectif est d’organiser la protection des populations à l’extérieur de l’installation nucléaire et il définit plusieurs rayons d’actions de protection autour du site (2 km et 5 km pour le site de La Hague ; 2 km, 5 km et 10 km pour un CNPE). Dans chacun de ces périmètres, sur avis de l’ASN et selon les informations sur la nature du risque, plusieurs actions peuvent être proposées : la mise à l’abri et à l’écoute, l’évacuation et, pour le CNPE de Flamanville qui présente un risque de rejets d’iode radioactif en cas d’accident, la prise de comprimés d’iode stable.

La fin des rejets radioactifs marque l’entrée dans la phase post-accidentelle dont la gestion se réfère aujourd’hui aux travaux du CODIRPA (Comité directeur pour la gestion de la phase post-accidentelle). Le CODIRPA a été mis en place dans l’objectif de répondre aux problèmes complexes posés lors de cette phase qui suit l’accident et où la zone est susceptible de présenter une contamination due aux rejets accidentels de l’installation : la gestion sanitaire des populations, les conséquences économiques ou la réhabilitation des conditions de vie dans les zones contaminées.

Le groupe de travail N°2 du CODIRPA (« Interdiction de consommation et restriction de commercialisation des denrées ») a proposé la mise en place d’un périmètre de zonage selon 2 zones tenant compte de l’éloignement et de la contamination :  ZPP = Zone de Protection des Populations (interdiction de consommer les denrées produites localement) ;  ZST = Zone de Surveillance du Territoire (surveillance de la commercialisation des denrées).

Ces zones se basant sur des évaluations de la contamination et sur les conséquences pour les résidents sur de longues périodes, elles sont sans lien direct avec les zones du PPI et elles peuvent donc être plus ou moins étendues que celles-ci.

Les travaux du CODIRPA, consultables sur www.asn.fr ne sont à ce stade que des recommandations qui devront être adaptées à la lumière des enseignements de l’accident de Fukushima.

Ainsi, compte-tenu de ces éléments, sur le fond de la question, il convient de distinguer ce qui est du ressort de la phase d’urgence (24 premières heures environ) de ce qui est du ressort du post-accidentel. Aujourd’hui, seule la phase d’urgence est réellement opérationnelle et il conviendra que l’Etat adapte au niveau local les recommandations du CODIRPA. Ceci est de la responsabilité de la préfecture.

Remarque de l’ASN après l’audition : les recommandations du CODIRPA ont été testées lors de l’exercice de crise de Flamanville du 28 juin dernier.

Question complémentaire de la CLI : Quelle est la place des différents pouvoirs publics dans les prises de décisions en postaccidentel ?

Lorsque l’on sort de la phase d’urgence, le CODIRPA prévoit que les premiers zonages postaccidentels soient définis par le préfet. Le CODIRPA a également évoqué l’implication des populations et recommande que ce zonage soit adapté dans le temps à l’évolution de la

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situation et qu’il puisse faire l’objet à cette occasion d’une consultation plus large avec les élus et les acteurs économiques locaux.

IRSN : Les zones d’évacuation d’urgence planifiées dans les PPI sont destinées à permettre l’engagement rapide des premières évacuations dans les territoires les plus immédiatement impactés par un panache radioactif. En cas de rejet se prolongeant, d’autres territoires, initialement moins exposés, pourraient être évacués à leur tour dans le cadre du dispositif ORSEC de la protection civile (cf. DGSCGC pour plus d’explication), en fonction des doses prévisionnelles (ou sur la base d’autres considérations, par exemple la difficulté de maintenir une mise à l’abri prolongée).

L’évacuation d’urgence, propre à la phase d’urgence d’un accident, ne doit pas être confondue avec l’éloignement (immédiat ou différé, temporaire ou prolongé) des populations qui pourrait être décidée au début de la phase post-accidentelle ou ultérieurement (cf. doctrine CODIRPA), pour se protéger du rayonnement émis par les dépôts rémanents dans les territoires contaminés. Ces zones d’éloignement seraient définies à partir d’indicateurs dosimétriques différents que ceux de la phase d’urgence : doses prévisionnelles au cours du premier mois, pour l’éloignement mis en place à la sortie de la phase d’urgence ; dose prévisionnelle du 2ème au 13ème mois après l’accident, pour l’éloignement différé. Ces zones d’éloignement peuvent être plus étendues que la zone d’évacuation d’urgence prévue dans les PPI mais n’ont pas à être prédéfinies au stade de la planification.

Les objectifs de l’IRSN sont de fournir à la préfecture dans les meilleurs délais, tous les éléments lui permettant de définir la ZPP (Zone de Protection des Populations) en fonction des doses prévisionnelles.

Voir les illustrations pour le cas de Fukushima dans les pages suivantes :

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Question n°13 : Quels outils théoriques de modélisation sont utilisés pour déterminer l'impact géographique en tenant compte des paramètres de l'accident et de la météo ?

Préfecture : Une carte des zones impactées est définie conjointement avec les services de météo-France et l’IRSN pour diffusion. Un groupe de travail du CODIRPA a travaillé sur le sujet : « évaluation des conséquences radiologiques et dosimétriques en situation postaccidentelle ».

ASN : La détermination des périmètres est définie en fonction de différents éléments. L’IRSN dispose par exemple d’outils utilisés en cas de PPI. La question relative aux zonages proposés par le CODIRPA (ZST, ZPP) pourrait donc être posée à l’IRSN. En outre, un groupe de travail du CODIRPA a travaillé sur le sujet : « évaluation des conséquences radiologiques et dosimétriques en situation post-accidentelle ». Ses travaux sont consultables sur le site Internet de l’ASN. IRSN : Voir la réponse à la question n°11, concernant la méthode diagnostic/pronostic.

Le rôle de la modélisation prédictive est essentiel pour la mise en œuvre de cette méthode, l’objectif étant d’anticiper les conséquences à court terme sans attendre la réalisation de ces conséquences, constatée par des mesures de radioactivité. L’IRSN dispose principalement de deux plateformes de calcul dans son centre technique de crise (CTC) : une plateforme dédiée au diagnostic et au pronostic de l’accident, allant jusqu’à l’estimation des rejets. Dans le cas des réacteurs d’EDF, cette plateforme (SESAME 4) utilise des données (une centaine de paramètre) automatiquement transmises par la tranche accidentée ; une plateforme dédiée au calcul des conséquences radiologiques et dosimétriques (C3X) pour la phase d’urgence, utilisant le terme source fourni par la plateforme « accident et les données de Météo France (convention passée avec l’IRSN).

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En complément, le CTC dispose d’outils de calcul des conséquences post-accidentelles, notamment pour déterminer le zonage post-accidentel, et de divers outils de post-traitement pour la restitution vers l’ASN et les pouvoirs publics.

Une cellule spécifique (Cellule « conséquences radiologiques ») du Centre technique de crise (CTC) réalise les évaluations de conséquences radiologiques et dosimétriques à l’aide de ses outils, en fonction des paramètres environnementaux (météorologie notamment, mais aussi la saison pour l’estimation des conséquences sur les productions agricoles) et des termes sources pré-calculés ou estimés en temps réels à partir des données techniques transmises depuis l’installation accidentée.

Question n°14 : La dose d’exposition réelle des populations peut-elle être connue avant évacuation, en tenant compte de l’alimentation et de l’effet panache (incluant les gaz rares et les iodes à période courte) ?

Préfecture : L’impact potentiel est d’abord estimé à partir de paramètres généraux : termesource du rejet, conditions météorologiques, caractéristiques de la population soumise au risque. Cette modélisation prédictive est ensuite alimentée par des mesures réelles dans les zones concernées. Il est alors possible de prescrire par exemple la prise d’iode stable au moment optimal, c’est à dire 2 heures avant le passage d’un panache comprenant de l’iode radioactif.

C’est article R.1333.80 du code de la santé publique qui établit les seuils de mesure servant à définir les différents états d’urgence adoptés par la préfecture.

Réf : http://www.legifrance.gouv.fr/affichCodeArticle.do;jsessionid=7EBE65E1217B47A8369A3CB0986731 18.tpdjo09v_1?cidTexte=LEGITEXT000006072665&idArticle=LEGIARTI000006910218&dateTexte=2 0120831&categorieLien=id#LEGIARTI000006910218

Les exercices de crise ont pour but de déterminer, sur la base de ces différents seuils opérationnels, le niveau d’efficacité des moyens matériels et humains mis en œuvre pour ces actions.

ASN : Les différents seuils opérationnels sont définis pour la gestion de la phase d’urgence par l’article R.1333.80 du code de la santé publique, et encadrés par la décision 2009-DC-0153 de l’ASN :  Dose efficace [toutes expositions comprises20] de 10 mSv : mise à l’abri ;  Dose efficace [toutes expositions comprises²] de 50 mSv : évacuation ;  Dose équivalente à la thyroïde de 50 mSv : prise d’iode stable.

Ainsi, les décisions de protection des populations sont prises par le préfet sur la base des estimations des doses (faites notamment par l’IRSN) que les populations ont reçues et vont recevoir durant la phase accidentelle.

Les exercices de crise ont pour but de déterminer, sur la base de ces différents seuils opérationnels, le niveau d’efficacité des moyens matériels et humains mis en œuvre pour ces actions.

IRSN : Pendant la phase d’urgence, les voies d’exposition dominantes sont liées au panache radioactif. Elles sont prises en compte pour évaluer les doses prévisionnelles servant à définir les zones d’application des actions de protection d’urgence. Tous les radionucléides, quelle que soit leur forme, sont pris en compte.

L’exposition par ingestion ainsi que les autres voies d’exposition dues aux dépôts radioactifs sont prises en compte pour définir la zone de protection de la population (ZPP) qui serait mise en place à la sortie de la phase d’urgence, dans le cadre de la gestion post-accidentelle (pour plus de précision sur la doctrine et les méthodes, voir les documents issus des travaux 20

Et non seulement l’irradiation au niveau du sol.

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du CODIRPA, notamment le rapport du GT « Hypothèses ). A l’intérieur de la ZPP, les autorités interdiraient la récolte, la consommation et la mise sur le marché des denrées d’origine locale, quel que soit leur niveau de contamination. Si malgré ces interdictions, les doses prévisionnelles susceptibles d’être reçues (au cours du 1er mois puis du 2ème au 13ème mois), du fait de l’exposition externe au rayonnement émis par les dépôts, apparaissent trop élevées (voir réponse à Q12), un périmètre d’éloignement serait mis en place pour les territoires concernés.

En cas d’accident avec des rejets prolongés, une ZPP provisoire et évolutive pourrait être mise en place selon le même principe.

Les paramètres météorologiques tels qu’une pluie importante, pouvant influer sur les concentrations des dépôts sur les terres cultivables, sont pris en compte par la cellule « conséquences radiologiques » du CTC. Question n°15 : Une révision globale de la notion des zones de confinement, d'évacuation, d'interdiction de consommer les denrées régionales et de surveillance de la commercialisation des denrées, ne doit-elle pas être revue et discutée afin d'établir un périmètre au niveau de la sureté alimentaire ?

Préfecture : Le plan Orsec et les différents groupes de travail du CODIRPA sur le postaccidentel permettent de réviser régulièrement les zones impactées : • Zone d’éloignement (ZE), • Zone d’interdiction de consommer les produits locaux (ZPP), • Zone de surveillance de la commercialisation des denrées (ZST).

Les limites de ces zonages sont définies en collaboration avec l’ASN et l’IRSN et diffusées le plus rapidement possible.

C.A (chambre d’agriculture) : La chambre d’agriculture n’a pas d’informations particulières concernant les zones de confinement. Ces zonages sont peu connus et il serait utile de faire prendre conscience de ces problèmes aux agriculteurs. Elle répondra aux dispositions à mettre en œuvre suite aux décisions prises par l’ÉTAT dans l’organisation de la gestion de crise.

IRSN : Dans la préparation et la planification de la réponse des pouvoirs publics, il importe de bien distinguer ce qui relève de la première urgence, à considérer en priorité dans le dispositif ORSEC- PPI, de ce qui concerne les premières actions de gestion post-accidentelle.

A ce titre, les travaux menés par le CODIRPA permettent de disposer d’une première doctrine intégrée et cohérente avec la gestion de la phase d’urgence, pour des scénarios d’accident d’ampleur moyenne, avec des rejets de courte durée. Cette doctrine sera mise à l’épreuve est adaptée là où cela est nécessaire, pour des scénarios plus complexes (scénarios avec rejet long, notamment). Ce point fera l’objet d’un nouveau mandat du CODIRPA, en préparation.

La doctrine de gestion proposée par le CODIRPA prévoit notamment une démarche d’interdiction et de surveillance des denrées, dans le cadre d’un zonage post-accidentelle : ZPP, présentée dans la réponse à Q14, et zone de surveillance renforcée du territoire (ZST), plus étendue que la ZPP, pour le contrôle radiologique des denrées mises sur le marché.

NB : afin d’aider les acteurs locaux à approfondir leur réflexion sur la gestion postaccidentelle, l’IRSN a développé un outil (OPAL) à l’attention des CLI, permettant de représenter divers zonages possibles en fonction de scénarios ou de conditions météorologiques différentes. Cet outil est en cours de test dans 4 CLI pilotes (voir exemple de zonage postaccidentel page suivante).

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Les 3 termes-sources actuellement utilisés pour les travaux du CODIRPA sont : la rupture de tube générateur de vapeur (RTGV) ; la fusion du cœur maîtrisée en cuve ; le rejet unitaire de 1 gramme de plutonium (scénario relatif au site de Marcoule).

Dans la suite des travaux du CODIRPA, d’autres situations d’accident vont être considérées, ce qui pourrait conduire à ajuster la doctrine sur la mise en place du zonage post-accidentel.

Question n°16 : Il est nécessaire de demander aux services de l'Etat concernés par la sécurité sanitaire (Chambres d'Agriculture, Police de l'eau et de la Pêche) de prendre position à ce sujet.

Préfecture : Les services de l’État prennent en compte les directives du CODIRPA sur le plan terrestre mais aussi sur le plan maritime avec le concours de la marine Nationale comme ce fut le cas lors du naufrage de l’Erica : émission de décrets d’interdiction de pêche et calcul a posteriori des indemnités pour les victimes.

C.A : La Chambre d’agriculture reçoit copie des résultats des contrôles sanitaires effectués à la demande de l’Agence Régionale de Santé (ARS) ; mais elle n’est pas concernée directement par la sécurité sanitaire. En tant qu’organisme consulaire semi-public, elle est chargée de faire remonter les préoccupations de l’agriculture et des agriculteurs.

Question n°17 : Un plan de prévention des risques (le Plan communal de sauvegarde) est élaboré par les communes à la demande de l'État ; il comprend le risque de submersion et le risque d'inondation. Ne faudrait-il pas y inclure le risque nucléaire ?

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Préfecture : Les risques nucléaire et sismique sont intégrés par obligation dans les documents d’information sur les risques et parallèlement dans le PCS. Ces plans comprennent des fiches réflexes par type de risque.

Question n°18 : Cette prise en compte du risque nucléaire concerne également le Dossier Départemental sur les Risques Majeurs (DDRM) établi par le préfet et comprenant la Carte départementale des zones exposées. Comment ces Plans pourront-ils être enrichis par le Livre Blanc des CLI de la Manche ?

Préfecture : Le DDRM recense l’ensemble des risques connus qu’ils soient naturels, technologiques, ou autres dans le département. Les informations qu’il contient servent à l’élaboration des Plans communaux de sauvegarde (PCS). Le Livre Blanc des CLI pourrait aborder le risque lié aux accidents de transports, ce qui inciterait les communes à l’intégrer dans leurs périmètres de mise à l’abri et d’évacuation.

Question n°19 : Quelles dispositions seraient prises par l'exploitant et par les services de l'Etat en cas d'exposition accidentelle des populations anglo-normandes (Aurigny est à 17 km de la côte) : information, intervention, indemnisation ?

EDF : Pas concerné : en référer aux services de l’Etat.

AREVA : La gestion des populations en cas d'accident est du ressort de la préfecture qui s'appuie dans ces décisions sur les données fournies entre autres par l'exploitant.

Préfecture : La Loi oblige l’État à informer les pays limitrophes par alertes et transmission des messages. Un groupe de travail du conseil général en collaboration avec les États des Iles Anglo-normandes a œuvré dans ce sens pour la mise en place d’un protocole spécifique entrant dans les procédures de la convention internationale.

I.2.3.3 - Permanence des services indispensables en cas d’accident Question n°20 : Des services publics ont-ils l'obligation de rester opérationnels en cas de crise ? Si oui lesquels ?

Préfecture : Un système d’astreinte 24 h sur 24 est prévu afin d’avoir à disposition des personnels de tous les services concernés par les différents états d’urgence et de crise.

La Chambre d’agriculture (C.A) a une mission de service public mais elle n’est pas un Service public à proprement parler. En cas de crise nucléaire grave, comme ce fut le cas lors de la crise liée à la sécheresse, la préfecture peut ordonner la mise en place d’une cellule de crise et d’un numéro vert dédiés aux questions que pourraient soulever les populations du monde agricole.

Question n°21 : L'applicabilité de la permanence des services publics est-elle vérifiée parmi les acteurs concernés ?

Préfecture : Les états d’alerte sont testés lors de différents exercices de crise. L’Action directive de l’État peut engendrer une évacuation obligatoire des populations liée aux risques encourus. L’État est dans l’obligation d’assurer la continuité de ses services et d’activités prioritaires dans les circonstances les plus graves. Les périodes hivernales de neige sont d’excellents tests pour vérifier l’efficacité des différents acteurs tels que les pompiers, la gendarmerie, le conseil général, le SDIS et les services de santé.

La préfecture peut solliciter les renforts de l’armée suivant les besoins

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Question n°22 : Existe-t-il des listes de volontaires ?

EDF : Des équipes sont mobilisables en permanence, 7 jours sur 7, 24 heures sur 24.

Ces personnes peuvent intervenir pour des activités de maintenance qui doivent être réalisées hors heures ouvrables. Elles sont également appelées à intervenir en cas d’accident.

Le système d’appel de ces personnes est testé toutes les semaines (téléphone fixe, alphapage, bip). Ces personnes doivent résider dans un périmètre qui leur permet de rejoindre leur poste en une heure. L’objectif est de pouvoir joindre les personnes d’astreinte à tout moment, quelles que soient les conditions Par ailleurs, les Médecins du Travail établissent une liste de personnes médicalement aptes à travailler dans des conditions exceptionnelles, notamment sous rayonnements ionisants.

Cette liste est à disposition de la Direction de l’Unité qui peut, le cas échéant, appeler les personnes pour une intervention exceptionnelle. Les personnes sont sollicitées sur la base du volontariat.

AREVA : Les personnels des secteurs AREVA NC La Hague ci-dessous appartenant à la catégorie A (catégorie susceptible de recevoir plus de 6 mSV/an) et ne présentant pas d'inaptitude médicale sont inscrits sur la liste des personnes autorisées à intervenir en cas d'urgence radiologique ou d'exposition exceptionnelle : personnels de l'entité radioprotection des installations, personnels de la Formation Locale de Sécurité, personnels du secteur Santé au travail. Sur ces critères, l'implication des personnes se fait sur la base du volontariat.

CHSCT EDF : Pas de liste à la connaissance des membres du CHSCT EDF. En aucun cas, lors de la visite médicale annuelle, la demande de volontariat n’est soulevée et aucun document ou attestation n’est signé par le salarié.

Il n’y a pas non plus de liste de volontaires dans la sous-traitance et pas de sous-traitant dans les équipes d’astreintes.

CHSCT AREVA élargi : Toute personne appartenant à la catégorie A (directement affectée aux travaux sous rayonnement ionisant, avec une limite annuelle de 20 mSv) est considérée a priori comme volontaire, ce qui représenterait potentiellement environ 10% de l’ensemble des salariés AREVA ; si elle ne le souhaite pas elle doit se déclarer non-volontaire. Cependant en situation dégradée il ne semble pas y avoir d’impossibilité réglementaire de se porter volontaire pour les personnels de catégorie B (non directement affectés aux travaux sous rayonnement ionisant, avec une limite annuelle de 6 mSv et un suivi médical plus léger). Les personnels qui interviennent en premier appartiennent aux entités Radioprotection, Force Locale de sécurité, et Service de Santé au Travail. La liste en est constituée par le Service de santé au travail sur la base du consentement éclairé du salarié (risque d’être soumis à une dose de 100 mSv pour une intervention technique et jusqu’à 300 mSv pour une intervention d’assistance à une personne).

Question n° 23 : Si oui, peut-on connaitre la liste des volontaires pour chaque site ?

EDF : Il existe une liste de personnes qui peuvent être soumises à une « exposition exceptionnelle ». Cette liste est encadrée par le Code du Travail (art. R4455-1 et 2, art. R4451-95 et 96) et le Code de la Santé Publique (art. R1333-86). Cette liste est établie par les services de santé au travail qui déterminent les personnels (parmi les salariés EDF exclusivement) susceptibles d'intervenir en cas d'urgence en fonction d'un suivi et d'une aptitude médicale et d’un acte d’engagement volontaire du salarié après avoir pris connaissance des seuils d’exposition et des risques. Cette liste est soumise au secret médical. Cf. document d’information remis par le Service Santé au Travail de la Centrale de Flamanville.

Il n’y a pas de liste de volontaires au sein des entreprises sous-traitantes.

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AREVA : Non, cette liste nominative n'est pas destinée à être diffusée en dehors des personnes de l'Etablissement pouvant en avoir l'utilité Pour rappel, une procédure liée aux modalités d'intervention en cas d'urgence radiologique ou d'exposition exceptionnelle précise que chaque responsable des secteurs radioprotection, Santé et FLS assure la mise à jour de la liste de son personnel apte à intervenir en situation exceptionnelle ou urgente après réception de l'aptitude médicale des salariés concernés.

CHSCT AREVA élargi : La liste des volontaires est confidentielle. Pour AREVA, elle n’est pas communicable du fait qu’elle est rattachée au secret médical et qu’elle est mise à jour régulièrement.

La CLI note que l’important serait de connaître, par secteur (par atelier ?) le pourcentage de volontaires susceptibles d’intervenir réellement pour gérer une situation dégradée.

I.2.3.4 - Détection d’une radioactivité anormale Question n°24 & 25 : En cas d'accident nucléaire avec rejets d'effluents radioactifs survenant dans les installations nucléaires du Nord-Cotentin, combien de détecteurs au germanium sont-ils disponibles en Basse-Normandie, région où les activités de production agricoles et de pêche artisanale sont prépondérantes ?

Quelles sont les conséquences en l'absence d'un tel type de détecteurs pour les populations locales ?

Préfecture : Ces moyens sont gérés et pilotés par le Service Départemental d’Incendie et de Secours (SDIS) de la Manche.

Réf ASN : http://www.asn.fr/index.php/content/download/26164/157176/file/C188complet.pdf (Surveillance de la radioactivité de l'environnement / paragraphe sur les détecteurs au germanium : page 50 à 65).

C.A : Les questions des détecteurs au germanium n’incombent pas à la CA mais aux services de l’ÉTAT. IRSN : L’IRSN ne dispose pas d’un inventaire des instruments de mesure implantés dans le Nord-Cotentin. Par contre, l’IRSN possède plusieurs laboratoires fixes ou mobiles capables de mesurer des échantillons de l’environnement par spectrométrie gamma à l’aide de détecteurs à l’iodure de sodium (NaI) ou au germanium, en particulier dans son laboratoire de radioécologie de Cherbourg-Octeville. Concernant la couverture du territoire en appareils de mesure, il faut tenir compte du fait que les laboratoires existants localement peuvent être pollués s’ils sont proches du site accidenté, ce qui perturbe la mesure.

Dans le cadre des travaux du CODIRPA (cf. rapport du GT3), un travail méthodologique a été mené pour définir l’emploi optimal des moyens de mesure disponibles, et la spectrométrie gamma, sous ses différentes formes, fait partie des techniques à privilégier en contexte post-accidentel. Toutefois, si les spectromètres à diode Germanium sont ceux qui permettent une identification la plus précise des radionucléides émetteurs gamma présents dans un échantillon prélevé après un accident, l’interprétation des spectres ainsi obtenus s’avère complexe et nécessite un bon niveau d’expertise, avec une préparation et un entrainement régulier (voir illustration en annexe 5). C’est la raison pour laquelle le GT3 du CODIRPA a recommandé des approches simplifiées pour la réalisation d’un grand nombre de mesures de contrôle des denrées venant des territoires contaminés : sélection d’un nombre limité mais représentatif d’indicateurs radiologiques à mesurer ; estimation du niveau d’activité des radioéléments du terme-source par corrélation avec les résultats de mesure d’un radionucléide facile à identifier (le césium par exemple). Dans ce contexte, les mesures d’expertise menées notamment par l’IRSN permettraient d’encadrer et d’ajuster si nécessaire ces protocoles de mesure simplifiés.

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A titre d’exemple, un spectre d’émission gamma simulé par une modélisation d’un échantillon prélevé deux heures après un accident fusion du cœur maîtrisée en cuve, montre que parmi les 35 différents nucléides présents dans l’échantillon, 12 sont facilement identifiables et 16 « introuvables (parce que leurs pics sont masqués par d’autres plus importants). Il est important de le savoir à l’avance, d’entraîner les laboratoires de mesure à traiter ce type de spectre complexe et à quantifier les radionucléides qui vont le plus contribuer aux conséquences radiologiques et dosimétriques.

IRSN : Pendant la phase d’urgence d’un accident nucléaire et au début de la phase postaccidentelle, seuls les laboratoires spécialisés et spécialement formés à cet effet pourraient réaliser des mesures environnementales, permettant de conforter le diagnostic de l’état radiologique et, si nécessaire, de proposer l’ajustement des actions de protection des populations.

Au début de la phase post-accidentelle, les autorités compétentes (DGAL, DGGCRF, Ministère de la santé…) mettraient en place des programmes de surveillance (denrées, biens de consommation, eau) en s’appuyant sur leurs réseaux de laboratoires agréés, avec l’appui de l’IRSN (en tant que laboratoire national de référence dans le domaine radiologique). Ces laboratoires ne sont pas nécessairement à proximité des zones impactées ; il est même préférable qu’il n’en soit pas ainsi pour des raisons de maîtrise de la qualité des mesures et il est facile d’acheminer les échantillons vers ces laboratoires (voire dans des laboratoires étrangers). Par ailleurs, gérer une montée en puissance de ces contrôles en post-accidentel est a priori plus facile que de gérer un pré-équipement, difficile à maintenir en état de fonctionnement dans la durée.

Progressivement, comme le recommande le CODIRPA, des moyens de mesure de proximité, accessibles aux populations, pourraient se mettre en place avec l’aide éventuelle des CLI, en privilégiant des techniques simples d’emploi et robustes, afin de permettre la réalisa-

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tion de contrôles d’échantillons divers. L’ASN et l’IRSN suivent attentivement les initiatives prises au Japon à ce sujet, après l’accident de Fukushima.

I.2.3.5 - Impact d’un accident d’un site nucléaire sur un autre Question n°26 : Effet "boule de neige" : La gestion de scénarios d'enchainement d'incidents/accidents avec impact sur la sûreté/sécurité d'autres installations est-elle étudiée ? (exemple : conséquences pour le site AREVA d'une perte de refroidissement au CNPE EDF avec rejets dans l'environnement, et réciproquement).

EDF : Il y a une surveillance permanente par balises avec seuils d’alertes autour de la centrale de Flamanville, dans les rayons des 1km, 5km et 10 km.

L’arrivée d’effluents radioactifs depuis le site d’AREVA est un scénario d’enchainement d’incident/accident pris en compte pour la centrale de Flamanville.

Si les balises de contamination atmosphériques se déclenchent dans ce cadre dit « Hors PUI pollution radioactive externe », les mesures de protection adéquates du personnel sont mises en œuvre (confinement par exemple).

Ces mesures ne sont pas incompatibles avec le repli en état sûr des tranches si nécessaire.

Les actions à mener pour la population seraient gérées par la Préfecture et la gestion de crise serait mise en place par le site potentiellement accidenté que ce soit la centrale de Flamanville, - DCNS (Direction des constructions navales Systèmes et Services) ou AREVA. Cela ne pose donc aucun problème d’exploitation pour EDF même si les installations devaient être mises en état de sûreté.

Les procédures PUI sont nationales. Elles ne précisent pas les modalités d’information d’une autre installation nucléaire de base à proximité du CNPE où est déclenché un PUI. Toutefois, dans le cadre d’une convention tacite entre AREVA, DCNS, le CSM Andra et le CNPE de Flamanville, l’information serait donnée aux autres INB dans le cas de rejets radioactifs.

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AREVA : En cas de rejets atmosphériques inhérents à la centrale de Flamanville, nous mettrions en œuvre les mêmes dispositions que celles prévues sur le site pour protéger le personnel et sécuriser les installations dans le cas d'un incident avec rejets survenant sur notre site.

Préfecture : Le préfet mettra en œuvre les moyens matériels (transports / hébergements) et humain pour parer à un tel scénario. La préfecture dispose d’une boite à outil de la gestion de crise dans une telle situation d’accident d’un site sur un autre. Les dispositions à adopter sont répertoriées dans le PPI. Si un incident évolue vers l’extérieur, c’est le préfet qui fait le choix d’en informer un exploitant voisin (les exploitants n’ont pas l’obligation de s’informer mutuellement du déclenchement d’un PUI). Les exercices de crise permettent de tester la capacité de l’État de mettre en œuvre ces dispositions.

ASN : Historiquement, la règle fondamentale de sûreté RFS 1-2.D du 7 mai 1982 concerne la prise en compte des risques liés à l’environnement industriel (effets d’un site sur l’autre).

Suite aux ECS, l’ASN a prévu une prescription à ce sujet afin que les exploitants prennent mieux en compte les sites industriels voisins.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit de la prescription [ECS-14] de la décision 2012-DC-0283 relative au site de Flamanville et des prescriptions [ARE-LH-11] et [ARELH-12] de la décision 2012-DC-0302 relative au site de La Hague.

CHSCT EDF : cette question est à peine prise en compte et les dispositifs sont très légers pour réagir à une telle éventualité. Voir si cela est pris en compte pour l’EPR. En termes de coordination d’alertes entre sites limitrophes, il n’y a pas de dispositif en place à ce jour.

CHSCT AREVA élargi : Des dispositions sont prévues sur l'établissement AREVA La Hague pour protéger le personnel et les installations : on arrête la ventilation en cas de rejet atmosphérique provenant du site, ce qui impose l’évacuation des ateliers concernés et de disposer des moyens ad hoc. L’alimentation en air du PC de crise (bâtiment de la FLS) peut fonctionner en circuit fermé avec filtration de l’air à l’entrée et à la sortie.

Par contre le Poste électrique de relestage P90 (lequel est à l’air libre) n’a pas de protection biologique contre une contamination provenant de Flamanville, ce qui ne permet pas de garantir la faisabilité des opérations de réalimentation électrique en situation dégradée. Il en est de même pour les groupes de sauvegarde des ateliers, qui font partie des « utilités » et sont considérés par l’exploitant comme « hors cœur de métier alors qu’ils commandent la sécurité des ateliers « cœur de métier ».

IRSN : Lors de l'examen des rapports ECS des exploitants présenté en réunion des groupes permanent de novembre 2011, les exploitants se sont engagés à examiner les effets de l’environnement industriel sur les situations accidentelles à prendre en compte de sorte que les moyens de gestion de l’accident à mettre en œuvre avec notamment le noyau dur soient en adéquation.

Ce point fait partie des éléments devant être analysés notamment dans le cadre du noyau dur (§ 8.4.1.5 du rapport IRSN n°679 pages 196 à 199) et de son opérabilité pour des situations extrêmes. Cela vise à la fois l’influence des installations présentes sur le site et celles situées à l’extérieur. https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TOTYzY2QzZGEtNmZhNS00MmU1LThjMjktNzA4ODg1MWIxY2Y1/edit

I.2.3.6 - Délocalisation du Centre Opérationnel Départemental (COD et Poste de Commandement Opérationnel (PCO) Question n°27 & n°28 : La recherche d'un site de délocalisation du COD ou d'un PCO au plus près du terrain ne pourrait-elle pas s'appuyer sur une liste préétablie de sites potentiels ? Une telle liste ne devrait-elle pas être connue de la population ? Est-il possible d'envisager

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2 sites de commandement opérationnel ? Un poste de commandement mobile en plus du poste de commandement opérationnel fixe ? Cette question concerne à la fois le PCO potentiel de Ludiver et le " Local de repli " du CNPE de Flamanville.

Préfecture : Compte-tenu du retour d’expérience des exercices qui ont eu lieu jusqu’ici (délocalisation du COD non satisfaisante en raison d’un équipement technique moindre qu’en préfecture), l’option qui pourrait être retenue serait d’élargir le COD positionné à la préfecture en regroupant toutes les compétences et de lui adjoindre un mini PCO mobile (exemple : camion du SDIS) permettant une intervention rapide sur le terrain et surtout une réaction appropriée aux caractéristiques du nuage radioactif.

I.2.4 - Distribution d’iode stable Question n°29 : Un relâchement accidentel d’iodes 131 et 133 peut-il survenir à l’établissement de La Hague avant leur disparition ? Si oui, pourquoi le rejet d’iode radioactif n’est-il pas pris en compte dans l’inventaire des risques spécifiques à l’établissement de La Hague ?

AREVA : La présence d’iodes 131 et 133 est liée à la réaction en chaîne en réacteur. Les combustibles présents sur le site de La Hague sont déchargés du réacteur depuis au moins un an, et ne contiennent donc plus que des traces de ces radioéléments qui ont une durée de vie très courte (période I131 = 8 jours ; I133 = 21 heures).

ASN : De manière générale, il convient de faire le distingo entre les rejets chroniques de l’installation qui comprennent de l’iode et le rejet qui pourrait apparaître en cas de situation accidentelle.

En situation accidentelle, la réponse est « non pour le risque de rejet d’iodes 131 et 133 car ces produits de fission ont une durée de vie courte (8 jours et 20 heures de période respectivement). A la Hague, s’agissant de combustibles anciens, il y a très peu de risques d’en trouver à l’extérieur du site. Certains scénarios accidentels (notamment en cas de fusion de plusieurs assemblages combustibles hors piscines) ont également été étudiés par AREVA : ils montrent que la contribution de l’iode (en l’occurrence de l’iode 129) à la dose reçue par la population touchée serait de l’ordre de 10 000 fois inférieure à la contribution des autres radionucléides rejetés lors de ces situations.

Précision de la question par la CLI : En fonctionnement normal les iodes sont filtrés avant rejet des effluents en mer. Mais une situation accidentelle sur une piscine, ou une perte d’efficacité des filtres iodes, ne peut-elle pas entraîner un relâchement d’iode 131 (par fission spontanée du curium) en dehors de toute criticité ? Quelle quantité d’iode 131 et 133 serait rejetée en suite à l’ouverture d’une cuve de produits de fission ?

L’ASN propose d’obtenir une réponse plus précise auprès de l’exploitant CHSCT AREVA élargi : Les combustibles usés présents sur le site de La Hague présentent des teneurs en iode très nettement inférieures à celles de combustibles en cours d'irradiation dans un réacteur. Le risque de rejet d’iodes 131 et 133 associés est donc minime.

IRSN : Le cœur d’un réacteur nucléaire en fonctionnement renferme une très grande quantité d’131I et sensiblement moins d’129I et d’133I. Pour un REP, l’activité présente en fin de cycle est de l’ordre de 4x1018 Bq pour l’131I et de 7,5x1010 Bq pour l’129I [IRSN – Fiche radionucléide – Iode 129 et environnement].

Les iodes 131 et 133 ont des périodes radioactives très courtes (131I = 8,04 jours ; 133I = 20,8 heures). Les combustibles reçus sur l’établissement de la Hague présentant plusieurs années de refroidissement, l’inventaire de ces isotopes au niveau des usines de La Hague est donc réduit (lié aux fissions spontanées). Par contre, la période radioactive de l’iode 129 est très grande (15,7 millions d’années). Cet isotope est donc présent dans les combustibles

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reçus. La répartition isotopique de l'iode dans les rejets des années passées montre que quasiment (> 90 %) tous les rejets d'iode sont sous forme d'129I. Concernant les rejets accidentels gazeux (piscine ou cuves PF), les iodes présents pourraient être entraînés avec les vapeurs. Outre la répartition isotopique évoquée ci-avant, les coefficients de dose à la thyroïde par inhalation sont plus pénalisants (5 fois plus) pour l'iode 129 que pour l'iode 131 et 133, ceci quelle que soit la forme chimique de l'iode.

Au vu des périodes radioactives de 131I et 133I, pour un scénario de rejet dans la nappe, la décroissance serait telle que leur activité à l'exutoire serait négligeable.

Concernant la formation d'iode suite à la fission spontanée du curium, environ 0,25 MBq d'iode est formé par gramme de curium présent en solution (sur une année). Pour les cuves d’entreposage de PF avant vitrification de 120 m3 contenant au maximum 130 g/m3 de curium, environ 4 GBq d'iodes (129 - 131 et 133) serait présent. Ceci est sans commune mesure avec l’activité de ces cuves. De plus, seule une faible partie de ces iodes serait rejetée à l'atmosphère.

Sachant que la prise d’iode stable doit avoir lieu normalement 2 heures avant le rejet radioactif et au maximum 5 à 6 heures après, le GT InterCLI s’interroge sur l’efficience du nouveau Plan Iode Départemental (PID). Cette nouvelle doctrine nationale prévoit de centraliser les stocks de comprimés d’iode stable chez un grossiste répartiteur (Collectivité d'Exploitation et de Répartition Pharmaceutique : CERP) qui assurera la garantie de conservation, l’approvisionnement à la demande lors d’un accident et le renouvellement du stock rapidement en vue d’une deuxième distribution éventuelle. Cette procédure doit être testée.

Questions n°30 et 34 : Comment serait organisée la prise d’iode stable autour du site de La Hague en cas de nécessité due à un autre site ? Comment les stocks d'iode stable sont-ils gérés ?

Existent-ils seulement en mairie ? Quelle est la validité des comprimés au-delà de leur date de péremption ?

Préfecture : Dans ce cas de figure, on active le Plan iode départemental (PID) dont la doctrine va changer et qui s’appuiera sur un principe de proximité. Jusqu’à présent 1 300 sites de dépôt préventif étaient concernés sur le département, ce qui posait des problèmes de garantie de conservation du stock, de procédure de renouvellement à la date de péremption et de deuxième distribution éventuelle dans le cadre du même accident.

La nouvelle doctrine nationale a été présentée aux élus récemment : elle permet de centraliser les stocks de comprimés d’iode stable chez un grossiste répartiteur (Collectivité d'Exploitation et de Répartition Pharmaceutique : CERP de Saint-Lô) qui assurera la garantie de conservation, l’approvisionnement à la demande et le renouvellement du stock rapidement en vue d’une deuxième distribution.

Appliqué hors du périmètre PPI (donc hors de la zone PPI de La Hague) lors d’un accident nucléaire avec relâchement d’iode radioactif, ce plan va mettre en œuvre la livraison des comprimés d’iode stable par la CERP aux chefs lieux de canton afin que chaque maire des communes du canton vienne retirer son lot et en assure la distribution.

Dans le périmètre PPI, chaque foyer, collectivité ou administration dispose de ces comprimés d’iode et de la procédure d’absorption de la posologie adéquate (sauf dans la zone PPI de La Hague où le pré-positionnement d’iode stable n’est pas prévu).

Remarque des membres du GT : la procédure de prise d’iode stipule qu’il faut normalement ingérer les pastilles d’iode 2 heures avant le rejet radioactif et au maximum 5 à 6 heures après. Or, on constate, que dans ce nouveau plan de distribution, on augmente le délai de livraison puisque les stocks partent de la CERP de Saint-Lô pour arriver dans chaque chef lieu de canton ; ensuite comment les maires s’organisent-ils pour redistribuer les comprimés, et quel en est le nombre par personne ou par foyer ?

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La préfecture a demandé à la CERP de prioriser la chronologie de distribution, les véhicules partant directement de St Lô vers les communes du Nord Cotentin pour réduire le temps d’acheminement.

ASN : Dans la zone des 10 km autour de la centrale de Flamanville, c’est EDF qui est responsable de la gestion des stocks : au-delà, c’est la préfecture. Il n’y a désormais plus de dates de péremption mentionnée sur les boîtes mais une date de fabrication.

CHSCT AREVA élargi : Les stocks d'iode stable sont gérés par les mairies dans un rayon de 5 kilomètres autour des installations. Il n'y pas de date de péremption indiquée pour les comprimés d'iode mais une date de fabrication.

Pour Information, la CLI néanmoins demandera la durée de conservation des comprimés.

Question n°31 : Comment est évaluée la dose équivalente à la thyroïde à partir de laquelle est prescrite l’administration d’iode stable ?

Préfecture : Lors de la phase initiale de l’accident (PPI), l’administration d’iode stable est requise pour une dose équivalente à la thyroïde de 50 mSv estimée par une modélisation (IRSN, ASN) à partir des paramètres fournis par l’exploitant et Météo France. Ensuite, un suivi sur le long terme permet de prendre en compte la dose équivalente à la thyroïde résultant de l’ingestion d’aliments contaminés sur 1 mois, et sur 12 mois….

IRSN : En cas d’accident entraînant un rejet d’iode radioactif, les experts du Centre technique de crise CTC-IRSN évaluent la dose équivalente à la thyroïde susceptible d’être reçue par une personne qui se trouverait exposée au panache radioactif, sans protection. Comme la dose efficace prévisionnelle, la dose équivalente à la thyroïde est estimée pour les 24 heures à venir (ou plus si le pronostic des rejets ou les prévisions météorologiques le permettent) avec la même méthode que celle décrite en réponse à Q11 et Q13.

Ces prévisions de dose sont communiquées à l’ASN qui en fait part ensuite au préfet pour décider des zones où une prise d’iode stable à court terme apparaît justifiée (en considérant notamment le niveau d’intervention ad hoc). Les prévisions de dose étant régulièrement actualisées, il est toujours possible d’étendre les territoires où la prise d’iode stable serait prescrite, compte tenu de l’évolution de la situation.

Complément du GT : La dose estimée est-elle exacte puisque certains isotopes de l’iode ne sont pas pris en compte ?

Pour l’IRSN, introduire davantage de paramètres, c’est différer le résultat de l’évaluation des doses. Le point crucial est d’obtenir une réponse rapide en prenant en compte les radioéléments qui contribuent le plus à la dose.

Par ailleurs l’impact dosimétrique varie en fonction de la forme chimique de l’iode relâché (gaz / aérosol) et des phénomènes physiques et biologiques environnementaux. Pour le calcul en urgence, les principaux radionucléides contributeurs à la dose sont pris en compte. Le fait de négliger certains radionucléides secondaires ou certains phénomènes physicochimiques impossibles à caractériser en situation de crise est compensé par le choix d’hypothèses pénalisantes pour les prévisions de doses (par exemple : hypothèse d’un enfant de 1 an restant constamment à l’extérieur pendant toute la durée des rejets, transposition à l’ensemble du secteur sous le vent des doses les plus élevées calculées dans l’axe du panache,…).

Questions n°32 & : n°33 : Sous quelle forme et avec quels adjuvants éventuels les enfants de maternelle absorbent-ils l’iode stable ? Les élèves allergiques à l’iode sont-ils repérés chaque année dans les classes (questionnaire) ?

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Préfecture : Dans le Plan Iode Départemental (PID), plusieurs éléments sont traités : sur chaque site de distribution, les maires des chefs-lieux seront assistés par des professionnels de santé qui donneront aux maires les informations concernant les modalités d’absorption de l’iode stable ainsi que les précautions nécessaires au regard des contre-indications ; ces information seront appuyées par des fiches d’information à destination de la population.

Cette démarche sera intégrée aux Plans communaux de sauvegarde (PCS), premiers dispositifs de gestion de crise au plus près de la population.

La validation du PID est prévue pour la fin d’année 2012.

Réf ASN : http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Dossiers/Les-situations-d-urgence/Les-actions-deprotection-de-la-population/Les-textes-de-reference-relatifs-a-l-iode

I.2.5 2 - Mesure de la dose reçue et critères d’évacuation de la population Questions n°35 et n° 36 : Les calculs de dose efficace comme critère d'évacuation tiennent-ils compte de la dose reçue par inhalation et de la contamination par ingestion de produits agricoles ou d'élevage provenant des zones contaminées, ainsi que de consommation de produits marins locaux, situation inhérente au mode de vie des populations hors zone d'évacuation administrative ?

Quelles mesures seraient prises en France pour éviter aux populations résidant hors zone d'évacuation administrative d'être exposées à des doses efficaces artificielles, dues au cumul de l'irradiation par le dépôt et à la contamination par l'alimentation, supérieures à 10mSv/an ?

Préfecture : Pour la 1ère partie de la question, voir la réponse à la question n°31.

Le PPI définit les seuils prescrits pour les différentes interventions : • Dose efficace [toutes expositions comprises21] de 10 mSv : mise à l’abri • Dose efficace [toutes expositions comprises] de 50 mSv : évacuation • Dose équivalente à la thyroïde de 50 mSv : prise d’iode stable.

En phase post-accidentelle, le CODIRPA définit des seuils de dose tenant compte de la cartographie des rejets, de l’ingestion de denrées contaminées et de la période :

21 Et non seulement l’irradiation au niveau du sol (qui est la voie principale d’exposition).

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C.A : Ces 2 questions sont liées aux mesures à prendre en cas de crise or la chambre d’agriculture n’a aucun pouvoir décisionnaire et ne peut agir que sur les conséquences. Par contre, les membres du GT aimeraient savoir si la CA a été consultée par la préfecture lors de la dernière révision du PPI qui a eu lieu en 2008 ? Dans le domaine des métiers de l’agriculture et de l’élevage, y a-t-il une gestion spécifique de crise dans le cadre du PPI et du post-accidentel ? Après vérification, la Chambre d’Agriculture n’a pas été consultée sur les incidences et les conséquences lors de la révision du PPI. ASN : Les réponses figurent dans le document du CODIRPA transmis par M.HUFFETEAU (ci-dessous) Réf : http://issuu.com/cg50/docs/le_post-accidentel?mode=window&backgroundColor=%23222222 IRSN : Voir les réponses aux questions n°11, 12 et 14.

L’évacuation d’urgence ne tient compte que des voies d’exposition au panache radioactif. La Zone de protection des populations mise en place au début de la phase post-accidentelle (ou sur des territoires ayant reçu des dépôts radioactifs en dehors des zones où des actions de protection d’urgence sont en cours) est définie en fonction des prévisions de dose à venir au cours du premier mois, en tenant compte de toutes les voies d’exposition aux dépôts radioactifs (voir schéma ci-après).

Concernant l’exposition interne par ingestion de denrées locales, il est tenu compte d’une part, des niveaux de contamination susceptibles d’être atteints dans les denrées locales, en fonction de l’importance des retombées radioactives, d’autre part d’un certain taux d’autarcie en considérant le groupe de population le plus sensible (généralement les enfants de 2 à 7 ans de familles vivant en milieu rural). Par défaut, les régimes utilisés sont ceux issues d’enquêtes alimentaires générales (INSEE, ANSES…) ; de préférence, lorsque les données existent, on utilise la consommation alimentaire propre au territoire considéré, en tenant compte des variations saisonnières (cf. rapport du GT « Hypothèses » du CODIRPA et études alimentaires réalisées par l’IRSN autour des sites nucléaires).

Question n°37 : Est-il possible de surveiller plus particulièrement le strontium 90 dans les nappes phréatiques proches du site accidenté ?

EDF : Des dispositifs de prélèvement des eaux souterraines existent et les moyens de mesures sont également disponibles.

Pour la surveillance des eaux souterraines, on réalise réglementairement les analyses suivantes : beta global eau filtrée, H3, beta global sur les matières en suspension et spectro

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gamma si H3 > 100 Bq/L pour rechercher des radios nucléides artificiels qui, dans leurs émissions, ont une composante gamma.

La mesure spécifique du strontium 90 dans l’eau est possible (mesure normée en NF et ISO). Le strontium 90 est mesuré par comptage beta de son descendant l’Y90, en scintillation liquide ou sur compteur proportionnel. La procédure nécessite une radiochimie préalable pour extraire le strontium 90 de l’échantillon.

La mesure de l’indice d’activité beta globale est exprimée en équivalent Sr90 [hors H3 et K40], c’est à dire déterminé ici en référence aux émissions du 90Sr et 90Y à l’équilibre.

Une surveillance est réalisée sur les nappes (y compris sur le plan chimique) de manière mensuelle, semestrielle ou de manière plus rapprochée en cas de besoin suite à détection d’une valeur inhabituelle de radioactivité. Les activités et leur fluctuation naturelle sont connues, il est d’autant plus facile de réagir si cette activité augmente pour réaliser des mesures exploratoires.

AREVA : Oui. Nous maîtrisons cette technique de mesure : technique qui pourrait être mise en œuvre en cas de besoin ANDRA : Ce type de mesures, en phase post-accidentelle ne concerne pas l’Andra. Néanmoins dans le cadre de son plan de surveillance, l’Andra effectue le suivi radiochimique des eaux souterraines depuis 1999 par des spectrométries gamma et notamment le strontium 90 par scintillation liquide depuis 2008, à fréquence annuelle.

ASN : En fonction des accidents qui pourraient avoir lieu, une surveillance de l’environnement serait mise en place et adaptée au type de rejet : surveillance de court terme pour l’iode ; surveillance de long terme pour le strontium et le césium.

Précision par un membre de la CLI : Dans le cadre d’un accident, ce dernier peut être mesuré rapidement par un simple comptage bêta car c’est un des émetteurs bêta les plus énergétiques. Par contre si les concentrations dans l’eau sont inférieures à 1Bq/l, une extraction des Terres rares par précipitation des oxalates, puis une séparation radiochimique du strontium-yttrium 90 est nécessaire, ce qui est plus long.

IRSN : Au plus tôt après la formation des dépôts, des mesures d’expertise seraient effectuées en différents points du territoire (et renouvelées dans le temps – Concept d’observatoire) afin de caractériser de façon exhaustive et représentative la composition isotopique initiale de la contamination résultant de l’accident (cf. rapport du GT3 du CODIRPA).

Seraient ainsi recherchés l’ensemble des radionucléides émetteurs gamma, par spectrométrie gamma, ainsi que les radionucléides émetteurs bêta pur (tels que le Sr-90) ou alpha (plutonium…) potentiellement rejetés lors de l’accident, grâce à des techniques analytiques spécifiques. Ces mesures se feraient de préférence sur des matrices environnementales particulièrement sensibles aux retombées radioactives (végétaux ou sols) ; à ce titre, l’eau (excepté l’eau de pluie) n’est pas le meilleur support pour une telle recherche, à cause de son effet de dilution et des temps de transfert vers le milieu aquatique. En fonction des résultats de ces caractérisations, des programmes de surveillance adaptés seraient mis en place dans les différents milieux.

Le cas échéant, le strontium 90 pourrait être suivi, sachant que : dans les premiers temps, ce radionucléide contribuerait peu à l’impact global de l’accident, compte tenu de l’abondance relative des autres radionucléides qui sont déterminant pour définir les actions de protection ; dans la durée, la migration du strontium 90 vers les nappes phréatiques est lente, ce qui laisse largement le temps de mettre en place une surveillance adaptée de la ressource en eau ; ce sujet est étudié et suivi par l’IRSN autour de Tchernobyl.

NB : contrairement à Tchernobyl, il y a très peu de strontium autour de la centrale de Fukushima, même dans les zones les plus contaminées.

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Les eaux de surfaces sont prises en compte en priorité ; a contrario les eaux des nappes phréatiques sont surveillées sur le plus long terme compte-tenu de la durée de migration du strontium 90 (« panache souterrain »). Si ce radionucléide bêta pur est suivi, il pèse peu dans la dose globale car les émetteurs gamma sont prépondérants (exemple : le césium qui est retenu par les milieux argileux des sols).

Question n° 38 : Comment serait assurée la mise hors d'eau des INB accidentées en cas de défaillance sur le système de pompage ?

EDF : Le dimensionnement des plateformes 1,2 & 3 de Flamanville est fait pour être prémuni contre les risques d’inondation par la mer comme il en est fait état dans les ECS. Le risque d’inondation et donc de défaillance de pompage sur lequel travaille EDF, pourrait survenir suite à une rupture potentielle d’un réservoir sur le site ou sur le haut de falaise, sachant que ces réservoirs ont une tenue au séisme. Dans le cas de cette inondation interne, il y a des systèmes de pompage en place dans les locaux stratégiques tels que le bâtiment des groupes électrogènes et le local des réservoirs à fuel qui sont équipés de pompes (électriques et pneumatiques) qui permettraient d’éviter toute inondation. De plus, il y a un nettoyage et une vérification périodique des galeries, circuits et systèmes de pompages pour s’assurer que tous les moyens d’évacuation restent opérationnels à tout moment.

AREVA : Vis à vis d'une éventuelle montée de la nappe phréatique, les systèmes de pompage sont doublés et sauvegardés dans les cas où leur disponibilité doit être assurée dans un délai réduit. De plus, la Formation Locale de Sécurité dispose de moyens de pompage mobiles susceptibles de pallier d'éventuelles indisponibilités.

ASN : Dans le cadre des ECS, l’exploitant a l’obligation de mettre en place un noyau dur de dispositions matérielles et organisationnelles qui inclut la disponibilité et l’opérabilité des moyens mobiles indispensables à la gestion de crise. Ainsi, l’exploitant doit déterminer les besoins en équipements ainsi par exemple que les lieux d’entreposage de ceux-ci pour permettre par exemple que les systèmes de pompage soient pleinement opérationnels en cas de besoin.

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Décisions ASN publiées après les auditions : La prescription [ARE-LH-03] de la décision 2012-DC-0302 pour AREVA La Hague et les prescriptions [ECS-1] de la décision 2012-DC0283 pour EDF Flamanville encadrent les objectifs du noyau dur.

CHSCT EDF : Le CHSCT Edf n’a pas d’éléments pour répondre à cette question et suggère de la poser à l’exploitant.

CHSCT AREVA élargi : Le système existant de pompage des drains (pompes immergées à déclenchement automatique en fonction des remontées d’eau de pluie) fonctionne tout au long de l’année ; il est doublé afin de pouvoir pallier une défaillance. Un report d’alarme dans les différentes salles de conduite informe les opérateurs d’une éventuelle absence de mise en route du système. Il peut alors être suppléé par les motopompes de la Force Locale de Sécurité, lesquelles font l'objet d'exercices réguliers.

I.2.6 - Contamination de l’environnement à grande échelle et restriction de la consommation Question n°39 et n°40 : La contamination des surfaces agricoles par le césium 137 et le strontium 90 pouvant durer plus de 2 siècles sur une zone très étendue (cf Tchernobyl), quelles en seraient les conséquences du point de vue de la sécurité alimentaire et du coût ?

La CA ne peut se prononcer sur la sécurité alimentaire pour les mêmes raisons citées dans les questions précédentes, cependant, elle s’autorise d’intervenir auprès des ministères et de l’ÉTAT afin d’avoir connaissance des mesures prises lors de la gestion d’une crise nucléaire grave et de nous en faire le retour.

Concernant les coûts et les indemnisations, il faut que l’État réfléchisse aux grandes lignes et définisse de grands principes d’indemnisation liée à l’impact sur la flore et la faune. Le GT souligne que le Codirpa22 et l’IRSN23 ont déjà travaillé sur le sujet et qu’il en est fait état dans le rapport de la cour des comptes.

ASN : L’ASN se réfère au CODIRPA avec la mise en place d’une ZPP et ZST avec contrôles des aliments. En ZPP, la consommation des denrées alimentaires issue de ces territoires est interdite. En ZST, le contrôle et le suivi des denrées alimentaires permettraient de prendre des mesures libératoires en fonction des résultats d’analyse de la contamination des produits. L’ASN ne peut se prononcer sur les coûts engendrés.

Dans les suites de l’accident de Fukushima, la France a proposé son aide au Japon sur la base des orientations proposées par le CODIRPA, même si elles n’étaient pas directement applicables dans leur pays.

Précision de la question par la CLI : Le CODIRPA envisage-t-il la contamination de l’environnement marin ? Prend-il en compte un zonage de surveillance maritime ? Les japonais en sont toujours à l’interdiction de la consommation de certaines espèces marines.

M.HUFFETEAU précise que ce n’est pas un point qui a été traité spécifiquement dans les travaux du CODIRPA à ce stade (comme évoqué précédemment, le CODIRPA a fait des propositions qui restent à décliner de manière opérationnelle) ; en revanche les grands principes s’appliquent concernant la surveillance de l’environnement avec les interdictions de consommation de denrées alimentaires qui comprennent les produits de la mer.

I.2.7 - Publicité des décisions des acteurs des plans d’urgence Question n°41 :

22 23

CODIRPA = le comité directeur pour la gestion de la phase post-accidentelle IRSN = Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

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La loi américaine (Sushine Act–1976) fait obligation aux organismes gouvernementaux d’enregistrer leurs délibérations importantes et d’en rendre publique la transcription. C’est dans ce cadre qu’au lendemain de l’accident de Three Miles Island, toutes les actions décidées dans les réunions de la NRC ont été rendues publiques24.

Une telle transparence de délibérations post-accidentelles est-elle prévue en France pour faire bénéficier tous les acteurs des retours d’expériences ?

Préfecture : C’est la loi TSN et ses différentes traductions dans le code de l’environnement qui s’appliquent.

ASN : Mr HUFFETEAU ne peut répondre qu’en partie, n’ayant pas eu les explications du contexte de la question.

Précision de la question par la CLI : Suite à l’accident de Three miles Island, les enregistrements ont été diffusés plusieurs années après. Y-a-t-il des boîtes noires avec des enregistrements continus faits au niveau des PC de crise ?

L’ASN envoie des préconisations par Fax à la préfecture. Les recommandations que l’ASN fait au préfet sont écrites et ce sont celles-ci qui font foi. Comme toutes les pièces écrites administratives, elles peuvent être demandées officiellement.

En ce qui concerne l’enregistrement, au PCD de l’ASN, il y a possibilité d’enregistrement des conversations téléphoniques. L’ASN précise que cet enregistrement ne peut être au mieux que très partiel puisque de manière générale une situation d’urgence de cette nature peut conduire à mettre en communication un grand nombre d’acteurs par une pluralité de canaux (au contraire d’un poste de commande d’un avion par lequel transite l’intégralité des informations et échanges). L’ASN ne peut pas se prononcer pour ce qui concerne les postes de contrôle des installations et il convient de demander aux exploitants.

CHSCT AREVA élargi : Ce point n'est pas du ressort du CHSCT mais celui-ci souhaiterait en bénéficier et être acteur du PUI en matière de sureté.

I.3.1 - Période post-accidentelle : gestion des déchets radioactifs.

Questions n°42, 44 et 45 : Dans le cas d'une contamination globale de l'environnement comme au Japon, les deux circuits, eaux domestiques et industrielles (vers station d'épuration puis milieu naturel) et eaux de pluie (vers milieu naturel, rivière ou mer) seraient-ils contaminés ?

Leur traitement avant rejet dans le milieu naturel serait-il nécessaire ?

Pour les eaux domestiques et industrielles dont le volume est maîtrisable, est-il envisagé une filière conditionnement (récupération des boues contaminées en sortie de station d’épuration) pour éviter la remise en circuit usuel de la contamination piégée dans ces boues ?

Préfecture : Le traitement de la contamination sera différent selon les zones ZPP et ZST ; • ZPP : nettoyage des bâtiments par lavage haute-pression et des vêtements en machine à laver (le résidu radioactif est quasi nul en raison de la dilution), • ZST : les déchets sont considérés comme non contaminés, mais ils seront tracés et dirigés vers les filières courantes.

Les pouvoirs publics pourront assurer la distribution d’eau potable auprès de la population.

Référence CODIRPA C.A : Ces questions ne sont pas du ressort de la chambre d’Agriculture mais du ressort de la préfecture et de l’ASN.

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The Japan Times du 21 août 2011, http://search.japantimes.co.jp/print/fl20110821x2.html

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ASN : Le groupe de travail n°6 du CODIRPA a travaillé sur la doctrine de la gestion des déchets en phase post accidentelle.

Le CODIRPA prévoit, notamment dans les ZPP, un certain nombre de plateformes de stockage par type de déchets et par niveau de contamination de manière à faire un tri sélectif permettant une meilleure approche du devenir de ceux-ci : gérer les déchets en fonction de leur provenance mais surtout en fonction de leur degré de contamination. Des dispositions spécifiques sont par ailleurs présentées dans le CODIRPA s’agissant des déchets putrescibles. Le document du CODIRPA présente également les modalités de mise en place d’une cellule de contrôle de l’environnement autour des sites d’entreposage de ces déchets.

Réf : GT6 : Gestion des déchets, produits contaminés et terres contaminées (piloté par l'ASN) Document de travail  

Rapport final

Rapport d'étape (du 16/11/2007) Synthèse du séminaire 2007

 

Rapport final (du 08/04/2010) Synthèse du séminaire 2011

ANDRA : Même réponse que pour la question n°43.

IRSN : Quel que soit l’usage de l’eau (domestique, industriel, irrigation) en tant que ressource pour l’homme, l’impact des retombées radioactives dues à un accident est le même et dépend du type de ressource en eau exploitée : pour les eaux de surface (circulantes ou non), la contamination se fait immédiatement, au moment de la dispersion des rejets, par les retombées atmosphériques, mais le flux déposé est rapidement dilué dans la masse d’eau (voir figure suivante et exemple observé à Fukushima) ; par la suite, une contamination résiduelle de ces eaux de surface peut être entretenue par le ruissellement du bassin versant contaminé, mais à un niveau faible ; pour les eaux souterraines, la contamination n’est pas immédiate et est retardée par les mécanismes de transfert/rétention dans la zone insaturée des sols (cf. exemple précédent du Sr-90 à Tchernobyl ; mais attention au cas particulier des eaux karstiques) ; pour les eaux de citerne, si elles proviennent de l’eau de pluie tombée au moment de l’accident, il existe une vulnérabilité particulière qui justifierait des interdictions ou des précautions. L’activité résultante est beaucoup plus importante dans une citerne que dans un plan d’eau stagnante (où la radioactivité est diluée par le flux).

Globalement, et sauf cas particulier, la contamination des ressources en eaux en cas d’accident serait modérée (en comparaison des autres voies d’exposition auxquelles la population serait exposée), transitoire ou différée. Une surveillance adaptée et une bonne gestion de la ressource permettrait de limiter les risques pour les diverses utilisations.

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IRSN : Dans le cadre des travaux du CODIRPA, la démarche suivante est proposée : « À la sortie de la phase d’urgence, aucune disposition particulière n’est prise concernant la surveillance des réseaux de collecte et d’acheminement des eaux usées et des eaux pluviales. Certains lieux (stations d’épuration, bassins de décantation, égouts, points bas du réseau hydrographique naturel, etc.) sont cependant susceptibles de concentrer la radioactivité. Il convient de les identifier, en particulier les stations d’épuration collectant les eaux usées provenant de la ZPP et de la ZST, et de prévoir des mesures périodiques de l’activité radiologique des eaux et des boues produites dans ces stations. Si besoin est, les boues sont orientées vers des filières d’élimination adaptées ».

Une surveillance régulière serait dès lors mise en place, y compris dans les milieux naturels potentiellement impactés. Il faut garder à l’esprit que dans un territoire contaminé, la contamination de la faune et de la flore sera davantage due à la contamination rémanente de l’environnement qu’aux rejets d’eaux usées (a fortiori après traitement). Ainsi selon le CODIRPA, l’eau de nettoyage des maisons par exemple peut suivre le même circuit que les eaux pluviales car le supplément de contamination de l’environnement n ‘est pas significatif.

Par ailleurs la meilleure solution concernant l’élimination du lait inapte à la consommation est de l’épandre sur les terres déjà contaminées. A noter que les eaux pluviales peuvent être plus problématiques, en termes de contamination et de gestion dans les stations d’épuration, que les eaux usées d’origine domestique ou industrielle.

I.3.2 - Période post-accidentelle : Décontamination des bâtiments et des sols Question n°43 : Comment est envisagée en France la gestion des énormes quantités de terres et de déchets contaminées par un accident nucléaire ?

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Préfecture : La gestion des déchets doit s’inscrire dans une logique globale de réduction de la contamination radiologique dans le milieu, en veillant à limiter l’impact de cette gestion sur le public et les intervenants ; cela se fera notamment en limitant le transport de la contamination vers l’extérieur des zones contaminées par l’accident, donc en privilégiant, autant que possible, la gestion de ces déchets à l’intérieur de ces zones déterminées Le Plan National de Gestion des Matières et des Déchets Radioactifs (PNGMDR) définit en particulier les filières de gestion de ces déchets adaptées à la nature et à la dangerosité des déchets. Ces filières doivent ainsi permettre d’assurer le respect de la protection de la santé des personnes, de la sécurité et de l’environnement en identifiant les zones de stockage et de décontamination.

Réf : Groupe de Travail n°6 : Gestion des déchets, produits contaminés et terres contaminées (ASN) Synthèse

ANDRA : Le CSM n’est pas concerné par ce type d’accident. Pour information, l’Autorité de Sûreté Nucléaire a mis en place, à cet effet une structure de réflexion : le CODIRPA (Comité directeur pour la gestion de la phase post-accidentelle).

Ce comité a pour objectif de préparer des dispositions visant à répondre aux problèmes complexes de la gestion de la phase post-accidentelle, en particulier ceux portant sur la gestion sanitaire des populations, les conséquences économiques ou la réhabilitation des conditions de vie dans les zones contaminées).

Les travaux du CODIRPA sont consultables sur le site de l’ASN.

I.3.3 - Période post-accidentelle : INDEMNISATIONS Post-accident Question n°46 : Quels sont les plafonds individuels, tant pour les salariés que pour la population, de dédommagement par les exploitants ou l’Etat ? -> Quand, comment et par qui (exploitants, état) sont-ils révisés ?

EDF : Que ce soit pour la population ou les salariés, il n'y a pas de plafond individuel de dédommagement. L'objectif, en cas d'accident, est d'indemniser intégralement des dommages aux personnes et aux biens causés par un rejet dans l'atmosphère d'éléments radioactifs.

Le montant maximum de l'indemnisation à la charge de l'exploitant est fixé à 91,6 millions d’euros pour un même accident nucléaire survenu dans une installation fixe.

Au-delà, du montant de la responsabilité de l'exploitant, les victimes sont indemnisés l’Etat français dans les conditions fixées par la Convention de Bruxelles, c'est à dire : - Entre 91,6 à 197 millions d’euros par l'Etat - Entre 197 et 340 millions d’euros par la collectivité des Etats signataires de la Convention de Bruxelles.

Les questions : « quand » et « par qui » sont à poser à la Préfecture.

AREVA : En cas de dommages nucléaires impactant les tiers, un régime a été créé par des conventions internationales et notamment la Convention sur la responsabilité civile dans le domaine de l'énergie nucléaire (Convention de Paris) du 29 juillet 1960 ; convention en vigueur à laquelle la France est partie contractante.

Dans l'hypothèse où une installation nucléaire (et la substance nucléaire utilisée) entre dans le champ d'application de la Convention de Paris, l'exploitant dit nucléaire a l'obligation de mettre en place des garanties financières pour couvrir sa responsabilité qui est exclusive en matière de Responsabilité Civile Nucléaire.

Les plafonds maximum de responsabilité de l'exploitant (ch. article L. 597-28 code de l'environnement) sont d'environ 91 MEUR (et 22 MEUR pour les installations dites à risque réduit au sens du décret n°91-355 du 12 avril 1991).

Préfecture : Le montant maximum de l'indemnisation à la charge de l'exploitant est fixé à 91,6 millions d’euros pour un même accident nucléaire survenu dans une installation fixe.

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Au-delà du montant de la responsabilité de l'exploitant, les victimes sont indemnisées par l’État français dans les conditions fixées par la Convention de Bruxelles, c'est à dire : - Entre 91,6 à 197 millions d’euros, par l'État.

- Entre 197 et 340 millions d’euros, par la collectivité des États signataires de la Convention de Bruxelles.

ANDRA : En France, la responsabilité civile nucléaire d’un exploitant d’INB pour la réparation des dommages quels qu’ils soient, causés à la suite d’un accident nucléaire (hors cas d’accident en cours de transport et dans les installations à risques réduits) est actuellement fixée à 91,5 M€. Au-delà de ce plafond, l’Etat est tenu de contribuer à la réparation des dommages jusqu’à environ 202 M€. Au-delà de ce montant et jusqu’à environ 347 M€, ce sont l’ensemble des parties signataires de la convention complémentaire de Bruxelles du 31/01/63 qui sont tenues de contribuer à la réparation des dommages. Enfin, le CODIRPA a également abordé ces questions dans les GT qu’il a pilotés.

L’ASN mentionne que cette question devrait être posée au ministère. L’ASN précise toutefois que la responsabilité première revient à l’exploitant : la loi TSN (Transparence et Sécurité Nucléaire) a institué un principe selon lequel l’exploitant est responsable de son installation. De manière analogue, le principe de base est que le pollueur, en l’occurrence l’exploitant, est le premier responsable.

Il y a un certain nombre de conventions internationales pour définir jusqu’où cette responsabilité financière est engagée. Il convient de noter que l’article 55 de la loi TSN de 2006 permet la ratification du dernier protocole en date (12 février 2004). (cf réponses aux questions 47 et 48) Complément apporté par la CLI hors réunion : Ces réflexions ont conduit à la Convention de Paris de 1960 et à la Convention de Bruxelles de 1963, qui ont été modifiées en dernier lieu par des Protocoles de 2004. En France, l’application de ce régime international a été effective dès la publication de la loi du 30 octobre 1968 et par la loi TSN de 2006.

La législation de la responsabilité civile de droit commun repose sur l’existence de la faute, d’un dommage et d’un lien de causalité entre la faute et le dommage. L’auteur de la faute est responsable sans limite mais rien ne garantit sa solvabilité financière. Face à cette difficulté, il a été nécessaire de trouver des solutions spécifiques et adaptées. Notamment, on a élaboré une théorie fondée sur le fait que l’on doit non seulement répondre des dommages causés par un comportement fautif mais aussi par une activité dont on tire profit.

C’est dans ce cadre que s’inscrit le droit de la responsabilité civile nucléaire. Un certain nombre de règles caractérisent la responsabilité de l’exploitant, qui est exclusive et solidaire.

L’exploitant de l’installation nucléaire à l’origine de l’accident est seul responsable des dommages causés par l’accident. Il ne peut se soustraire à sa responsabilité, même en cas de terrorisme ou de catastrophe naturelle. Le deuxième principe dérogatoire concerne l’exigence d’une garantie financière, qui doit être agréée par l’État de l’exploitant.

Réf : http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Dossiers/Gestion-post-accidentelle/Seminaire-international-postaccidentel-nucleaire-du-6-et-7-decembre-2007/L-indemnisation

Question n°47 : Qu'en est-il de la demande par les usagers de constitution d'une réserve financière EDF, AREVA, etc ... en cas d'accident ? (cf le rapport Turpin -juillet 1996- dans le cas du centre de stockage de la Manche) EDF : Nous ne sommes pas en capacité de répondre à cette question mais aujourd’hui, chaque exploitant est tenu d'avoir et de maintenir une assurance ou une autre garantie financière à concurrence, par accident, du montant de sa responsabilité. (cf réponses aux questions 46 et 48)

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AREVA : Il n’y a pas actuellement de réserve financière autre que les assurances.

Préfecture : C’est la loi qui oblige l’exploitant à avoir une garantie financière conformément aux chiffres cités en réponse à la question n°46.

ANDRA : Le rapport TURPIN ne traite en aucun cas d’une quelconque situation accidentelle sur le CSM. Question n°48 : Les polices d'assurances civiles et professionnelles n'incluant pas les dommages liés aux accidents nucléaires, qui en assumerait les conséquences économiques dommageables aux citoyens ?

EDF : Chaque exploitant est tenu d'avoir et de maintenir une assurance ou une autre garantie financière à concurrence, par accident, du montant de sa responsabilité. La garantie financière doit être agréée par le Ministre de l'Economie et des finances.

Ainsi, conformément à la Législation en vigueur, cette assurance s'élève à un montant, qui est actuellement, pour la France de 91,5 millions d'euros par accident sur une installation fixe. Au-delà, l'Etat français prend le relais de 91,5 à 197 millions d'euros, puis c'est l'ensemble des Etats signataires de la convention de Bruxelles qui prennent le relais (de 197 à 340 millions d'euros) : Pas concerné : en référer aux services de l’Etat.

AREVA : La loi impose aux exploitants nucléaires de souscrire des polices d'assurances de responsabilité civile spécifiques, distinctes des polices citées dans la question. Ces polices spécifiques répondent aux obligations légales à la charge de l'exploitant pour indemniser les tiers en cas d'accidents nucléaires.

Préfecture : Dans le domaine financier, il convient de distinguer les aides d’urgence de l’indemnisation.

Les aides d’urgence comprennent : les secours d’urgence versés par l’Etat et les aides de première nécessité versées par l’exploitant aux victimes L’indemnisation elle est encadrée par un dispositif juridique très précis : le dispositif RCN Responsabilité Civile Nucléaire Le dispositif RCN comporte la désignation d’un responsable civil unique à l’égard des tiers c’est de façon quasi automatique l’exploitant de l’installation nucléaire en cause qui porte juridiquement cette responsabilité Le RCN comporte aussi le dispositif de réserve financière par tranche respectivement dévolue, pour la première à l’exploitant, pour la seconde à l’Etat et pour la troisième à l’ensemble des Etats signataires de la convention de Bruxelles Les dommages pouvant être indemnisé couvrent les dommages aux personnes ainsi que les dommages aux biens L’installation nucléaire elle même est exclue de ce champ assurantiel ainsi que les autres installations relevant du même exploitant sur le site Si les fonds de garantie de l’exploitant sont insuffisants, l’État peut abonder des fonds publics à hauteur des limites prévues par la loi.

Dans le cas où les sommes disponibles prévues par les trois tranches d'indemnisation risqueraient d'être insuffisantes, un décret en conseil des ministres (décret prévu a l’article L597-38 du code de l’environnement relatif aux règles de priorités en cas d’insuffisance des tranches disponibles) fixe les modalités de répartition des sommes des trois tranches en tenant compte de la priorité à donner en premier lieu à la réparation des dommages corporels L’État, sur la partie post-crise, met en place une cellule financière permettant des aménagements économiques pour les organismes ou personnes concernés : la doctrine du CODIR-

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PA, en la matière, est de rendre les choses plus faciles pour les populations impactées, grâce à des mesures financières d’étalement des dettes fiscales et sociales. de plus , des guichets unique CAI Centre d’Accueil et d’Information regrouperont l’ensemble des interlocuteurs et des acteurs directement nécessaire aux besoins de la population en phase post accidentelles court terme moyen terme et projection sur le long terme Réf

: http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Dossiers/Gestion-post-accidentelle/Seminaire-international-post-accidentelnucleaire-du-6-et-7-decembre-2007/L-indemnisation http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Dossiers/Gestion-post-accidentelle/Seminaire-international-post-accidentel-nucleaire-du6-et-7-decembre-2007/L-indemnisation

ANDRA : Même réponse que pour la question n°46

I.4 - Sous-traitance et Sûreté Question n°49 : En quoi le recours à une entreprise sous-traitante participe-t-il au développement continu de la culture de sûreté ?

Précisions du GT INTERCLI : La CLI a rendu un avis défavorable sur le projet d’externalisation (et non sur le choix technologique de la biomasse) de la production de vapeur et d’eau surchauffée pour l’établissement AREVA de La Hague. Suite au recours en justice du CHSCT, ce projet a été interrompu en première instance par le TGI de Paris.

L’exploitant a fait appel de cette décision, ce qui lui permet de poursuivre son projet. La réponse de la Cour d’appel est attendue pour avril 2013.

EDF : Depuis plus de 20 ans, EDF a fait le choix de confier à des entreprises extérieures la majeure partie des opérations de maintenance de ses centrales nucléaires. Ce recours à la sous-traitance répond à un besoin de compétences pointues ou rares, permet de disposer d’une main d’œuvre importante lors des arrêts pour maintenance des réacteurs. Ce recours participe ainsi au développement continu de la culture de sûreté.

- Il permet de gérer la pointe d'activité saisonnière. Les arrêts pour maintenance sont déterminés par des contraintes de consommation et non pas de production. Ils sont réalisés, de mars à octobre, pendant les mois où la demande d'électricité est moins forte ; - de disposer de techniciens très compétents travaillant soit pour les constructeurs dont le savoir-faire et l'expertise sont difficilement remplaçables, soit dans des entreprises très spécialisées qui développent aussi des solutions pour d'autres clients, ce qui leur permet d'entretenir et d'améliorer leur savoir-faire, d’avoir aussi une ouverture qui est pour nous très riche ; - de bénéficier d’une main d’œuvre spécialisée, présente en permanence sur le site, réalisant des travaux de maintenance toute l’année et en capacité de renforcer leurs effectifs de façon importante, notamment lors des arrêts pour maintenance.

AREVA : Le recours à des entreprises sous-traitantes participe au maintien de la culture de sûreté grâce à l'application des principes directeurs qui encadrent la politique industrielle de l'Etablissement : - Réaliser en interne les activités de production "cœur de métier" et de maîtrise d'ouvrage et de maîtrise des risques.

- Avoir recours à des entreprises spécialisées pour des activités dans lesquelles leur expertise et leur professionnalisme sont reconnus par la notoriété, l'expérience : > Elles peuvent être du groupe ou extérieures au groupe > Elles agissent en tant qu'opérateur industriel (conditionnement de déchets spécifiques, laverie du linge, exploitation eaux usées,) ou en tant que sous-traitant (assainissement, maintenance mécanique, levage...).

Ce cadrage induit la cartographie suivante : - Environ 85 % du volume des prestations sont réalisées par des entreprises localisées dans la région.

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-Le panel des entreprises prestataires la Hague est stable depuis une dizaine d'années et les 10 premières entreprises prestataires représentent plus de la moitié du volume des achats.

Une démarche globale de gestion des prestataires est en place. Elle comporte en outre : - Système d'évaluation et de sélection - Cahier des charges exprimant les exigences techniques et à caractère Qualité, Sécurité, Sûreté et Environnement - Modalités de suivi de la prestation et de contrôle.

Elle impose le respect de conditions d'intervention précises procédurées et d'un niveau d'exigence identique pour des intervenants AREVA ou pour des intervenants d'entreprises prestataires.

L’ASN note que la formulation de la question est inadéquate et répondra à la question : le recours à la sous-traitance pour les activités ayant un enjeu de sûreté est-il possible ?

L’ASN a en charge de fixer les objectifs généraux en termes de sûreté et vérifier si les règles générales d’exploitation sont acceptables et respectées. L’ASN ne prescrit en règle générale pas de moyens pour l’atteinte des objectifs.

Les exploitants ont la possibilité de sous-traiter mais il faut que cela s’inscrive dans un cadre réglementaire correspondant à l’arrêté qualité du 10 août 1984 (remplacé depuis Fukushima par l’arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base) qui précise dans quel contexte l’exploitant peut et a le droit de sous-traiter.

Cependant, en aucun cas, les opérations de surveillance des activités les plus importantes ne peuvent être sous-traitées à un prestataire (il s’agit de l’article 2.2.3 de l’arrêté du 7 février 2012). Il doit surveiller les activités de la sous-traitance qui opère sur les éléments techniques importants pour la sûreté et avoir les compétences pour contrôler et surveiller tous les acteurs de la sous-traitance travaillant au cœur du métier.

Concernant la terminologie, il y a une différence entre contrôle et surveillance :  Le contrôle de premier niveau est le contrôle direct, généralement in-situ, de la qualité de réalisation d’une activité. Celui peut être fait par une personne de la même entreprise, par exemple, par la hiérarchie de cette même entreprise prestataire ou par un autre intervenant.  Plusieurs niveaux de contrôles peuvent ainsi se superposer ou se compléter selon l’ampleur des exigences.  La surveillance, c’est le dernier niveau de contrôle qui est quant à lui exercé par l’exploitant [réf : arrêté INB publié le 7 février 2012 qui rentre en vigueur en juillet 2013].

Réf : http://www.asn.fr/index.php/Les-actions-de-l-ASN/La-reglementation/Cadre-legislatif/Arretes/Arretedu-10-aout-1984 http://www.legifrance.gouv.fr/affichTexte.do?cidTexte=JORFTEXT000000321244&dateTexte=20120716

CHSCT EDF : La sous-traitance ne participe en rien au développement de la culture de sûreté. Au contraire elle peut être la source d’un risque de dilution de cette culture ; on peut parler d’une perte de compétence des gestes techniques en déléguant systématiquement comme aujourd’hui ces travaux à la sous-traitance. Lors des arrêts de tranche, le travail de près de 2 000 personnes de la sous-traitance est parfois contrôlé par une petite dizaine de salariés EDF seulement.

CHSCT AREVA élargi : le recours à la sous-traitance engendre à la fois une perte de compétence de l'exploitant et un risque sur la pérennité des compétences nécessaires aux tâches sous-traitées. En effet, la remise en cause au bout de quelques années de contrats attribués au moins-disant n'est pas de nature à stabiliser le personnel sous-traitant sur l'établissement, et par conséquent, ne peut pas être favorable au développement d'une expérience et d'une culture de sûreté.

De plus, l'événement Fukushima a fait la preuve, si besoin était, que la maîtrise de fonctions considérées à tort comme mineures (utilités : refroidissement, électricité, décontamination,...)

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peut être cruciale pour la mise en sûreté-sécurité des installations. Ces tâches de mise en sécurité doivent être du domaine régalien de l'exploitant d'une INB. C'est pourquoi le CHSCT estime que garder en interne l'ensemble des compétences est préférable pour garantir un niveau de culture de sûreté satisfaisant.

Commentaire de la CLI : La question sur ce qui appartient ou non au cœur de métier n’est pas pertinente ; ce qui compte c’est la sûreté nucléaire : les Utilités font partie du cœur de métier parce qu’elles conditionnent bon nombre de Fonctions Importantes pour la Sûreté (FIS), lesquelles constituent l’enjeu prioritaire du cœur de métier. De plus, comment définir des FIS qui seraient gérées par la sous-traitance ?

IRSN : Le recours à une entreprise sous-traitante (ST) peut participer au développement continu de la culture de sûreté : o Apport de compétences spécialisées qui permettent de réaliser des activités qui, compte tenu de la stratégie industrielle de l’exploitant, n’entrent pas dans le cœur de ses missions : fourniture d’équipements, fourniture d’étude, activités de maintenance, activités de démantèlement, etc. o Développement de compétences spécialisées : le volume d’activité peut ne pas permettre à un exploitant d’assurer le développement et la pérennité de compétences spécialisées, la sous- traitance permet de bénéficier d’un effet de mutualisation des activités entre plusieurs exploitants industriels. La sous-traitance à un service interne peut également constituer une réponse. o Recours à une entreprise ST sur une activité qui constitue son cœur de métier et dont le personnel dispose d’une forte culture de métier, par exemple les métiers du démantèlement. Alors que pour l’exploitant, le caractère périphérique de cette activité peut gêner la reconnaissance et la valorisation du métier. o Explicitation et formalisation du besoin rendues nécessaires pour rédiger un cahier des charges précis, alors que dans le cadre d’une activité réalisée en interne ce besoin peut être peu ou mal défini. o Etc. Parallèlement, la sous-traitance peut contribuer à une dégradation de la culture de sûreté : o Réduction des marges de manœuvre respectives de l’exploitant et de l’entreprise sous traitante, leur capacité à négocier les exigences et contraintes d’intervention, leur capacité à dire oui ou non. Plusieurs facteurs vont peser sur ces marges de manœuvre : a. Le tissu industriel : I. poids industriel de l’entreprise ST II. niveau de l’offre industrielle / concurrence dans le domaine d’activité sous-traité : risque de consultation infructueuse vs marché fortement concurrentiel III. l’existence de plusieurs niveaux de sous-traitance b. Le niveau de connaissance et compétence requis pour réaliser les activités soustraitées : I. Maîtrise d’un type particulier d’équipement : activités de maintenance confiées à l’industriel qui a conçu les équipements (Areva, Sebim, etc.)

II. Maîtrise d’une technique particulière : réalisation de certains essais nondestructifs, réalisation de gammagraphies, III. Maîtrise d’une activité particulière : réalisation d’opérations d’assainissement et de démantèlement d’installation IV. Exigence de compétence réduite : activités de décalorifugeage. c. Les relations contractuelles : I. structure des marchés passés : reconduction d’un marché avec une entreprise reconnue nationalement bien qu’une antenne locale ne donne pas satisfaction II. prépondérance des acheteurs sur les prescripteurs techniques : « moinsdisant » ou « mieux-disant ».

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o Perte de maîtrise par l’exploitant de la qualité des activités réalisées par des prestataires.

Plusieurs facteurs peuvent peser sur cette perte de maîtrise : a. La politique d’achat : I. sous-traitance limitée vs prestation intégrée II. existence de plusieurs niveaux de sous-traitance III. durées des contrats b. L’organisation des achats I. Qualité du processus de sélection des entreprises II. Anticipation et accompagnement des renouvellements de contrats III. Traitement du retour d’expérience des prestations réalisées c. L’organisation du suivi et de la surveillance des prestations (responsabilité de l’exploitant) I. Présence continue dans l’installation ou surveillance par sondage II. Implication des prestataires dans la constitution du retour d’expérience III. Poids des relations contractuelles qui peut freiner le partage d’information : ne pas dire pour ne pas endosser la responsabilité, ne pas dire pour conserver un savoir permettant de se distinguer des concurrents.

A travers ses évaluations de sûreté, l’IRSN cherche principalement à déterminer si les exploitants mettent en œuvre des dispositions organisationnelles leur permettant de maîtriser les risques de dégradation de la culture de sûreté liés au recours à la sous-traitance.

Commentaires du GT InterCLI : Différents retours d’expériences incidentels montrent que le pilotage de la fourniture d’énergie doit faire partie du « cœur de métier » d’AREVA parce qu’il constitue un enjeu de sûreté : retours d’effluents radioactifs vers la chaufferie ; problèmes de ventilation sur T2 et R2. Il se pose par ailleurs la question, en cas de perte de l’alimentation électrique, du démarrage des groupes électrogènes dans différents locaux du site pas nécessairement bien connus par la sous-traitance.

L’IRSN confirme que la fourniture d’énergie constitue un enjeu de sûreté, mais n’a pas été saisi au sujet de son externalisation et ne peut donc répondre à la question de savoir si ce transfert de compétences, moyennant une autre organisation de sûreté, maintiendrait ou non le niveau de sûreté actuel.

Question n°50 : Afin d’assumer la pleine responsabilité et les meilleures conditions de maintenance des installations nucléaires, pourquoi ne pas garantir aux agents en charge de la maintenance ce que l’on a retenu pour les déchets nucléaires : un statut de droit public dans une entreprise dédiée à la maintenance des installations ?

EDF : La sous-traitance répond à une politique industrielle de l’entreprise EDF. L’objectif est d’optimiser la sûreté par des compétences et des prestataires qualifiés. La validation et l’évaluation de l’organisation des prestataires par EDF est faite suivant un cahier des charges très strict.

La réponse est également disponible dans le rapport des évaluations complémentaires de sûreté de Flamanville – paragraphe 7.1.2 (le rapport des évaluations complémentaires de sûreté de Flamanville est disponible à l’adresse suivante : Réf : http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-deflamanville/publications-45743.html)

AREVA : Cette question n'est pas de notre domaine de responsabilité.

L’ASN, à la suite de l’accident de Fukushima, a mis en place un Comité d’Orientation des Facteurs Sociaux Organisationnel et Humain (COFSOH) dont la 1ère réunion a eu lieu le 7 juin dernier. Cette décision s’inscrit dans la lignée de la recommandation que le HCTISN

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avait formulée sur le cahier des charges des évaluations complémentaires de sûreté en mai 2011.

Ce comité est constitué de plusieurs collèges :  le collège des représentants institutionnels (HCTISN25, ANCCLI26, etc.)  le collège des représentants d’associations de protection de l’environnement (ACRO27, GREENPEACE, etc.)  le collège des personnalités choisies en raison de leur compétence scientifique, technique, économique ou sociale ou en matière d’information et de communication (IRSN28, etc.)  le collège des représentants des personnes responsables d’activités nucléaires (AREVA, EDF, etc.), le collège des fédérations professionnelles des métiers du nucléaire (CGPME29, etc.)  le collège des représentants d’organisations syndicales de salariés représentatives (CFDT, FO, CGT, etc.).

CHSCT EDF : La responsabilité de la sûreté de l’exploitant est non déléguable : le statut de droit public est une revendication permanente des IRP (Institutions représentatives du personnel) et des syndicats.

CHSCT AREVA élargi : Le choix de cette option n'est pas du ressort du CHSCT. Néanmoins, cette option peut être une des solutions possibles pour se prémunir du risque de voir des choix économiques faits au détriment de la sûreté.

Question n°51 : Sous les aspects radioprotection et suivi médical des intervenants en cas de crise nucléaire majeure, quels sont l’organisation et les moyens dédiés mis en place ?

EDF : En France, en cas de crise nucléaire, les interventions en situation d'urgence sont encadrées par la réglementation française (2003) et sont définies, d'une part dans le Code de la santé publique (2007) et d'autre part dans le Code du travail (2005).

En cas de crise nucléaire, interviendrait un premier groupe appelé « groupe d'intervention » composé de :  des équipes de sapeurs pompiers,  des équipes du SAMU,  des équipes spécialisées du CEA,  des équipes d'intervention du GIE intra (Groupe d'intervention robotique EDF, CEA, AREVA),  des équipes d'intervention de l'IRSN. La réglementation indique que les pouvoirs publics peuvent compléter ce premier groupe d'équipes spéciales d’intervention en faisant appel aux personnels sur les centrales.

Une liste préalable, revue annuellement, est donc établie sur chaque site. Pour être membre de cette liste, il faut être :  travailleur de catégorie A (habilité à travailler en zone nucléaire),  volontaire,  informé des risques encourus,  avoir une dosimétrie sur 12 mois inférieure aux limites réglementaires.

C'est lors de la visite avec son médecin du travail que le salarié est informé et se déclare volontaire ou non, le médecin ayant la responsabilité de déclarer l'aptitude ou non. Sont ex25

Haut Comité pour la transparence et l'information sur la sécurité nucléaire Association Nationale des Comités et Commission Locales d’information 27 Association pour le Contrôle de la Radioactivité de l'Ouest 28 Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire 29 Confédération générale du patronat des petites et moyennes entreprises 26

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clus de cette liste les femmes enceintes ou allaitantes, les salariés de moins de 18 ans et les salariés en contrat à durée déterminée.

Lors d'une intervention en situation d'urgence radiologique identifiée, des niveaux de référence d'exposition individuelle ont été fixés par la règlementation :  Un premier niveau fixé à 100 mSv pour une intervention technique  Un deuxième niveau de référence fixé à 300 mSv lorsque l'intervention est destinée à protéger des personnes.

Un dépassement de ces niveaux de référence ne peut être admis qu'exceptionnellement, afin de sauver des vies humaines, et sous réserve que les intervenants soient non seulement volontaires, mais également informés du risque que comporte leur intervention et équipés de protections individuelles et de dispositifs dosimétriques appropriés.

En aucun cas la dose totalisée sur la vie entière ne doit dépasser 1 Sievert. C'est cette dose maximale qui définit la durée d'intervention.

Le principe étant que le nombre de personnes sur cette liste soit important afin de permettre un travail en équipe, avec un roulement évitant aux intervenants de recevoir des doses au delà de ce que la réglementation a prévu.

Les personnels volontaires de catégorie A ne sont pas tous amenés à intervenir en zone à risque. Les matériels et procédures ont été conçus pour que les interventions en zone exposée soient minimisées : les actions humaines en situation accidentelle sont très peu probables et une évaluation des risques est faite avant toute intervention.

AREVA : En cas d'intervention lors de la mise en œuvre du Plan d'Urgence Interne, les intervenants disposeraient comme en temps normal, du même suivi radiologique et médical, qu'il s'agisse d'intervenants extérieurs ou appartenant à AREVA. D'autre part, notre organisation intègre les moyens de radioprotection et médicaux pour gérer l'ensemble des intervenants.

Préfecture : Le suivi dosimétrique distingue deux types de limites de dose selon le groupe d’appartenance des intervenants : - le premier groupe est composé des personnels formant les équipes spéciales d'intervention technique, médicale ou sanitaire préalablement constituées pour faire face à une situation d'urgence radiologique ; la dose efficace susceptible d'être reçue par ces personnels du groupe 1, pendant la durée de leurs missions, est de 100 millisieverts. Elle est fixée à 300 millisieverts lorsque l'intervention est destinée à protéger des personnes.

- le second groupe est constitué des personnes n'appartenant pas à des équipes spéciales mais intervenant au titre des missions relevant de leur compétence ; la dose efficace susceptible d'être reçue par ces personnels du groupe 2 est de 10 millisieverts.

Le code de la santé publique prévoit un certain nombre de limites en termes de dosimétrie pour les intervenants volontaires. http://www.legifrance.gouv.fr/affichCode.do?idArticle=LEGIARTI000006910232&idSectionTA=LEGISC TA000006197001&cidTexte=LEGITEXT000006072665&dateTexte=20120716

Tous les moyens sont mobilisés par la préfecture et au besoin, des renforts en provenance de la Zone de Défense Ouest (Rennes) pourraient intervenir tant au niveau matériel qu’humain. Un suivi médical spécifique est assuré pour les pompiers, gendarmes, professionnels de la santé publique et il y a une approche psychologique dédiée aux personnels de secours.

ASN : La description des groupes d’intervenants concernés figure dans le code de santé publique : art R 1333.84.

Le code de la santé publique prévoit un certain nombre de limites en termes de dosimétrie pour les intervenants du premier groupe ci-dessus et explicite le cas du volontariat. Le code de la santé publique rappelle également l’obligation du port de la dosimétrie :

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Article R1333-84 Modifié par Décret n°2007-1582 du 7 novembre 2007 - art. 27 JORF 9 novembre 2007 En vue de déterminer leurs conditions de sélection, de formation et de surveillance médicale et radiologique, les intervenants sont classés en deux groupes : - le premier groupe est composé des personnels formant les équipes spéciales d'intervention technique, médicale ou sanitaire préalablement constituées pour faire face à une situation d'urgence radiologique ; - le second groupe est constitué des personnes n'appartenant pas à des équipes spéciales mais intervenant au titre des missions relevant de leur compétence.

Les femmes enceintes ou allaitant et les personnes âgées de moins de dix-huit ans ne peuvent être intégrées dans les équipes du premier groupe. Lorsque le risque d'exposition aux rayonnements ionisants est avéré, les femmes enceintes ou allaitant et les personnes âgées de moins de dix-huit ans du second groupe sont exclues du périmètre du danger radiologique.

Article R1333-86 Modifié par Décret n°2007-1582 du 7 novembre 2007 - art. 27 JORF 9 novembre 2007 Pour une intervention en situation d'urgence radiologique identifiée, des niveaux de référence d'exposition individuelle, constituant des repères pratiques, exprimés en termes de dose efficace, sont fixés comme suit : - la dose efficace susceptible d'être reçue par les personnels du groupe 1, pendant la durée de leurs missions, est de 100 milli sieverts. Elle est fixée à 300 milli sieverts lorsque l'intervention est destinée à protéger des personnes ; - la dose efficace susceptible d'être reçue par les personnels du groupe 2 est de 10 milli sieverts.

Un dépassement des niveaux de référence peut être admis exceptionnellement, afin de sauver des vies humaines, pour des intervenants volontaires et informés du risque que comporte leur intervention.

La dose efficace intègre l'ensemble des doses reçues par exposition interne et externe. Elle est évaluée selon les modalités définies en application de l'article R. 1333-10. Les personnels appelés à intervenir doivent bénéficier de protections individuelles et être munis de dispositifs dosimétriques appropriés. En aucun cas la dose efficace totalisée sur la vie entière d'un intervenant ne doit dépasser 1 sievert.

Réf :

http://www.legifrance.gouv.fr/affichCode.do?idArticle=LEGIARTI000006910232&idSectionTA=LEGISCTA000006 197001&cidTexte=LEGITEXT000006072665&dateTexte=20120716

ASN : Par ailleurs, dans les prescriptions techniques que va prendre l’ASN, il sera demandé à l’exploitant de s’assurer qu’il dispose de moyens techniques (dosimètres, instruments de mesures et moyens de protection individuels et collectifs) satisfaisants pour faire face aux situations potentiellement plus graves que celles envisagées aujourd’hui : en termes d’organisation, de combien de personnes a-t-il besoin et ont-elles suffisamment d’équipements à leur disposition, etc.

Décisions ASN publiées après les auditions : pour le cas d’AREVA NC La Hague par exemple, il s’agit du paragraphe 4 de la prescription [ARE-LH-03] de la décision de l’ASN n°2012-DC-0302. Une prescription analogue figure dans la décision relative au site EDF de Flamanville.

L’exploitant doit définir une organisation et l’ASN va dans le même sens que le GT Intercli pour satisfaire à cette demande. D’où la prescription de la mise en place de la FARN (Force d’Action Rapide Nucléaire) chez EDF. Ces prescriptions sont nécessaires et contribuent à renforcer la sûreté.

CHSCT EDF : Que ce soit les salariés AREVA ou les salariés de la sous-traitance, les conditions d’interventions sont les mêmes qu’en situation normale. Cette organisation est-elle suffisante au regard du « post Fukushima » au niveau des déplacements sur site contaminé avec un fort débit de dose ? Le CHSCT s’interroge.

CHSCT AREVA élargi : L'organisation existante décrite et prévue en cas de PUI est adaptée en cas de crise majeure pour assurer le suivi radioprotection et médical de tous les intervenants.

IRSN : Le code de la santé publique (CSP), aux articles R. 1333-83 à R. 1333-88 prévoit les dispositions applicables aux intervenants en situation d'urgence radiologique. Ces intervenants doivent avoir préalablement suivi des formations spécifiques. Le CSP fixe des niveaux de référence d'exposition individuelle de ces derniers pour la durée de leurs missions. En

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termes d'organisation, une réflexion nationale a été engagée suite à l'accident de Fukushima. Un projet de plan national de réponse à un accident nucléaire ou radiologique majeur est en cours d'élaboration par différents groupes de travail ; l'un d'entre eux est consacré à la gestion des équipes d'intervenants en situation d'urgence radiologique au sein de l'INB concernée.

Demande complémentaire du GT InterCLI : Existe-t-il des listes de volontaires ayant accepté d’être exposés éventuellement à des doses supérieures à 20 mSv en cas d’accident?

Selon l’IRSN, les exploitants cherchent à mettre en place une organisation conforme au code du travail. Des dispositions standardisées entre opérateurs sont en cours d’élaboration.

Question n°52 : Les conditions d’intervention des prestataires lors de certaines opérations à risques sont-elles représentatives de situations accidentelles ?

EDF : Les prestataires n’interviennent pas dans les situations accidentelles.

Sur les sites nucléaires d’EDF, tous les intervenants, d’entreprises extérieures ou d’EDF, disposent des mêmes conditions de travail. Les salariés, qu’ils soient d’EDF ou d’entreprises extérieures, bénéficient des mêmes conditions de radioprotection et de suivi médical et sont soumis aux mêmes exigences de préparation, de prévention et de contrôle.

Ainsi, la dose moyenne annuelle reçue par les salariés des entreprises prestataires exposés aux rayonnements ionisés est restée, en 2011, inférieure au dixième de la limite annuelle réglementaire fixée pour les travailleurs du nucléaire, soit 1,85 mSv. Elle n’est donc sans commune mesure avec une exposition en situation accidentelle.

D'autre part, en France, en cas de crise nucléaire, les interventions en situation d'urgence sont encadrées par la réglementation française (2003) et sont définies, d'une part dans le Code de la santé publique (2007) et d'autre part dans le Code du travail (2005).

AREVA : Dans certains métiers, les interventions confrontent régulièrement les intervenants à des situations techniquement complexes dans des environnements radiologiques variés.

Ces pratiques leur permettraient en cas de crise d'intervenir de par leur expérience de façon maîtrisée.

CHSCT EDF : Les prestataires n’interviennent pas dans les situations accidentelles.

CHSCT AREVA élargi : Les interventions des prestataires, comme du personnel AREVA, ne sont réalisées qu'après une analyse de risque et la mise en œuvre de dispositions de maîtrise des risques identifiés. En conséquence, les interventions ne sont réalisées que dans des conditions radiologiques compatibles avec les objectifs d'exposition du personnel fixés pour l'établissement de La Hague. Des situations accidentelles pourraient donc potentiellement présenter des conditions radiologiques plus contraignantes.

Question n°53 : La CLI souhaite avoir un panorama complet et détaillé de la sous-traitance des établissements EDF : - nombre de salariés, permanents, occasionnels - nombre de sociétés, niveaux de sous-traitance (cascade) - turn-over des entreprises, des salariés - statut social (conventions collectives etc.)

- secteurs, activités ou métiers concernés - gestion administrative, commerciale et technique de la sous-traitance ; obligation de moyens ou de résultat ? Contrôle - modes d'intervention des sous-traitants

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- suivi médical et dosimétrique (y compris intervenants multi-sites) ; la CLI souhaite que lui soit communiquée les doses moyennes individuelles et collectives pour les catégories AREVA et Entreprises extérieures séparément avec les valeurs minimum et maximum.

- gestion des autorisations d'accès au site.

EDF : Pour le CNPE : 300 salariés permanents d’entreprises partenaires. Entre 500 et 1500 salariés peuvent renforcer les équipes EDF lors des arrêts pour maintenance programmée.

Un programme de fidélisation des entreprises externes avec contrat de 5 ans renouvelable jusqu’à 7 ans permet une stabilité des ressources.

Chaque prestataire est soumis à la réglementation interne d’EDF et répond à une charte de progrès et développement durable sous l’appellation projet « MOPIA » porteur de l’amélioration continue. Les conditions d’accès pour Flamanville 1 & 2 répondent aux règles de sécurité instaurées par le groupe EDF qui déclenchent une enquête auprès des services de l’Etat et demandent l’approbation du directeur de la centrale.

EDF : Pour l’EPR : Les mêmes conditions sont appliquées sur le chantier de l’EPR pour la sous-traitance.

Une clause complémentaire d’accès est liée à la connaissance des règles de sécurité applicables sur le chantier : toute personne sollicitant un accès permanent sur le site est tenue de suivre préalablement la session d’accueil sécurité « nouveaux arrivants » comprenant une information sur les exigences en matière de sécurité sur le chantier et un questionnaire permettant de vérifier que les messages principaux ont été assimilés.

A l’issue de la session d’accueil, une attestation de succès au test est délivrée au candidat qui la remet au poste de garde contre son badge d’accès.

Le chantier de construction de l’EPR de Flamanville 3 emploie  Jusqu’à 3000 salariés d’entreprises sur le chantier (en fonction des activités en cours) dont 57 % de travailleurs locaux  600 salariés d’EDF, o 250 salariés travaillent pour l’Aménagement EDF et pilotent et supervisent la construction. o 350 travaillent au CNPE de Flamanville 3 pour préparer l’exploitation.

AREVA : De nombreux secteurs d'activité sont sollicités par l'établissement de la Hague, parmi ceux-ci, on peut citer : la mécanique, l'assainissement, l'informatique, la chaudronnerie, le BTP, le transport....

Différents opérateurs industriels interviennent sur le site d'AREVA la Hague comme : - La BU Logistique d’AREVA pour la plateforme d’entreposage des emballages, - la BU Assainissement d’AREVA pour le traitement des déchets alpha (UCD), l’atelier de décontamination AD1-BDH, la laverie ainsi que la collecte et la distribution du linge, - Sogefibre de la BU Recyclage d’AREVA pour la centrale à béton pour les conteneurs béton-fibres.

Les principales entreprises spécialisées réalisant des prestations pour l'établissement sont : REEL : Moyens de levage / DALKIA : Maintenance de la ventilation, maintenance des utilités /SOGEDEC : Assainissement/ SALVAREM : Assainissement et le démantèlement de déchets technologiques/ CEGELEC :SELCA : Eclairages, contrôles réglementaires/ SPIE: SIEMENS : DESAUTEL : Maintenance protection incendie,/ SPIE nucléaire : maintenance des télémanipulateurs/ SNEF : instrumentation, maintenance mécanique et électrique / EURIWARE : prestations informatiques/ MECAGEST : chaudronnerie/ ACE : mécanique et tuyauterie/ LMC : transports internes nucléaires.

Environ 85% du volume des prestations sont réalisés par des entreprises localisées dans la région. Le panel des entreprises prestataires d’AREVA la Hague est stable depuis des dizaines d’années et 10 entreprises prestataires représentent plus de la moitié du volume des achats.

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Le site d'AREVA la Hague représente 4000 salariés AREVA et 1000 sous-traitants d'entreprises. En ce qui concerne le suivi médical et dosimétrique des sous-traitants, la politique d'AREVA consiste à ce que les règles pour les salariés de l'établissement s'appliquent exactement de la même façon aux salariés des sous-traitants.

Le bilan 2011 pour le personnel surveillé donne une dosimétrie moyenne de 0,036 mSv/homme/an pour les salariés de l'établissement et de 0,230 mSv/homme/an pour les salariés des sous-traitants.

Il faut avoir en tête qu'environ 85% des personnes surveillées ont une dose nulle. Pour rappel, la dose maxi autorisée pour les travailleurs du nucléaire est de 20 mSv/an.

La gestion des autorisations d'accès au site pour les fournisseurs d'AREVA la Hague se fait de la façon suivante : l'entreprise titulaire d'un contrat transmet la liste des salariés susceptibles de travailler sur le site et les procédures de vérification et d'autorisation d'accès sont mises en œuvre de la même façon que pour les salariés AREVA. CHSCT EDF : Le CHSCT appuie la demande du GT pour avoir de la part d’EDF une photographie de la situation globale de la sous-traitance sur tout le site à un instant « T ».

CHSCT AREVA élargi : Ces informations ne sont pas du ressort du CHSCT, mais relèvent du domaine du donneur d'ordre AREVA la Hague.

I.5 - Indisponibilité de l’alimentation électrique de sauvegarde Question n°54 : Quelles mesures sont prises suite notamment aux problèmes de démarrage rencontrés sur les groupes électrogènes ?

EDF : Les Groupes sont autonomes, individuels et gérés en automatique. Ils sont au nombre de 6, soit 2 par tranches du CNPE. Les évaluations complémentaires de sûreté ont permis à l’ASN de conclure que les moyens mis en œuvre sont satisfaisants.

Les groupes électrogènes sont suivis au titre des Règles Générales d’Exploitation (RGE), sorte de « Code de la Route de l’exploitation, validées par l’Autorité de Sûreté.

Ces diesels (diesels actuels et futurs diesels d’ultime secours DUS) sont conçus pour démarrer de manière autonome (circuit d'air de lancement) et permettre plusieurs tentatives de démarrage en cas d'un éventuel échec.

Ces machines, comme tous les matériels Importants Pour la Sûreté, bénéficient d'un programme d'essais périodiques (vérification des performances) et de maintenance permettant de maintenir un haut niveau de fiabilité.

D'autre part EDF a mis en place des méthodes d'analyse de la fiabilité des matériels qui permettent d'en maintenir ou en améliorer la fiabilité sur la durée (Méthodes AP913). Il est à noter qu'EDF possède un grand retour d'expérience de ce type de technologie.

En ce qui concerne plus spécifiquement l’EPR, en complément des sources d’alimentation électriques externes, il disposera de quatre diesels principaux et de deux diesels complémentaires de technologies différentes, appelés diesels d’ultime secours. La diversification de ces sources d’alimentation permet d’assurer en toutes circonstances l’alimentation électrique du réacteur.

AREVA : L’Etablissement est alimenté en énergie électrique par trois lignes RTE. L’énergie est réceptionnée et transformée pour alimenter l’Etablissement en 20 kV et 15 kV. La centrale de secours permet de produire de l’énergie électrique de secours pour alimenter le réseau 15 kV en cas de perte de la fourniture d’électricité par le RTE. Pour cela elle dispose de 4 groupes électrogènes qui démarrent automatiquement sur perte tension.

Depuis mai 2010, deux des quatre groupes électrogènes ont fait l'objet de pannes nécessitant une maintenance chez le fabricant. Des groupes électrogènes mobiles ont été mis en œuvre avec l’autorisation de l’ASN pour pallier l’indisponibilité des deux groupes défaillants.

A ce jour, l’un de ces deux groupes est de nouveau disponible.

Le second, toujours en maintenance, sera disponible en juin 2012.

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Malgré les défaillances des deux groupes, la fonction de reprise en secours du réseau 15kV a toujours été assurée grâce à des groupes mobiles.

CHSCT EDF : Cette question concerne des problèmes rencontrés chez AREVA mais le CHSCT EDF n’a pas eu connaissance d’incidents concernant des soucis de démarrage sur les groupes d’EDF. CHSCT AREVA élargi : Des actions de maintenances ont été engagées pour retrouver une situation nominale dans les meilleurs délais. Dans l'attente d'une réparation, des groupes mobiles de substitution ont été déployés. Les réparations des groupes sont programmées pour fin juin.

Question n°55 : Quel est le protocole de maintenance et de test des groupes électrogènes ?

EDF : Les groupes avec réservoir d’air sont soumis à des essais périodiques tous les 2 mois et maintenances classiques : les rapports de maintenance sont fournis à l’ASN en toute transparence.

Les protocoles de maintenance des groupes électrogènes sont régis par des programmes de maintenance nationaux et locaux. Le protocole de test des groupes électrogènes est inclus dans les RGE. Le programme d’essais périodiques est validé par l’ASN. AREVA : Les groupes électrogènes permettant la fourniture d'électricité de sauvegarde et de secours font l'objet d'essais et d'opérations d'entretien périodiques (ex : essai en charge, essais de démarrage périodique) et de visites plus conséquentes à 1, 2, 4 puis 8 ans. Lors des essais mensuels en charge, tous les paramètres de fonctionnement sont vérifiés. A l'issue des maintenances préventives, les groupes de sauvegarde font l'objet d'essais de démarrage.

CHSCT EDF : Il y a un programme de maintenance et des essais périodiques tous les 15 jours effectués sur tous les matériels de sauvegarde.

CHSCT AREVA élargi : Différentes maintenances périodiques sont planifiées et des tests mensuels de bon fonctionnement sont réalisés.

Question n°56 : Les groupes électrogènes sont-ils protégés contre la foudre ?

EDF : Oui, ils sont à l'abri dans des bâtiments protégés contre la foudre.

Le site de Flamanville est protégé contre la foudre grâce à des paratonnerres. De plus, tous les éléments métalliques des installations sont reliés à la terre y compris la structure des diesels.

AREVA : Oui, les groupes électrogènes sont localisés dans des bâtiments protégés contre la foudre.

I.6 - Mise en sécurité des installations Question n°57 : Dans quels cas l'exploitant doit-il mettre ses installations à l'arrêt par précaution (intempéries, mouvement social...) ?

EDF : Une procédure prévoit l’arrêt en toute sûreté des unités de production en cas de forte intempérie et s’il y a risque de dégrader la disponibilité de la station de pompage (exemple : arrivée massive d’algues ou d’alevins…).

Les unités de production ne sont pas mises préventivement à l’arrêt en cas de mouvement social. Par ailleurs, si un mouvement social devait peser sur l’exploitation, une note nationale

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permet la réquisition des personnels pour garantir la sûreté des installations et la sécurité du réseau électrique.

AREVA : Dans le cas de prévisions d'évènements externes pouvant perturber potentiellement le fonctionnement et l'organisation de l'exploitation, un comité de sécurité Direction se réunit pour décider des mesures préventives à prendre (comme un arrêt de l'exploitation) puis régulièrement durant la durée de l'évènement. L’effectif de sécurité est garanti par des procédures de réquisition du personnel (dit OMF : Ordre de Mobilisation en Fonction) ASN : L’exploitant est le premier responsable de la sûreté de son installation. Pour le maintien de la sûreté des installations, l’exploitant doit donc s’assurer qu’il dispose par exemple du personnel minimum. Lorsqu’il n’a plus cet effectif minimum, pour différentes raisons (ex : épidémie), il doit décider de l’arrêt de l’exploitation.

Remarque des CLI : Malgré un préavis lancé 5 jours avant le jour de grève, la réquisition du personnel minimum n’est souvent pas faite dans les temps par l’exploitant afin de préserver un état de sûreté des installations.

CHSCT EDF : Il n’y a eu, jusqu’à présent, aucune mise à l’arrêt suite à des intempéries ou mouvements sociaux à la connaissance des membres du CHSCT EDF. Il n’y a pas de réquisition du personnel mais des grévistes qui assurent la sûreté et la sécurité avec un effectif minimum. La nécessité de garder une production électrique est régie par la loi garantissant l'approvisionnement en électricité sur l'ensemble du territoire national et l’équilibrage du réseau.

CHSCT AREVA élargi : Les installations doivent être mises en sécurité en cas d'incertitude sur le fait d'avoir un effectif d'exploitation suffisant pour relever les équipes en place. Cela concerne les cas de préavis de grève (annoncé 5 jours avant à l’exploitant) ou d'intempéries exceptionnelles. La mise en sécurité des ateliers n’est jamais effective car les effectifs minimum sont réquisitionnés pour ne pas arrêter les installations, même en cas de préavis de grève lancé dans le temps réglementaire.

Question n°58 : Les appareils de détection sismique ont-ils un rôle de déclenchement automatique de la mise en sûreté ?

EDF : Oui les appareils en place ont un rôle d’alerte, mais sans déclenchement automatique de la mise en sûreté des installations.

AREVA : L'analyse de sûreté à conduit à doter certains équipements d'un sismomètre qui commande en cas de secousses l'arrêt des opérations en cours (ex : transfert de cuves entre 2 ateliers). D'autre part, un sismographe existe au niveau du PC environnement qui permet d'avoir des informations complémentaires sur la nature du séisme.

ASN : La RFS30 1.3.B impose la mise en place de systèmes de détection sismique. Par contre, elle n’oblige pas à asservir l’arrêt automatique à la détection ; le déclenchement de l’arrêt est une opération manuelle. L’ASN va demander dans ses prescriptions techniques à EDF quels seraient les avantages et les inconvénients à la mise en place d’un tel système purement automatique.

Décisions ASN publiées après les auditions : dans la décision n°2012-DC-0283 s’appliquant au site de Flamanville, il s’agit des prescriptions identifiées par [ECS-13].

CHSCT EDF : Il y a un système de détection mais sans action automatique sur les opérations de mise en sûreté.

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Règle Fondamentale de Sûreté

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CHSCT AREVA élargi : Oui, les appareils de détection sismique déclenchent automatiquement des actions de mise en sûreté des installations (immobilisations d'équipements en mouvement, arrêts de transferts de solutions ...).

Question n°59 : Quels sont les moyens passifs de mise en sécurité des installations nucléaires dans une telle situation de panne généralisée des moyens électriques et électroniques ?

EDF : En interne, il y a un certain nombre de dispositifs qui permettent de ramener les installations dans un état sûr : - les grappes de contrôle font parties des moyens passifs car elles tombent automatiquement et arrêtent le système ; - les recombineurs entrent en action lors de la formation d’hydrogène ; - les thermosiphons évacuent les calories produites par les combustibles usés entreposés en piscine.

IRSN : a) Flamanville 1-2 : En situation de perte totale des alimentations électriques (alimentation externe et des diesels de secours) et grâce aux générateurs de vapeur (GV) disponibles, deux turbopompes entraînées par la vapeur produite par les GV permettent l'alimentation en eau de ces GV afin d'assurer le refroidissement du réacteur par le circuit secondaire. Par ailleurs, un groupe turbo-alternateur entraîné par la vapeur produite par les GV permet d'alimenter une pompe d'injection d'eau à faible débit vers le circuit primaire ainsi que de fournir de l'électricité au contrôle-commande nécessaire à la gestion de cet accident.

Dans les états d'arrêt où les générateurs de vapeur ne peuvent être utilisés, des moyens d'appoint gravitaire et d'appoint forcé par une motopompe thermique permettent de compenser l'évaporation de l'eau du circuit primaire.

En cas de défaillance de ces moyens, la fusion du cœur en cuve est inévitable. La protection des populations est assurée par les enceintes doubles de confinement. Des recombineurs d'hydrogène sont installés pour prévenir une défaillance à court terme suite à une combustion d'hydrogène. L'objectif principal de la gestion de l'installation serait d'éviter une défaillance de l'enceinte pendant les 24 premières heures de manière à permettre la mise en œuvre des actions de protection des populations. En l'absence à terme de moyen de refroidissement, une montée en pression lente de l'enceinte de confinement pourrait conduire à son éventage (filtré) dans un délai supérieur à 24 heures. b) Flamanville 3 : Le refroidissement est assuré par des moyens actifs (pompes, échangeurs), répartis suivant 4 trains équipés de groupes électrogènes. 2 groupes électrogènes ultimes (SBO) permettent de plus d'alimenter les fonctions de refroidissement. Des batteries permettent l'alimentation du contrôle-commande et des vannes nécessaires. En cas de défaillance de l'ensemble des systèmes actifs, la fusion du cœur serait inévitable. L'enceinte double de confinement est prévue pour résister à une montée en pression (sans refroidissement) pendant au moins deux jours. Des recombineurs d'hydrogène sont prévus pour éviter le risque de défaillance par combustion. Le récupérateur de corium est conçu afin de refroidir et de stabiliser le corium, en mode passif, à l’intérieur de l’enceinte. La restauration d'un moyen de refroidissement actif est nécessaire dans la phase long terme pour maîtriser la montée en pression dans l'enceinte de confinement. Ces dispositions font l’objet d’examen par l’IRSN en vue de la mise en service de Flamanville.

Le GT InterCLI rappelle que la production d’hydrogène est dix fois plus rapide que la recombinaison et que la vitesse de déflagration selon la concentration peut entraîner des effets

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mécaniques différents31. Il demande communication de la démonstration de l’efficacité des recombineurs d’hydrogène et de la capacité de refroidissement du récupérateur de corium.

Pour l’IRSN Dans le cadre notamment des ECS, des dispositions et exigences supplémentaires sont en cours de définition pour renforcer les moyens de gestion de ces accidents.

Usine de La Hague : En cas de perte des moyens cités, les actionneurs des installations sont de type à « sécurité positive » c'est-à-dire qu'en cas de perte d'alimentation en utilités (air comprimé ou électricité par exemple), ils prennent une position de sécurité qui doit assurer la mise à l'état sûr de l'installation [scénario pris en compte dans analyse de sûreté].

Des bouteilles d'air comprimé permettent d'assurer le maintien de la dilution de l'hydrogène de radiolyse (moyen passif) ; par contre le refroidissement doit être assuré par des systèmes actifs.

La rupture du confinement des matières nucléaires est possible, mais toutes les dispositions prises pour maîtriser un accident grave vont dans le sens du maintien de l’intégrité du confinement.

I.7 - Mesures préventives technologiques Question n°60 : Ne serait-il pas utile de mettre en œuvre les mesures préventives suivantes en cas d’accident : murs de protection en béton lourd, ouverture d’accès afin de pouvoir accéder aux abords des piscines d’entreposage ; résines d’immobilisation des radioéléments sur les surfaces contaminées, etc....) ?

EDF : La conception des piscines permet même en cas de perte de 15 mètres de hauteur de volume d’eau de maintenir un volume suffisant de 1,5m au dessus des combustibles par un appoint d’eau grâce à des manœuvres déportées. L’utilisation de l’eau déminéralisée des bassins en haut de falaise est à l’étude.

AREVA : Dans le cadre des études post-Fukushima, il est prévu un certain nombre de moyens supplémentaires pour faire face à des accidents extrêmes décrits dans le rapport ECS (ex : apport d'eau par moto-pompe). Ces situations ne nécessitent pas la mise en œuvre des moyens technologiques évoqués.

ASN : L’esprit de l’une des prescriptions de l’ASN va dans ce sens : les exploitants doivent veiller à ce que la mise en œuvre des moyens de secours, qu’ils ont prévus pour remédier aux conséquences des scénarii d’accidents étudiés dans les ECS, soit effectivement possible.

Décisions ASN publiées après les auditions : Dans la décision n°2012-DC-0283 applicable au site de Flamanville, il s’agit des prescriptions identifiées par [ECS-1] et en particulier le 1c32. Une prescription analogue figure dans la décision relative au site de La Hague.

CHSCT EDF : Le pré-équipement n’existe pas mais des systèmes amovibles (châssis porteurs de chantier qui permettent d’accrocher les matelas de plomb) sont existants : il faudrait les réadapter au niveau de la conception et du nombre. Il faudrait de plus garantir la disponibilité permanente de ces éléments en les distinguant de ceux utilisés en exploitation normale CHSCT AREVA élargi : Pour les scénarii retenus dans le cadre du PUI et des études complémentaires de sûreté post Fukushima, les moyens de prévention cités ne sont pas néces-

31

Cf la note d’information technique IRSN : Le risque associé à l’hydrogène dans les enceintes de confinement des réacteurs du parc nucléaire français - juillet 2011 32 Prescription 1C : permettre à l’exploitant d’assurer les missions qui lui incombent dans la gestion d’une crise.

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saires. Arguant des moyens de réapprovisionner les piscines en eau, l’ECS d’ AREVA écarte le risque de fusion d’éléments combustibles.

IRSN : a) Flamanville : Les conditions d’intervention et l’opérabilité des actions à réaliser par un exploitant pour faire face à une situation accidentelle sont vérifiées lors de la conception des procédures applicables à ces cas. Des dispositions ont ainsi été mises en œuvre (déport de commande de vannes, disponibilité de protection biologique,…)

Des vérifications complémentaires ont été initiées, suite aux ECS sur ce sujet, pour couvrir des situations d’aléas naturels extrêmes. b) Usine de La Hague : La démarche « noyau dur » préconisée par l’IRSN (présentée au § 6.2.3.1 du rapport IRSN n°679) intègre ce type de réflexion. Toutefois, des études sont encore nécessaires pour concevoir et juger de la pertinence des mesures. Par exemple, des murs de protection en béton lourd ne limiteraient pas la partie diffusée du rayonnement qui est importante dans certains cas. Le cas des accès aux zones devant faire l’objet d’intervention (bord piscine…) est explicitement traité, en intégrant notamment les effets induits par les évènements extrêmes (incendie, explosions, désordres…).

I.8 - Questions de santé publiques Questions n°61 & n°64 : Après une administration d’iode stable, quelles modalités de surveillance postaccidentelle seraient mises en place auprès de la population ?

Y a-t-il une prise en compte des conséquences sociales pour les populations évacuées ? Prend-on en considération la mise à l’épreuve des systèmes de solidarité ordinaire ?

Préfecture : Un recensement systématique des personnes présentes est prévu avec la surveillance sanitaire (anthropogammamétrie) et épidémiologique qui en découle. Un document plus complet développe le concept de Centre d’Accueil et d’Informations (CAI) qui serait mis en place dès la phase aiguë en vue de gérer la phase post-accidentelle ; un tel Centre a une vocation de guichet unique pour l’information, la prise en charge sociale et les soins.

Sur le long terme, seraient mis en place une prise en charge par une cellule psychologique et un guichet unique pour les indemnisations, avec étude des dossiers au cas par cas.

Réf ASN : GT « Centre d’Accueil et d’Information du Public » http://www.asn.fr/index.php/content/download/33118/244488/file/CODIRPA-Rapport-GT-CAI-201112.pdf(décembre 2011)

ASN : Les éléments de réponses se trouvent dans le rapport du GT n°4 du CODIRPA « réponses aux enjeux sanitaires après un accident radiologique » sur la prise en charge médicales des populations exposées vis-à-vis des risques des rayonnements ionisants.

CODIRPA : Groupe de travail n°4 : Rapport final Présentation (du 09/02/2009) Rapport final (du 01/03/2011) Synthèse du séminaire 2011

Le CODIRPA préconise ainsi un recensement systématique des personnes présentes avec une surveillance sanitaire (anthropogammamétrie) et épidémiologique qui en découle. Au sein du CODIRPA, un document plus complet développe le concept de Centre d’Accueil et d’Informations (CAI) qui serait mis en place dans le cadre d’une situation post-accidentelle et qui a une vocation de guichet unique pour l’information, la prise en charge sociale et les soins.

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Réf : GT « Centre d’Accueil et d’Information du Public » Rapport final (décembre 2011) IRSN : D’une façon générale, dès la sortie de la phase d’urgence, une prise en charge sanitaire des personnes impliquées au cours de l’accident serait mise en place par les autorités sanitaires (DGS au niveau national, ARS au niveau local, avec l’appui de l’InVS pour ce qui concerne le suivi et de l’IRSN pour ce qui concerne l’évaluation des doses individuelles reçues).

Le suivi organisé par l’InVS concernerait tous types d’effets directement ou indirectement provoqués par l’accident (pas uniquement ceux potentiellement imputables à une exposition aux rayonnements ionisants), en particulier ceux qui pourraient résulter d’une prise d’iode stable.

Ce suivi passe par l’organisation d’un recensement par l’identification et l’enregistrement des personnes impliquées, mis en place à la sortie de la phase d’urgence et consolidé par la suite. Ce recensement doit permettre de faciliter les opérations de relogement et d’indemnisation, ainsi que la mise en œuvre du suivi médical et du suivi épidémiologique.

Question n°62 : Des dispositifs seraient-ils prêts à être mis en œuvre en France dès la période de crise pour estimer la dose reçue par les populations en cas d’accident (activité et situation lors du passage du panache,…) ? Des données précises sont en effet nécessaires aux acteurs de santé publique pour réaliser les études épidémiologiques qui seraient diligentées.

Préfecture : L’IRSN réquisitionnerait au niveau national des sas de détection (scintillateurs plastiques corps entier estimant la dose reçue, ce qui permet d’effectuer une décontamination immédiatement le cas échéant) ; ces appareils de détection sophistiqués peuvent être rapatriés en nombre dans les 3 à 6 heures et ont de plus pour avantage de rassurer la population.

Réf ASN : http://www.asn.fr/index.php/content/download/29939/183551/file/Synthese-GT3.pdf ASN : Les éléments de réponses se trouvent dans le rapport du GT n°3 du CODIRPA piloté par l’IRSN. Réf : GT n°3 : Évaluation des conséquences radiologiques et dosimétriques (piloté par l'IRSN : Présentation (du 20/11/2008)

Rapport final (du 04/12/2010)

Synthèse du séminaire 2011

IRSN : Dans le cadre de la prise en charge sanitaire des populations à la sortie de la phase d’urgence, un travail de reconstitution des doses individuelles reçues par les personnes impliquées dans l’accident serait engagé par l’IRSN en appui des autorités sanitaires et de l’InVS. Ce travail repose : -sur le recueil et l’enregistrement des informations utiles de la part des personnes impliquées (âge, sexe, situation à l’intérieur ou à l’extérieur de locaux au moment de l’accident, consommations, etc…) ; -sur la mesure individuelle de la contamination interne, de préférence par des moyens d’anthropogammamétrie (fixes ou mobiles) ou de radiotoxicologie.

La détermination de ces doses demande un travail d’expertise précis. Les doses ainsi obtenues ne doivent pas être confondues avec les doses prévisionnelles réalisées en phase d’urgence (ou celles servant à définir le zonage post-accidentel), qui sont virtuelles, imprécises et souvent pessimistes (hypothèses peu réalistes).

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L'IRSN dispose de huit Moyens Mobiles d'anthroporadiométrie d’intervention destinés à la mesure rapide de la population comprenant : - quatre véhicules légers de type « Boxer », chacun équipé de quatre systèmes de comptage permettant la mesure simultanée de quatre personnes ; - quatre moyens d’intervention lourds (« shelters transportables par voie aérienne ou par route), chacun équipé de dix systèmes de comptage permettant la mesure simultanée de dix personnes.

Ces moyens mobiles permettent deux types de mesure : - la charge corporelle globale, donnant la dose efficace engagée corps entier, - la charge thyroïdienne en iode radioactif, donnant la dose équivalente à la thyroïde.

Question n°63 : Au-delà des études épidémiologiques, quelles procédures seraient mises en œuvre pour le repérage et le suivi des personnes contaminées ?

IRSN : Voir réponses ci-dessus pour ce qui concerne la mise en place du recensement et du suivi des personnes impliquées.

Le suivi des personnes devrait se prolonger au cours de la phase post-accidentelle (période commençant après l’arrêt des rejets), notamment par la poursuite de la mesure de contamination interne (et de la surveillance environnementale).

La doctrine CODIRPA préconise en particulier : - le maintien d’un soutien psychologique des populations en remplaçant les cellules d’urgence médico-psychologique (CUMP) mises en place à la sortie de la phase d’urgence, par des professionnels du réseau des partenaires sanitaires et sociaux ; - le maintien d’un suivi médical personnalisé, proposé mais pas imposé (idem pour les contrôles anthroporadiométriques).

- l’enregistrement et la conservation dans la durée des informations recueillies dans le cadre du suivi sanitaire. Concernant les résultats de mesure anthroporadiamétrique, l’IRSN développe une base d’information CRIHOM. Dans le cadre de la préparation d’une opération de mesures de masse, les moyens de l’IRSN peuvent être mobilisés : les techniciens compétents en métrologie environnementale peuvent apprendre à se servir des appareils de mesures sur les personnes ; ces moyens

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sont à intégrer au dispositif de gestion sanitaire des populations qui comprend d’autres acteurs que l’IRSN.

I.9 - Gouvernance - Rôle et moyens des CLI Question n°65 : Obtenir la communication des réponses des exploitants aux lettres de suite d’inspections de l’ASN ?

EDF : Les membres des CLI peuvent en faire la demande écrite pour chaque lettre de suite d'inspections de l'ASN afin d'en obtenir une copie.

AREVA : Ces lettres sont destinées à l’ASN. ASN : Les membres des CLI peuvent en faire la demande écrite aux exploitants pour chaque lettre de suite d'inspections de l'ASN afin d'en obtenir une copie.

Question n°66 : En application de la loi TSN, article 22, alinéa 5, les CLI demandent le maintien d’une CLI par établissement.

Préfecture : Une commission locale d’information est instituée auprès de tout site comprenant une ou plusieurs installations nucléaire de base définies à l’article L593-2 Chapitre V –Titre II Livre 1er « Code de l’environnement Art L125-17 » ASN : Cette question n’appelle pas d’observation de la part de l’ASN. Question n°67 : En application de la loi TSN, article 22, alinéa 5, les CLI demandent que les enquêtes des CHSCT lors de chaque accident sur les sites concernés soient communiquées aux CLI. EDF : Dans le cadre de la loi TSN, les représentants désignés par le comité d'hygiène, de sécurité et des conditions de travail d'un établissement comprenant une ou plusieurs des installations nucléaires de base mentionnées sont auditionnés à leur demande par les commissions locales d'information à chaque fois qu'ils l'estiment nécessaire. Les commissions locales d'information peuvent également les solliciter. Dans ce cadre là, les CLI peuvent avoir accès à toutes les informations détenues par les CHSCT. AREVA : L'alinéa cité (désormais codifié dans l'article L125-30 du code de l'Environnement) prévoit la possibilité de l'audition des membres du CHSCT par la CLI. La transmission des enquêtes lors des accidents ne rentre pas dans ce cadre.

CHSCT EDF : Le CHSCT est très favorable à cette requête qu’il considère être la base de la transparence. Il faut en faire la demande écrite au président du CHSCT pour chaque événement.

CHSCT AREVA élargi : Les PV et leurs annexes, y compris les expertises commanditées par le CHSCT sont publics (en interne) par définition et peuvent être communiqués aux CLI sur demande. Pour cette raison, ils sont rédigés avec les précautions de confidentialité nécessaires (accident du travail, maladie professionnelle) ; les enquêtes nominatives relatives à ces situations ne sont donc pas publiques. Les élus du CHSCT peuvent être auditionnés par les CLI sur simple demande, ce qui peut être davantage informatif que les PV de réunions.

Question n°68 :

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Les CLI souhaitent que les professions de la pêche et de l’aquaculture fortement impliquées dans la qualité des produits marins sur une côte bien pourvue en installations nucléaires soient représentées dans leurs commissions.

Préfecture : L’article 22 de la loi TSN stipule que les intérêts économiques sont représentés au niveau des CLI : Chambres de commerce et d’industrie, Chambre d’Agriculture (ce qui est le cas).

C.A : La CA nous conseille de nous adresser à différents services comme la DDTM (Direction Départementale des Territoires et de la Mer) rattaché au Premier Ministre et placé sous l’autorité du Préfet de la Manche mais également à la DREAL (Direction régionale de l'environnement, de l'aménagement et du logement). En fonction des réponses de la Préfecture, les membres et le Président émettent la possibilité de rencontrer de nouveau la chambre d’agriculture avec d’autres organismes consulaires en fin de semestre 2012 afin d’apporter d’éventuels compléments.

I.10 - Exercices de crise Question n°69 : Afin de sensibiliser davantage le public à l’importance des exercices, les CLI souhaitent que davantage de représentants de la société civile puissent participer à la préparation des exercices de crise avec les intervenants.

Préfecture : La préparation d’un exercice dure environ 6 mois. Les réunions des différents groupes de travail thématiques ont lieu dans la phase de préparation. La CLI est informée lors de la réunion de lancement des objectifs de l’exercice. Le retour d’expérience de l’exercice est présenté à l’occasion d’une assemblée générale de la Commission Locale concernée.

Remarque des membres du GT : S’il n’y a pas de réunions publiques concernant la préparation d’un exercice, la CLI souhaiterait en être informée afin de mieux percevoir les tenants et aboutissants de l’exercice. Serait-il possible que lors de la réunion de lancement, le représentant de la CLI fasse état de la demande de certains membres de la CLI d’assister aux réunions de certains groupes de travail pilotés par la préfecture ?

Préfecture : Cette année n’est pas représentative car la période de réserve électorale du printemps n’a pas permis de faire la présentation en amont mais les services de la préfecture notent cette dernière requête. Concernant le souhait de la CLI d’observer un traitement sanitaire simulé dans la cellule de décontamination de l’hôpital, il convient de demander au préalable l’autorisation au directeur et d’envoyer les observations faites à la préfecture.

Les observations et les débriefings après chaque exercice, permettent de faire évoluer les procédures.

Question n°70 : Dans le même but, les médias ne pourraient-ils pas « animer » les exercices lors de leur déroulement. Conformément à leur vocation, les médias exerceraient alors ce rôle pour leurs auditeurs, en plus de la pression médiatique qu’ils jouent habituellement avec les services de la préfecture.

Préfecture : Il y a une différence entre être acteur de l’exercice et observateur de l’exercice !

Les scénarios ne sont pas divulgués à l’avance afin de garantir l’effet de surprise et surtout voir comment s’organisent tous les acteurs dans la spontanéité et face à un événement qui évolue. Dans cette optique, on se rapproche plus de la réalité et il n’est pas possible de faire intervenir plus de journalistes car, en situation d’exercice, la prise en charge de ces observateurs nécessiterait de leur accorder beaucoup de temps ce qui n’est pas le but de l’opération. Au vu des expériences réalisées, la préfecture a fait le choix, de ne mettre qu’un

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seul média acteur (exemple France Bleu pour le dernier exercice) et les autres comme observateurs.

Remarque du GT : pour éviter la confusion, les membres du GT voudraient savoir qui dirige la communication et l’organisation durant les exercices de crise : la préfecture ou le service communication de l’exploitant du site concerné par exercice ? (lors d’un exercice, France 3 avait fait la remarque d’avoir été véhiculé dans un bus qui suivait la voiture du service communication de l’exploitant, en ayant l’impression qu’on les canalisait pour leur montrer que ce qu’il fallait voir… ?)

Lors du dernier exercice, c’est le sous-préfet de Cherbourg qui était le responsable de la communication des événements. Dans tous les cas de figure, cette responsabilité revient aux services de l’État.

Question n°71 : Afin de pouvoir appréhender tous les aspects des exercices de crise, les CLI souhaitent que davantage de membres des CLI puissent assister en observateur aux exercices ?

EDF : Question renvoyée aux services de l'Etat.

AREVA : Question renvoyée aux services de l'Etat Préfecture : Le nombre de personnes est limité concernant le PCO et le COD pour une question de place et d’organisation. Dans le dossier d’évaluation concernant l’exercice avec ses objectifs, une estimation du nombre d’observateurs est faite en amont en interne. En dehors de la CLI, il y a déjà une multiplicité d’observateurs sur les différentes thématiques de l’exercice.

ASN : L’ASN accueille généralement des observateurs extérieurs au sein de son centre de crise national lors des exercices. En ce qui concerne le niveau local, selon les informations dont la division de Caen de l’ASN dispose, la préfecture envoie des invitations mais en nombre limité du fait du peu de place au PCO et au COD. L’ASN conseille de réitérer la demande auprès de la préfecture.

I.11 - Contrôle de l’environnement Question n°72 : Le mesurage en temps réel de l’activité des aérosols n’est-il pas indispensable autour du CNPE Flamanville et AREVA la Hague ?

EDF : les rejets potentiels d’aérosols sont pris en compte à la conception : - les balises de contrôle gamma sont munies d’alarmes ; - le contrôle des émetteurs bêta est réalisé sur des filtres relevés toutes les 24 heures.

AREVA : Nous effectuons déjà des mesures en temps réel au niveau de 8 stations clôtures ainsi que dans 5 stations villages implantées dans les zones habitées autour du site AREVA. Ces appareils, équipés de seuils d'alarme, sont reportés en continu au PC environnement du site. Ces mesures sont consultables et mises à jour quotidiennement sur le site AREVA et mensuellement sur le réseau national de mesure (RNM).

Le GT Intercli souligne que la cartographie d’un panache peut être faite rapidement autour du site AREVA, ce qui n’est pas le cas pour le CNPE de Flamanville : Les stations de mesure de la radioactivité de l’air exploitées par AREVA sont implantées dans les cinq communes voisines du site (Gréville, Digulleville, Beaumont, Herqueville et Jobourg), elles permettent d’avoir 2 types de mesures :  Des mesures en continu : débit d’exposition gamma en micro gray/heure ; activité volumique al3 pha et bêta globales en milli Bq/m des aérosols (tritium, iodes) et des gaz (krypton). Les résultats sont transmis par une liaison téléphonique au poste de contrôle centralisé de l’environnement ;

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

Des mesures en différé : les prélèvements d’air sont effectués en continu au travers de pièges qui sont ensuite analysés en laboratoire. Les mesures portent sur la radioactivité alpha et bêta des aérosols (comptage et spectrométrie).

En ce qui concerne le CNPE de Flamanville, les mesures en continu ne portent que sur l’exposition gamma (balises de contrôle munies d’alarmes). Des mesures en différé permettent le contrôle des émetteurs bêta sur des filtres relevés chaque jour. En cas de rejets dans l’environnement, ces mesures risquent d’être indisponibles en raison de la contrainte de ce relevage (droit de retrait). La mesure en continu de l’activité bêta des aérosols devrait être effectuée en plus du contrôle de l’exposition gamma.

ASN : Après précision de la question, l’ASN indique effectivement qu’il n’est pas prescrit de faire une mesure en continue de l’activité des aérosols dans les autorisations de rejet de Flamanville et que la prescription existante revient à demander un prélèvement des filtres avec un pas de temps donné.

CHSCT EDF : Il y a des mesures qui sont faites en continu (gamma total) mais pas au niveau des aérosols : les 5 balises de contrôles en service sont équipées d’une alarme.

CHSCT AREVA élargi : Effectivement, il est déjà réalisé au moyen de 5 stations de surveillance autour du site et de 8 stations de surveillance réparties sur le site de La Hague.

Commentaire de la CLI : Au titre de la surveillance des rejets atmosphériques du CNPE de Flamanville, l’installation de stations de mesures, autour du site, en temps réel de l’activité des aérosols est indispensable.

IRSN : D’une manière générale, il existe deux moyens principaux de caractériser un rejet radioactif accidentel dans l’air : -la mesure du rayonnement gamma ambiant lorsque les radionucléides rejetés sont émetteurs gamma, quelle que soit leur forme physico-chimique (gazeuse ou aérosol) ; -la mesure de l’activité de prélèvements d’aérosols (ne tient pas compte des radionucléides sous forme gazeuse : gaz rares (Xe, Kr), I2, ICH3…) ; le principe consiste à prélever un échantillon par aspiration d’air sur un filtre, puis à mesurer l’activité de la fraction aérosols (poussières atmosphériques).

Le premier moyen permet des mesures en temps réel qui sont télétransmises (ex. réseau Téléray IRSN ou balises EDF autour des CNPE), mais ne donne aucune information directe sur la composition isotopique des rejets (ce qui ne permet pas de calculer des doses par inhalation) ni sur la présence d’émetteurs bêta ou gamma purs (ceci n’est que relativement dommageable car ce ne sont pas les principaux contributeurs à la dose en cas d’accident sur un CNPE). Les alertes envoyées par les sondes Téléray peuvent être dues à de simples phénomènes météorologiques.

Le second moyen donne des résultats précis sur la composition isotopique de la fraction « aérosols » des rejets, mais généralement pas en temps réel (cas EDF ou IRSN notamment).

Il existe toutefois des dispositifs de prélèvement équipés d’instruments de mesure intégrés, permettant ainsi une mesure en temps quasi réel.

Ces dispositifs existent autour du site d’AREVA La Hague (Radair) mais ils ne font que des mesures globales du rayonnement bêta et alpha, sans donner d’indication sur la composition isotopique des rejets. Ce type d’indication en temps réel est utile pour détecter et suivre des rejets accidentels majoritairement composés d’émetteurs bêta ou alpha, scénarios pouvant se rencontrer sur le site de la Hague. Dans le cas des accidents pouvant survenir sur les réacteurs EDF, les radionucléides sont essentiellement des émetteurs gamma. De ce fait, des équipements de type Radair auraient un intérêt limité autour du CNPE de Flamanville, d’autant plus que les sondes de télémesure du rayonnement sont beaucoup plus sensibles et performantes dans ce cas précis.

Idéalement, pour les réacteurs EDF, il conviendrait de développer des dispositifs de prélèvement d’aérosols équipés d’une mesure en spectrométrie gamma.

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L’IRSN a testé deux prototypes conçus à cet effet, dans des conditions de contamination représentatives de ce qui pourrait être observé en cas d’accident sur un réacteur. Il apparait dans ce cas que la mesure obtenue n’est pas fiable, à cause de la contamination progressive de la chambre de prélèvement des aérosols, faussant ainsi la mesure de la fraction d’aérosols prélevée. Accessoirement, ce sont des outils coûteux en investissement et en fonctionnement, comparés aux sondes de télémesure du rayonnement gamma.

Une voie alternative prometteuse, que l’IRSN est en train d’étudier, est l’installation d’une sonde de télémesure spectrométrique (pour le rayonnement gamma), dont divers modèles commencent à être développés dans le monde. Sa technologie se rapproche de celle de la spectrométrie au germanium mais sans la contrainte du refroidissement ; elle mesure à la fois le débit de dose ambiant (comme les sondes Téléray) et celui des différents radionucléides du spectre gamma. Un tel dispositif existait au Japon pendant l’accident de Fukushima, exploité par le JCAC à Chiba (voir graphique ci-après).

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ETUDES ET REFERENCES : ECS + Inspections + rapports ASN I.2 -

PUI / PPI / Plan Orsec L’ECS de l’établissement AREVA La Hague décrit l’organisation et les moyens de son PUI au § 3.3.3, pages 79-80 ainsi qu’au § 3.6, pages 94-99. Les critères de l’information des autorités compétentes sont donnés page 97.

Inspection ASN du 14.15.16 juin sur le site AREVA : n° INSSN-CAE-2011-0881 Mise en cohérence des modes opératoires de sauvegarde avec le chapitre 8 des RGE : §B.12.

Je vous demande, en cohérence avec le chapitre 8 des Règles Générales d’Exploitation (RGE) et à l’instar de ce qui est prévu en cas de perte de la ventilation, de vous positionner quant à l’ergonomie de la note « perte électrique de sorte que le coordonateur puisse identifier le plus en amont possible la nécessité éventuelle de devoir faire déclencher le PUI pour garantir les délais de rigueur.

Renforcement de l’identification du rôle de la DETR/T en cas de perte d’alimentation électrique : § B.16. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quant à l’absence de l’indication de l’intervention du chef de quart DETR/T dans la note précisant la conduite à tenir en cas de perte d’alimentation électrique du point de vue de l’efficacité de l’organisation des équipes d’astreinte en cas de situation de crise nécessitant de la mise en œuvre des groupes électrogènes de sauvegarde.

Inspection ASN du 7,8 et 9 septembre sur le site AREVA : n° INSSN-CAE-2011-0885 Exercice de mise en situation mené lors de l’inspection : § A1 : n° INSSN-CAE-2011-0885 Un premier débriefing a été réalisé au PC central avec les différentes cellules concernées.

L’établissement procédera à un retour d’expérience fin comme après chaque exercice de crise. Les inspecteurs considèrent que l’exercice mené, dans le cadre de cette inspection, a permis de vérifier que l’organisation définie et mise en œuvre, sur le site, pour la gestion des situations d’urgence radiologique, s’est révélée efficace pour gérer un accident grave touchant plusieurs ateliers. Les grandes phases de gestion de crise (alerte, enclenchement du PUI, alerte des pouvoirs publics, critère du PPI phase réflexe, première évaluation des conséquences, communication) ont été passées avec succès.

Je vous demande de prévoir un outil, à destination des personnes pouvant être FD1 (responsable de l’enclenchement du PUI), permettant la mémorisation de critères explicites de déclenchement en phase réflexe du Plan d’Urgence Interne ou du Plan Particulier d’Intervention. De plus, je vous demande d’effectuer, une revue du classeur mis à disposition des FD1 afin d’identifier les améliorations ergonomiques à apporter et, le cas échéant, de les mettre en œuvre.

Je vous demande de me préciser votre analyse sur les délais de gréement des PC avancés et de m’indiquer les actions que vous allez prendre en conséquence.

Je vous demande de prévoir une procédure « conduite à tenir en cas de séisme » pour l’atelier T2.

Je vous demande de décrire dans les conduites à tenir en cas de séisme les étapes clés permettant à l’organisation de crise de vérifier rapidement la possibilité de rejets rapides ou

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différés vers les émissaires atmosphériques et vers les sols et la nappe et ce en adéquation avec le chapitre 5 des tomes B des rapports de sûreté.

Enregistrement des formations sur les accidents types du PUI. : § B.10.n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de bien vouloir me préciser les moyens que vous comptez mettre en œuvre pour vous assurer de la traçabilité de la formation complémentaire à celle codifiée HSEPUN à destination des membres de certaines cellules des PC de gestion de crise.

Modalités du suivi de la révision du PUI demandée par l’ASN. : § B.12. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de bien vouloir me préciser l’outil synthétique que vous comptez mettre en place en vue de compiler l’état d’avancement du suivi des différentes demandes de l’ASN relative à la révision du PUI. Tenue à jour du référentiel documentaire au Poste de Commandement Environnement. : § A.3. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de procéder à une revue documentaire des différents documents utiles à la gestion de crise du Poste de Commandement Environnement afin de garantir une bonne mise à jour.

Exemplaire du PUI pour le local commun PCA d’UP3 : § A.6. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de mettre un exemplaire du Plan d’Urgence Interne dans le local arc TSQ d’UP3 conformément aux dispositions prévues par votre référentiel documentaire.

Tenue à jour de la PGSE pour ce qui concerne les moyens de communication et d’alerte. : § B.9. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de bien vouloir me préciser la date à laquelle vous envisager de diffuser une révision du chapitre de la PGSE qui décrit les moyens de communication et d’alerte.

Vous voudrez bien également me confirmer que la tenue à jour de ce référentiel est effective.

Intégration de l’activité « Gestion de crise » dans le processus Sûreté Environnement. : § B.11. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de bien vouloir me préciser le type de processus ou sous-processus dans lequel vous envisagez décrire l’activité « Gestion de crise , de m’en préciser les références internes et de m’indiquer le délai de mise à jour des documents impactés.

Référencement dans le PUI de la récente convention avec le SDIS. : § C.14. n° INSSN-CAE-2011-0885 En examinant les différentes convention liant l’établissement de la Hague avec divers services de l’Etat, organismes ou autres exploitants en vue d’organiser la gestion de crise, les inspecteurs ont noté la finalisation récente du plan d’intervention ETARE avec le SDIS (Service Départemental d’Incendie et de Secours). Cette convention avec le SDIS pourrait utilement figurer dans les références du PUI.

Suivi rigoureux de la localisation de certains matériels mobiles mobilisables dans le cadre du PUI. : § A.5. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de procéder à un suivi rigoureux de la localisation de certains matériels mobiles mobilisables dans le cadre du PUI et de me préciser les dispositions que vous prendrez pour garantir le processus d’information sur la localisation des matériels lors de leurs déplacements.

Intégrations dans les RGE de DEMC PE des essais annuels de gonflage des ballons obturateurs. : § A.7. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de veiller à intégrer les essais annuels de gonflage des ballons obturateurs mobilisables dans le cadre du PUI dans le chapitre IX des règles générales d’exploitation (RGE)de DEMC PE.

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Contrôle de la vacuité des réseaux d’extinction des cellules solvants : § A.2. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de prévoir, pour chaque cellule solvant de R2, T3 et STE3, un test permettant de s’assurer qu’un débit significatif d’eau moussante d’extinction est injectable en cas d’incendie.

Cité page 80, le PPI n’est pas analysé en tant que procédure de gestion d’accident grave dans l’ECS.

I.4 – Sous-traitance et sûreté Les conditions de recours aux entreprises prestataires sont présentées, de manière générale, au chapitre 10 de l’ECS, pages 280-299. Les orientations de politique industrielle d’AREVA quant à la répartition préférentielle des métiers entre AREVA-La Hague et des entités spécialisées du groupe ou extérieures sont données page 281.

Les actions de surveillance technique des activités confiées à des prestataires sont décrites au chapitre10, pages 289-295 ; les exigences et les contrôles de radioprotection figurent au §10.3.4, pages 296-299.

Le rapport ASN sur l’ECS Areva-La Hague signale une contradiction entre les principes généraux du groupe AREVA (qui juge préférable de ne pas externaliser la gestion des utilités nécessaires à la production, cf page 361) et les exceptions tenant compte des spécificités du site (l’exploitation et la maintenance de certaines activités nucléaires sont sous-traitées, ainsi que tout ou partie de la maintenance du « cœur de procédé » (page 362).

I.5 – Indisponibilité de l’alimentation électrique de sauvegarde Le § 9.1.7, pages 264-267, fait la synthèse des besoins en cas de scénario aggravé et définit 3 principaux types de remédiation ; le type 2 se rapporte à un groupe électrogène de remédiation ravitaillé par citernes mobiles.

Dysfonctionnement du système de mesure du niveau de carburant dans les cuves enterrées des groupes électrogènes de sauvegarde (GES) :§ A1 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de procéder sans délai à la correction du mode opératoire de vérification périodique du niveau de carburant dans les cuves des groupes électrogènes de sauvegarde afin de prendre en compte le réglage des jauges pneumatiques lors de chaque vérification.

Compte tenu du fait que vos représentants ont indiqué aux inspecteurs qu’en première approche, les jauges pneumatiques installées semblaient peu fiables, je vous demande d’étudier leur remplacement par des dispositifs robustes en vue de garantir l’information de réserve de carburant des groupes électrogènes de sauvegarde.

Absence de déclaration d’un événement significatif impliquant la sûreté et concernant un démarrage intempestif d’un GES : § A2 n° INSSN-CAE-2011-0881 Conformément au guide de déclaration ASN d’octobre 2005, l’ASN demande de procéder à la déclaration d’un événement significatif impliquant la sûreté pour le démarrage intempestif du groupe électrogène de sauvegarde mentionné ci-dessus.

Corrosion des cuves de carburant enterrées et des tuyauteries d’alimentation des GES : § A 3 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande, d’une part, de procéder à un état des lieux du niveau de corrosion de l’ensemble des cuves de carburant enterrées ainsi que des tuyauteries associées des GES de votre établissement. Je vous demande, d’autre part, pour les cuves et tuyaux qui présenteraient un état de corrosion important, de procéder aux actions correctives nécessaires.

Pour ces deux demandes, je vous demande d’associer à vos réponses un calendrier de la démarche

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Note Technique de REX 59 concernant le réglage des protections magnétiques des onduleurs : § A.4. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de terminer la mise en œuvre des recommandations de la note technique de REX n°59 engagée depuis 2007 et qui n’est pas encore achevée. Vous me ferez connaître la situation exacte du solde des actions identifiées et, pour les actions qui ne seraient pas encore soldées, de justifier cette situation du point de vue de l’impact sur la sûreté des installations.

Délai d’avitaillement des cuves de carburant des GES après séisme important : § B.9. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quant à la nécessité d’identifier les contraintes d’accès possibles pour les avitaillements des cuves des GES en carburant au regard de la tenue au séisme des bâtiments, des passerelles, des racks de distributions ou de tout autre équipement se situant sur les chemins d’accès aux cuves de carburant des GES. Calcul du dimensionnement de l’autonomie en carburant des cuves des GES : § B.10. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quant à l’exigence indiquée d’une contenance de 750 litres de carburant par cuve de carburant pour les GES de l’atelier BSI au regard du besoin d’autonomie de 24 heures en mode de sauvegarde. Vous veillerez à étendre votre réponse à l’ensemble des cuves des GES des ateliers de la DETR.

Inspection ASN du 20,21 et 22 juin sur le site AREVA : n° INSSN-CAE-2011-0882 Mise à jour du mode opératoire de redémarrage de sauvegarde en mode manuel de l’alimentation électrique du site en cas de perte du réseau électrique ERDF : § A.13. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de mettre à jour le mode opératoire de redémarrage en mode manuel de l’alimentation électrique du site en cas de perte du réseau électrique ERDF. Bilan des impacts de foudre enregistrés sur le site : § B.18. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre le bilan des dix dernières années des impacts de foudre sur le site AREVANC de la Hague. Je vous demande de justifier l’absence de compteur d’impact de foudre sur les ateliers du site au regard de l’arrêté du 15 janvier 2008.

Rapport ASN : L’EPR est quant a lui conçu, vis-à-vis de l’agression foudre, conformément au « référentiel de sûreté foudre applicable à l’EPR . Des dispositions adéquates sont donc mises en œuvre afin de garantir que les fonctions de sûreté des systèmes et des matériels qui sont nécessaires pour amener la tranche dans un état sûr et pour éviter et limiter les rejets radioactifs ne sont pas affectées de manière inadmissible. Les caractéristiques retenues de l’agression sont celles relatives au niveau I de protection, tel que défini par la norme NF EN 62 305-1 ou la norme NF C 17-100.

I.6 – Mise en sécurité des installations L’état sûr des installations est définit au § 4.1 page 105. L’ECS de l’établissement AREVA La Hague évoque la mise en sécurité des installations à propos du PUI au §3.6.2 page 97 (“…personnel chargé des tâches de mise en sécurité…”), au § 9.3 page 278 (“…effectif de mise en état sûr…”) et en fin de conclusion page 302 (“…personnels présents et mobilisables pour une mise en sécurité des installations.”).

Renforcement du suivi individuel des opérateurs pour les formations et Recyclages : § B.14 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quand au suivi actuel des opérateurs en matière de participation aux formations et recyclages au regard du maintien et de la garantie de leur compétence pour la sûreté des installations.

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DOSSIER N° 2

Thèmes non pris en compte par les exploitants d’installations nucléaires du NordCotentin INTER-CLI-Manche

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REFLEXIONS ET ARGUMENTS : II.1 - Intrusion – piratage informatique : Les systèmes de commande informatisés peuvent être l’objet d’intrusions et d’actes de malveillance : « pannes » des centrifugeuses d’enrichissement de l’uranium du programme nucléaire iranien33, le virus « DuQu qui s’attaquerait aux systèmes de pilotage des outils industriels34 et l’effondrement du réseau informatique estonien en automne 2007.

PARIS, 29 septembre 2011 (AFP) - Le géant français du nucléaire Areva a été victime d'une attaque informatique qui l'a contraint à renforcer la sécurité de ses réseaux avec le concours de spécialistes informatiques de l'Etat, a indiqué jeudi une porte-parole, confirmant une information de L'Expansion.

Selon le site internet de L'Expansion, qui cite des sources internes, Areva a été victime d'une intrusion "de grande ampleur", qui s'est traduite par trois jours de renforcement des mesures de sécurité autour du 16 septembre.

II.2 - Risque hydrogène sur les piscines de stockage de combustibles irradiés : Ce risque n’est pas pris en compte dans les rapports publics de sûreté des piscines de la Hague (rapports publics datant de 1979), (§ Répété au II.2.2, Dossier n° 3 du présent document).

II.3 - Evènements météorologiques extrêmes : Contrairement aux déclarations de l’exploitant des usines de retraitement de la Hague (CLI du 18 avril 2011), l’hypothèse d’un isolement total du Nord-Cotentin durant une semaine n’est pas un cas invraisemblable. Cet isolement c’est déjà produit en février 1970 durant cinq jours sur le Nord-Cotentin.

33

Virus « Stuxnext », attaque d’un logiciel développé par Siemens pour les installations nucléaires. Mission : dérégler la vitesse des centrifugeuses pour les bloquer. 16 novembre 2010, toutes les centrifugeuses du site d’enrichissement d’uranium iranien de Natanz se sont arrêtées (le Monde du 8 novembre 2011).

34 Article du Monde du 8 novembre 2011

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Questions : Réponses Auditions Thèmes non pris en compte par les exploitants d'installations nucléaires II.1 - Intrusion – piratage informatique Question n°73 : Les systèmes informatiques « procédé » et « documentaire » sont-ils indépendants ?

EDF : Il n'y a pas de liaison directe entre la partie documentaire et la partie procédé. Ce sont des dispositifs distincts sans liaison directe avec des protections réseaux séparées.

AREVA : Le système de protection informatique déployé, tant au niveau du Groupe que localement, est sécurisé. L'architecture de notre Système d'Information applique, comme pour la sûreté, le principe de défense en profondeur, c'est-à-dire une répartition des principales fonctions en couches distinctes dont les accès sont strictement filtrés pour permettre la séparation des données liées au procédé et celles liées à la documentation par exemple.

Préfecture : La Direction centrale du Renseignement intérieur (DCRI), dépendante du Ministère de l’intérieur, est l’administration qui gère la protection des sites sensibles et dispose d’un service spécifique dédié à la protection dans le domaine de l’informatique L’ASN n’est pas compétente et n’a pas d’information à ce sujet. Le HFDS (Haut fonctionnaire de défense et de sécurité), ou le Préfet sont compétents pour apporter des réponses.

L’ASN précise que ces informations sont susceptibles d’être protégées par le secret de la défense nationale. (Même réponse pour les questions 74 et 75) CHSCT EDF : Oui. CHSCT AREVA élargi : Oui, l'architecture informatique du site garantit l'indépendance de ces deux réseaux. Par ailleurs les PC procédé n’ont pas d’interface USB. IRSN : Les systèmes informatiques « procédés » et « documentaire » sont indépendants.

Questions n°74 & 75 : Quels sont les risques d’intrusions informatiques malveillantes ? Des systèmes de lutte contre le piratage informatique interne ou externe sont-ils mis en place ?

EDF : Il y a des parades de mises en place contre les risques d’intrusions informatiques par des services spécialisés mais tout ceci reste confidentiel.

AREVA : Un système de protection du Système d'Information très sécurisé est déployé au niveau du groupe. Il a pour objectif de surveiller et de contrer en permanence les risques d'attaques informatiques. L'ensemble du système est maintenu à jour en continu pour bénéficier des parades les plus récentes. Pour des raisons évidentes de sécurité, que chacun peut comprendre, la nature des risques et leur parade ne doivent pas faire l'objet de communication.

CHSCT EDF : Oui N’ayant pas d’information à ce sujet, le CHSCT EDF suggère de poser cette question aux services de l’Etat si tant est qu’il soit le bon interlocuteur pour y répondre.

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IRSN : Le sujet de protection des informations et des systèmes d’information dans la sphère du nucléaire relève de la compétence du HFDS du MEDDE. Au titre des missions mentionnées dans son décret de création, l’IRSN apporte son concours et son expertise technique aux Autorités Françaises en charge de l’application des réglementations relatives à la protection et le contrôle des matières nucléaires de leurs installations et de leur transport. Plus précisément l’Institut intervient principalement dans les domaines suivants : la comptabilité nationale centralisée des données relatives aux stocks et aux mouvements de matières nucléaires, le suivi des transports de matières nucléaires, la réalisation des inspections des dispositions de protection et du contrôle des matières nucléaires, de leurs installations et de leur transport pour le compte des autorités. l’expertise des dossiers fournis aux autorités par les opérateurs dans le but d’obtenir et de conserver une autorisation d’exercer des activités relatives aux matières nucléaires ; l’évolution des textes réglementaires ; la réalisation d’études et le développement des outils de calculs ou de mesures et de connaissances nécessaires à la réalisation de ces missions.

Les informations auxquelles l’Institut a accès dans le cadre de cette mission sont évidement protégées par le régime de la confidentialité pour éviter leur utilisation a des fins malveillantes.

Question n°76 : Y a-t-il une protection contre les dommages éventuels causés par les champs magnétiques dus aux éruptions solaires ?

EDF : Non : poser la question aux spécialistes.

AREVA : Les ressources informatiques serveurs et disques sont protégées des influences magnétiques par les blindages et les structures qui les environnent. Les dispositifs de télécommunication sont protégés eux aussi de l'activité magnétique parasite.

Précisions du GT : cette question fait suite au retour d’expérience du phénomène survenu en Amérique du Nord, il y a une vingtaine d’années où une panne généralisée du réseau électrique et téléphonique pendant 9 à 12 heures a été provoquée par les champs magnétiques. La plus forte éruption solaire a été enregistrée en 1863, mais n’a pas eu un impact aussi important compte-tenu de l’équipement embryonnaire à l’époque.

L’IRSN examine les conséquences potentielles d’un tel événement sur les installations. La question est de savoir si les effets induits modifient les données d’entrée des analyses de sûreté des situations accidentelles déjà considérées actuellement. Ainsi dans le cadre des ECS, cette question est prise en compte implicitement dans le chapitre des agressions externes consécutives à des phénomènes naturels extrêmes.

II.2 - Risque hydrogène sur les piscines de stockage de combustibles irradiés Question n°77 : Les CLI demandent aux Exploitants comment le risque lié à l’accumulation d’hydrogène et d’explosion est pris en compte dans leurs installations en cas d’accident (une réponse précise sera demandée par les CLI lors des premières auditions).

AREVA : La production d'hydrogène liée aux rayonnements des assemblages combustibles dans l'eau est établie de manière très majorante à la conception des installations, Sur la base de cette évaluation, il faudrait à minima 3 jours pour atteindre la limite inférieure

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d'inflammabilité de l'hydrogène (4%) en ne considérant aucune fuite hors du hall. Ce délai est compatible avec la remise en place d'une ventilation même provisoire avec des moyens de rémédiation.

EDF : Les 103 recombineurs passifs d’hydrogène, contrôlés en 2008 à l’occasion de la deuxième Visite Décennale (VD2), pallient le risque d’accumulation d’hydrogène dans l’enceinte de confinement du réacteur. Par contre, dans le bâtiment d’entreposage du combustible (BK) EDF considère qu’il n’y a pas possibilité de formation d’hydrogène du fait qu’il n’envisage pas le dénoyage du combustible, étant donné que tout est mis en œuvre pour réapprovisionner les piscines en eau dans les 20 h ; c’est pourquoi la piscine du BK ne comprend pas de recombineurs d’hydrogène.

Commentaires de la CLI :  Ce n’est pas la position de l’IRSN qui postule qu’une brèche peut survenir et qui examine les conséquences d’une vidange accidentelle avec perte de refroidissement (rapport IRSN N°679, Tome 2/2, page 11/263).  Dans les ECS, les exploitants ne parlent que de l’hydrogène de radiolyse, dont l’accumulation ne risque guère de dépasser le seuil d’explosivité de 4%. Le problème, illustré par l’accident de Fukushima, vient de la réaction zirconium / eau à haute température : à 900°C, le zirconium des gaines du combustible subit une réaction exponentielle d’oxydation par capture de l’oxygène de la vapeur d’eau, ce qui libère l’hydrogène ; cette réaction n’est pas maîtrisable du fait du mélange vapeur d’eau sèche / hydrogène, dont la température élevée fait monter la pression. Le relâchement de cette pression libère de la vapeur d’eau à 300 ou 400°C qui se trouve instantanément mise à la pression atmosphérique et donc se condense. Il reste l’hydrogène à une concentration supérieure à 4%, dont l’explosion a détruit, de l’extérieur, les bâtiments (y compris des piscines situées plus loin).

Ce cas de figure peut se rencontrer sur nos sites en cas de dénoyage d’une piscine d’entreposage de combustible usé. Mais, seuls des moyens de sûreté actifs garantissent, selon les exploitants, l’impossibilité du dénoyage ; de tels moyens existaient à Fukushima (2011), à Three Mile Island (1979), à Tcheliabinsk (1957) et n’ont pas fonctionné.

Il peut se rencontrer aussi dans l’enceinte d’un réacteur en cas de surchauffe (les éléments combustibles comprennent environ 25 tonnes de zirconium) où l’installation de recombineurs d’hydrogène comme parade ne semble pas pouvoir garantir que l’hydrogène ne s’accumulera pas dans des poches situées à distance d’un recombineur (réf : http://www.irsn.fr/FR/Larecherche/publications.../Chap01_art4.pdf (2007)).

Or des réacteurs ont déjà fonctionné avec des combustibles gainés en acier inoxydable dont l’avantage est de résister à la chaleur (l’usine de La Hague a traité jusqu’en 1991 le combustible du réacteur SENA qui a fonctionné 15 ans avec des combustibles gainés inox et de nombreux réacteurs PWR ont fonctionné avec de tels combustibles) ; ce matériau constitue également le pot de fusion de la vitrification qui permet d’opérer à 1 200°C. L’absence d’oxydation fait que très peu d’hydrogène est produit et en relâchant la vapeur d’eau on fait baisser la pression sans risque d’explosion d’hydrogène. L’inox a été abandonné parce qu’il coûte plus cher en enrichissement (en moyenne 25% d’uranium 235 en plus).

L’ASN indique que pour les centrales nucléaires EDF, des moyens passifs sont actuellement mis en place afin de recombiner l’hydrogène et en éviter la concentration au-delà du seuil d’inflammabilité (4%) ; cette mesure n’est pas systématique hors de France. C’est bien grâce à la démarche de réexamen de sûreté périodique des installations que ces modifications ont pu être demandées par l’ASN. La CLI mentionne qu’à sa connaissance des études ont été réalisées sur la formation d’hydrogène, sa concentration localisée et son homogénéisation dans l’enceinte du réacteur. Dans les décisions ECS, l’ASN va demander des études complémentaires auprès des exploitants sur deux points :

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1) la mise en place d’un système de détection de ces concentrations par des moyens de mesure directe dans le bâtiment réacteur ; cela permettra d’avoir une vision précise de l’état du réacteur et de savoir si le cœur est en fusion ; 2) le risque de combustion de l’hydrogène au niveau des filtres à sable (filtres « U5 » retenant les radioéléments mais pas les gaz) utilisés pour la décompression de l’enceinte réacteur ; en effet ces filtres pourraient être détériorés et perdre leur efficacité par la combustion de l’hydrogène à ce niveau.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit des prescriptions [ECS-19] et [ECS-29] de la décision 2012-DC-0283 applicable à Flamanville.

Pour les usines AREVA, l’ASN demande d’étudier des moyens afin de maîtriser le risque d’hydrogène dans les ateliers où sont entreposés des éléments combustibles : des prescriptions seront formulées en ce sens.

Décisions ASN publiées après les auditions : Il s’agit de la prescription [ARE-LH-06] de la décision 2012-DC-0302.

Dans une démarche cohérente d’ensemble, l’ASN a demandé que soient installés des recombineurs passifs d’hydrogène dans toutes les installations où existe un risque hydrogène et où de tels équipements sont susceptibles d’apporter un gain pour la sûreté.

CHSCT EDF : Le CHSCT considère qu’il n’y a pas possibilité de formation d’hydrogène au niveau des piscines BK du fait que le dénoyage du combustible ne soit pas envisagé et compte tenu des délais courts de réapprovisionnement des piscines en eau. La non étanchéité du toit du bâtiment empêcherait parallèlement l’accumulation d’hydrogène.

CHSCT AREVA élargi : Les capacités de ventilation des halls des piscines permettent la prévention du risque d'explosion lié à l'accumulation d'hydrogène. Plusieurs jours d'arrêt de ventilation ne remettent pas en cause la maîtrise de ce risque.

Remarque des membres de la CLI : il y a un vrai problème sur le dimensionnement de l’accident suite au refus d’envisager le pire. Il faut considérer qu’il y a un risque de fusion du cœur ou de dénoyage des piscines entraînant la formation d’hydrogène comme événement majeur pouvant conduire à une catastrophe, ce que les exploitants excluent de leurs ECS. Si les recombineurs d’hydrogène sont un palliatif de l’explosion d’hydrogène, il existe en amont un moyen préventif de sa formation : utiliser l’acier inoxydable au lieu du zirconium pour le gainage des combustibles. En effet la formation d’hydrogène résulte de l’oxydation du zirconium, à partir de la vapeur d’eau présente, lorsque les gaines atteignent une température de 1 200°C environ suite à une perte accidentelle de refroidissement. Or l’acier inox s’oxyde peu à haute température et suite à une forte élévation de température la production éventuelle d’hydrogène serait faible. De plus, différents types de combustibles inox ont déjà été utilisés par le passé : en particulier pour le premier essai à Cadarache des réacteurs destinés aux sous-marins nucléaires (combustible prêté par les USA) et pour le réacteur de la Centrale nucléaire des Ardennes (Chooz A1), exploité par la société SENA de 1968 à 1991, dont les éléments combustibles irradiés furent cisaillés à La Hague jusqu’au début de l’année 2000.

IRSN : a) CNPE de Flamanville : Voir le rapport IRSN n°679 : tome 2 pages 92/263 Le risque associé à la production d'hydrogène par radiolyse de l’eau présente dans une piscine de désactivation d'un réacteur fait parti des sujets réexaminés dans le cadre des ECS. Ce point fait l'objet actuellement d'un programme d'études de la part d'EDF avec une échéance de fin 2012.

Par ailleurs, des réflexions sont en cours à l’IRSN sur les phénomènes physiques et leur cinétique qui pourraient survenir dans le cas du découvrement des assemblages entreposés.

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b) Usine de La Hague : La cinétique de formation de l'hydrogène par radiolyse est fonction de la nature chimique des solutions (davantage de radiolyse en milieu basique et dans les solutions de fines que dans les solutions de produits de fissions) et de la puissance volumique des solutions.

Les installations de La Hague ont été dimensionnées (débit d'air de dilution de l’hydrogène de radiolyse) pour ne pas dépasser 2 % d'hydrogène en fonctionnement normal en ciel de cuve soit 50 % de la limite inférieure d'inflammabilité de l'H2. Ce dimensionnement actuel des besoins en air de dilution couvre largement les besoins effectifs des installations de l'établissement de La Hague (méthode très « enveloppe »).

Le délai d’atteinte des 4 % est très variable selon les configurations (pour les piscines au moins de 50h à plus de 100h selon une méthode enveloppe, pour les cuves les délais peuvent être de quelques heures) [§ 9.4.1.1 et § 9.4.1.3.3.2 du rapport IRSN N°679].

Ce risque est directement visé par les études faites pour les ECS (situations redoutées) et le développement du noyau dur. Des mesures ont déjà été avancées par AREVA (mise en place de bouteilles pour assurer la dilution de l’hydrogène).

Remarque membres GT : Fondamentalement la question reste ouverte et l’IRSN analyse le risque de production d’hydrogène par radiolyse de l’eau en considérant que l’eau des piscines puisse bouillir sans pour autant engendrer un dénoyage total des combustibles.

La question du dénoyage des assemblages des combustibles dans la piscine reste complexe car il engendrerait une grosse production d’hydrogène risquant de dépasser le seuil d’inflammabilité de 4%, mais les bâtiments étant ventilés (totalement non confinés), ce sont plutôt les relâchements de radioéléments dans l’atmosphère qui poseront problème.

Dans l’absolu, l’ouverture du bardage des bâtiments piscines en cas de dénoyage pourrait-il être un moyen d’urgence permettant l’aération et évitant la concentration d’hydrogène ?

II.3 - Evènements météorologiques extrêmes Question n°78 : Les CLI demandent que de tels évènements soient intégrés à un scénario d’accident avec cumul de dysfonctionnements.

EDF : EDF a signé une convention avec météo-France pour signaler à l’exploitant tous les bulletins d’alerte concernant le secteur ou se trouve le site.

AREVA : Les évènements météorologiques extrêmes sont intégrés à la fois dans nos études de sûreté mais également dans l'étude ECS pour que les installations y résistent. D'autre part, des moyens pour faire face à des conditions météo extrêmes existent sur le site : chasse-neige, moto-pompes...et seraient mis en œuvre pour permettre la gestion des actions de rémédiation.

Préfecture : Lors des exercices, l’élément météorologique est pris en compte et il est même très souvent primordial.

IRSN : Ces événements (inondation du type de celle survenue au CNPE du Blayais) et leurs cumuls sont pris en compte dans le référentiel de sûreté pour définir les dispositions de protection de l'installation et permettant leur repli en état sûr. Notamment, une évolution du guide « inondation externe » de l'ASN a été examiné par l'IRSN et les groupes permanent d'experts en 2012. L'édition de ce guide est prévue en 2013.

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Question n°79 : De même, les CLI demandent que le cumul d’événements météorologiques (Grandes marées, vent, effets de houle, etc…) soit pris en compte dans le scénario d’accident EDF : La digue, d’une hauteur de 17 mètres assure la sécurité en termes d’inondation du site. La plateforme est à 12,40 m. Tous les éléments sur ce point figurent dans le Rapport Complémentaire de Sûreté et ont été donnés à la CLI en avril 2011.

Préfecture : Il pourrait être envisagé que les scénarios, décidés sur le plan national et régional, puissent comprendre des facteurs météorologiques cumulés.

L’ASN : La RFS 1-2 E est en cours de révision et sera remplacée par un guide sur le risque d’inondation qui précisera notamment les règles de cumuls d’événements.

En ce qui concerne le site de Flamanville, les ECS ont indiqué qu’il y avait une marge de plus de 4 m entre les situations de cumul les plus pessimistes (grandes marées, surcote, effets de houles, etc.) et la hauteur de la plateforme.

Dans le cadre du noyau dur, instaurant un niveau de robustesse complémentaire, l’ASN a demandé que soit installé un groupe électrogène supplémentaire par réacteur. Cet équipement devra disposer d’un dimensionnement doté de marges significatives forfaitaires par rapport aux exigences actuelles pour cet équipement.

Décisions ASN publiées après les auditions : cette demande figure dans la prescription [ECS-18] de la décision 2012-DC-0283 du site de Flamanville.

On retrouve là le concept de noyau dur : l’ASN impose à l’exploitant de disposer de moyens plus robustes que les autres systèmes de l’installation pour renforcer les derniers niveaux de la défense en profondeur, c’est à dire (en résumé) pour maintenir dans un état sûr l’installation, pour éviter la dégradation d’une situation accidentelle et pour limiter les conséquences en cas de rejets IRSN : En complément et dans le cadre des ECS et notamment des dossiers présentés par les exploitants sur ces aspects, la définition d'aléas naturels ou de « conjonction d'aléas liées à des agressions externes (cumul d’évènements météorologiques liés entre eux : vent + houle par exemple) est en cours d'examen à l'IRSN et sera présenté aux groupes permanents d'experts fin 2012 et début 2013.

Le cahier des charges de l'ASN et l'instruction de l'IRSN ont porté non seulement sur l'étude de robustesse au séisme et à l'inondation des installations mais également sur l'étude des conséquences d'une perte totale des alimentations électriques et des sources de refroidissement, quelle qu’en soit l'origine (approche déterministe de dysfonctionnement) ; aussi, la définition des situations redoutées faisant suite à de telles pertes couvre également les aléas climatiques.

Par ailleurs, l'instruction en cours par l'IRSN s'attache à l'examen des évènements induits notamment par des aléas climatiques (exemple : projectiles induits par des vents extrêmes) ou aléas considérés, pour évaluer la suffisance des dispositions de dimensionnement et de protection des équipements du noyau dur.

Question n°80 : Selon quelle périodicité les évènements météorologiques sont-ils connus par les exploitants nucléaires du Nord-Cotentin ? (quotidienne, hebdomadaire,…?).

EDF : Surveillance continue par Météo-France avec réactualisation du bulletin d’alerte.

AREVA : AREVA la Hague possède un abonnement avec Météo France pour disposer de prévisions météorologiques à 4 jours, ainsi qu'une tendance à 9 jours. Ces prévisions sont accessibles sur un site internet d'accès personnalisé mis à jour 3 fois par jour. Par ailleurs, le site AREVA dispose de sa propre station météorologique.

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IRSN : Les installations disposent de matériels permettant d'enregistrer les conditions météorologiques en temps réel. En complément, les exploitants disposent de convention avec les organismes en charge de la surveillance des aspects météorologiques (mer et terre).

Question du GT interCLI : Quelle est la résistance des balises et des moyens de transmission ? L’ASN exerce-t-elle un contrôle sur ces matériels ? Cela entre dans le cadre des ECS en raison de l’importance pour la sûreté de bien connaître la situation météorologique locale en cas d’accident.

Suite aux ECS, la résistance des matériels spécifiques à disposition des exploitants tels que les balises, seront soumis à des tests de robustesses.

Question n°81 : Quelles dispositions seraient prises en cas de grande sécheresse ?

EDF : L'exploitant signale que les conditions de sécheresse sont prévisibles et qu'elles n'interviennent pas à court terme. Le stockage permanent en eau douce avec les bassins pleins (volume 140 000 m3) permet de satisfaire les besoins en réapprovisionnement pendant 25 jours.

AREVA : Les études de sûreté prennent en compte les phénomènes météorologiques extrêmes comme des températures élevées. Le risque d'une grande sécheresse est celui d'un assèchement des réserves en eau utilisables en cas d'accident. La baisse du niveau de nos réserves en eau serait un phénomène lent permettant de mettre en œuvre des solutions pour y faire face (des réserves en eau extérieures pourraient être sollicitées et en cas extrême, l'eau de mer).

L’ASN : Cela concerne principalement les sites en bord de rivière. Auquel cas le gouvernement doit au préalable se prononcer sur la nécessité publique que constitue ou non le fonctionnement de l’installation pour l’approvisionnement électrique du pays ou pour la sécurité du réseau électrique. En ces situations exceptionnelles, des prescriptions temporaires peuvent le cas échéant être édictées.

IRSN : a) Flamanville : Le refroidissement des centrales utilise l’eau de mer. b) Usine de La Hague : Les grandes sécheresses ne sont pas de nature à induire des situations redoutées sur les installations du cycle : en effet, contrairement à certains réacteurs refroidis en « boucle ouverte », il n'y a pas, notamment sur les installations de La Hague, des équipements dont le refroidissement est assuré par un cours d'eau.

Question n°82 : Le réchauffement climatique induit une montée du niveau des mers dans le temps : ce phénomène a-t-il été pris en compte ?

EDF : Dans la conception de l'EPR, ce phénomène de montée des eaux a été pris en compte et la plate-forme a été dimensionnée en conséquence. On considère que la hausse du niveau des mers pourrait être de l’ordre de 35 centimètres en 60 ans par rapport au niveau actuel.

(RPS Chap. 2.4.3) Préfecture : Ce phénomène, comme les tsunamis, est pris en compte par le rehaussement des digues.

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L’ASN : La démarche qui prend en compte ce phénomène est la révision des guides et les réexamens périodiques de sûreté des installations qui sont réalisés tous les 10 ans sur la base des nouvelles connaissances.

IRSN : La montée du niveau de la mer est prise en compte pour définir les niveaux marins extrêmes pour le risque d'inondation, depuis le réexamen effectué suite à l'inondation du CNPE du Blayais en 1999.

Le GT interCLI déplore le long délai entre l’événement et l’application de mesures correctives.

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ETUDES ET REFERENCES : ECS + Inspections + rapports ASN II.1 - Intrusion – piratage informatique : Note Technique de REX 59 concernant le réglage des protections magnétiques des onduleurs : § A.4. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de terminer la mise en œuvre des recommandations de la note technique de REX n°59 engagée depuis 2007 et qui n’est pas encore achevée. Vous me ferez connaître la situation exacte du solde des actions identifiées et, pour les actions qui ne seraient pas encore soldées, de justifier cette situation du point de vue de l’impact sur la sûreté des installations.

II.2 - Risque hydrogène sur les piscines de stockage de combustibles irradiés Ni dans l’ECS : le risque d’explosion d’hydrogène de radiolyse est analysé au chapitre 4, pages 127-128 : pour l’exploitant, les piscines font partie des installations où les délais d’atteinte de la Limite Inférieure d’Inflammabilité à 4% en hydrogène excèdent plusieurs dizaines de jours et n’induisent alors aucune contrainte significative de délai d’intervention prioritaire au titre d’un accident aggravé.

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DOSSIER N° 3

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REFLEXIONS ET ARGUMENTS : III.1 – Atelier de tête de la chaîne de traitement (T0)35 III.2 – Gestion des pertes d’alimentation électrique et de refroidissement dans le périmètre du traitement recyclage des combustibles usés III.2.1 – Cisaillage-dissolution et extraction-concentration (ateliers R1et R2 sur UP2- 800 et T1 et T2 sur UP3) Voir Annexe 2 : Note technique de l’IRSN Juin 2008 : Risques d’explosion liés aux « red oils » dans les usines de traitement de combustibles usés

III .2.2 – Entreposage des coques compactées (atelier ECC) III .2.3 – Entreposage des produits de fission (ateliers SPF4, SPF5 et SPF6) Avant leur vitrification, les produits de fission sont entreposés sous forme liquide dans des cuves enterrées d’une capacité de 120 m3, protégées par une dalle et des murs en béton armé. (6 cuves pour UP3). Le reliquat des produits de fission stockés depuis la mise en service en 1989 de la vitrification oscillait entre 700 et 1 000 m3, et n’a jamais été résorbé (740 m3 fin 2003 ; 842,5 m3 au 31/12/2007 selon l’inventaire 2009 de l’ANDRA).

Au premier cycle, les produits de fission et les actinides mineurs sont isolés sous forme de solution, laquelle est ensuite « vitrifiée ».Un conteneur de 150 l en acier inoxydable (« CSDV ) contient l’ensemble des produits de fission générés par 1,4 t d’uranium irradié à 33 000 MWj/t, soit 91% de la puissance thermique résiduelle après le « refroidissement » de 3 ans36.

Les emballages de ce type sont refroidis par ventilation air. En cas d’avarie des systèmes de ventilation, ils sont encore refroidis en convection naturelle car, pour ce qui est des produits de fission, la matrice de verre est faite pour résister à des températures très élevées. En outre il n’y a plus d’actinides majeurs dans cette matrice de verre.

Le conditionnement des produits de fission résultant du retraitement, en colis sous forme vitrifiée et dans des enveloppes d’acier inoxydable de nuance austénitique conduit à des situations beaucoup plus sûres que les éléments combustibles irradiés gainés avec du zirconium et maintenus dans des piscines pleines d’eau ; en effet ces colis sont alors refroidis par convection d’air, on peut espérer que l’air ne fera pas défaut alors que l’eau l’a déjà fait à Fukushima (note B2/JPM).

III.3 - Piscines d’entreposage des combustibles irradiés (NPH, C, D et E) III .3.1 - Résistance des bâtiments, en particulier au risque de chute d’aéronefs III .3.2 – Dénoyage des piscines et enceinte de confinement 35

Atelier T0 : réception et déchargement à sec des assemblages de combustibles irradiés Les gaines et les grilles ainsi que les embouts sont contenus dans le même modèle de conteneurs en acier inoxydable (« CSD-C ») et il faut 2,8 conteneurs pour stocker les gaines cisaillés correspondant à 1,4 t d’uranium initial. La puissance thermique résiduelle de ces 2,8 conteneurs représente 2% de la puissance résiduelle totale de 1,4 t d’uranium irradié.

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A la mi-avril 2011, l’établissement de La Hague entreposait environ 9 721 t d’U en provenance d’EDF, dont environ 1 380 t de MOX (≈ 14 %), soit de l’ordre de 108 coeurs de réacteurs.

Le dénoyage entraîne une montée en température des combustibles usés (Uox et Mox), il peut provoquer une fissuration voire une fusion des gaines. L'hydrolyse de l'eau produit alors de l'hydrogène qui provoque une inflammation et une explosion.

La perturbation de l'agencement des assemblages, provoquée par l'explosion d’hydrogène ou la chute d’un projectile, conduirait à une excursion critique.

En cas de dénoyage, l’échauffement de l’eau de la piscine produirait beaucoup de vapeur susceptible de colmater complètement les filtres absolus dont sont équipées les installations et par là-même d’empêcher le rejet complet de l’hydrogène. Il conviendrait donc de s’assurer que l’évacuation d’hydrogène puisse s’effectuer tout en conservant des filtres de retenue pour les aérosols d’actinides et des produits de fission.

III .3.3 - Siphonage de l’eau des piscines Selon l’exploitant, le siphonage de l’eau des piscines est impossible (réf : exposé lors de la réunion inter-CLI du 18 avril). Or nous observons que les aéroréfrigérants externes et leurs tuyauteries sont positionnées jusqu’à 7 mètres en contrebas du niveau supérieur de l’eau des piscines et que chaque piscine contient entre 8 et 16 échangeurs thermiques susceptibles d’alimenter siphonage.

III.4 - Stockage/entreposage de l’oxyde de plutonium et des rebuts de MOX frais : Bâtiment de Stockage International (BSI), BST1 et son extension L’actinide majeur, le plutonium, est stocké sous forme d’oxyde de plutonium dans des boîtes serties, en acier inoxydable, elles-mêmes contenues dans des étuis soudés en acier inoxydable et le total représente cinq boîtes c’est-à-dire le plutonium résultant de 1,4 t d’uranium initial. La puissance thermique résiduelle résultant des matières contenues dans ces cinq emballages représente 7% de la puissance résiduelle totale de cet uranium initial.

Ils sont également refroidis par ventilation air et l’oxyde de plutonium est un produit réfractaire pouvant chauffer jusqu’à 2730°C avant de fondre.

En outre il ne peut y avoir accident significatif par production d’hydrogène puisque les gaines en zirconium représentent une puissance résiduelle très faible et sont dans des conteneurs séparés par rapport aux actinides majeurs.

D’autre part tous les emballages sont réalisés un acier inoxydable austénitique peu oxydable à haute température.

Le conditionnement de l’oxyde de plutonium, résultat lui-même du retraitement des éléments combustibles, qui est une poudre presque réfractaire (fusion à 2 790°C.) dans des enveloppes en acier inoxydable de nuance austénitique conduit à une situation beaucoup plus sûre que le plutonium contenu in situ dans le crayon du combustible irradié (gainé de zirconium). D’autant plus que ces colis sont refroidis par l’air, dont on peut imaginer que celui-ci ne fera pas défaut alors que l’eau a déjà fait défaut en matière de refroidissement des piscines du cœur du réacteur ou dans les piscines d’entreposage à Fukushima (note B3/JPM).

III.5 – Mise en sécurité des installations de La Hague

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Questions : Réponses Auditions III.1 - Atelier de tête de la chaîne de traitement (T0) Questions n°83 & n°84 : En situation d’accident majeur, un emballage accosté et ouvert peut-il être bloqué en cours de transfert dans l’atelier de déchargement et d’entreposage de combustibles usés T0 ? Quels seraient les délais pour rétablir la sécurité ?

De même, dans cette éventualité, un élément combustible peut-il être bloqué en cours de transfert dans les ateliers de cisaillage et dissolution R1 et T1. Quels seraient les délais pour rétablir la sûreté ?

AREVA : Un emballage accosté et ouvert dans l’atelier T0 est en situation de sécurité en cas d’accident majeur. Les ensembles chariot, emballage et dispositif d’accostage sont dimensionnés au séisme. L’emballage est refroidi par l’extraction sauvegardée de la cellule de déchargement ou par convection naturelle via une trappe de sauvegarde située en cellule d’accostage. Les emballages chargés d’éléments combustibles qui sont en cours de transfert dans l’atelier T0 sont toujours fermés. En cas de blocage du chariot au cours du transfert de l’emballage chargé, un dispositif de dépannage manuel du chariot permet de déplacer l’emballage en cellule d’accostage pour y être refroidi.

En cas de dysfonctionnement du moyen de transfert, un assemblage combustible peut être immobilisé car quelle que soit sa position, la situation reste sûre.

ASN : Questions à poser à l’exploitant. Cf Question N°111 CHSCT AREVA élargi : Un emballage accosté est en situation sûre et bénéficie d'un refroidissement sauvegardé. Un emballage non accosté peut être déplacé manuellement jusqu'à un emplacement bénéficiant d'un refroidissement sauvegardé.

Un élément combustible immergé en cours de transfert est en situation sûre sans contrainte de délai.

IRSN : Outre le fait que le dimensionnement des équipements assurant les fonctions de sûreté intègre des redondances et les aléas type séisme, ce scénario est un de ceux étudiés dans le rapport de sûreté de cette installation. L’étude réalisée considère la défaillance de la ventilation dans le local d’accostage et dans la cellule de déchargement survenant lorsqu’un assemblage combustible y est immobilisé. Les dégagements thermiques proviennent de l’élément combustible immobilisé et de l’emballage en cours de déchargement. S’agissant de l’analyse de sûreté, des caractéristiques enveloppes sont considérées pour les assemblages combustibles et les hypothèses de calculs.

Ce scénario se traduit par l’accroissement des températures de l’air ambiant, des murs de la cellule, des assemblages combustibles. Il existe un autre scénario, considérant l’assemblage combustible dans le puits de refroidissement dont le circuit d’évacuation des calories est défaillant.

Dans ces scénarios37, les températures atteintes par les assemblages restent inférieures aux températures minimales associées au phénomène d’oxydation vive des gaines de combustibles (entraînant leur dégradation rapide). Aussi, les conséquences estimées de manière enveloppe sont essentiellement, outre quelques ruptures de crayons combustibles), la dégradation du revêtement mural en acier inoxydable et des murs en béton et des pertes du 37

Scénarios impliquant les combustibles usés les plus chauds : Uox ayant 6 mois de refroidissement ou Mox.

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confinement de la cellule en cas de détérioration au niveau des singularités des parois. Ceci conduirait, dans un scénario enveloppe de sûreté, à une contamination dans des salles de l’atelier mais, les principes de confinement des matières reposant sur deux barrières différentes (cellules et bâtiment), les conséquences à l’extérieur seraient limitées.

Outre le fait que le dimensionnement des équipements assurant les fonctions de sûreté intègre des redondances et les aléas type séisme, ce scénario est un de ceux étudiés dans le rapport de sûreté de cette installation. L’étude réalisée considère le blocage d’un assemblage dans le puits de caractérisation des assemblages combustibles et dans la cisaille.

Pour ces scénarios, la température maximale des gaines, en absence de ventilation, reste inférieure aux températures minimales associées au phénomène d’oxydation vive des gaines de combustibles (entraînant leur dégradation rapide). Par ailleurs, eu égard aux caractéristiques des cellules concernées, les risques de dégradation du confinement ne sont pas considérés.

III.2.1 - Cisaillage-dissolution et extraction-concentration (Ateliers R1et R2 sur UP2- 800 et T1 et T2 sur UP3) Question n°85 : Les risques d'explosion liés à la formation de composés instables dits « red oils », en particulier au niveau des évaporateurs des unités de concentration des solutions, sont-ils pris en compte à l'usine AREVA la Hague ?

AREVA : Le risque Red Oils est parfaitement identifié et maîtrisé grâce au procédé qui prévoit : - un système de lavage de la solution aqueuse par extraction avant envoi dans l'évaporateur.

Ce lavage a pour objectif d'éliminer la matière organique présente dans la solution et annule ainsi le risque lié à la montée en température des équipements.

- de plus, l'évaporation se réalise à une température inférieure à 130°C, soit une température incompatible avec le risque d'explosion dans les conditions d’exploitation du site.

Les évaporateurs de Produits de Fission sont parfaitement ciblés dans les ECS ainsi que les condenseurs. En cas de perte d'alimentation électrique, les circuits électrique de chauffe des évaporateurs s'arrêteraient et avec eux, la montée en température des installations. Dans le cadre des études ECS, nous avons postulé la perte électrique totale, y compris l'alimentation du circuit de secours de refroidissement et prévu de doubler ces équipements par un système d'injection d'eau froide dans les condenseurs.

Le retour d’expérience de tous les accidents liés aux Red oils a également été pris en compte.

ASN : C’est un sujet clairement identifié et notamment dans les règles générales d’exploitation des installations : l’exploitant doit veiller à ce que les températures restent dans un intervalle donné et à ce que la concentration des différents solvants utilisés ne dépasse pas une certaine limite.

CHSCT AREVA élargi : Le risque d'explosion lié à la formation de "red oils" (réaction tributyl-phosphate (TBP) / nitrates) est pris en compte par la conception et le dimensionnement des équipements du procédé ainsi que par les procédures d'exploitation. Facteurs favorisants : l’acidité, la chaleur, la concentration en TBP et la concentration en nitrates.

Mesures préventives : éviter le TBP résiduel après extraction, effectuer une chasse-solvant et maintenir la température en-dessous de 135°C dans l’évaporateur.

Perspectives : réévaluer le risque « red oils dans le cadre de la R & D (l’IRSN a créé un GT ad hoc).

IRSN : Le risque « red oils » est analysé dans les rapports de sûreté en considérant des scénarios cumulant plusieurs défaillances : perte de la maîtrise de la chauffe, arrivée intempestive de flux

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solvant/diluant dans les évaporateurs suite à une dérive du procédé, quantité de « red oils » formée suffisante pour engendrer un emballement thermique. Cette analyse sera réanalysée dans le cadre du réexamen de sûreté.

En situation de type « Fukushima », il faudrait une dérive notable du procédé (arrivée de solvant et/ou diluant importante dans les évaporateurs) et la défaillance de plusieurs barrières de défense au regard de ce risque avant l'occurrence d'une situation redoutée. Ceci a conduit à ne pas le classer comme une situation redoutée. Nonobstant, des études concernent bien les évaporateurs et les condenseurs associés pour lesquels un refroidissement est nécessaire.

III.2.3 - Entreposage des produits de fission (ateliers SPF4, SPF5 et SPF6) Question n°86 : Préciser le volume exact du hold-up résiduel des solutions des produits de fission sous forme liquide et présent dans les ateliers de l’usine ?

AREVA : Deux types de solutions de produits de fission sont entreposés sur le site : des solutions anciennes datant de la première usine (UP2-400) et des solutions plus récentes issus du traitement des combustibles usés actuels (usines UP2-800 et UP3).

Les premières représentent un volume résiduel de 235 m3 de solutions entreposées dans trois cuves dédiées (leur activité et leur puissance thermiques sont faibles) et dont le procédé de vitrification (creuset froid) est entré en service en 2010.

Pour le second type de solutions, elles sont vitrifiées en ligne et le volume moyen nécessaire au fonctionnement est d'environ 450 m3.

ASN : L’utilisation des solutions de produits de fission étant faite « en ligne » dans les usines modernes, calculer le volume résiduel nécessite d’additionner tous les volumes répartis dans les cuves qui entreposent temporairement les solutions de produits de fission dans le procédé. Il convient donc de poser la question à AREVA. Concernant les solutions de produits de fission issues du traitement des combustibles uranium-molybdène (UMo) des réacteurs UNGG, leur volume est d’environ 240 m3 répartis dans 3 cuves (répartition précise à demander à AREVA).

Question n°87 : Indiquer le temps de « refroidissement radiologique » des solutions stockées (par exemple solutions UMo) car l’hydrogène potentiellement dangereux résulte de la radiolyse sous l’effet du rayonnement résiduel ?

AREVA : Toutes nos cuves de produits de fission son balayées à l'air pour éliminer l'hydrogène de radiolyse et empêcher donc son accumulation. Pour le cas cité des solutions UMO, il s'agit de solutions de produits de Fission datant des années 70 dont la radioactivité a fortement décru et produisent donc peu d'hydrogène de radiolyse.

ASN : Le délai d’atteinte de la limite inférieure d’inflammabilité (4%) de l’hydrogène en cas de perte de l’alimentation en air de dilution est mentionné à la page 326 du rapport de l’ASN sur les ECS : entre 8 heures (cuves « relais fines dans l’atelier R1) et 48 heures (cuve « suspension de fines dans l’atelier R7).

IRSN : La cinétique de formation de l'hydrogène de radiolyse est fonction de la nature chimique des solutions (plus de radiolyse en milieu basique et dans les solutions de fines que dans les solutions de PF) et de la puissance volumique intrinsèque des solutions, qui décroît avec le temps. En ce qui concerne les solutions de produits de fission UMo, elles sont entreposées dans les cuves de La Hague depuis les années 70/80 et produisent donc peu d'hydrogène. Il faudrait plusieurs mois avant d’atteindre en ciel de cuve une concentration en hydrogène pouvant conduire à un risque.

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Question n°88 : Pourquoi ce stock n’est-il pas résorbé ? Quel est le volume actuel de produits de fission entreposés en attente de vitrification ? Est-il possible de résorber une grande part de ce volume avec la vitrification en ligne ?

AREVA : Les produits de fission issus de l’exploitation de l’usine UP2-400 (première usine de retraitement) qui a été mise à l’arrêt en 2003 sont les déchets dits « anciens ».

Un volume résiduel de 220 m3 de solutions spécifiques est ainsi encore entreposé dans trois cuves dédiées. Les caractéristiques chimiques de ces solutions ont nécessité le développement d’une nouvelle composition de verre et d’une technologie innovante de vitrification (creuset froid) qui a démarré en 2010. Quant au combustible usé, il est traité à La Hague dans les usines UP3 et UP2-800 (mise en service respectivement en 1990 et 1994). Chacune de ces usines est dotée d’un atelier de vitrification des solutions de produits de fission issus des opérations de traitement : la stratégie d’exploitation est la vitrification « en ligne » de ces solutions, en tenant compte de différents impératifs (programmation industrielle de traitement des combustibles, opérations de maintenance et contraintes de sûreté).

Avant la mise en service des ateliers de vitrification, ces déchets liquides étaient entreposés dans des cuves refroidies et dimensionnés pour résister aux séismes. Depuis 1997, le volume moyen de solutions entreposées dans les capacités des deux usines est de l’ordre de 450 m3 et ne s’accroit pas du fait du fonctionnement régulier des ateliers de vitrification.

ASN : La résorption de l’entreposage des solutions de produits de fission UMo est dépendante de la technologie (creuset froid38) qui n’est pas encore entièrement opérationnelle actuellement pour la vitrification des UMo. Dès qu’elle le sera, cet entreposage de solutions sera résorbé et les produits de fission vitrifiés en colis comparables à ceux produits par le traitement en ligne.

Questions n°89 & n°90 : Quelle est la résistance des structures des bâtiments abritant ces cuves ?

Quels sont les risques de brèches, en particulier au risque de chute d’aéronefs ? Cependant, avant de tout dimensionner au risque aéronef (ce qui reviendrait à couvrir plus de 100 ha de béton), il serait judicieux de pondérer le risque « chute d’aéronef ».

Un classement (hiérarchie) des risques internes et externes serait nécessaire pour y voir clair et ne pas se focaliser sur les risques les plus médiatisés (ou médiatiques) ?

AREVA : Les bâtiments d'entreposage de produits de Fission sont tous majoritairement enterrés et le système de protection de l’usine est basé sur un concept de type "poupées gigognes", représentant des barrières de défense successives avec des murs béton de plus d'un mètre, ce qui rend très difficile l’atteinte d’une cible précise en cas de chute d'avion. Ces bâtiments sont dimensionnés pour résister à un séisme force VII-VIII sur l'échelle MSK conformément à nos décrets d'autorisation. L'analyse ECS a montré une robustesse d'un niveau supérieur aux exigences avec un niveau de tenue au séisme de X sur MSK. Cette robustesse permet de se prémunir d'un risque de brèche.

Question n°91 : Quelle est l'évolution des solutions de produits de fission (PF) quand les fonctions de sûreté sont arrêtées plus de 24 heures sur l'ensemble du stockage actuel ?

AREVA : L'étude ECS a pris en compte des puissances thermiques volontairement plus élevées que celles de l'entreposage actuel (2 fois plus : Cf. p 111 du rapport). De ce fait, le temps de montée à l'ébullition réel serait supérieur à 24h00 sachant que les moyens de remédiation sont conçus pour répondre en moins de 17 heures. D'autre part, une partie des

38

Le creuset froid a été mis en service en 2010 et constitue l’une des 6 chaînes de vitrification à côté des 5 creusets chauds des ateliers T7 et R7.

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solutions de produits de fission est ancienne et donc refroidie. Les études montrent qu'en cas de perte du refroidissement durable, il n'y a pas de montée à l'ébullition de ces solutions.

ASN : L’ECS AREVA-La Hague décrit les systèmes de refroidissement des cuves de PF (pages 244-249), les conséquences de la perte de cette fonction (pages 111 et 256 : arrivée à ébullition au bout de 17 heures dans le cas le plus pénalisant, puis rejet de PF dans l’environnement) et les délais et moyens de remédiation (pages 262-266). Les délais d’atteinte de l’ébullition selon l’atelier figurent page 325 du rapport de l’ASN sur les ECS. IRSN : Pour garantir la sûreté de l'entreposage de produits de fission, il est nécessaire de refroidir les solutions et de ventiler le ciel des cuves pour éviter l'accumulation d'hydrogène de radiolyse. En cas d'arrêt de plus de 24 heures du refroidissement, suivant la puissance thermique des solutions (les ECS considérant des valeurs enveloppes), certaines pourraient atteindre la température d'ébullition (cf Rapport ECS de l’IRSN, Tome 2, page 144).

Les PF entraînés par le flux de vapeur, passeraient dans une succession d'équipements de lavage qui permettraient de limiter les rejets (colonne de lavage, dévésiculeur, filtre...) jusqu'à un certain débit de vapeur. Si le débit de vapeur devient trop important pour pouvoir être "absorbé" par la ventilation procédé des cuves, le flux de vapeur serait alors dirigé vers la cheminée d'UP2-800 pour SPF ou d'UP3-A pour T2 avec un colmatage rapide des filtres conduisant à un rejet non filtré. Ce scénario constitue une situation redoutée, pour lesquels la mise en place d’un noyau dur est étudiée.

Dans son étude de l’ECS d’AREVA La Hague l’IRSN envisage un scénario accidentel avec perte de refroidissement de solutions de PF pendant une durée supérieure aux 24 h prévues dans le référentiel de sûreté (jusqu’à une semaine). Cette situation est prise en compte par les moyens du noyau dur et la proposition d’AREVA est d’alimenter en eau extérieure les cuves de PF en boucle ouverte. De plus il existe des possibilités d’interconnexions entre cuves pour des transferts actifs qui nécessitent de la vapeur (cependant l’éjecteur ne fonctionne que si la solution n’est pas trop chaude). C’est pourquoi l’IRSN pousse AREVA à disposer d’un système de production de vapeur de sauvegarde.

Par contre, la formation d'hydrogène de radiolyse ne nécessiterait pas d'action sous 24 h.

Question n°92 : Quels sont les moyens passifs pouvant être mis en œuvre permettant de rétablir les fonctions de sûreté (réfrigération, brassage, dégazage) sur les cuves de stockage des produits de fission en l'absence d'alimentation électrique sur ces fonctions ?

AREVA : Le refroidissement des cuves de produits de fission et la dilution de l'hydrogène de radiolyse font partie des fonctions importantes pour la sûreté, et à ce titre ces fonctions sont sauvegardées en cas de perte d'alimentation électrique (Cf. chapitres 8.2 et 8.3 du rapport ECS). En cas de perte de ces fonctions sauvegardées, des dispositions de remédiation seront mises en œuvre pour assurer l'évacuation des calories dans un délai très court (logique du Noyau Dur).

ASN : Dans le cadre du scénario aggravé (perte durable, sans restitution de l’alimentation électrique de sauvegarde des fonctions de refroidissement externe), AREVA expose les moyens de remédiation existant page 263 de l’ECS : alimentation en circuit ouvert des boucles internes de refroidissement par tuyauteries type « pompier » branchées sur le bassin d’orage ou le barrage des Moulinets ; envoi d’eau dans les cuves afin de diluer les solutions de PF… De plus, dans le cadre du « noyau dur , l’ASN demandera de mettre en œuvre des systèmes de réalimentation en eau des systèmes de refroidissement des produits de fission avec des énergies de secours. Les évaluations complémentaires de sûreté ne mettent pas en avant de moyens passifs sur les cuves de stockage de produits de fission.

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Décisions ASN publiées après les auditions : la prescription [ARE-LH-04] de la décision 2012-DC-0302 demande à AREVA de mettre en œuvre des moyens robustes de réalimentation en eau du refroidissement des cuves d’entreposage des solutions concentrées de produits de fission.

IRSN : Il n'existe pas de moyen passif permettant de refroidir suffisamment les cuves d'entreposages de solutions concentrées de PF ; le seul refroidissement passif disponible est le refroidissement des cuves par l'air ambiant des cellules de zone 4 où elles sont implantées, qui ne permet que de retarder légèrement le délai de montée à l'ébullition des solutions.

Rq du GT : La solution proposée par AREVA serait le repiquage en amont des cuves PF sur des serpentins de refroidissement pour rétablir le refroidissement du circuit.

Contrairement à l’IRSN, l’exploitant ne pense pas que le brassage soit nécessaire et cette question reste ouverte. Quant au dégazage, ce n’est pas un problème prioritaire car le volume important du ciel de cuve fait que la dilution de son atmosphère reste assurée.

Question n°93 : Pourquoi le risque d’explosion d’hydrogène n’est-il pas pris en compte pour les cuves d’entreposage des concentrâts de produits de fission (réf : page 26 de l’ECS) alors que le risque de perte du système de dilution de l’hydrogène de radiolyse existe (réf : page 258 de l’ECS).

AREVA : Le refroidissement des cuves de produits de fission et la dilution de l'hydrogène de radiolyse font partie des fonctions importantes pour la sûreté, et à ce titre ces fonctions sont sauvegardées en cas de perte d'alimentation électrique. Le rétablissement de l'air de balayage n'est pas nécessaire avant environ 1 semaine et n'est pas intégré dans le noyau dur.

ASN : le risque hydrogène existe essentiellement dans les cuves d’entreposage de fines, avec un délai d’atteinte de la limite inférieure d’inflammabilité compris entre 8 heures et 48 heures (page 326 du rapport ASN). Le risque à prendre en compte prioritairement pour les cuves de PF n’est pas celui d’une perte de dilution de l’hydrogène de radiolyse mais celui de l’ébullition dont le délai de survenue est de l’ordre de la dizaine d’heures (page 325 du rapport ASN). Le risque hydrogène intervient beaucoup plus tard (l’ASN recommande à la CLI de poser la question à l’exploitant pour plus d’informations sur le délai comparé entre le risque hydrogène et le risque d’ébullition).

Par ailleurs l’ASN note qu’AREVA n’a pas étudié dans ses ECS le caractère opérationnel de l’organisation des secours. L’ASN va donc prescrire à l’exploitant des études complémentaires afin d’estimer le nombre de personnes nécessaires à la réalisation de telle ou telle opération, leur exposition radiologique afin de savoir si l’intervention est réalisable et acceptable, ainsi que les moyens de protection à leur disposition.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit de la prescription [ARE-LH-08] de la décision 2012-DC-0302.

IRSN : Concernant les solutions de produits de fission, le délai dans lequel il est nécessaire de remettre en fonction la dilution de l'hydrogène de radiolyse est considéré par AREVA comme suffisamment long pour que ce scénario ne fasse pas partie des études ECS. En effet, du fait notamment du volume libre des cuves, le délai d'atteinte d'une teneur de 4 % en H2 dans les cuves, en cas de perte totale des apports d'air de dilution, serait atteint dans un délai supérieur à 5 jours.

Inversement, les cuves d'entreposage des solutions de fines et de solutions de concentrât d'effluents basiques et de rinçage basiques sont pris en compte dans les ECS d'AREVA du fait que les délais associés sont plus faibles ; le risque de perte prolongée de la fonction de dilution de l'hydrogène de radiolyse constitue une situation redoutée et est pris en compte dans la réflexion « noyau dur » (implantation de rack à bouteille …).

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III.3 - Résistance des Bâtiments des Piscines d’entreposage des combustibles irradiés - (NPH, C, D et E) : Question n°94 : Quelle est la résistance des structures des bâtiments ?

AREVA : Les décrets d'autorisation de création exigent un dimensionnement des piscines d’entreposage permettant de résister à un séisme de force VII-VIII sur l’échelle MSK. La robustesse va au delà du dimensionnement exigé car des marges de sûreté ont été prises à la construction et l'étude ECS (Cf. chapitre 5.3) a montré que les piscines d'entreposage résistent à un séisme de niveau VIII-IX sur l'échelle MSK. ASN : L’ASN recommande à la CLI de poser la question à l’exploitant pour une réponse plus exhaustive à cette question.

Pour information, la CLI mentionne les passages suivants des rapports de l’exploitant et de l’ASN : Dans son ECS (pages 135 à 138), AREVA indique le spectre de dimensionnement39 utilisé pour chaque atelier (bâtiment et matériels). Un certain nombre de structures sont rapportées par l’IRSN et l’ASN comme ayant les coefficients de robustesse les plus faibles, dont les piscines NPH (Rapport IRSN, Tome 1, page 105 ; Rapport ASN sur ECS page 274).

Pour l’ASN « Il n’est pas possible de garantir systématiquement les niveaux de robustesse déterminés pour les ouvrages de génie civil visés par les ECS ». Par contre, en ce qui concerne les équipements, « on peut considérer que les marges présentées par AREVA sont acceptables dans la mesure où elles sont fondées sur l’examen des contraintes évaluées en cas de séisme par rapport aux critères de conception » (Rapport ASN sur ECS page 275).

Réf : rapport ASN sur ECS via plateforme GT voir lien ci-dessous : https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TNjJmNmFjNDAtYWQ5OC00ODU2LWJmYmQtZTkwMzRlOGE1ZW Uy/edit?pli=1

IRSN : Dans le cas des piscines d’entreposage, l’analyse de l’exploitant sur les bâtiments l’amène à conclure à une robustesse élevée correspondant au risque d’apparition de désordres importants pour des séismes de magnitude correspondante de VIII-IX sur l’échelle MSK. L’IRSN relève que ces piscines ont été dimensionnés selon le spectre de dimensionnement dit « DSN 79 » (intensité VIII sur l’échelle MSK) qui est enveloppe du séisme de référence actuel du site de La Hague (intensité VII-VIII sur l’échelle MSK), défini selon la RFS 2001-01 en vigueur. Ceci assure des marges quantifiables. Au delà du « DSN 79 », ces marges ne sont pas quantifiées de manière suffisante.

Rq des membres de la CLI : Pour comprendre les scénarios du PUI, la CLI demande s’il est possible d’obtenir une coupe schématique des piscines à l’échelle ?

Question n°95 : Quels sont les risques de brèches ?

AREVA : Les désordres occasionnés par les agressions externes et les aggravants envisagés dans le cadre de l'ECS ne sont pas de nature à provoquer une brèche des bassins d'entreposage de combustibles usés. Néanmoins, l'existence d'une brèche a été postulée dans nos études de sûreté : l’enjeu est d'apporter de l’eau pour maintenir le niveau d'eau des pis39

On constate que les accélérogrammes enregistrés localement lors de séismes réels dépendent très fortement de la nature du sol : les sols durs transmettent les fréquences élevées et gomment les fréquences basses. C'est le contraire pour les sols mous.

On peut donc bâtir des spectres de calcul correspondant à différents types de sols. Si on cale ces spectres sur des séismes d'une même intensité, prise comme référence, on obtient des spectres de dimensionnement normalisés (http://www.logicielepicentre.com/doc/theorie-pratique/dynamique/complements/spectres.htm).

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cines et fait donc appel aux mêmes moyens de remédiation suite à une perte des fonctions de refroidissement complétés par la mise en œuvre de pompes mobiles pour reprise de l’eau qui se serait écoulée sous bassin.

ASN : L’ASN rappelle que le cahier des charges des évaluations complémentaires de sûreté porte sur le retour d’expérience de l’accident de Fukushima : séisme, inondation, perte des alimentations électriques, perte de source froide et gestion des situations d’urgence. A ce titre, une brèche résultant d’un autre initiateur de type agression externe n’est pas étudiée.

Toutefois, indépendamment de l’initiateur, l’ASN mentionne en particulier le fait qu’elle va imposer un système de réalimentation robuste en eau.

Décisions ASN publiées après les auditions, il s’agit de la prescription [ARE-LH-04] de la décision 2012-DC-0302 applicable à AREVA NC La Hague.

Hors réunion, la CLI cite les passages suivants des rapports de l’exploitant, de l’IRSN et de l’ASN : Les mesures de conception et de surveillance prises par l’exploitant vis-à-vis de la « perte d’étanchéité » des piscines et vis-à-vis de leur « rupture soudaine » sont détaillées dans les Rapports de sûreté (RS/Piscine E, vol. B, chap. 5, pages 32 à 36). L’ECS AREVA ne retient pas le risque de brèche « compte-tenu de la robustesse des structures du génie civil constituant les bassins d’entreposage » (ECS, page 261). Le scénario aggravé concernant les piscines C, D, E et NPH consiste dans la perte de refroidissement nécessitant une réalimentation complémentaire en eau jusqu’à un niveau d’eau tel que le débit de dose en bord de bassin soit inférieur à 2mSv/heure (ECS, page 128).

Cependant le risque de brèche (10 cm2, événement initiateur non déterminé) fait l’objet d’un scénario PUI montrant que le débit de fuite est d’environ 400 m3/heure pour la piscine D aboutissant à un dénoyage de la tête des assemblages (baisse du niveau d’eau de 4 m) en 13,4 heures ; ce délai est beaucoup plus court que celui provoqué par l’ébullition seule (débit de vaporisation de 25,6 m3/heure aboutissant à un dénoyage identique en 214 heures. C’est pourquoi « une brèche dans le bassin d’une piscine en cas de séisme constitue pour l’IRSN un effet falaise40 » à prendre en compte d’autant plus « qu’il n’existe pas de moyen de limitation d’éventuels rejets » (Rapport IRSN N°679, Tome 2, pages 147-148).

C’est pourquoi l’ASN va demander à AREVA de « prendre les dispositions nécessaires pour disposer de moyens robustes de réalimentation en eau des piscines…. » (« Noyau dur » constitué de moyens fixes à partir de réserves à l’intérieur du site, hors barrage des Moulinets), de « réaliser une étude relative à la tenue du génie civil des piscines en condition de perte de refroidissement ou de perte d’inventaire en eau entraînant le dénoyage des éléments combustibles » (rapport ASN, page 324).

IRSN : Dans les ECS, L’exploitant considère que compte tenu de la robustesse du génie civil des bassins des piscines une perte d’eau due à une brèche est exclue.

Cependant, dans le plan d’urgence interne (PUI) l'exploitant a retenu (au titre de la défense en profondeur) comme scénario hors dimensionnement le dénoyage partiel de la piscine D avec percement du cuvelage et une dégradation du béton en fond de bassin. Une brèche de diamètre 10 cm2 est postulée, d'où un risque de vidange du bassin et de dénoyage des combustibles. Dans ce cas, la baisse de niveau est beaucoup plus importante que celle associée à l’ébullition de l’eau. Des mesures de remédiation sont définies dans le PUI (moyen d’amenée de l’eau, recyclage de l’eau…)

Dans le cadre des ECS, l’IRSN a recommandé que ce scénario soit intégré dans le concept du noyau dur.

40

Altération brutale du comportement d'une installation, que suffit à provoquer une légère modification du scénario envisagé pour un accident dont les conséquences sont alors fortement aggravées.

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Question n°96 : Quelle est la résistance du toit des piscines compte tenu du risque d'accumulation de neige (charge maximale au m2) ?

AREVA : Cette question trouve sa réponse au chapitre 7.4 du rapport ECS (p229) et la charge maximale de neige est de 60 daN/m2. Si la hauteur de neige devait être trop importante, elle serait déblayée au fur et à mesure.

ASN : L’ASN recommande de poser cette question à l’exploitant.

IRSN : Les valeurs de dimensionnement sont de 35 daN/m² pour la neige normale et 60 daN/m² pour la neige extrême. AREVA indique en outre que des mesures de déneigement sont également possibles. Les charpentes métalliques et bardages associés des piscines NPH, C, D, E sont dimensionnés au vent extrême.

Questions n°97 & n°98 : Un A320 peut-il viser et toucher une piscine ou les aéroréfrigérants ? Quelles seraient les conséquences de l'impact d'un moteur d'avion gros porteur et de son carburant (risque d’incendie) ?

Mêmes questions concernant un petit avion de tourisme ?

AREVA : Le risque de la chute d’avion a été analysé et réévalué suite aux évènements du 11 septembre 2001 : cette étude est classifiée pour des raisons de sécurité. Dans ce cadre, les pouvoirs publics ont un rôle fondamental dans la prévention de ce risque pour l'interception d'avions qui représenteraient un danger. D’autre part, dans l'environnement proche des piscines, se trouvent des nombreux bâtiments que rencontrerait au préalable un gros avion car il n’est pas physiquement possible pour un tel avion de tomber en piqué sur un bâtiment.

La perte des aéroréfrigérants suite à la chute d'un avion entraîne la perte du refroidissement, perte qui est prévue dans le cadre des ECS. Enfin, nous rappelons que le site dispose d'une Formation Locale de Sécurité et de moyens d'extinction équivalents à ceux d'une ville de 30000 habitants pour éteindre un feu de grande ampleur.

Tous les bassins des piscines du site ont été conçus de manière à pouvoir résister à la chute accidentelle d’un petit avion ASN : L’ASN recommande de poser la question à la préfecture en ce qui concerne un A320.

L’ASN précise que la RFS 1.1.A demande quant à elle la prise en compte (de manière probabiliste) de la chute d’un avion de tourisme et que cette règle s’applique à l’établissement AREVA NC de La Hague.

Pour information, la CLI mentionne les passages suivants des rapports de sûreté de l’usine : Au vu de l’organisation de l’espace aérien, de la nature des vols (aviation générale, militaire, commerciale), des statistiques d’accidents connus, AREVA définit la probabilité de chute au mètre carré d’un aéronef de référence (Cessna 210 chutant à 100 m/s au plus) à 5,7.10-11/m2/an (RFS 1.1.A en vigueur depuis 2002). L’analyse du risque selon les zones concernées (bâtiment des piscines, bâtiments annexes et installations de refroidissement extérieures) consiste à vérifier que la probabilité d’occurrence d’un tel événement sur un bâtiment à même de provoquer un rejet radioactif inacceptable est inférieure à 10-7/an. Ainsi le Rapport de sûreté conclut que la probabilité de survenue de conséquences supérieures au seuil d’impact radiologique de 1 mSv pour l’environnement à la suite de la chute d’un tel avion étant de 7,3.10-8/an, aucune mesure constructive supplémentaire n’a été prise (RS/Piscine E, vol. B, chap. 4, pages 36 à 38).

Question n°99 : Quelle est la zone d'interdiction de survol du site AREVA La Hague ? Cette zone estelle révisable ?

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DMD (Délégué Militaire Départemental) : Depuis 2003, sur décision gouvernementale (SGDSN), les sites industriels majeurs, sont protégés par des zones interdites temporaires (ZIT). Il en existe 37 dont le site de la Hague. Il s’agit de la zone P7* dont la limite est fixée à 3900 pieds et le rayon est de 5 km.

Ces ZIT sont devenues permanentes et constituent désormais des ZIP (« prohibited ») inscrites dans l’AIP France (Air International Publication). Leur pénétration constitue une infraction aux règles aéronautique sauf pour des aéronefs militaires français conformément à l’ENR 5.1-0*.

Ces ZIP sont clairement répertoriés sur les cartes aéronautiques, et donc connues par les usagers aériens, qui sont obligés de les contourner ou de les survoler à plus haute altitude, diminuant ainsi les risques pour les installations au sol en cas de défaillance mécanique.

L’armée de l’air communique régulièrement vers les usagers de l’espace aérien, étatiques comme privés (dont les fédérations aéronautiques et les aéroclubs) sur la nécessité de respecter ces ZIP, afin de discriminer plus facilement les « erreurs de navigation d’une réelle intention malveillante.

Ces zones peuvent être révisables et, en fonction des éléments d’appréciation du CDAOA (commandement de la défense aérienne et des opérations aériennes). Le dispositif de surveillance permanent peut être renforcé par le déploiement de moyens complémentaires de détection et d’intervention comme cela a déjà été le cas après les attentats du 11 septembre.

Il a d’ailleurs été décidé de pérenniser après 2001 un radar primaire de type «centaure en complément de la couverture « radar secondaire assurée par l’aviation civile sur la pointe du Cotentin. En effet les échos transpondeurs des aéronefs peuvent disparaitre si des pirates de l’air réussissent à les mettre hors service, comme cela fut le cas en 2001 aux états unis.

Les caractéristiques et performances de ce radar ne peuvent être dévoilées car couvertes par le secret défense, il n’est pas exclu que, selon les conditions d’environnement et la nature de l’aéronef, un petit mobile volant à très basse altitude ne puisse être détecté. *Pénétration interdite H24 à l'exception des ACFT : - de la défense, de la gendarmerie, des services de police, des douanes, de la santé, intervenant au profit d'EDF, de la sécurité civile et de surveillance ayant à intervenir dans le cadre de leur mission et ne pouvant contourner cette zone, après obtention des éléments de pénétration.

- ayant obtenu une autorisation avec un préavis minimum de 48H, ainsi que les éléments de pénétration de la zone L’exploitant est tenu par convention avec le contrôle aérien de déclarer à la Défense aérienne tout avion suspect en survol à proximité de son site.

Pour information, le site de la Hague est passé en Zone interdite permanente (ZIP) [Arrêté du 6 mars 2012 paru au JO n°0065 du 16 mars 2012].

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P7

LA HAGUE Arc de cercle de 3 km de rayon

(ZIP) 49°41’00’’ N – 001°53’00’’ W

3900 ft (1200m)

Complément de question de la CLI ? Connaissez-vous le nombre de survols non autorisés ayant demandé une intervention pour les 3 ZIT du Nord-Cotentin dans le cours des dernières années ?

Le Capitaine MARC ne peut répondre à cette question n’ayant pas ces éléments puisque cette question ne figurait pas dans notre liste initiale. Mr LEMAIRE suggère de poser la question à la Direction de l’aviation civile lors d’une réunion du HCTISN ( ?).

Réf : documents sur plateforme : https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TNGlZUmFqeFZXbmM/edit et https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TV2ZTdzQ5YllXR0E/edit Question n°100 : Existe-t-il un système de surveillance radar des vols non autorisés ?

DMD : La surveillance des ZIT/ZIP est une tâche prioritaire des centres radar de l’armée de l’air (les centres de détection et de contrôle). Tout aéronef susceptible de pénétrer dans la ZIP de la Hague est suivi par les opérateurs, interrogé à la radio, puis, si nécessaire, intercepté par un aéronef militaire.

Comme évoqué précédemment la zone du Nord Cotentin est désormais couverte par un radar complémentaire primaire.

Le personnel des sites doit également participer à la surveillance visuelle de ses installations. Les PC sécurité des centrales nucléaires possèdent notamment une ligne directe avec le centre national des opérations aériennes de Lyon Mont-Verdun, pour rapporter tout vol visiblement trop bas ou trop près du site.

Dans l’hypothèse d’une période de « sensibilité particulière dont feraient état les autorités locales ou ministérielles, le dispositif permanent peut être ponctuellement renforcé par le déploiement de moyens complémentaires de protection (radars mobiles et guet à vue) et d’intervention (hélicoptères, systèmes sol-air). Des dispositions complémentaires pourraient également être prises au niveau national en fonction de l’évolution de « la menace .Une permanence en vol d’avions AWAX permettrait une meilleure couverture de la détection.

Des plans sont tenus à jour dans cette perspective.

Pour les interceptions, l’armée de l’air peut faire intervenir des chasseurs en alerte, voire dévier un chasseur de sa mission planifiée, pour lui faire intercepter un contrevenant.

En fonction des éléments d’appréciation connus par la chaîne de défense aérienne, le contrevenant fait l’objet d’une fiche d’infraction et peut se voir appliquer des mesures de police à son atterrissage.

Les membres soulignent que le plus souvent, le constat est fait à posteriori : il y a interception mais après le survol de la zone interdite. La protection aérienne est beaucoup plus développée dans la vallée du Rhône que dans le Nord Cotentin.

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Questions n°101 : Quels sont les parades contre une chute d’aéronef sur le site ?

AREVA : La chute d'un projectile extérieur a fait l'objet d'une étude qui a montré que le niveau de robustesse des piscines ne créé pas de brèche dans celle-ci. Néanmoins, dans le cadre de la démonstration de sûreté, l'existence d'une brèche a été postulée dans le cadre de scénario d'accidents graves (hors dimensionnement) - CF. réponse 107). Compte tenu de ces éléments et des moyens de prévention existants, il n'y a pas nécessité pour garantir une absence d'impact environnemental, de renforcer les dispositions actuelles DMD : Le contrôle aérien très rigoureux et les moyens d’intervention rapide à disposition permettent d’arrêter toute intrusion par une interception dans les 10 à 15 minutes. Cela fait partie des procédures de l’armée de l’air dans un plan couvert par le « secret défense avec une montée en puissance possible en fonction de l’évolution de la menace.

Question n°101b : Y a t-il possibilité d’écrasement ou déformation des éléments combustibles ? Cela peut-il entraîner un risque de criticité ?

AREVA : Les éléments combustibles sont entreposés dans des alvéoles de paniers en acier inoxydable munis d’un couvercle verrouillé empêchant en cas de choc violent les éléments combustibles de sortir et de se toucher. Ces dispositions sont prévues pour résister entre autres aux effets d’un séisme de niveau VII-VIII sur MSK Par ailleurs, les paniers sont en acier boré (absorbant neutronique) pour annihiler tout risque de criticité.

III.3.2 - Dénoyage des piscines et enceinte de confinement Question n°102 : Quels sont les délais avant dégradation et fusion des combustibles en cas de dénoyage ?

AREVA : Dans le cas le plus pénalisant (piscine à pleine charge thermique) et en cas de perte totale des alimentations électrique et du refroidissement sans apport d'eau, le temps d'atteinte d'une température pouvant conduire à un début de dégradation des gaines dénoyées est de l'ordre de 2 semaines. Pour rappel, le délai avant un début de découvrement des combustibles est de 10 jours à minima.

ASN : L’ASN précise que ces informations figurent dans les rapports des évaluations complémentaires de sûreté et cite les références et numéros de page correspondant.

CHSCT AREVA élargi : Les résultats de ces études relèvent de l'exploitant AREVA La Hague Hors réunion, la CLI cite les informations suivantes depuis les documents mentionnés par l’ASN : En situation de perte totale des moyens de refroidissement des combustibles, les délais d’arrivée à l’ébullition de l’eau de la piscine E varient en fonction de la chronologie des pannes des différents modes d’alimentation électrique définissant 3 scénarios-types étudiés dans le Rapport de sûreté : 113,5 h pour le scénario 1 (4 jours) ; 161,0 h pour le scénario 2 (7 jours) ; 225,5 h pour le scénario 3 (9 jours) (RS/Piscine E, vol. B, chap. 2, page 100).

L’ECS donne les phases-clés de l’évolution de l’événement lié à la baisse du niveau de l’eau pour la piscine D chargée à pleine puissance : - à 150 h : atteinte du seuil de 2 mSv/h dans l’environnement de la piscine, - à 250 h : atteinte de la surface de la tête des éléments combustibles, - à partir de 310 h : dégradation des gaines des éléments combustibles dénoyés (elle ne peut survenir qu’au-delà de 500°C). Les gaz radioactifs (krypton 85, tritium, car-

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bone 14, iodes) s’échappent dès la première rupture, puis les produits volatils (césiums…) selon leur température de transformation ; enfin les particules solides (constituées de tout ou partie de pastilles de combustible) se dispersent dès que la dégradation de la gaine est suffisante pour les libérer (ECS AREVA-La Hague, page 255).

Réf : voir lien ci-dessous : tableau sur plateforme du GT : https://docs.google.com/open?id=0B9Gj5ysF6z_TTGJfU2tpUGdGVzA

IRSN : L’ébullition induite par la perte du refroidissement des piscines, amène à une baisse de niveau d’eau de la piscine correspondant à une perte volumique horaire d’environ 15 m3.h-1 par piscine. Le délai d’atteinte d’un effet falaise (débit de dose important au niveau de la piscine) est alors estimé à 6 jours dans l’ECS [rapport IRSN N°679 tome 2 page 147].

Dans les ECS, l’exploitant AREVA a estimé que le délai d’atteinte de la température entraînant un risque de dégradation rapide des gaines est de l’ordre de 13 jours [rapport IRSN N°679 tome 2 page 142].

Ces valeurs correspondent au cas pénalisant de la piscine D chargée à pleine puissance.

Une marge supplémentaire importante existe dans la configuration réaliste de chargement de la piscine D. Question n°103 : Quels moyens de sauvegarde sont prévus ?

AREVA AREVA : Le moyen de remédiation pour éviter le dénoyage des piscines est l'apport d’eau afin de maintenir le niveau d’eau au plus proche du niveau nominal des bassins.

L’objectif est de maintenir un niveau de référence permettant de garantir une accessibilité du personnel autour des bâtiments, cette disposition assure le non dénoyage des éléments combustibles.

ASN : Dans le cadre du « noyau dur », un projet de prescription de l’ASN prévoit que des moyens robustes de réalimentation en eau soient mis en œuvre (cf Question n°95) (rapport ASN, page 324).

Décisions ASN publiées après les auditions, il s’agit de la prescription [ARE-LH-04] de la décision 2012-DC-0302.

CHSCT AREVA élargi : Des moyens de limitations des fuites sont prévus et des dispositions permettant de faire des appoints d'eau pour maintenir le niveau sont également prévues.

Questions n°104 & 116 : Quelles seraient les conséquences environnementales d’un dénoyage complet persistant (un des scénarios du PUI) ?

Les conséquences d'un dénoyage seraient une destruction des gaines contenant la matière fissile, et une accumulation d'hydrogène, entraînant l'explosion des toitures.

Un risque radiologique majeur s'en suivrait. Quel serait le niveau d'irradiation maximum dans le périmètre de l'usine ? Quelles équipes d'intervention seraient mobilisées ?

AREVA : Ce qui est important de prendre en considération dans l'analyse de risque de dénoyage au-delà de la quantité de combustibles est leur puissance thermique. En effet, les combustibles entreposés dans les piscines du site de la Hague sont près de 10 fois plus froids que ceux des piscines de déchargement d'un réacteur : des combustibles plus froids, c’est beaucoup plus de temps pour une montée à l’ébullition et donc beaucoup plus de temps pour apporter de l’eau. Dans le cas le plus pénalisant, nous aurions à minima 10 jours pour faire un apport en eau avant que les éléments combustibles ne soient à découvert.

D’autre part, nous disposons sur le site de réserves en eau considérables (dont 250 000 m3 au barrage des Moulinets) et cette eau peut être acheminée sous quelques heures par

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pompe. C'est pourquoi, les scénarios les plus extrêmes concernant les risques de perte en eau des piscines ne conduisent pas un risque de dénoyage complet et persistant.

Pour rappel, Il existe sur le site de Fukushima une piscine d’entreposage commune aux 6 réacteurs qui contient des combustibles refroidis depuis plusieurs années (6 300 tonnes) comme ceux entreposés à la Hague. Malgré un arrêt de longue durée des fonctions de refroidissement, l'eau de la piscine n'est pas montée à l'ébullition.

ASN : Il s’ensuivrait une très large diffusion géographique de la contamination de l’environnement. La démarche des ECS a justement permis de mieux identifier le moment où cet effet falaise intervient (cf. question 102) et les dispositions à mettre en œuvre pour l’éviter avec notamment la réalimentation en eau des piscines par un système plus robuste.

IRSN : Outre le débit de dose qui augmenterait de manière très importante autour des piscines [rapport IRSN N°679 tome 2 page 142], l’échauffement des gaines des combustibles conduirait, pour les assemblages les plus chauds, à leur dégradation rapide (phénomène d’oxydation vive) et à des rejets très importants de matières radioactives. Comme indiqué dans le rapport IRSN N°679 (page 147), il n’existe pas de moyen de limitation de ces rejets.

Aussi, les moyens de réalimentation en eau des piscines de manière rapide doivent être robustes. Pour les piscines, cela constituera le cœur du noyau dur.

Question n°105 : Quelles sont les quantités exactes stockées dans les 4 piscines ?

AREVA : Au 31 décembre 2011, 9709 tonnes de combustibles usés étaient entreposées dans les piscines d'AREVA la Hague. Ces données sont consultables dans un rapport public diffusé chaque année.

ASN : Environ 10 000 tonnes mais AREVA doit être en mesure de vous communiquer les chiffres exacts.

CHSCT AREVA élargi : Actuellement entre 9000 et 10000 tonnes. Le chiffre est disponible sur le site internet d'AREVA et publié chaque semaine dans la presse locale.

Question n°106 : Serait-il possible de réduire le stock considérable de combustibles irradiés présents dans les piscines de La Hague (9 721 tonnes à mi-avril 2011) par retraitement des combustibles usés entreposés et/ou stockage en l’état sur le site des centrales ? Cela diluerait le risque d’attentat et réduirait l’impact d’un dénoyage de grandes quantités de combustibles dans les piscines de La Hague. De plus, selon une directive nationale (réf) le stock de plutonium extrait ne doit pas augmenter.

AREVA : Les combustibles usés qui sont entreposés dans les piscines du site le sont à des fins de traitement-recyclage. Le choix de la gestion des combustibles usés (traitementrecyclage sur le site, entreposage en piscine ou à sec en pied de centrales) incombe aux électriciens.

ASN : Il n’y a pas de réponse simple à cette question du ressort du gouvernement et des exploitants car la cohérence globale du cycle du combustible en dépend ; le Groupe permanent d’experts « Cohérence du cycle l’évalue toutefois régulièrement et l’ASN donne son avis tous les 5 ans sur les choix industriels des exploitants. Dans ces piscines, la tendance des dernières années est que les inputs sont supérieurs aux outputs.

Question n° 107 : Des fuites d’eau des piscines sont-elles possibles (remplissage du vide annulaire) ?

AREVA : Le risque de fuite d'eau de nos piscines suite à altération accidentelle de celle-ci a été étudié dans le cadre de nos études de sûreté bien que cette altération reste très peu

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probable puisque qu’elles sont conçues pour tenir à un séisme force VII-VIII sur l'échelle MSK. L’étude a donc porté sur le postulat d’une création d’une brèche. L’enjeu reste d’apporter de l’eau pour maintenir le niveau en eau des piscines et fait donc appel aux mêmes moyens de remédiation suite à une perte des fonctions de refroidissement mais également à la mise en œuvre de pompes mobiles pour reprise de l’eau qui se serait écoulée éventuellement sous le bassin (vide annulaire). Il est également prévu pour colmater la brèche d'installer des systèmes d'obturation mécaniques par ventouse.

CHSCT AREVA élargi : Des dispositions permettent de détecter une fuite éventuelle (drainage et détecteur) et des matériels sont disponibles pour colmater ces fuites.

IRSN : Dans une démarche de sûreté, il a été prévu des dispositions de détection et de collecte des éventuelles fuites (pompe de recyclage mobile). Dans le cadre des ECS, compte tenu du niveau de séisme retenu pour le dimensionnement (cf. réponse à la question 94), AREVA n’a pas considéré de fuite de la piscine. Dans le cadre de l’instruction en cours, l’IRSN considère que l’hypothèse d’une fuite de la piscine devrait être prise en compte au titre de la robustesse du noyau dur.

Question n°108 : Dans la mesure où le tonnage total de l’entreposage des piscines serait ramené à un chiffre nominal de 1 500 t environ de combustibles irradiés, pourrait-on utiliser l’eau des autres piscines vides de combustibles, qui seraient alors disponibles et représenteraient des réserves d’eau très importantes (de l’ordre de 36 000 m³ d’eau) ?

AREVA : Nous avons sur le site des réserves en eau considérables au travers de bassins d'orage (20 000 m3) et surtout au travers du barrage des moulinets (250 000 m3) : le volume d'eau disponible est donc suffisant sachant qu'en dernier recours, la mer représente une source d'eau inépuisable. Pour rappel, étant donné que les combustibles usés sont 10 fois plus froids que ceux de Fukushima, nous aurions dans le cas le plus pénalisant à minima une semaine pour apporter de l'eau avant que le haut des combustibles ne soit à découvert.

Question n° 109 : Suite à une fuite d’eau de piscine, une accumulation d’eau dans les parties basses serait très préjudiciable si elle entrait en communication avec d’autres installations.

Ce problème a-t-il été étudié ?

AREVA : Les parties basses des piscines ne sont pas en communication avec les autres ateliers du site.

ASN : Suite aux ECS, cette question fait partie d’un complément d’étude demandé à l’exploitant en phase de gestion de crise.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit de la prescription [ARE-LH-08] de la décision 2012-DC-302.

CHSCT AREVA élargi : Il n'y pas de communication entre les parties basses et d'autres installations.

IRSN : Il n’y a pas de communication de la partie basse des piscines avec d’autres installations.

Question n° 110 : La conception d’une « double coque” acier-béton pourrait-elle assurer la protection contre un projectile extérieur ainsi que l’étanchéité vis-à-vis d’un relargage de radionucléides par des combustibles endommagés du fait d’un défaut de refroidissement (tout en tenant compte du risque hydrogène et des possibilités de refroidissement ultime) ?

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AREVA : La chute d'un projectile extérieur a fait l'objet d'une étude qui a montré que le niveau de robustesse des piscines ne créé pas de brèche dans celle-ci. Néanmoins, dans le cadre de la démonstration de sûreté, l'existence d'une brèche a été postulée dans le cadre de scénario d'accidents graves (hors dimensionnement) - CF. réponse 107). Compte tenu de ces éléments et des moyens de prévention existants, il n'y a pas nécessité pour garantir une absence d'impact environnemental, de renforcer les dispositions actuelles ASN : En ce qui concerne la résistance à un projectile extérieur, l’ASN n’a pas la compétence pour répondre à cette question.

En ce qui concerne l’étanchéité vis à vis d’un relargage de radionucléaires, il est certain que le bardage actuel de protection des piscines n’assurerait pas le confinement des radionucléides. En ce qui concerne le concept de « double coque , il est fort probable qu’il nécessiterait un système de décompression automatique ou volontaire pour parer au risque de surpression et un système de recombineurs pour parer au risque d’accumulation d’hydrogène.

Décisions ASN publiées après les auditions : la prescription [ARE-LH-06] de la décision de l’ASN 2012-DC-0302 demande à AREVA d’étudier les dispositions relatives à la maîtrise du risque d’hydrogène dans les ateliers où sont entreposés des éléments combustibles.

Question n° 111 : En situation d’accident majeur, un élément combustible en cours de transfert peut-il être bloqué dans le « saut de puce » entre NPH et piscine C, et dans ce cas que se passe-t-il ?

AREVA : Le cas de l'arrêt d'un transfert d'un élément combustible au niveau du "saut de puce" a été étudié et des moyens manuels sont disponibles pour permettre la reprise du mouvement. Ces moyens sont testés une fois par an.

ASN : Ce scénario fait partie des scénarios étudiés dans le plan d’urgence interne. Dans cette situation accidentelle, un échauffement du combustible en cours de transfert se produit en plusieurs heures. Cette situation conduit à des rejets en dehors du site.

Pour plus d’information (notamment sur les ordres de grandeur), l’ASN recommande à la CLI de demander à l’exploitant Décisions ASN publiées après les auditions : l’ASN demande à AREVA NC La Hague des éléments complémentaires sur l’identification de situations redoutées dans les ECS en prenant en compte les scénarios du PUI. Cette demande est reprise dans la prescription de l’ASN [ARE-LH-08] de la décision 2012-DC-0302.

CHSCT AREVA élargi : L'installation "saut de puce" est dimensionnée au séisme. En cas d'immobilisation et de perte d'énergie, le panier peut être redescendu en piscine en mode manuel. Un test de déhalage manuel est réalisé périodiquement pour entraîner les équipes à cette opération.

Suite à l’audition, la CLI précise les points suivants : En effet : - Le saut de puce relie NPH et piscine C ; or la première n'est pas posée sur plots néoprène ; on peut s'interroger sur les effets d'un séisme sur le saut de puce (déformation du canal ?) ; - La nacelle qui transporte les paniers par le saut de puce est montée et descendue par un treuil situé au dessus du sommet du saut de puce : elle tracte la nacelle en montée, et elle freine la nacelle en descente ; autrement dit la descente ne peut pas être forcée (le système manuel de secours sert à desserrer les mâchoires des freins portant sur le tambour du treuil et donc à permettre la descente d'un côté ou de l'autre par gravité). Aucun équipement ne permet de pousser ou de tirer la nacelle vers les piscines ;

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Un arrosage de secours est prévu, mais pour la nacelle au sommet et pas pendant le déplacement ;

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De tout cela il ressort qu'en cas de déformation bloquante du canal (du saut de puce) ou des rails sur lesquels circule la nacelle, il n'y a aucun moyen de faire revenir la nacelle dans l'eau. Dès lors on aurait un panier avec 9 ou 16 combustibles à l'air, soit peu de temps avant fusion ;

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Une intervention humaine dans le saut de puce dans ce cas n'est pas possible.

L’immobilisation hors d’eau d’un panier d’assemblages combustibles dans le « transfert interpiscines » (TIP) entre la piscine C et NPH constitue un des scénarios du PUI d’AREVALa Hague. Il évolue au maximum vers la fusion du combustible et des rejets au-dehors du site 5 heures après l’immobilisation. Théoriquement, l’élément combustible bloqué peut être déverrouillé manuellement.

Par contre ce scénario n’est pas évalué par AREVA dans son ECS. C’est pourquoi « l’IRSN recommande que l’exploitant complète sa démarche et retienne notamment l’immobilisation prolongée de la nacelle du TIP comme situation redoutée ». Cette demande a fait l’objet d’un engagement de l’exploitant (Rapport IRSN N°679, Tome 2, page 140).

IRSN : Ce scénario a été pris en compte dans l’analyse de sûreté. Il existe des moyens « manuels pour permettre le renoyage du panier. Il s’agit notamment d’un des scénarios du plan d’urgence interne. L’IRSN a recommandé qu’il soit pris en compte dans la démarche des ECS [rapport IRSN n°679 tome 2 page 139].

Questions n° 112 & 113 : En cas de chute d’un “objet lourd” susceptible de déformer et de rapprocher des éléments combustibles dans l’une des piscines, quel serait le scénario engendrant un “incident de criticité” ? (hypothèses et modèle de calcul, conséquences pour les personnels et l’environnement, quantité de matière nucléaire mise en cause, effets sur les autres combustibles contenus dans la piscine, durée de l’évènement)?

Quelles seraient les conséquences pour les autres piscines ? (Sachant que le problème ne se poserait pas de la même manière si l’incident se produit sur NPH séparé par le “Saut de Puce” alors que C, D et E sont reliés par un batardeau) AREVA : les calculs montrent que la chute d’un projectile arrivant à forte vitesse sur une surface plane d’eau est assimilable à une chute sur une surface quasi-rigide. La vitesse au cours de la traversée des 4 m d’eau est de ce fait fortement atténuée et la violence de l’impact également sur des paniers étudiés pour résister à un séisme élevé.

Dans l'étude ECS, il a été pris en compte un cumul de dysfonctionnements sur l'ensemble des 4 piscines et donc les moyens de rémédiation concernent toutes les piscines.

ASN : Les alvéoles (racks contenant les assemblages combustibles) contribuent à la réduction du risque de criticité par leur forme et leur composition neutrophage.

L’ASN recommande à la CLI de demander à AREVA les caractéristiques des alvéoles, la résistance des paniers et comment ceux-ci protègent le combustible.

IRSN : Les piscines de la Hague utilisent des paniers (et non des racks), dont la géométrie participe à la prévention des risques de criticité en association avec des parois en matériau neutrophage. Si on admet qu’une chute d’objet puisse endommager les paniers, la déformation importante de leur géométrie est donc susceptible en théorie de conduire à un accident de criticité. Cela conduirait au niveau du panier à une réaction de fissions en chaîne autoentretenue. Compte tenu de phénomènes de contre-réaction (radiolyse et le cas échéant ébullition au niveau de l’assemblage), cette réaction en chaîne s’« autorégule » (stabilisation en plateau). La durée est difficilement appréciable.

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Les conséquences pour les personnels et l’environnement devraient être très faibles, compte tenu de la hauteur d’eau dans les piscines.

Question n° 114 : Les aéroréfrigérants étant disposés à l’extérieur des installations sur une aire de plein air sans aucune protection contre un endommagement quelconque, quelles seraient les dispositions et les alternatives pour éviter une destruction incidente les mettant totalement hors service ?

AREVA : Le rapport ECS du site de la Hague postule la perte totale et durable des fonctions de refroidissement quelle qu'en soit la cause pour définir les moyens de remédiations ultimes dans des situations accidentelles extrêmes. L'approche n'est pas de travailler sur les causes (perte des aéroréfrigérants par exemple) mais bien sur les conséquences (perte de la fonction de refroidissement). En cas de perte des aéroréfrigérants, l'enjeu reste de maintenir l'inventaire en eau des piscines en rajoutant de l'eau par des moyens simples et autonomes depuis les réserves d'eau importantes du site.

ASN : Le scénario de cumul des pertes de l’alimentation électrique et du système de refroidissement des piscines est décrit dans l’ECS (pages 250-255) et est justement l’objet des évaluations complémentaires de sûreté.

L’ASN préconisera un moyen supplémentaire de réalimentation en eau dans le cadre du « noyau dur » (rapport ASN, page 324).

Décisions ASN publiées après les auditions : c’est la prescription [ARE-LH-04].

IRSN : Les ECS ont postulé la défaillance durable des systèmes de refroidissement (par ailleurs redondants). Les dispositions associées au noyau dur seraient adaptées à cette situation.

L’IRSN a recommandé qu’AREVA complète son analyse en étudiant les moyens permettant de remettre en service dans les meilleurs délais le refroidissement des piscines et des cuves d’entreposages des solutions concentrées de produits de fission (par exemple aéroréfrigérants mobiles). [Rapport IRSN n°679 tome 2 pages 153] Question n° 115 : Le radoub des piscines est accessible par deux ou trois portes d’accès pour les personnels. Est-il envisageable de prévoir une totale étanchéité ? Est-il possible de prévoir un accès des personnels sur la paroi intérieure du radoub comme sur une cale sèche de bateau ?

AREVA : Nos études de sûreté ont permis de démontrer l'absence de brèche des parois des piscines du fait de leur grande robustesse et de leur tenue à séisme à un niveau VIII-IX sur l'échelle MSK, points confirmés dans le cadre de l'étude ECS. Néanmoins, le scénario de fuite via une brèche a été postulé et étudié et la perte d'étanchéité via les portes serait compensée par un apport d'eau complémentaire.

ASN : L’ASN recommande que cette question soit posée à l’exploitant.

CHSCT AREVA élargi : Les portes d'accès ne sont pas étanches, la possibilité de les rendre étanches n'est pas étudiée à ce jour, mais serait très souhaitable pour le CHSCT. Des accès à la partie basse par des échelles à crinoline existent déjà depuis le bord des piscines.

Complément d’explications de la question par le GT : Le terme radoub après précision, correspond en terme maritime à une « cale sèche »ou un espace qu’on ferme à chaque extrémité et qu’on vide de son eau grâce à un système de portes étanches.

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IRSN : Un raisonnement « passif (sans recyclage de l’eau) suppose que le niveau d’eau dans les piscines après remplissage du « radoub reste suffisant, ce qui n’est pas acquis.

Toutefois, une reprise de l’eau accumulée dans le « radoub pour réinjection dans la piscine est possible.

Question n°116 : Les conséquences d'un dénoyage seraient une destruction des gaines contenant la matière fissile, et une accumulation d'hydrogène, entraînant l'explosion des toitures.

Un risque radiologique majeur s'en suivrait. Quel serait le niveau d'irradiation maximum dans le périmètre de l'usine ? Quelles équipes d'intervention seraient mobilisées ?

IRSN : Voir la réponse à la question n°104 De plus, l’objectif fixé dans le cadre des ECS est de maintenir au-dessus des assemblages une hauteur de 2 m d’eau, permettant l’intervention de personnels en bordure de piscine.

Question n° 116bis : Quelle masse de combustible faut-il réunir, dans quel volume et dans quel milieu, pour entraîner une amorce de réaction de criticité ?

AREVA : Il existe plusieurs paramètres qui doivent être réunis pour atteindre les conditions propices à un accident de criticité : tout dépend de la quantité de matière fissile concernée, le taux d'enrichissement initial, le taux de combustion, la nature de sa dispersion, la géométrie selon laquelle elle est répartie, la densité d'eau et la présence ou non d'absorbant neutronique. Le risque de criticité est pris en compte à la conception et implique entre autre l'utilisation de paniers d'entreposage en acier boré (matériau neutrophage).

Question n° 116ter : Le béton sous les piscines est-il réellement étanche (vitesse de percolation dans la nappe) ? Et conséquence pour réinjecter l'eau dans les piscines en cas de rupture des parois ? En cas de dénoyage de combustibles en piscine, on peut considérer que c'est un accident majeur pour la Hague, car hors PUI. L'importance d'une analyse de sûreté approfondie est absolument nécessaire.

AREVA : Le béton a un niveau d'étanchéité suffisant pour ne pas générer de débits de fuite dégradant le débit d'eau de reprise pour réalimenter les piscines.

ASN : L’ASN va prescrire la réalisation d’une étude concernant la faisabilité de mise en place d’une enceinte géotechnique (paroi qui descend jusqu’à la roche) ou un dispositif d’effet équivalent et la possible contamination de la nappe.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit de la prescription [ARE-LH-07] de la décision 2012-DC-0302.

CHSCT AREVA élargi : Les résultats de ces études relèvent de l'exploitant AREVA La Hague.

III.3.3 - Siphonage de l'eau des piscines d’entreposage des combustibles irradiés Question n° 117 : Quels sont les risques de siphonage des piscines ?

AREVA : Les risques de siphonage des piscines ont été pris en compte à la conception par l’implantation des équipements de refroidissement et d’épuration à l’intérieur des bassins. Il n’y a donc pas de circulation d’eau des piscines en dehors des bassins en fonctionnement normal.

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Questions complémentaires des CLI : y-a-t-il des vannes en partie supérieure qui permettent d’arrêter l’effet possible de siphonage ?

La dégradation d’un nymphéa est-elle possible par la chute d’objet pouvant mettre en communication un circuit intérieur et extérieur de la piscine ?

Les dispositions et mesures préventives prises à la conception telles que le dimensionnement des équipements au séisme, la présence d'une calandre métallique autour des tubes de la partie échangeur des Nymphéas écartent les risques de perforation simultanée d'un ou plusieurs tubes de la partie échangeur des Nymphéas et d'une brèche au niveau de la tuyauterie d'eau de refroidissement. Ces dispositifs écartent donc le risque d'un siphonage par les nymphéas.

ASN : Les nymphéas thermiques (refroidissement) et les nymphéas ioniques (purification de l’eau), n’ayant pas de tuyauterie acheminant de l’eau des piscines vers l’extérieur de cellesci, elles ne présentent pas de risque de siphonage. En outre, le système de purification complémentaire et le dispositif d’écrémage du surnageant sont équipés de casse-siphons.

CHSCT AREVA élargi : Le risque de siphonage est maîtrisé par la présence de cassesiphon sur le circuit d'épuration complémentaire.

Remarque des CLI :Concernant EDF, l’ASN a classé au niveau 2 sur l ‘échelle INES l’absence d’un casse-siphon sur les tuyauteries des piscines de refroidissement des combustibles irradiés des réacteurs 1 et 4 du CNPE de Cattenom ; cet événement, daté du 18 janvier 2012 a été découvert à l’occasion de l’évaluation complémentaire de sûreté postFukushima (source : lettre du 5 juin 2012 du président de l’ANCCLI au président de l’ASN).

IRSN : Le système de refroidissement n’entraîne pas de risque de siphonage de l’eau de la piscine. En effet, les échangeurs thermiques côté piscine étant immergés, l’eau de la piscine ne sort pas du bassin. Par ailleurs, les altimétries des paniers d’entreposage et des systèmes de refroidissement excluent un dénoyage des assemblages par siphonage via le système de refroidissement.

D’autres parts, il y a des casse-siphons au niveau du système d’écrémage de l’eau des piscines (fonctionnement en continu) et des systèmes de filtration complémentaire (1 par piscine) utilisés à titre exceptionnel.

Rq d’un membre du GT : Peut-on confirmer que le niveau supérieur de l'eau des piscines B, C et E de la Hague est au niveau du sol de l'établissement et non à + 7m comme nous l'avons illustré sur notre schéma dans le questionnaire des associations (non contesté par l'exploitant).

Concernant la question du GT sur le niveau du platelage et de l’eau des piscines par rapport au sol, la piscine NPH est hors sol contrairement aux piscines B, C et E. Un schéma à l’échelle est demandé.

Question n° 118 : Le risque de siphonage des piscines est-il pris en compte dans les rapports de sûreté des piscines ?

AREVA : Il existe par ailleurs pour chaque piscine un système d’épuration complémentaire, non utilisé, dont le fonctionnement impliquerait une circulation de l'eau des piscines en dehors des bassins. Ce système est équipé d’un double dispositif casse-siphons actif et passif empêchant tout siphonage accidentel. Ces dispositifs casse-siphons sont décrits dans les rapports de sureté et contrôlés périodiquement au titre des Règles Générales d’Exploitation.

ASN : Oui ce risque est pris en compte dans les rapports de sûreté des piscines.

CHSCT AREVA élargi : Oui ce point est pris en compte dans les rapports de sûreté des piscines.

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IRSN : Oui (cf. réponse à la question 117) Questions n° 119, n°120 & n° 121 : Dans le cas ou un fort séisme ou un acte de malveillance endommagerait le barrage, y a-t-il un risque de rupture d’approvisionnement en eau des piscines ?

Une parade ne pourrait-elle pas être constituée par une réserve d’eau de réalimentation des piscines soit par effet gravitaire (système passif) ou par air lift (système semi passif) ?

Pour la piscine NPH : il n'y a pas comme au dessous des autres piscines C, D et E, un volume pouvant recevoir les eaux de piscine en cas de percement du cuvelage et par la même, la possibilité de ré injecter l'eau dans les piscines ?

AREVA : La robustesse au séisme du barrage est élevée (niveau VIII-IX sur l'échelle MSK).

En postulant la défaillance du barrage, la réalimentation en eau des piscines se ferait dans un premier temps avec la réserve d'eau du bassin ouest, et dans un second temps via un pompage en mer.

L'ECS a confirmé la robustesse au séisme de toutes les piscines (séisme niveau VIII-IX sur MSK). Le bassin de la piscine NPH ne possédant pas un vide annulaire, il n'est pas nécessaire de réinjecter l'eau.

ASN : M.HUFFETEAU fait référence au paragraphe séisme dans l’ECS AREVA LA Hague (pages 157-184) et à la prescription dans le cadre du « noyau dur d’une réalimentation en eau des piscines avec de l’eau prise sur au niveau de l’un des bassins du site. (Rapport ASN, page 324).

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit de la prescription [ARE-LH-04] de la décision 2012-DC-0302.

IRSN réponse question 120 : C’est l’objet du noyau dur, qui utiliserait le bassin ouest comme réserve d’eau. L’objectif du noyau dur est de rendre cette réalimentation (déjà prévue aujourd’hui avec des moyens mobiles) plus aisée et plus robuste. Le volume d’eau disponible à partir du bassin ouest et du barrage des moulinets (qui serait utilisé pour réalimenter le bassin ouest) est d’au moins 280 000 m3 (une piscine contenant de l’ordre de 10 000 m3). [Voir le rapport IRSN n°679 tome 2 page 149] Le GT demande que cette procédure soit testée.

IRSN réponse question 121 : C’est une particularité à intégrer dans le noyau dur.

III.4 - Stockage/entreposage de l’oxyde de plutonium et des rebuts de MOX frais : Résistance des Bâtiments BSI et BST1, en particulier au risque de chute d’aéronef Question n° 122 : Quelle est la résistance des structures de protection ?

AREVA : Les bâtiments d'entreposage du plutonium sont tous enterrés et le système de protection de l’usine est basé sur un concept de type "poupées gigognes", représentant des barrières de défense successives avec des murs béton de plus d'un mètre. Ces bâtiments sont dimensionnés pour résister à un séisme force VII-VIII sur l'échelle MSK conformément à nos décrets d'autorisation.

ASN : L’ASN recommande de poser la question à AREVA.

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CHSCT AREVA élargi : La remise en service rapide la ventilation est la priorité. Le confinement de la matière est assuré par plusieurs enveloppes successives dont une est soudée.

En cas de non reprise de ventilation, la température de l'oxyde de plutonium peut atteindre 250 °C. Question supplémentaire du GT : En cas de non-reprise de la ventilation, quelle est la température d’équilibre des boîtes de PuO2, refroidies alors seulement par convection naturelle ?

D’après le rapport de sûreté RS/BSI, cette situation peut se produire dans les cas suivants : - perte de l’alimentation électrique RTE (réseau transport d’électricité) et de la centrale autonome, - séisme SMS, - défaillance des 2 ventilateurs de soufflage ; le système fonctionne alors comme en sauvegarde (1 ventilateur d’extraction et centrale de soufflage bipassée). « Dans ces conditions, au régime établi lorsque les fosses sont remplies de conteneurs donnant une puissance thermique de 286 Watts / conteneur, le débit d’air extrait des fosses est au minimum de 70 000 m3/h, la température moyenne de l’air extrait des fosses est de 60°C et la température maximale au niveau d’un joint d’un conteneur est de 125°C… Concernant l’étanchéité du conteneur, ce joint est garanti par son fabricant jusqu’à une température de 250°C. La température est de l’ordre de 220°C après un arrêt de la ventilation de 10 heures » (RS/BSI/Vol B, Chap. 2, pages 46-47).

Hors réunion, la CLI précise le point suivant : Le niveau de résistance prévu à la conception correspond au spectre de dimensionnement utilisé pour chaque atelier (bâtiment et matériels) ; il figure aux pages 135-138 de l’ECS AREVA. IRSN : Ces bâtiments sont en partie enterrés, en particulier les fosses d’entreposages, et dimensionnés au séisme selon le spectre « DSN 79 ».

Questions n° 123 & 124 : Quel est le délai avant rejet dans l’environnement en cas de perte de ventilation ?

Quelle température peut-on obtenir dans une telle configuration ?

Le risque de criticité en cas de perte de confinement des « boîtes » n’apparaît pas dans l’ECS. Est-il analysé dans le rapport de sûreté ?

AREVA : Le conditionnement de l'oxyde de plutonium est fondé sur le principe des "poupées gigognes" et comporte plusieurs barrières métalliques successives : la matière est conditionnée dans une boîte en acier inoxydable dont le couvercle est serti ; 4 ou 5 boîtes sont conditionnées dans un étui en acier inoxydable dont le système de fermeture est entièrement soudé ; 1 étui est conditionné dans un conteneur en acier inoxydable fermé par un bouchon métallique vissé et étanche. Par cette succession de barrières, le confinement est garanti.

En cas de perte durable de la ventilation, la conséquence est celle d'une montée en température des équipements de structure.

Pour éviter une telle dégradation, les moyens actuels seront mis en œuvre pour remettre la ventilation en service sous quelques heures. Dans le cadre de l'étude ECS, des moyens complémentaires sont également prévus pour renforcer encore le niveau de sûreté des entreposages Pu. ASN : L’ASN recommande de poser la question à l’exploitant.

CHSCT AREVA élargi : La matière est confinée par plusieurs enveloppes successives dont une est soudée. Le confinement reste donc assuré IRSN Q° n°123 : Le conditionnement de plutonium fait intervenir plusieurs barrières imbriquées les unes dans les autres (étuis, conteneurs, puits), basées sur des technologies de

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fermeture différentes (soudage, bouchon vissé, joint). La défaillance simultanée de ces trois barrières n’est pas étudiée. En fait les études de sûreté fixent des délais correspondant au risque de dégradation d’une barrière. En outre, le noyau dur inclura des dispositions de rétablir le refroidissement de ces entreposages.

IRSN Q° n°124 : Par ailleurs, l'entreposage est sous-critique du fait de la limitation de la masse dans le conteneur, de la géométrie des puits d'entreposage et l'absence de modérateur ; Compte tenu du dimensionnement au séisme des entreposages et du conditionnement en étuis soudés puis en conteneurs vissés du PuO2, la dispersion d'une masse significative apparaît peu plausible.

Question n° 125 : Quelles seraient les conséquences environnementales en cas de rejets ?

AREVA : Les installations d'entreposage du plutonium ainsi que le conditionnement de la matière sont conçus pour garantir l'absence de rejet dans l'environnement.

ASN : Les cas de rejets supposeraient d’avoir une défaillance des lignes de défense existantes. Si malgré les précautions prises, un rejet avait lieu en dehors des installations, il s’agirait de contamination de l’environnement et de rejets atmosphériques (des études ont été faites par exemple pour un incendie dans l’atelier MAPu). Pour des informations chiffrées, l’ASN recommande à la CLI de poser la question à l’exploitant.

IRSN : Voir la réponse à la question n°123.

Question n° 126 : Quels moyens de sauvegarde et de remise en fonctionnement sont-ils prévus ?

AREVA : En cas de perte de la fonction de ventilation, des groupes électrogènes de sauvegardes, redondants et indépendants, permettent de remettre cette fonction en service.

ASN : Ces moyens sont décrits dans les Rapports de sûreté. L’ASN recommande ainsi à la CLI de poser la question à l’exploitant.

CHSCT AREVA élargi : Des groupes électrogènes permettent de remettre en service la ventilation.

III.5 - Mise en sécurité des installations de la Hague Question n° 128 & 129 : Quels sont les différents états dits « en sécurité » de chacune des installations de l’établissement de la Hague ? Quels sont respectivement et par installation les délais d’atteinte de ces états, hors accident, et en situation accidentelle ?

AREVA : L'état sûr des installations consiste à interrompre les opérations de production et ainsi le fonctionnement des procédés. L'état sûr coïncide alors avec un état statique ou seules sont entretenues des fonctions de sûreté type refroidissement, dilution de l'hydrogène de radiolyse.

Par actionnement des arrêts d'urgence, un état sûr peut être provoqué et atteint très rapidement. La stabilité complète du procédé est immédiate ou peut prendre quelques heures dans le cas de l'interruption de procédés fonctionnant avec apport de chaleur.

En cas d’accident grave, le seul critère qui prime dans la gestion des évènements, est la sécurité des installations et des personnes.

ASN : L’ASN recommande de demander un tableau de ces états auprès de l’exploitant.

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CHSCT AREVA élargi : Le principe général est de figer la situation en assurant les fonctions de refroidissement et de dilution de l'hydrogène dégagé.

Le délai en situation normale et en situation accidentelle n'excède pas quelques heures.

Question n° 130 : Des moyens supplémentaires extérieurs (salariés, instruments etc.) sont-ils nécessaires dans certains cas de figure (nuit de week-end par exemple) ?

AREVA : Pour la mise en sécurité des installations, les fonctions d'arrêt d'urgence ne nécessitent pas de moyens extérieurs supplémentaires. Par ailleurs, il existe un système d'astreinte 24h/24 qui peut être sollicité.

CHSCT AREVA élargi : Le dimensionnement des équipes permet de mettre l'installation en sécurité avec les moyens en place.

Question n° 131 : Y a t-il eu des exercices PUI en présence de l'ASN, pour déterminer le temps de mise en œuvre des équipes d'intervention en cas de percement du cuvelage d'une piscine, (équipes d'intervention ?, pompes de secours, qui ne sont pas à demeure, système d'obturateurs ?)

AREVA : Le lundi 22 août 2011, durant l'une des 6 inspections ciblée "post Fukushima" sur le thème "séisme et inondation externe", à la demande des inspecteurs de l'ASN, un exercice de mise en œuvre d'une pompe de relevage a été réalisé.

ASN : Le 22 août 2011, durant l’une des 6 inspections ciblée sur le retour d’expérience de l’accident de Fukushima, un exercice de mise en œuvre d’une pompe de relevage a été réalisé. Les observations relatives à cette inspection figurent dans la lettre de suite de cette inspection.

Décisions ASN publiées après les auditions : il s’agit du point A.7 de la lettre de suite de l’inspection INSSN-CAE-2011-0883 référencée CODEP-CAE-2011-043076.

En outre, l’ASN a fait réaliser lors de l’inspection INSSN-CAE-2011-0885 des 7, 8 et 9 septembre 2011 un exercice de séisme de grande ampleur mettant en jeu plusieurs ateliers.

Décisions ASN publiées après les auditions : Les conclusions de cette inspection figurent dans la lettre de suite référencée CODEP-CAE-2011-057855.

CHSCT AREVA élargi : Pas à la connaissance du CHSCT.

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ETUDES ET REFERENCES : Croisement des ECS, des inspections et des rapports ASN III.1 – Atelier de tête de la chaîne de traitement (T0)41 Inspection ASN 882 du 20,21 et 22 juin 2011 sur le site AREVA : Autorisations d’exercer des équipes de conduite de l’atelier T0 : § A.4. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande d’harmoniser les intitulés de formation portés sur les autorisations d’exercer des opérateurs des équipes d’exploitation de l’atelier T0.

III.2 – Gestion des pertes d’alimentation électrique et de refroidissement dans le périmètre du traitement recyclage des combustibles usés Tuyauteries extérieures de refroidissement des groupes électrogènes 1, 2 et 3 de la centrale autonome CA 20 : § A.1 n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire réaliser les travaux nécessaires pour assurer le raccordement efficace de la tresse du paratonnerre en terrasse du local de la centrale électrique de secours CA20. Je vous demande de me communiquer les derniers contrôles attestant de l’efficacité du système pare-foudre de ce local. Je vous demande de faire réaliser un bilan complet de l’état de corrosion des équipements extérieurs associés au refroidissement des groupes électrogènes 1, 2 et 3 de la centrale autonome CA20. Je vous demande de me transmettre un plan de remise en état de ces équipements, associé à un planning de réalisation. Je vous demande de vérifier l’état d’intégrité des tubes de l’aérotherme du circuit de refroidissement du groupe électrogène 3 de la CA 20 et de vous assurer que son état de fonctionnement n’est pas remis en cause. En cas de confirmation de dégradation des matériels, vous vous positionnerez en regard des critères de déclarations des événements intéressants ou significatifs pour la sûreté.

Porte coupe-feu dans le local du poste électrique P6 : § A.2. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire refermer la porte coupe feu dans le local électrique du poste P6.

Je vous demande de vous positionner par rapport à la déclaration d’un événement impliquant la sûreté pour non-respect des dispositions décrites dans le volume B du rapport de sûreté de l’atelier DEMC/PE pour ce qui concerne la prévention du risque d’incendie et le respect des secteurs de feu. Je vous demande également d’évaluer les conséquences qu’aurait pu avoir le déclenchement d’un feu dans le local du poste P6 durant la période où la porte coupe feu était bloquée ouverte.

Local électrique 208-1 de DEMC/PE42 : § A.7. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre un bilan thermique du local électrique 208-1 situé sur DEMC/PE et de définir un plan d’action, associé à un calendrier de réalisation, permettant de revenir à une configuration adaptée du local.

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atelier T0 : réception et déchargement à sec des assemblages de combustibles irradiés Direction Exploitation Moyens Communs / Production d’Energie

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Local 214-1 du groupe électrogène du BI8 : § A.8. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire évacuer le fioul qui se trouve dans la lèchefrite de la cuve de carburant du groupe électrogène du BI dans le local 214-1 et de m’informer des dispositions que vous allez mettre en œuvre pour que les débordements de fioul soient évacués au plus tôt après leur détection.

Local électrique 209-1 de DEMC/PE : § A.9. n ° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de mener les actions nécessaires pour terminer l’installation du clapet coupe feu dans le local électrique 209-1 de DEMC/PE. Je vous demande de me transmettre les éléments justifiant de la sectorisation incendie et du bilan thermique de ce local et de me transmettre les deux derniers comptes rendus des contrôles périodiques réalisés sur le clapet coupe feu de ce local. Je vous demande de justifier les équipements de ventilation du local vis à vis notamment des risques d’entrée d’eau par les trous situés en plafond.

Local du groupe électrogène 1 de la centrale autonome CA20 : § A.10. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire réaliser les actions nécessaires pour que l’éclairage et l’état général des locaux du groupe électrogène 1 de la centrale autonome soient maintenus de façon à permettre des interventions en toute sécurité.

Formalisation du degré d’urgence des demandes de prestation sur DEMC/PE. : § B.15. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre les dispositions que vous allez prendre afin de formaliser dans un document qui sera à disposition des opérateurs en salle de conduite de DEMC/PE les niveaux d’urgence à donner à une demande de prestation en fonction de l’équipement concerné. Je vous demande également de préciser l’organisation que vous allez mettre en place pour qu’une relance de réalisation de la prestation soit réalisée et formalisée systématiquement pour les demandes de prestation les plus urgentes.

Vérification des modifications électriques ayant un impact sur la sûreté : § B.16. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de m’informer des dispositions que vous allez mettre en œuvre pour qu’une vérification des équipements modifiés soit faite après travaux dès lors que cette modification concerne une fonction importante pour la sûreté d’un atelier et qu’elle peut avoir des conséquences sur le bilan de puissance du site en cas de relestage électrique.

Critères de validation des résultats de prise d’échantillon sur le fioul alimentant les groupes électrogènes : § B.17. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre les critères de validation permettant de valider les résultats des analyses réalisées deux fois par an sur le fioul qui alimente les groupes électrogènes de secours.

Intégration d’un retour d’expérience de l’exploitation de DEMC/PE dans le module de formation : § C.22. n° INSSN-CAE-2011-0882 Lors de la présentation des modules de la formation préparée par AREVA NC pour les opérateurs du Groupement d’Intérêts Economiques (GIE) qui prend progressivement l’exploitation de DEMC/PE, l’exploitant a précisé que le retour d’expérience d’AREVA NC vers le GIE serait transmis lors des périodes de compagnonnage. Les inspecteurs ont souligné qu’il leur semble intéressant d’intégrer une partie écrite « retour d’expérience des années d’exploitation » de cette entité dans ces modules de formation.

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Inspection ASN 885 du 7, 8 et 9 septembre 2011 sur le site AREVA : Entreposages divers au sous-sol du bâtiment 148 et dans ses hangars annexes : § A.4. n° INSSN-CAE-2011-0885 Compte tenu de la présence du groupe électrogène au sous-sol du bâtiment 148, je vous demande de remettre en état les matériels pour juguler la fuite et reboucher les parois coupe feu.

Je vous demande également d’évacuer dans les filières adaptées l’ensemble des déchets et matériels inutilisables entreposés dans le sous-sol et dans les hangars annexes du bâtiment 148. Vous voudrez bien notamment m’expliquer les raisons de la présence de la boîte fusible.

III 2.1 – Cisaillage-dissolution et extraction-concentration (ateliers R1et R2 sur UP2- 800 et T1 et T2 sur UP3) Inspection ASN des 14, 15 et 16 juin 2011sur le site AREVA : n° INSSN-CAE-2011-0881 Stockage de canalisations de sauvegarde sur canalisations Fonction Importante pour la Sûreté (FIS) : § A6 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de procéder, sans délai, à l’enlèvement des flexibles actuellement déposés sur des canalisations de refroidissement FIS et de les entreposer en un endroit adapté prévu à cet effet.

Absence de fermeture d’un bouchon d’étanchéité après maintenance d’une vanne sur une boucle de refroidissement de l’atelier T2 : § A.7 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de procéder à la fermeture de l’étanchéité de la vanne ci-dessus et de sensibiliser les agents de maintenance à la nécessité d’une re-fermeture effective de tous les bouchons d’étanchéité.

Visite du local pompes de l’unité 6260 de l’atelier T2 : § A.8 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de procéder à la vérification de ces systèmes permettant le bon fonctionnement de la distribution d’eau de refroidissement de l’unité 6260 et le cas échéant, de procéder aux traitements correctifs nécessaires.

Tenue des grilles des aéroréfrigérants de l’unité 6260 (atelier T2) en cas de séisme : § B.13. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quant à la maîtrise du maintien du refroidissement en cas de séisme du fait de l’absence de fixation des structures grillagées sur les parties supérieures des aéroréfrigérants.

Suspicion de défaillance d’un moteur de l’unité 3083-50 (atelier T2) : § B.15. n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de m’indiquer votre diagnostic quant au claquement identifié dans la canalisation au niveau de la pompe P38502.

III .2.2 – Entreposage des coques compactées (atelier ECC) Inspection ASN 882 du 20,21 et 22 juin 2011 sur le site AREVA : Fiches de contrôle des sondes de température et des mesures de débit d’air de refroidissement des alvéoles d’entreposage de ECC : § B.19. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre les deux dernières fiches des contrôles et essais périodiques réalisés sur les sondes de température et les mesures de débit d’air de refroidissement des alvéoles d’entreposage d’ECC.

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Signalétique des portes coupe-feu sur l’atelier ECC : § B.20. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre une analyse de l’absence de la signalétique des portes coupe-feu sur l’atelier ECC en mettant en évidence l’aspect « facteur organisationnel et humain » vis à vis notamment des intervenants des entreprises extérieures et de la Force Locale de Sécurité.

Comptes rendus des essais dénommés « d’incendie avéré » dans l’atelier ECC : § B.21. n ° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre les deux derniers comptes rendus des essais à la suite d’un exercice de mise en situation d’incendie avéré sur l’atelier ECC. Je vous demande également de me préciser l’adéquation entre la plage de mesures des indicateurs de température et leur rôle attendu en cas d’incendie.

Mode opératoire de mise en tirage naturel des alvéoles d’entreposage de l’atelier ECC: § A.11. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire sécuriser les conditions de réalisation des actions liées au mode opératoire de sauvegarde de mise en tirage naturel de la ventilation des alvéoles d’entreposage de l’atelier ECC. Je vous demande également d’établir un bilan sur l’état des gaines de ventilation dans le local 545-2 afin d’assurer que leur étanchéité est toujours satisfaisante. Vous me transmettrez un plan d’actions de remise en état de ces gaines associé à un calendrier de réalisation. Vous me transmettrez également le mode opératoire concerné remis à jour en conséquence en faisant apparaître le nombre d’opérateurs nécessaires pour réaliser l’opération. Enfin vous m’indiquerez les raisons pour lesquelles deux registres étaient ouverts et leur dispositif de blocage déposé à leur côté.

III.2.3 – Entreposage des produits de fission (ateliers SPF4, SPF5 et SPF6) Les scénarios d'accidents retenus jusqu'à présent font l'hypothèse de l’arrivée à ébullition dans un délai de plus de 240 heures pour les cuves de fines des ateliers R1, T7, T2C, R7 et T7 et d'un délai compris entre 17 h et 25 h pour les 9 cuves d’entreposage de produits de fission concentrés situées dans les ateliers SPF-5, SPF-6, et T2 (blocs C et D) et les 12 cuves d’alimentation des chaînes de vitrification des ateliers R7 et T7 (réf : pages 110-111 de l’ECS AREVA-La Hague).

L’ECS donne la liste des barrières de défense au § 4.3, page 129. La perte durable des fonctions de refroidissement externe sans restitution des conditions de sauvegarde constitue le cadre du scénario aggravé : rejet de PF dans un délai supérieur à 17 heures pour les entreposages de solutions concentrées de PF (cas le plus pénalisant) ; risque d’explosion de cuves d’entreposage de solutions de fines suite à l’accumulation de l’hydrogène. Les moyens de refroidissement des cuves de PF sont présentés au chapitre 8, pages 244-249.

Les actions de remédiation des scénarios aggravés sont décrites aux pages 262-266 de l’ECS. Le risque d’explosion d’hydrogène est présenté dans l’inventaire des risques (pages 88-90).

Il fait partie des évènements redoutés (voir ECS, page 128), mais seulement par perte de l’alimentation en air de dilution de l’hydrogène dans les cuves de solutions de fines concentrées des ateliers R1, T1, T2, R7 et T7. Son mécanisme est décrit au chapitre « Perte des alimentations électriques et/ou de la source froide » (pages 258-260) et ses conséquences au chapitre « Gestion des accidents graves , page 263 (risque d’explosion suite à l’accumulation d’hydrogène dans le ciel des cuves de solutions de fines après un délai compris entre 7,5 heures et 48 heures selon les cuves).

II.3 - Piscines d’entreposage des combustibles irradiés (NPH, C, D et E) III.3.1 - Résistance des bâtiments, en particulier au risque de chute d’aéronefs Ce thème n’est pas traité dans l’ECS.

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III.3.2 – Dénoyage des piscines et enceinte de confinement L’inventaire radiologique des piscines figure dans les tableaux 10 et 11 aux pages 84 et 85 de l’ECS (en activité mais pas en tonnage d’UOx, URT, MOX, et Pu). La maîtrise de l’évacuation de la puissance thermique est présentée dans l’inventaire des risques (page 93) et le scénario accidentel correspondant aux pages 109-110 : en cas de perte totale des systèmes de refroidissement, le délai d’atteinte de l’ébullition de l’eau est de 2 jours pour la puissance maximale autorisée de la piscine la plus contraignante ; le délai de dénoyage des éléments combustibles est supérieur à 10 jours.

L’ECS aborde le scénario de perte d’alimentation électrique au chapitre 8, pages 231-237 et le scénario de perte des systèmes de refroidissement des piscines aux pages 238-243.

Les conséquences du cumul des pertes de l’alimentation électrique et du système de refroidissement sont étudiées pages 250-255 : déformation des gaines de combustibles dénoyés à partir de 550°C, corrosion à partir de 650°C et altération des propriétés métallurgiques au-delà. La gestion du scénario aggravé (ébullition au bout de 52 heures sans moyens de sauvegarde) est décrite pages 261-262 : augmentation de la température ambiante et du débit de dose autour des bassins, avec atteinte d’un effet falaise à 150 heures.

(Le risque d’explosion d’hydrogène de radiolyse est analysé au chapitre 4, pages 127-128 : pour l’exploitant, les piscines font partie des installations où les délais d’atteinte de la Limite Inférieure d’Inflammabilité à 4% en hydrogène excèdent plusieurs dizaines de jours et n’induisent alors aucune contrainte significative de délai d’intervention prioritaire au titre d’un accident aggravé.).

L’ECS répond en ce qui concerne la dégradation mais pas la fusion (voir page 255).

La figure 15 pages 131 montre l’organigramme des moyens de secours et de sauvegarde. Les actions à mener sont listées au chapitre 9, page 262.

Modification de la fiche de contrôle associée à la mise en œuvre du système de refroidissement de la jupe des emballages sur l’atelier NPH : § A.6. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire apparaître les valeurs attendues sur la fiche de contrôle de l’essai de mise en œuvre du système de refroidissement de la jupe des emballages sur l’atelier NPH. Indicateur locaux associés aux aéroréfrigérants des piscines C, D et E : § A.3. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de faire procéder au remplacement des étiquettes permettant d’identifier l’ensemble des indicateurs locaux associés aux aéroréfrigérants du circuit d’eau réfrigérée des piscines C, D et E et qui font l’objet de rondes périodiques.

Appoints d’eau dans les piscines C, D et E depuis l’extérieur de l’atelier : § A.5. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de mener les actions nécessaires pour que les tuyauteries qui permettent de faire un appoint d’eau en situation de sauvegarde dans les piscines C, D et E depuis l’extérieur du bâtiment soient repérées et facilement identifiables Système de mesure extérieur du niveau d’eau de la piscine D. : § A.12. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de prévoir des dispositions en vue de fiabiliser de manière pérenne la canne de bullage raccordée au système de mesure PISC 1620 NI 70-5 depuis le bassin de la piscine D jusque dans le coffret situé à l’extérieur du hall de cette piscine. Je vous demande également de me transmettre un planning de réalisation des actions que vous identifierez.

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Mode de fonctionnement des aérothermes de la boucle de refroidissement des piscines C, D et E. : § B.14. n° INSSN-CAE-2011-0882 Je vous demande de me transmettre les éléments permettant d’assurer que le fonctionnement en mode manuel présente les mêmes critères de sûreté que le mode automatique du point de vue des automatismes associés notamment aux seuils d’alarme.

RAPPORT ASN page 276 :

Les ouvrages de sauvegarde assurant le refroidissement des piscines et des cuves d’entreposage des PF comportent plusieurs structures de génie civil (structure de supportage des aéroréfrigérants, bâtiment des diesels, cuve à fuel, locaux électriques, …) et sont reliés par des caniveaux ou des racks aux bâtiments des piscines ou des cuves PF. L’analyse du comportement sous séisme de ces racks et caniveaux n’a pas été présentée par AREVA. En outre, les effets des mouvements différentiels des ouvrages sous séisme, notamment à l’égard des cheminements des tuyauteries et des câbles ne sont pas analysés.

L’ASN considère que l’exploitant devra mener des études complémentaires afin d’évaluer la robustesse des ouvrages de liaison dimensionnés au séisme (racks, caniveaux, …) ainsi que celle des équipements qu’ils supportent, en considérant l’ensemble des effets induits (effets inertiels et effets cinématiques). Elle formulera une demande en ce sens.

III.3.3 - Siphonage de l’eau des piscines Le risque de siphonage n’est pas pris en compte dans l’ECS.

III.4 - Stockage/entreposage de l’oxyde de plutonium et des rebuts de MOX frais : Bâtiment de Stockage International (BSI), BST1 et son extension Les conditions d’entreposage et de sûreté de l’oxyde de plutonium sont décrites au Chapitre 4, pages 114-115 et la gestion d’une perte de refroidissement des fosses d’entreposage au § 91.4 page 264.

RAPPORT ASN page 273 : Pour ce qui concerne l’établissement de La Hague, AREVA a analysé la robustesse sous séisme : � Des SSC clés identifiés pour les piscines NPH, C, D et E, ainsi que ceux identifiés pour les entreposages des produits de fission (atelier SPF6 uniquement), � du bassin des Moulinets et du bassin ouest qui seraient utilisés pour réalimenter en eau les circuits de refroidissement de sauvegarde des cuves et les piscines (les canalisations fixes d’approvisionnement et les pompes associées ne sont cependant pas regardées), � Du bâtiment de la FLS abritant notamment le centre de crise et certains moyens de gestion de crise � Des cuves de gazole de sauvegarde (étanchéité après séisme), � Des « décanteuses pendulaires centrifuges » (DPC) des ateliers R1 et T1 (analyse de la robustesse sur les cuves décanteuses et leur piquages, les fixations au sol des armoires électriques, le rotor de la décanteuse, les réservoirs d’eau sous pression).

Dans le cas des piscines précitées, l’analyse de AREVA sur les bâtiments, en particulier des voiles de bassin, l’amène à conclure à une robustesse élevée correspondant au risque d’apparition de désordres importants pour des séismes de magnitude supérieure à 6,4 à 15 km (le séisme majoré de sécurité actuellement retenu sur le site a une magnitude de 5,8 à 15 km).

Selon AREVA, cette robustesse rend peu plausible l’occurrence d’un évènement sismique de nature à remettre en cause la stabilité du génie civil et par là même l’inventaire en eau des bassins. De même, l’étude de robustesse des SSC clés assurant les fonctions de refroidissement l’amène à conclure à un niveau de robustesse équivalent ou supérieur au niveau minimal des bâtiments précités.

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Dans le cas des installations d’entreposage des produits de fission, AREVA conclut à une robustesse des bâtiments de génie civil correspondant à un risque d’apparition de désordres importants pour des séismes de magnitude supérieure à 7,3 à 15 km. Par ailleurs, la robustesse estimée des SSC clés assurant les fonctions de refroidissement et de dilution de l’hydrogène de radiolyse correspond elle-même à un niveau d’une magnitude de 6,8 à 15 km.

RAPPORT ASN page 275 Le comportement de ces ouvrages (bassins des piscines C, D et E, aéroréfrigérants des piscines et des entreposages de PF) est régi par celui des appuis élastiques qui assurent une grande souplesse selon les directions horizontales. De ce fait, la robustesse des ouvrages supportés par ces appuis devrait être évaluée, non pas en considérant la ductilité de la structure elle-même qui se comporte comme un « corps rigide », mais par une analyse spécifique du comportement des appuis en considérant leur distorsion pour les effets du séisme horizontal ainsi que les effets du séisme vertical, qui ne sont pas filtrés par les appuis.

Pour les ouvrages posés sur appuis néoprène des installations du site de La Hague, l’ASN demandera à l’exploitant de réaliser une analyse spécifique du comportement au-delà de leur dimensionnement, en considérant l’effet du séisme vertical et en se fondant sur un examen de leur conformité vis-à-vis du phénomène de vieillissement.

En outre, la conception des piscines sur appuis élastomère favorise des phénomènes de ballotement (formation de vagues à la surface libre) dans les piscines (influence des basses fréquences de réponse de l’ouvrage), ce qui peut conduire à des débordements significatifs d’eau.

L’ASN considère que l’exploitant devra évaluer les conséquences des risques de débordement de l’eau des piscines en fonction des niveaux de séisme considérés. Elle formulera une demande en ce sens.

III.5 – Mise en sécurité des installations de La Hague L’état de repli sûr des installations est décrit de manière générale au § 4.1 page 105 de l’ECS. Indicateurs de surveillance des Fonctions importantes pour la sûreté (FIS) dans le local de repli R1 : § A.5 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de procéder dans les meilleurs délais à la maintenance corrective des barregraphes défaillants dans le local de repli de l’atelier R1 et de me détailler ces actions correctives.

Implantation des locaux de repli des ateliers R1 et R7 : § B.11 n° INSSN-CAE-2011-0881 Je vous demande de vous positionner quant à la garantie d’accès au local de repli de l’atelier R1 et R7 en cas de séisme et des conséquences possibles sur les locaux intérieurs contigus. Vous veillerez à étendre votre réponse aux autres locaux de repli des ateliers de la DETR. Protection des personnels en salle de commande en cas de situation d’urgence radiologique. : § B.8. n° INSSN-CAE-2011-0885 Je vous demande de bien vouloir me préciser votre analyse sur l’utilité d’une mise en situation réelle de conduite des installations avec masque de protection respiratoire et ce en incluant les échanges téléphoniques ou radiophoniques ainsi que la conduite en mode normal ou depuis le tableau de sécurité.

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DOSSIER N° 4

Centre nucléaire de production d’électricité d’EDF de Flamanville

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REFLEXIONS ET ARGUMENTS : IV.1 - Positionnement et protection de la salle de commande Avec un endommagement des combustibles, l’eau devient très radioactive et en cas de fuite, cela rend le réacteur inaccessible et peut provoquer des fuites.

IV.2 - Positionnement et protection du contrôle-commande de secours et des groupes électriques de secours, architecture des circuits de contrôle-commande en situation accidentelle.

IV.2.1 - Impossibilité – grande difficulté d'approcher des installations sinistrées et des salles de contrôle en raison des débits de dose trop importants. Il n'y a pas que les diésels-alternateurs à déplacer dans une zone sécurisée hors d'eau.

IV.2.2 - A Fukushima-Daiichi, un seul groupe de secours diésels-alternateur a pu redémarrer rapidement sur le réacteur n°6 contrairement aux autres groupes de secours son refroidissement est à circulation d'air et non à circulation d'eau. (Réf Article Mr JAMMET43) IV.2.3 - A Fukushima, comme à Three Miles Island et Tchernobyl, il faudra attendre 7 à 10 ans pour accéder au cœur fondu et en évaluer l’état. Lors de la crise, les senseurs conventionnels et la transmission d’informations alimentés en électricité se révèlent inopérants dans des conditions extrêmes : température supérieure à 1000 °C, vapeur et forte irradiation.

Discussion : Cette technologie est-elle opérationnelle ? Les CLI sont-elles à même de juger de développements de technologie industrielle qui sont plutôt du ressort des autorités de sûreté et des autorités industrielles.

IV.3 - Commande des appareils vitaux (vannes, vérins, ...) en cas de défaillance électrique ? (11 jours sans électricité sur le site de Fukushima). Ces appareils électriques devraient être manœuvrables, même en cas de défaillance électrique totale, ce qui peut être réalisable par des moyens oléopneumatiques à partir d’une source dormante d’air comprimé.

Discussion : Cela pose le problème de la tenue des conduites d’air, et des moyens de commander les appareils pneumatique à distance sans électricité. Le but n’étant pas d’obtenir un enchevêtrement de systèmes de sécurité et de secours qui conduirait inévitablement à une baisse du niveau de vigilance et serait donc totalement contre productif, et accessoirement (ou pas ?) d’un coût prohibitif, ou tout simplement irréalisable après avoir été décrété nécessaire.

IV.4 - Le problème crucial d'un cœur de réacteur nucléaire en arrêt chaud est sa réfrigération par une circulation d'eau de secours au moyen d'électropompes. Les courbes de suivi de puissance résiduelle à évacuer en fonction du temps de décroissance des produits de fission et des actinides montrent que les premières secondes de réfrigération

43

Référence article N° 453 « la recherche » Juin 2011 par Ph .JAMMET commissaire à l’ASN.

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de secours sont cruciales : de 7 % de la puissance initiale dans la première seconde d’arrêt, il faut attendre 27 heures pour atteindre 0,5% de la puissance initiale44.

Temps de décroissance 0,1 s 10 s 1 000 s (env. 17 mn) 100 000 s (env. 27,7 h)

Puissance résiduelle 7% 5% 2% 0,5 %

Selon M. Bernard Bigot, Administrateur Général du CEA, lors de l’audition OPECST du 16 mars 201145, les réacteurs accidentés de Fukushima dont la capacité électrique était comprise entre 450 et 780 MW et la puissance thermique entre 1 200 et 2 400 MW, avaient une puissance thermique à T0 de l’arrêt de l’ordre de 10 MW th, avaient un besoin de refroidissement immédiat de l’ordre de 10 m3/h. Selon le correspondant de l’ACRO au Japon, entre le 13 et le 20 mars, TEPCO a injecté 300 t d’eau par jour dans le réacteur n°3 de Daiichi, soit de l’ordre de 13 m3/h.

EDF dans son intervention devant le HTCSIN le 16 juin 201146 évalue le besoin en eau dans les circuits de secours, en arrêt d’urgence, de l’ordre de 10% des besoins nominaux (0,3 à 1 m3/s) soit un besoin minimal de 0,03 à 0,1 m3/s, ou 108 à 360 m3/h.

En cas d’accident avec fusion du cœur du réacteur, l’eau de refroidissement doit assurer une inondation passive du confinement de manière à prévenir une fusion de la cuve du réacteur (Westinghouse a retenu le principe d’un réservoir d’eau de secours sur le toit de son réacteur AP1000).

IV.5 - Les ruptures de tubes des générateurs de vapeur (RTGV) sont un problème générique sur les réacteurs à eau pressurisée. Les nombreuses anomalies d’étanchéité des tubes sur les réacteurs français ont conduit à des campagnes de remplacement intégral des tubes sur les générateurs de vapeur (découpe du corps de GV au-dessus de la plaque tubulaire, remplacement de tous les tubes, ressoudage des corps de GV).

Discussion : Il y a déjà, semble-t-il, des fuites du primaire vers le secondaire (Gravelines récemment). Il est clair qu’il faudrait la rupture de la totalité des tubes pour avoir un état similaire à un BWR. Dans un tel cas, le réacteur étant perdu, la contamination du circuit secondaire, des turbines, etc.…est-elle intolérable d’un point de vue sécurité/sûreté ?

Si oui, quelles mesures sont prises pour permettre la mise en sécurité du réacteur malgré cette éventualité ?

Question partagée par tous uniquement sous l’aspect de tenue générique aux stresstests, c’est-à-dire sous sollicitations sismiques (cette question relevant davantage du rapport de sûreté que d’une question de la CLI).

IV.6 - Gestion de la formation d'hydrogène en d'approvisionnement en eau de refroidissement du réacteur

cas

de

rupture

IV.6.1 - la cause première de formation d’hydrogène est l’oxydation du zirconium.

-

L’échauffement des crayons combustibles entraîne à partir d’une température de

44

Rapport préliminaire de sûreté de Flamanville 3, Chapitre 4, page 28/49.

OPECST, Rapport de la mission parlementaire sur la sécurité nucléaire, la place de la filière et son avenir.

Audition du 16 mars 2011, page 228.

46 HTCSIN, 16 juin 2011. Audition de M. Alain Viaud, EDF. Sécheresse / canicule. Dispositifs mis en œuvre pour les centrales nucléaires. Impact sur la sûreté et l’environnement.

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gaine de l’ordre de 1 200°c, l’oxydation des gaines de zirconium et des grilles, avec une croissance exponentielle de la réaction au-delà de 1 200°c ; - Cette oxydation se réalise à partir de l’oxygène de la vapeur d’eau et libère l’hydrogène de celle-ci ; c’est la principale contribution au dégagement d’hydrogène (entre 1 000 Kg et 1 600 Kg dans le cas de Fukushima) ; - La présence d’hydrogène fait monter la pression : il faut faire baisser celle-ci pour éviter une rupture des enceintes et donc relâcher une partie des gaz, ce qui entraîne le rejet des produits de fission volatils et, apparemment, de quelques actinides, entraînant la contamination constatée à l’extérieur ; - Mais le rejet du mélange d’hydrogène gaz et de vapeur d’eau, dès la sortie dans l’atmosphère entraîne ipso facto la condensation de la vapeur d’eau et par voie de conséquence une reconcentration en hydrogène qui, sous l’effet de divers facteurs va entraîner soit la déflagration lente ou rapide, soit la détonation ou encore l’explosion ; - Cette dernière provoque des jets de projectiles (constatés sur les superstructures du bâtiment réacteur de Fukushima), entraînant vraisemblablement des fuites d’eau sur les piscines d’entreposage des combustibles irradiés situés dans le rayon d’action.

Depuis l’accident de TMI il a été proposé d’installer des recombineurs d’hydrogène (passifs ou actifs). Leur efficacité est à prouver car « il est difficile en tous points et à tout instant d’empêcher, malgré l’implantation de ces recombineurs, la création d’un mélange combustible » avec l’hydrogène (IRSN rapport de l’année 2002). Il n’est pas certain d’ailleurs que tous les réacteurs nucléaires soient munis de ces recombineurs aujourd’hui, certains ayant préféré renforcer les enceintes pour tenir la pression !

Mais les recombineurs d’hydrogène sont un palliatif à la formation d’hydrogène alors que la sûreté nucléaire implique, selon ma propre réflexion, qu’elle soit intrinsèque.

IV.6.2 - A Fukushima, l'évacuation des gaz n'a pu être maîtrisée alors que le circuit d'évacuation dédié était pourvu de filtres à sable.

IV.7 - Tenue des joints d'étanchéité sur circuit primaire à des températures supérieures à 300°C A Fukushima les joints de divers appareils sur cuve et sur circuit primaire ont perdu leur étanchéité à partir de la montée à une température supérieure aux valeurs nominales de fonctionnement : 278,3°C pour les réacteurs à eau bouillante en sortie de réacteur (323°C pour les réacteurs à eau pressurisée).

Discussion : Les réacteurs à eau pressurisée peuvent dépasser 300°C ; si les joints ne tiennent pas à ces températures, il s’agirait alors d’un problème de conception et non pas d’un problème d’entretien ?

L’interrogation sur la tenue des joints à « plus de 300°C » fait suite à plusieurs articles parus dans la presse japonaise.

La température moyenne de fonctionnement des PWR est de 306°C (286°C en entrée et 323°C en sortie de réacteur). Pour les BWR la température atteignait 278°C, ce qui est proche des températures de fonctionnement des PWR (source : resosol.org/InfoNuc/séismes/Japon2011/BWR Techniques de l’ingenieur.doc).

Pour de telles températures, seuls des joints métalliques peuvent tenir. Même le téflon devient pâteux au delà de 300°C. Nous supposons que les joints ont été conçus pour tenir au moins 50 à 100°C au dessus de la température de fonctionnement. La limite est la sortie de la zone "élastique" et/ou de la température de déstructuration du matériau utilisé. La température accidentelle du cœur dépassant les 1 000°C, notre question sur la tenue des joints reste posée au-delà de 350 – 400°C.

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IV.8 - Résistance des réacteurs à la chute d'un aéronef ou d'actes de malveillance.

IV.9 - Résistance des piscines d'entreposage des combustibles irradiés à la chute d'aéronefs ou d'actes de malveillance.

Bien que les actes terroristes n’entrent pas dans la réflexion pour la conception des installations nucléaires, il faut néanmoins prendre en compte dans les études de sûreté l’impact d’un ’’avion de ligne’’ et non plus celui d’un avion de tourisme.

Discussion : certains l’estiment hors sujet du fait que les chutes d’aéronefs résultant de terrorisme ne sont pas prévues dans cette nouvelle évaluation demandée par des directives du gouvernement.

IV.10 - Dans le cas de l'EPR IV.10.1 - Point sur la fiabilité des grappes de contrôle « Les accidents de réactivité peuvent se produire lors de l’éjection d’une barre de contrôle, éjection qui démultiplie, en quelques dizaines de millisecondes, le nombre de neutrons. La température du combustible augmente alors très fortement, et des produits de fission sont produits en grande quantité à l’intérieur de la gaine. Ces produits auront tendance à pousser les pastilles de combustible vers la gaine, produisant une interaction mécanique très forte.

Nous travaillons à ce problème au sein de l’installation CABRI en cours de construction à Cadarache, afin de définir les critères de tenue du combustible lors d’un tel événement.

Lorsque le programme international CABRI sera opérationnel, il nous faudra étudier le comportement du combustible après ballonnement et rupture, et pourquoi ne pas envisager de Nouveaux matériaux pour les gaines et les combustibles. » Les grappes ou barres de contrôle sont conçues en métaux absorbeurs de neutrons, elles permettent de piloter la puissance du réacteur au fur et à mesure de la consommation de l’uranium fissile, de réduire la puissance du réacteur et de l’arrêter. En cas d’incident leur chute arrête instantanément la réaction nucléaire. Elles tombent par gravité parmi les crayons de combustible. Leur éjection (EDG) est un phénomène qui risque d’entraîner l’excursion critique et la fuite du circuit primaire dans l’enceinte réacteur.

IV.10.2 - Efficacité du récepteur de corium et risque d'explosion lié à ce système de sauvegarde.

La chambre devant assurer la réception et l’expansion du cœur fondu est présentée comme l’innovation technologique majeure dans la sûreté passive de l’EPR. Discussion : pour certains, cette question ne relève pas de la connaissance et de la compétence de la CLI mais uniquement de l’autorité de sûreté nucléaire et du bureau de conception.

IV.11 - Naufrage d'un pétrolier et marée noire Incidence sur l'alimentation source froide des réacteurs situés en bord de mer (Flamanville, Paluel, Penly et Gravelines) Lors de l'assemblée des CLI du 18 avril 2011, le représentant EDF a affirmé que l'échouage d'un pétrolier et l'éventualité d'une marée noire entraînant la suppression de la circulation d'eau de mer dans la source froide des réacteurs était intégrée dans les rapports de sûreté.

IV.12 – Les risques de sismicité ont-ils été suffisamment pris en compte en ce qui concerne les 2 premiers réacteurs de Flamanville et l’EPR? Les séismes maximaux historiquement vraisemblables (SMHV) pris en compte pour dimensionner les installations nucléaires du Nord Cotentin sont les séismes enregistrés au

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large de Jersey le 1er avril 1853 et le 30 juillet 1926, soit des évènements répertoriés depuis moins de 200 ans. La règle fondamentale de sûreté sur la détermination du risque sismique pour la sûreté des installations nucléaires de base de surface préconise de prendre en compte les séismes susceptibles de se produire sur une période historique de 1000 ans47.

Dans son intervention le 27 octobre 2011 devant l’Office parlementaire48, Monsieur David Cope, Directeur de l’Office parlementaire pour la science et la technologie du parlement britannique indique qu’il y a 8000 ans la côte orientale de la grande Bretagne a été frappée par un tsunami similaire à celui qui a touché la côte nord-ouest du Japon. Il signale un autre incident en 1607 sur la côte occidentale de la Grande-Bretagne.

Commentaires du GT : Il est vrai que la côte orientale de la Grande Bretagne a été frappée il y a 8000 ans par un tsunami, d’une magnitude similaire à celui qui a touché la côte nordest du Japon. Bien que scientifiquement, on ne puisse exclure qu’un tel événement se reproduise, le fait qu’il ait eu lieu il y a 8000 ans a semblé évacuer le problème.

47 48

Règle fondamentale de sûreté n° 2001-01 relative aux installations nucléaires de base.

OPECST, Audition du 27 octobre 2011, page 19/25.

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Questions : Réponses Auditions Centre nucléaire de production d’EDF de Flamanville IV.1 - Positionnement et protection de la salle de commande Question n°132 : Où irait l’eau contaminée en cas de fuite sur un réacteur français ? Irait-elle dans des locaux étanches situés sous le réacteur ?

EDF : Il y a un puisard prévu à cet effet au fond du bâtiment réacteur( BR ). L’eau contaminée ne s’écoulerait pas à l’extérieur de l’enceinte de confinement.

ASN : Il n’y a pas de connexion entre les sous-sols de la salle des machines et ceux du bâtiment réacteur qui sont situés sur 2 structures niveaux différentes : de l’eau présente dans le bâtiment réacteur resterait donc confinée dans le bâtiment réacteur.

L’ASN demandera une étude de la faisabilité de mise en place d’une enceinte géotechnique pour limiter le risque de contamination des nappes en cas d’accident grave.

Décisions ASN publiées après les auditions : c’est la prescription [ECS-27].I des décisions concernant les centrales EDF qui le demande.

Afin de répondre à une question d’un membre de la CLI, l’ASN précise que dans le scénario de la rupture de tube de générateur de vapeur (fuite de l’eau du circuit primaire vers le circuit secondaire au niveau d’un générateur de vapeur), les objectifs sont : - de faire baisser la pression dans le circuit primaire le plus vite possible, de gérer l’isolement du générateur de vapeur concerné - et faire en sorte que la fuite primaire vers secondaire acquière progressivement, un débit nul en équilibrant les pressions du primaire et du secondaire.

IRSN : En cas d'accident, l'eau provenant du circuit primaire se dirige vers le fond du bâtiment du réacteur (puisard) où elle sera confinée, En fonction de l'accident rencontré, le refroidissement du réacteur pourra être assuré par les systèmes d'injection de sécurité et d'aspersion de l'enceinte par recirculation et refroidissement de cette eau présente dans le bâtiment réacteur vers le circuit primaire.

Question n°133 : Quelles sont les capacités de rétention de cette eau contaminée ? Dispose-t-on de station mobile de traitement des effluents ?

EDF : Ce réservoir, situé dans le bâtiment réacteur, est d’une capacité de 3 000 m3 pour les 300 m3 du circuit primaire. Il n’y a pas de station mobile mais des moyens fixes de pompage constitués pour le circuit primaire de 2 pompes haute pression et 2 pompes basse pression capable de réinjecter en permanence de l’eau dans le circuit primaire. L’EPR lui dispose de 8 pompes au total. Ce dispositif conduit au confinement du réacteur.

L’ASN recommande de poser ces questions techniques à EDF. (Idem pour les questions : n° 136, 137, 138 et 139)

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IRSN : La capacité de rétention en eau contaminée dans le bâtiment réacteur est de l'ordre du double de la quantité d'eau nécessaire à la recirculation des systèmes de sauvegarde.

Les moyens de traitement des effluents disponibles actuellement ne permettent pas le traitement d'eau fortement contaminée résultant d'un accident grave. Les dispositifs actuellement mis en œuvre à Fukushima font l'objet d'un examen.

Question n°134 : Quelles sont les interventions possibles en cas de très fort débit de dose ?

EDF : En cas d’accident avec brèche du circuit primaire, le bâtiment réacteur est isolé pour garantir la fonction de sûreté Confinement. Mais aucune intervention n’est cependant requise puisque les systèmes se mettent en route automatiquement et se pilotent depuis la salle de commande.

L’ASN fait référence aux articles du code de santé public R. 1333.84 et 86 stipulés à la question n°51.

CHSCT EDF : La question peut se poser car il y a un passage par l’extérieur pour accéder à la salle de commande (pas de tunnel de protection). Elle est très bien située mais Il n’y a pas de moyens de repli. D’où la préconisation par l’ASN d’un poste de repli déporté dans le cadre du noyau dur. Même réflexions pour l’EPR.

IV.2 - Positionnement et protection du contrôle-commande de secours et des groupes électriques de secours, architecture des circuits de contrôlecommande en situation accidentelle Question n°135 : Dans l'impossibilité ou la grande difficulté d'approcher des installations sinistrées et des salles de contrôle en raison des débits de dose trop importants. Il n'y a pas que les diésels-alternateurs à déplacer dans une zone sécurisée hors d’eau ?

EDF : Suite aux ECS, EDF a préconisé la mise en place de la FARN (Force d’action rapide nucléaire) composée de personnel formé pouvant intervenir rapidement et efficacement dans le cas d’accident nucléaire mais aussi la conception d’une salle de commande protégée de niveau 1 permettant la sauvegarde du réacteur.

ASN : L’objectif des évaluations complémentaires de sûreté était justement d’évaluer les situations de ce type. L’ASN a ainsi préconisé la mise en place de la FARN (Force d’action rapide nucléaire) composée de personnel formé pouvant intervenir rapidement et efficacement dans le cas d’accident nucléaire mais aussi la conception de locaux de gestion de crise protégés permettant la sauvegarde du réacteur.

Décisions ASN publiées après les auditions : la prescription [ECS-1] de la décision de l’ASN 2012-DC-0283 demande, pour les situations étudiées dans les ECS, la mise en place de moyens renforcés avec notamment des locaux de gestion des situations d’urgence qui devront rester accessibles et habitables en permanence et qui devront permettre d’assurer le diagnostic des installations et le pilotage des moyens prescrits dans les ECS. Par ailleurs, par la prescription [ECS-36], l’ASN prescrit à EDF la FARN. Question n°136 : A Fukushima-Daiichi, un seul groupe de secours diésels-alternateur a pu redémarrer rapidement sur le réacteur n°6 contrairement aux autres groupes de secours à refroidissement à circulation d'eau : Pourquoi ne pas privilégier cette technologie de réfrigération à air sur les groupes de secours ?

EDF : Le refroidissement des groupes est fait par air avec des circuits intermédiaires situés à 20 mètres de hauteur et sont pourvus d’un échangeur de chaleur.

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Question n°137 : Quelles mesures sont prises face aux problèmes de démarrage rencontrés sur les groupes électrogènes ?

EDF : Les tests périodiques sous contrôles de l’ASN permettent de garantir le bon fonctionnement des groupes électrogènes.

Question n°138 : Comment sont gérés les démarrages intempestifs ?

EDF : Pas enregistré de tels phénomènes sur les matériels de secours EDF : le démarrage et la montée à pleine charge sont assurés sous 10 secondes après l’ordre de mise en service.

Question n°139 : Sur le site de La Hague, ils semblent être tous à circulation d’air (à vérifier).En quoi la technologie de refroidissement du groupe peut influer sur le démarrage ? 45 EDF : Les diesels de Flamanville sont démarrés par un système d'air comprimé redondant (2 voies indépendantes). La technologie de refroidissement du moteur n'a aucune influence sur le démarrage du moteur.

IV.2.3 - En phase accidentelle, les senseurs conventionnels et la transmission d’informations alimentés en électricité se révèlent inopérants dans des conditions extrêmes : température supérieure à 1000 °C et forte irradiation.

Question n°140 : Comme l’a exposé un intervenant du CEA sur les propriétés des fibres optiques et des senseurs lors de l’audition du 24 mai 2011 de l’OPECST, pourquoi ne pas développer et ne pas imposer dés maintenant cette technologie sur les réacteurs en service et sur l’EPR ?

EDF : Il n’y a pas de fibres optiques dans le process mais elles peuvent apparaître dans les systèmes informatiques. Pour information, l’examen référentiel de sûreté n°3 a permis l’ajout de thermocouples permettant une meilleure résistance dans des conditions extrêmes.

Les dispositifs à fibres optiques sont en cours d’étude à la R&D. La tenue de ces dispositifs à de fortes radiations est à l’étude. Cette technologie prometteuse n’existe pas aujourd’hui à l’état industriel.

ASN : Sur l’EPR, ce ne sont pas des fibres optiques mais des câbles hautement résistants qui ont été choisis à la conception. L’ASN recommande que cette question soit posée à EDF pour davantage de précision.

IV.3 - Commande des appareils vitaux (vannes, vérins, ..) en cas de défaillance électrique ?

Question n°142 : Peut-on obtenir la liste des appareils concernés et de leur niveau d'importance car il s’agit de moyens de sûreté passive.

EDF : Les appareils concernés sont listés dans le rapport des ECS : L’ASN recommande que cette question soit posée à EDF pour davantage de précision.

Hors réunion, la CLI précise les éléments suivants : Les appareils concernés sont listés dans le rapport des ECS : réf page 15 & 16 Flamanville 1&2

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CHSCT EDF : Il est possible de les obtenir par le biais de l’exploitant.

Question n°143 : Y a-t-il possibilité de confinement des parties basses des piscines par rapport aux autres locaux adjacents grâce à des systèmes individuels de portes étanches avec réservoirs autonomes de fluides sous pression ?

EDF : Le recyclage d’eau dans le bâtiment combustible est indépendant – les réservoirs existent. Par ailleurs, le bâtiment combustible est séparé des autres bâtiments nucléaires.

En ce qui concerne la géométrie précise des piscines, l’ASN recommande à la CLI de poser la question à l’exploitant. Dans les évaluations complémentaires de sûreté, l’ASN insiste sur les demandes qu’elle va faire pour limiter le risque de dénoyage.

Décisions ASN publiées après les auditions : plusieurs prescriptions demandent à EDF des études ou des moyens complémentaires autour des piscines dont notamment : [ECS-20] : Instrumentation renforcée de l’état des piscines [ECS-22] : Renforcement des dispositions pour éviter la vidange accidentelle rapide des piscines [ECS-24] : Evolution thermo hydraulique d’un accident en piscine [ECS-25] : Renforcement des dispositions de gestion d'une fuite sur le tube de transfert CHSCT EDF : Pour le CHSCT, cette question concerne AREVA car les piscines EDF ne sont pas conçues sur le même schéma. Le risque de siphonage est également exclu.

Commentaires du GT :

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- Il est possible que la question renvoie au § « Limitation ou isolement d’une fuite » du rapport IRSN n°679, Tome 2/2 (pages 61 à 63).

- Quant au risque de siphonage, s’il est effectivement exclu sur l’EPR, il ne l’est pas sur les réacteurs en exploitation (rapport IRSN n°679, Tome 2/2 (pages 49 à 51) ; c’est pourquoi EDF a proposé de doubler le diamètre des dispositifs casse-siphon (planning non défini pour les 2 réacteurs de type P4 de Flamanville).

Lien : https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TMWU3MDdmNGEtZjg1OS00OGIxLTgzMTktZjI3YWNjZTNhZjY1/edit (rapport IRSN n°679 Tome 2 en partage sur la plateforme)

IRSN : L'intégrité des piscines des réacteurs repose sur les parois en béton et l'étanchéité du liner en métal ancré dessus. Il n'y a pas de disposition de confinement par les structures au-delà des voiles en béton.

Question n°143b : La rupture potentielle des tuyauteries de liaison en partie inférieure des piscines d'entreposage des réacteurs (questionnement des associations, document de mai 2012). (cf. référence lien : https://docs.google.com/file/d/0B9Gj5ysF6z_TSDZqZnRybmp0ZFk/edit?pli=1)

Commentaire du GT : Pour les Piscine BK des réacteurs nucléaires, si les documents ECS IRSN (tome 2) prennent bien en compte la problématique du danger potentiel de la tuyauterie de liaison en partie basse entre 2 capacités de la piscine, l'IRSN propose seulement de sécuriser ces tuyauteries, alors que la solution la plus efficace serait de supprimer ces liaisons en partie basse et d'en reporter les fonctions aspirations refoulement par des tuyauteries en partie haute des piscines.

IRSN : La représentation dans le rapport ECS est très schématique. Il existe effectivement une tuyauterie de vidange de chacun des compartiments adjacents à l'entreposage du combustible, isolés par des vannes qui sont fermés lors des phases de manutention combustible.

Les risques associés à la présence des ces tuyauteries sont évoquée dans le rapport IRSN 679 tome 2 pages 50-51.

Question n°144 : Cela pose le problème de la tenue des conduites d'air, et des moyens de commander les appareils pneumatiques à distance sans électricité ?

EDF : Maintien passif en alimentation d’air (normalement fermée sans air) réf : RECS. CHSCT EDF : Pour le CHSCT, Il n’y a pas de double commande et pense que ce n’est pas nécessaire vu les positions passives des vannes en sécurité. De plus, il y a des réserves d’air pour actionner ces vannes. Cependant le CHSCT déplore que les systèmes de secours de pompage en eau de réapprovisionnement des circuits primaires ne fassent pas partie des moyens passifs de sûreté.

Toutes les vannes ont des commandes manuelles permettant une action humaine mais tout dépend du taux de contamination du secteur concerné pour y accéder en particulier dans le BR. IRSN : Il n’y a actuellement pas d'actionneur à commande pneumatique sur les circuits connectés à la piscine d'entreposage.

Sur les réacteurs en exploitation, en l’absence d’électricité de commande et/ou d’air sous pression, ces actionneurs disposent d’une position dite de sécurité, ouverte ou fermée en fonction du rôle pour la sûreté qu’ils assurent. En complément, ces vannes disposent d’un volant de manœuvre qui permet de changer leur position si nécessaire.

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IV.4 - Le problème crucial d'un cœur de réacteur nucléaire en arrêt chaud est sa réfrigération par une circulation d'eau de secours au moyen d'électropompes Question n°145 : En l'absence d'électricité ne peut-on envisager un approvisionnement instantané en eau de secours par gravité : réserves d'eau sur les falaises ou collines pour les réacteurs voisins de tels sites naturels, ou sur des châteaux d’eau artificiels pour les autres ?

EDF : Les circuits sont déjà en place IRSN : Le circuit primaire sera, dans les premières heures après une perte de refroidissement, à une pression (plusieurs bars) incompatible avec des moyens d'appoint gravitaire (il faut 10 mètres d’eau pour 1 bar).

Question n°146 : La conduite approvisionnant le site par gravité résisterait-elle au séisme de référence ?

EDF : Dans le rapport des ECS, EDF a spécifié que ces conduites résisteraient au séisme.

IRSN : Ces conduites n’ont pas été initialement conçues avec des exigences de résistance au séisme. La résistance de ces matériels au niveau d'alea sismique à prendre en compte dans le cadre des ECS est en cours d'examen par EDF. Leur valorisation dans les dispositions du noyau dur nécessitera que leur résistance soit démontrée.

Question n°147 : Peut-on créer une réserve d’eau de réalimentation des piscines soit par effet gravitaire (système passif), soit par air lift (système semi passif) ?

EDF : Les réserves existent déjà.

IRSN : Le moyen de réalimentation des piscines dans le cadre des ECS est en cours d'études chez EDF. Pour le cas de Flamanville, la possibilité d'un appoint gravitaire fait partie des options techniques examinées.

IV.5 - Les ruptures de tubes des générateurs de vapeur (RTGV) sont un problème générique sur les réacteurs à eau pressurisée. Les nombreuses anomalies d’étanchéité des tubes sur les réacteurs français ont conduit à des campagnes de remplacement intégral des tubes.

Question n°148 : En cas de sollicitation exceptionnelle des réacteurs séisme, incendie, les REP (trois circuits distincts) ne se retrouveraient-ils pas dans la situation des réacteurs à eau bouillante de Fukushima (deux circuits distincts) avec la fuite du circuit primaire dans l’îlot conventionnel (turbines) ?

EDF : Ces scénarios sont envisagés à chaque arrêt de tranche : les prochains sont programmés lors de la 3ème visite décennale (VD3), en 2017 pour la tranche 2 et en 2018 pour la tranche 1. A cette occasion les générateurs de vapeur (GV) seront remplacés.

De par leur conception, très différente des réacteurs à eau bouillante japonais, dans les réacteurs à eau pressurisée français, il n’est pas possible que les fluides du circuit primaire aillent dans la salle des machines. Ces fluides, s’ils s’écoulaient, seraient collectés dans des réservoirs spécifiques construits à cet effet dans le bâtiment réacteur.

IRSN : Une Rupture de Tube de Générateur de Vapeur (RTGV) entraîne une perte de fluide primaire vers le circuit secondaire et conduit à un by-pass de la troisième barrière (enceinte de confinement).

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Cependant, cet accident est pris en compte dans les études de sûreté et ses conséquences radiologiques sont normalement faibles : la baisse de la pression primaire entraîne un certain nombre d’automatismes tels que l’arrêt automatique du réacteur. La RTGV est identifiée par l’augmentation de la radioactivité du circuit secondaire et par le bilan du volume du fluide circulant dans le circuit primaire (eau refroidissant le cœur), et le GV affecté est isolé. Bien entendu, le faisceau tubulaire fait l’objet d’une surveillance approfondie lors des arrêts périodiques afin de contrôler son état par des contrôles télévisuels (recherche de corps migrants) et par courants de Foucault (détection de corrosion). Si des défauts trop importants sont détectés, les tubes font l’objet d’un bouchage (dans la limite de 10 à 15% au maximum par GV).

D’autre part, afin de conserver un bon état de propreté du GV, EDF réalise périodiquement des nettoyages chimiques (colmatage, encrassement) et un lançage de la plaque à tubes (corrosion en pied de tubes). Il convient également de noter qu’EDF a mis en place un programme de remplacement de l’ensemble des GV du parc et qu’ainsi, les tubes les plus fissurés tendent à disparaître. En particulier, les tubes en alliage 600 sont progressivement remplacés par des tubes en alliage 690, moins sensibles à la corrosion.

Il convient de noter que les tubes des GV sont faiblement sollicités par le séisme. Il n’y a donc de lien entre la survenue d’un séisme et un risque accru de RTGV. Enfin, il n’y a aucun risque d’incendie, les tubes étant à l’intérieur du GV. Sur le site de l’IRSN, il y a un article sur le sujet au lien suivant : http://www.irsn.fr/FR/base_de_connaissances/Installations_nucleaires/Les-centrales-nucleaires/rupture-tubesgenerateur-vapeur-rep/Pages/sommaire.aspx?dId=53d1aea0-0acd-48aa-8ec0-163806ac048a&dwId=a16c2a4905df-429f-8c62-fa46ba04383c

Question n°149 : Tous les réacteurs sont loin d’avoir bénéficié à ce jour des opérations prévues de remplacement des tubes de GV. Qu’en est-il des opérations lourdes de remplacement de l’ensemble des générateurs de vapeur associés à un réacteur ?

EDF : Ce ne sont pas les tubes des générateurs de vapeur qui sont remplacés mais les générateurs de vapeur.

Des contrôles complets sont effectués lors des arrêts des unités sur les générateurs de vapeur et plus particulièrement sur l’ensemble des tubes qui les composent. Si des défauts sont détectés sur certains tubes, ces derniers peuvent être bouchés à leur extrémité pour supprimer la circulation de l’eau, et ainsi éviter une fragilisation en fonctionnement liée aux sollicitations créées par le passage de l’eau. EDF dispose d’un procédé (généralisé maintenant chez tous les exploitants mondiaux) permettant de détecter tout début de fuite et d’arrêter les réacteurs si besoin.

Pour maintenir des échanges thermiques suffisants au fonctionnement à pleine puissance des réacteurs, le bouchage des tubes ne doit pas dépasser une valeur limite (jusqu’à 20 % des tubes sur certains modèles de GV).

L’objectif de tout exploitant est de surveiller avec attention l’évolution des différents types de générateur de vapeur et de décider le remplacement de ces gros composants avec une anticipation très importante, compte-tenu d’un délai de fabrication de 5 ans.

Le principe, dans l’exploitation et dans l’anticipation du remplacement, est de toujours veiller à avoir suffisamment de marge par rapport aux limites de bouchage des tubes.

Le premier remplacement de générateur de vapeur a eu lieu sur l’unité n°1 de Dampierre en 1990.

Ce premier remplacement a permis à EDF de valider l’intervention dans sa globalité, et de s’engager sur un programme progressif de remplacement des générateurs de vapeur des unités de 900 MW, à fin 2011, 21 réacteurs de 900 MW (sur 34) ont connu des remplacements de générateur de vapeur.

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En ce qui concerne les unités de 1300 MW, comme Flamanville, ils sont équipés de GV plus robustes et résistants. EDF se prépare à les remplacer dans le cadre du maintien de son patrimoine, notamment en prenant en compte l’objectif de prolongation de la durée de fonctionnement des centrales.

Ce programme de remplacement des GV sur les réacteurs de 1300 MW débutera en 2015.

A Flamanville, ces opérations sont programmées lors des visites décennales de 2017 – 2018.

IV.6 - Gestion de la formation d'hydrogène en cas de rupture d'approvisionnement en eau de refroidissement du réacteur.

Question n°150 : La cause première de formation d’hydrogène est l’oxydation du zirconium : Pourquoi ne pas se passer du gainage et des grilles en zirconium dans la fabrication des éléments combustibles nucléaires ?

EDF : Le service recherche et développement d’EDF étudie la question.

Aujourd'hui il n'existe pas de matériau de substitution aux alliages de Zirconium (présentant des propriétés similaires sous flux neutronique) disponible et industrialisable à brève échéance.

Des études sont en cours dans les laboratoires de recherche, aux USA et également au CEA en France sur des matériaux sans zirconium, tel le carbure de silicium (SiC) mais ce matériau n'est pas industrialisable à court terme. Sa fabrication est très complexe et son caractère industrialisable ne sera pas connu avant 5 à 10 ans.

Commentaire du GT : En remplaçant le zirconium, on éliminerait le facteur hydrogène de 80%. Reviendrait-il en dernier recourt à l’ASN de donner une orientation et une décision sur le choix de matériau autre que le zirconium dans la conception initiale des gaines ?

L’ASN rappelle que les évaluations complémentaires ont été réalisées dans le cadre du retour d’expérience de l’accident de Fukushima (inondation, séisme, perte des alimentations électriques, perte du refroidissement, et gestion des situations d’urgence). Dans le cahier des charges des ECS, il était donc question de prendre en compte les scénarios existants en les surestimant, ce qui a été fait. Ne s’agissant pas de l’objet de l’étude, il n’a pas été fait état dans ces rapports de la remise en cause des gainages en zirconium.

Rq d’un membre du GT : Alors que zirconium déclenche une réaction d'oxydation exponentielle à partir d'une température de 900° environ libérant ainsi l’hydrogène du milieu vapeur d'eau dans lequel les combustibles baignent (d'où l'explosion d'hydrogène), la cinétique d'oxydation de l'acier inoxydable comme celle des supers alliages au nickel est beaucoup plus lente et plus difficile à déclencher.

Il serait souhaitable que l’IRSN qui ne voit pas une grande différence de comportement en matière de production d'hydrogène entre les deux matériaux de gainage zirconium ou alliages au nickel, puisse fournir les notes techniques concernant la cinétique d'oxydation respective du zirconium et des aciers alliages à base de nickel afin de comparer la vitesse d'oxydation ? (N'oublions pas la chronologie des différentes étapes ayant donné lieu à des explosions dues à l'hydrogène produit à Fukushima).

IRSN : Le gainage des combustibles nucléaire est la première des trois barrières séparant l’environnement des pastilles combustibles et des produits de fission qu’elles contiennent.

Les alliages métalliques à base de zirconium sont retenus dans les réacteurs d’EDF car ils présentent un bon compromis entre propriétés neutroniques et propriétés mécaniques.

D’un point de vue neutronique, le zirconium est un élément métallique qui est assez transparent par rapport aux neutrons. C'est-à-dire que les neutrons de la réaction en chaîne qui se produit dans le cœur du réacteur sont très peu absorbés par les gaines en alliage de zirconium ou par les grilles des assemblages. Par rapport à un matériau plus absorbant vis-à-vis

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des neutrons, cela permet d’augmenter l’efficacité de l’usage du combustible, c'est-à-dire de consommer moins de matière fissile (uranium ou plutonium) et donc de produire moins de déchets nucléaires pour produire une même quantité d’énergie.

D’un point de vue mécanique, les alliages à base de zirconium présentent des bonnes propriétés pour assurer le confinement de la matière fissile et des produits de fission à l’intérieur du gainage. Ceci est confirmé par les résultats de nombreux essais réalisés sur des gainages en alliages à base de zirconium dans des conditions reproduisant celles que le gainage aurait à subir en cas d’accident dans un réacteur.

Enfin, les alliages de zirconium, notamment les plus récents, présentent des bonnes propriétés de résistance à la corrosion en milieu réacteur.

En dehors des alliages de zirconium, et compte tenu des exigences pour un matériau qui doit assurer le confinement du combustible dans une première barrière, les seuls matériaux utilisables à court terme dans un réacteur électrogène sont les aciers inoxydables. Par rapport au zirconium, les aciers inoxydables présentent l’inconvénient d’absorber de manière beaucoup plus importante les neutrons de la réaction en chaîne. Leurs propriétés mécaniques sont globalement supérieures à celles des alliages à base de zirconium et ils s’oxydent très peu.

Cependant, en cas d’accident grave conduisant à des températures de gainage élevées, les aciers inoxydables s’oxydent également et conduiront donc à la production d’hydrogène comme les alliages à base de zirconium. Ils ne présentent donc pas à ce titre d’avantage significatif par rapport aux alliages de zirconium.

Question n°151 : Il serait intéressant de savoir sous quel délai la totalité des combustibles en réacteur pourraient être gainée par un matériau sans zirconium ?

EDF : - Voir question n°150.

IRSN : La réalisation de toutes les étapes de recherche, de développement et d’industrialisation nécessaires avant de mettre en réacteur un matériau autre que les alliages de zirconium, ne présentant pas les mêmes inconvénients que le zirconium vis-à-vis de la production d’hydrogène, et présentant néanmoins les qualités (étanchéité, propriétés mécaniques, résistance à la corrosion….) attendues pour les gainages est un processus long, voire très long et dont la réussite n’est pas certaine. Compte tenu de l’état actuel de développement des matériaux susceptibles de constituer une alternative intéressante au zirconium, cela n’est pas imaginable d’ici au moins une dizaine d’années.

Rq d’un membre du GT : même si la réalisation de toutes les étapes de recherchedéveloppement et d'industrialisation nécessaires réclame un long parcours, il nous paraît quand même surprenant que l'on puisse écarter ces possibilités après les accidents de TMI (contribution du zirconium)-Tchernobyl (contribution du zirconium)-et Fukushima (contribution du zirconium) où la production d'hydrogène constitua une menace permanente. D'autant plus que l'on bénéficie quand même d'une bonne expérience au niveau des aciers inoxydables ou des supers alliages au nickel.

Le délai envisagé pour un tel travail, de l'ordre d'une dizaine d'années, ne nous paraît pas rédhibitoire en regard d’un objectif de sûreté intrinsèque et non pas d'un objectif prioritaire de rentabilité commerciale.

IV.6.2 - A Fukushima, l'évacuation des gaz n'a pu être maîtrisée.

Question n°152 et n°153 :

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La gestion par les filtres à sable de la formation d’hydrogène est-elle fiable sur les réacteurs en service et sur l'EPR ? Ce dispositif peut-il fonctionner de façon passive ?

EDF : Les filtres à sable n’ont aucun rôle dans l’évacuation d’une formation d’hydrogène.

La gestion de l’hydrogène, en cas d’accident grave, est assurée par la présence de recombineurs d’hydrogène qui transforment l’hydrogène en eau de manière passive, c’est-à-dire sans électricité.

L’ensemble des bâtiments contenant les réacteurs nucléaires d’EDF sont dotés de plusieurs recombineurs d’hydrogène. Ces recombineurs, qui fonctionnent comme des cheminées, contiennent des plaques recouvertes d’un produit catalyseur qui va consommer l’hydrogène si ce dernier devait être produit lors d’un événement d’exploitation grave et donc supprimer tout risque d’explosion.

En ce qui concerne les filtres à sable ou filtres U5, ils assurent la capture des particules de césium qui pourraient être rejetés en cas d’accident.

IV.7 - Tenue des joints d'étanchéité sur circuit primaire à des températures supérieures à 300°C. Question n°154 : En cas de rupture sur les pompes primaires, combien de joints statiques et tournants sont-ils concernés ?

EDF : 3 joints sont concernés pour les pompes primaires.

Question n°155 : Quelles en sont les conséquences et quelle serait le débit de fuite (conduisant au découvrement des combustibles) ?

EDF : Le débit de fuite est compensé par une pompe d’injection de sécurité.

Question n°156 : Qu'en est-il sur les réacteurs en service et sur l'EPR ?

EDF : Sur EPR, l’étanchéité des pompes primaires est assurée à l’aide de 3 joints dynamiques montés en série. Ce système, résistant au séisme, peut être alimenté en cas de perte des alimentations électriques par les diesels principaux et redondants.

Pour les situations de perte de la source électrique externe sans démarrage des diesels principaux, une des innovations majeures de l’EPR est l’utilisation d’un 4ème joint, appelé Dispositif d’Etanchéité à l’Arrêt (DEA).

IV.8 - Résistance des réacteurs à la chute d'un aéronef ou d'actes de malveillance.

Questions n°157, n°158 & n°159 : Il semble que les tranches de Flamanville, face à la mer et dos à la falaise sont plus vulnérables à ce type d’agression que les piscines de La Hague. Idem pour toute agression à distance par la mer. Il y a-t-il des interdictions de survol ? Qu’en est-il de la navigation ? Rôle du CROSS Jobourg ? Délai et moyens d’intervention ?

EDF : Poser la question à la protection civile.

Les pouvoirs publics assurent une surveillance des sites nucléaires 24h/24 y compris l’espace aérien. Parmi les dispositifs de renseignements et de surveillance mis en place par les pouvoirs publics, des gendarmes, en nombre important, sont affectés 24h/24 à la sécurité des installations et font des rondes permanentes en surveillant les divers accès possibles à la centrale nucléaire.

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Si un avion devait échapper à la surveillance des pouvoirs publics, il faut savoir que les risques externes tels que la chute d’avion sur le bâtiment réacteur sont très largement pris en compte dans la conception et durant toute l’exploitation de nos centrales nucléaires. Elles sont conçues dès le départ pour résister à des agressions externes de diverses natures, tant d’origine naturelle (séisme, conditions météorologiques extrêmes…) que liées à l’activité humaine (explosion, chute d’avions …).

Ceci se traduit par des dispositions de conception comme par exemples :  par la présence de plusieurs systèmes de sécurité assurant les mêmes fonctions mais implantés dans des zones distinctes,  l'enceinte de confinement dimensionnée pour résister aux accidents internes et aux agressions externes,  l'agencement général des ouvrages sur un site, etc.,  par des dispositions de réglementation telle que, par exemple, l'interdiction de survol à basse altitude ainsi que par une organisation de crise éprouvée qui nous permettrait de gérer et de limiter, en lien avec les pouvoirs publics, les conséquences d’un accident quel qu’il soit.

L'ensemble de ces dispositions confère à nos centrales une grande robustesse vis-à-vis des agressions externes, malveillantes ou non.

Une zone d'interdiction de survol est instaurée au-dessus du site de Flamanville (arrêté du 03 mars du 2010).

A l'intérieur de cette zone interdite, ne peuvent évoluer que les aéronefs : •des services de l'Etat intervenant dans le cadre de leurs missions ou pour le compte d'EDF, •ayant obtenu une autorisation avec un préavis minimum de 48 heures Prefecture : Les réseaux des CROSS et sémaphores depuis le 11 septembre 2001 ont été maintenus. Ces Centres régionaux opérationnels de surveillance et de sauvetage ont évolué considérablement depuis une dizaine d’année grâce à la mise en place de matériels sophistiqués qui garantissent, 24h sur 24 et 7 jours sur 7, une surveillance continue des trafics de navigation permettant de donner l’alerte rapidement et d’intervenir très rapidement en cas d’incident, tel qu’un naufrage d’un pétrolier ou chimiquier. L’échouage d’un chimiquier qui est survenu fin 1986, ne pourrait plus avoir lieu aujourd’hui grâce au suivi de navigation.

M. LEMAIRE préconise la visite du CROSS Jobourg par la CLI.

IV.9 - Résistance des piscines d'entreposage des combustibles irradiés à la chute d'aéronefs ou d'actes de malveillance.

Question n°160 : Les bâtiments d’entreposage des combustibles de l’EPR sont-ils conçus pour résister à une chute d’un avion gros porteur ?

EDF : L’EPR est protégé contre la chute d’avion. Une coque en bêton armé recouvre les bâtiments réacteur, combustible, salle de commande et deux des bâtiments de sauvegarde.

Elle constitue une protection très efficace contre les agressions externes, notamment en cas de chute d’avion militaire ou commercial. Cf. RPS Chapitre 3.5.4

IV.10.1 - Dans le cas de l’EPR - Point sur la fiabilité des grappes de contrôle.

Question n°161 : Comment est prise en compte l’éjection des barres de contrôle ?

EDF : Les grappes de contrôle de l’EPR sont issues d’une conception éprouvée en exploitation sur les réacteurs allemands. Les études démontrent le maintien de la sûreté en toutes circonstances : RPS Chapitre 3.6.4

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IRSN : L’accident d’éjection de grappe résulte de la rupture du mécanisme de commande d’une grappe de contrôle ; la grappe est alors éjectée hors du cœur ce qui peut conduire à une brèche sur le couvercle de la cuve. L’éjection de la grappe est étudiée dans le rapport de sûreté de l’EPR et constitue l’un des transitoires de référence (PCC4). La limitation du refroidissement par le secondaire d’une part, l’injection de bore suite au démarrage automatique de l’injection de sécurité et du système de borication automatique dans le circuit primaire d’autre part, permet de maîtriser l’accident. Un événement aggravant est considéré pour pénaliser le transitoire : il s’agit d’une grappe bloquée hors du cœur : le couple de grappes considéré est le plus pénalisant vis-à-vis de la réactivité.

EDF doit démontrer l’atteinte des critères de sûreté sur les gaines du combustible correspondant à la catégorie PCC4 pour cet accident.

Les études sont en cours. Les résultats seront présentés dans le rapport de sûreté qui sera remis en appui de la demande de mise en service.

Question n°162 : Quelle solution a été retenue par les 3 autorités de sûreté ?

EDF : La conception retenue pour l’éjection des grappes de contrôle a été approuvée par l’Autorité de sûreté Allemande.

Rq d’un membre du GT :" « Selon une étude figurant sur Internet, le carter des mécanismes, relativement mince en épaisseur et soumis à la pression du réacteur, serait réalisé en acier du type Martensitique. Cette nuance plutôt sensible à la fissuration aurait été écartée des spécifications des réacteurs français. Le choix de ce matériau résulte précisément du choix des mécanismes de commande Siemens pour des questions de force portante magnétique des électro-aimants propres aux mécanismes. Si cette donnée est exacte pouvons-nous savoir pour quelles raisons la dérogation aurait été accordée ? » IRSN : Le choix a été fait pour les mécanismes de commande EPR de retenir une conception proche des mécanismes équipant les centrales allemandes, qui diffère de celle des mécanismes de commande de grappe installés sur les centrales françaises. Ceci résulte en particulier du choix qui consiste à faire pénétrer l’instrumentation du cœur par le couvercle de cuve. Cette option présente l’avantage de supprimer les traversées de fond de cuve mais limite l’espace disponible sur le couvercle pour les mécanismes de commande de grappe.

Les codes utilisés en France, en Finlande et au Royaume Uni ne sont pas les mêmes. Les exigences et critères à vérifier peuvent différer.

A cet égard, l’IRSN a recommandé qu’un certain nombre de compléments sur le comportement des matériaux retenus pour la fabrication des mécanismes soit apporté. De même, une attention particulière est demandée pendant la réalisation et un programme d’inspection en service doit être établi par EDF à la demande de l’autorité de sûreté.

IV.10.2 - Efficacité du récepteur de corium et risque d'explosion lié à ce système de sauvegarde.

Questions n°163 & n°164 : Dans la phase accidentelle de coulée du corium vers sa chambre d’expansion, comment garantir que l’eau utilisée par ailleurs pour refroidir le réacteur ne se répandra pas vers ce bassin de rétention, conduisant ainsi à de violentes explosions ? Reste-t-il de l’eau dans la cuve avant que le corium la perce ? Sinon d’où viendrait-elle ?

EDF : L’efficacité du récupérateur de corium résulte du fait qu’il ne contient pas d’eau même dans sa phase accidentelle. L’eau de réserve des piscines se situe autour : la description du récupérateur de corium de l’EPR se trouve dans le rapport préliminaire de sûreté, disponible sur le site internet d’EDF. RCS chap. 6.2.6 http:/www.edf.com/html/epr/rps/chap06/chap06-1.pdf

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Réponse IRSN q° 163 : Les modalités d'arrivée d'eau dans la chambre d'étalement sont examinées lors de la conception du réacteur : l'étalement du corium provoque la rupture d'éléments fusibles, l'ouverture de vannes dédiées et ainsi l'arrivée d'eau. Cette arrivée d'eau ne doit pas conduire à de "violentes explosions". Par conception, lors d’un accident, l’eau provenant d’une rupture de tuyauterie dans l’enceinte ou bien l’eau arrivant dans l’enceinte suite à son aspersion ne peut pénétrer dans la salle d’étalement.

Réponse IRSN q° 164 : L'injection d'eau en cuve après début de fusion n'est pas demandée par les procédures de conduite. Cette stratégie conduit à ne pas avoir d'eau dans la cuve au moment du percement de celle-ci.

IV.11 - Naufrage d'un pétrolier et marée noire - Incidence sur l'alimentation source froide des réacteurs situés en bord de mer.

Question n°165 : La consultation du Rapport préliminaire de sûreté de l'EPR de Flamanville, communiqué aux membres de la CLI de Flamanville en juillet 2007, permet de constater que ce document ne mentionne pas cette prise en compte d'un naufrage de pétrolier sur un réacteur présenté comme le plus sûr dans la série des réacteurs à eau pressurisée (seul est pris en compte l'échouage d'un chimiquier ou d'un transporteur de gaz liquéfié). La CLI aimerait obtenir des éclaircissements sur la question ?

EDF : Contrairement à l'échouage d'un chimiquier ou d'un transporteur de gaz liquéfié, le naufrage d’un pétrolier entraîne une cinétique lente et donc un délai plus long pour la prise de décisions d’urgence par l’exploitant. Les moyens, tels les pompes de réserve pour le cas d’un chimiquier ou gazier, sont tout autant disponibles pour le cas d’un pétrolier et rentre dans la procédure accidentelle.

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Des dispositions sont prévues pour éviter l’indisponibilité de la station de pompage du fait d’une pollution par hydrocarbure, elles sont adaptées à la configuration de chaque site (barrages flottants).

Sur les réacteurs 1et 2 Flamanville, un dispositif d’alerte est mis en place permettant d’anticiper l’arrêt des pompes (pompes CRF) en cas de dérive de nappe d’hydrocarbure sur des critères tenant compte des conditions météorologiques.

Par ailleurs sur l’EPR, les systèmes de refroidissement peuvent être alimentés depuis le bassin de rejet lui-même, connecté au tunnel de rejet, et qui contient de l’eau propre.

A noter que le risque de pollution des prises d’eau par des hydrocarbures, ou par une marée noire, et le bouchage très improbable des systèmes de filtration, ont été pris en compte dès la conception des centrales nucléaires en France.

Pour faire face à ce type d’événement, EDF s’appuie sur : - Une organisation comprenant un dispositif de surveillance avec des contrôles réguliers de la propreté des berges à proximité de la centrale et de l’efficacité des systèmes de filtration au niveau des prises d’eau, - Des dispositifs spécifiques de sûreté (barrages flottant) pour sécuriser l’acheminement de l’eau de refroidissement, provenant de la mer ou d’un fleuve, et assurer le fonctionnement normal des centrales nucléaires françaises, - La coopération avec les Pouvoirs Publics sur l’évolution des nappes d’hydrocarbures, permettant une prise de décisions par anticipation qui peut aller jusqu'à la baisse ou l'arrêt de la production des réacteurs nucléaires, en plus de la mise en place des barrages flottants.

Remarque du GT : Si l'éventualité d'un naufrage de pétrolier est retenue dans le questionnement IRSN, seule la partie pollution par le pétrole est prise en compte et non la conjonction du pétrolier lui-même s'échouant sur la digue de protection de l'INB, avec mise à feu et combustion de la nappe de pétrole !

IRSN : L’ensemble du trafic maritime, pétrolier inclus, est examiné au titre des risques associés aux voies de communication. Ainsi, l’impact sur la sûreté des installations soumises à une explosion externe ou à une dispersion de produits toxiques est examiné. En complément, le risque de dégradation ou de perte de la source froide induites par des nappes d’hydrocarbures est également étudié, afin de prévenir ces situations ou d’en limiter les conséquences.

Sur ce dernier point, les dérives de nappes d’hydrocarbures n’ont pas été prises en compte au dimensionnement des installations (Flamanville 1, 2 et EPR3). Il n’existe pas jusqu’à ce jour de référentiel spécifique à cette agression pour le palier 1300 MWe et EPR (nota : suite au réexamen de sûreté, cette agression est dorénavant prise en compte dans le rapport de sûreté VD3 du palier 900 MWe, et le sera pour le palier de 1300 MWe suite au réexamen VD3 1300).

Suite aux naufrages du Tricolore et du Prestige, EDF a élaboré une doctrine d’exploitation de gestion du risque hydrocarbure pour les CNPE en bord de mer, déclinée en consignes d’exploitation spécifiques à chaque site. Des compléments relatifs au palier 1300 MWe (et donc sur Flamanville) sont attendus dans le cadre du réexamen VD3 1300.

Lorsqu’une dérive de nappes d’hydrocarbures, engendrée par un relâchement d’hydrocarbures suite à une avarie sur un navire ou une péniche survient, il est considéré une agression pour un site en bord de mer lorsque la surface d’une nappe d’hydrocarbure est supérieure à 100 m².

Etant donné que l’occurrence d’une dérive de nappes d’hydrocarbures n’est pas prédictible, dès la formation d’une nappe d’hydrocarbures, les autorités (portuaires, maritimes) informent les CNPE concernés.

Les dérives de nappes d’hydrocarbures ont un impact sur la source froide. Les matériels vulnérables aux hydrocarbures sont :

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 tambours filtrants,    



les échangeurs RRI/SEC ainsi que leur instrumentation.

Pour protéger les sites contre un risque hydrocarbures, plusieurs types de dispositions existent : cette nappe. Pour Flamanville, il s’agit d’un dispositif d’alerte, basé sur des échanges entre la préfecture maritime et le site, la prévision de la dérive des nappes, ainsi que sur des actions de conduite, ntons flottants.

IV.12 - Les risques de sismicité ont-ils été suffisamment pris en compte.

Questions n°166 & n°167 : Les risques de sismicité ont-ils été suffisamment pris en compte en ce qui concerne les 2 premiers réacteurs de Flamanville et l’EPR ? La prudence n’exige-t-elle pas de reconsidérer l’aptitude sismique des réacteurs de Flamanville au regard du séisme du 17 février 1927 ?

EDF : Mr LABBE, expert sur les séismes, lors d’une assemblée générale de la CLI de Flamanville (le 18 avril 2011) avait fait une présentation d’une étude complète sur les risques pour Flamanville 1 et 2 pouvant répondre à la 1ère question.

Pour l’EPR, le risque sismique a été pris en compte à la conception sur la référence du séisme de février 1927. (RCS Chap. 2.2.4) IRSN : L'aléa sismique est réexaminé périodiquement lors des visites décennales des réacteurs. A l'occasion de la VD3-1300MWe, EDF a réévalué les caractéristiques du séisme de référence en application de la RFS 2001-01, conduisant à une hausse de l'aléa sismique à prendre en compte sur le site de Flamanville. Néanmoins, les spectres sismiques réévalués ne dépassent pas les spectres de dimensionnement pris en compte lors de la conception (NRC 0.15 g et 0.2g pour Flamanville 1 et 2 / NRC 0.25 g et 0.2 g pour l'EPR).

L'ensemble des événements sismiques connus a été pris compte pour la définition de l'aléa sismique, y compris le séisme du 17 février 1927 (intensité épicentrale V). Ce séisme est une réplique du séisme du 30 juillet 1926 (intensité épicentrale VI-VII) qui constitue le séisme de référence pour le site de Flamanville.

Remarque du GT : les marges de sécurité de la résistance des bâtiments face aux niveaux sismiques sont largement prises en compte au Japon. Notons que les installations ayant subi le séisme seul ont résisté ; c’est le tsunami qui a conduit à la perte de refroidissement et a mis hors services les groupes diesels de secours à Fukushima.

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ETUDES ET REFERENCES : Croisement des ECS, des inspections et des rapports ASN IV.1 - Positionnement et protection de la salle de commande Réf ECS: chapitre 3 pages 6/40 pour Flamanville 1 & 2 :

L’analyse des Ouvrages d’Appoint et de Rejet montre qu’une dégradation de ces ouvrages ou de leurs canalisations n’est pas susceptible de remettre en cause leur capacité d’évacuation et de conduire à des débordements, y compris en cas de séisme.

La configuration correspondant à la rupture partielle du circuit CRF en salle des machines est traitée en tant qu’inondation externe potentielle. Elle correspond à l’enveloppe du risque d’inondation en salle des machines. La caractérisation se fait sur la base de la quantité d’eau totale libérée par la rupture compte tenu du débit de brèche considéré jusqu’à l’annulation de celui-ci. Tous les matériels mobiles de protection contre l’inondation (type pompes ou groupe électrogène) sont disponibles sur la plateforme du site. Ces matériels sont protégés des effets de l’inondation.

Réf ECS : chapitre 3 pages 33/36 pour Flamanville 3 :

On considère que le volume d’eau déversé pendant la fuite est égal à la totalité des bassins SEA, soit environ 150 000 m3. Ce volume est contenu dans les trois salles des machines et les galeries des trois tranches. Par ailleurs, afin de prendre en compte la présence des matériels dans les zones inondées (tuyauteries, câbles…), une minoration de 10 % de la surface d’étalement est prise en compte ; on génère un niveau d’eau à 11,20 m NGF N. La résistance des galeries mécaniques/inter-tranches à cette charge d’eau a été vérifiée, le risque d’effondrement puis d’endommagement des galeries SEC passant en dessous est donc écarté. Il a été vérifié également qu’il n’y a pas de risque de contournement de la protection volumétrique de la tranche 3.

Le risque d’inondation de la plate-forme et des locaux classés de sûreté suite à la rupture des canalisations SEI est donc écarté.

Inspection ASN du 25, 26, 27 et 28 juillet sur le site FLAMANVILLE 1-2-3 : n° INSSN-CAE-2011-0854 Protection de la turbine à combustion (TAC) : § A.9 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande d’étendre la protection volumétrique à la TAC afin d’attribuer à ce groupe électrogène d’ultime secours, un niveau de protection équivalent à celui des quatre autres groupes électrogènes.

Contrôle de la protection incendie de la TAC : § B.17 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de m’informer de la position tenue par vos services centraux par rapport à votre proposition de modification de la règle d’essai.

Inondation : suivi de la « nappe » de site : § B.23 n° INSSN-CAE-2011-0854 Le site a été équipé de piézomètres dotés d’une mesure en continu du niveau de la « nappe »dans le remblai. Ces données ont été transmises à vos services centraux, qui vont établir un rapport permettant de statuer, notamment, sur le risque de remontée de nappe dans les remblais.

Je vous demande de me tenir informé dès lors que le rapport aura été diffusé par vos services centraux.

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Il paraît par ailleurs pertinent de travailler dès à présent, au titre de la défense en profondeur, sur le contenu d’une future consigne « niveau haut nappe », puisque vos piézomètres sont instrumentés pour une lecture continue.

Je vous demande de vous positionner sur la rédaction d’une telle consigne.

Approche globale de la protection volumétrique : § B.24 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me faire part de vos propositions pour étendre la protection volumétrique à l’étanchéité des voiles et planchers situés au dessus du 0 de la plate-forme afin d’intégrer complètement le retour d’expérience de l’inondation du Blayais. Je vous demande de boucher dans les plus brefs délais, la trémie précitée qui constitue un by-pass à la protection volumétrique de la plate-forme.

Achèvement des travaux issus du REX Blayais : § B.25 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me préciser la liste des écarts identifiés par le site par rapport à la situation définitive (protection volumétrique totalement intègre).

Cheminement de l’eau en cas de rupture de réservoir SED ou SER : § B.27 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de vérifier que les galeries en question ne comportent pas de matériels (notamment câbles électriques) qui pourraient être endommagés par une inondation.

Je vous demande de vous positionner sur le traitement correct de la trémie concernée pour éviter la pénétration d’eau dans les locaux en cas de rupture d’un réservoir SED ou SER. Point chaud dans la galerie mécanique près de la salle des machines tranche 1 : § B.34 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me préciser l’origine de ce point chaud. Je vous demande par ailleurs de me préciser si la présence de ce point chaud est compatible avec le classement « zone surveillée » de la zone et la façon dont vous entendez rétablir une situation de travail normale, conforme au principe d’optimisation, dans la zone concernée.

IV.2 - Positionnement et protection du contrôle-commande de secours et des groupes électriques de secours, architecture des circuits de contrôle-commande en situation accidentelle.

IV.2.1 - Impossibilité – grande difficulté d'approcher des installations sinistrées et des salles de contrôle en raison des débits de dose trop importants. Il n'y a pas que les diésels-alternateurs à déplacer dans une zone sécurisée hors d'eau.

Tenue au séisme du BDS et prise en compte du séisme événement : § A.1 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande d’intégrer la notion de séisme événement dans l’agencement du matériel du BDS et du LTC. Je vous demande de me confirmer que le futur BDS commun à l’EPR et à Flamanville 1-2 sera bien dimensionné pour un séisme, a minima équivalent au séisme de dimensionnement du réacteur 3 du site.

PUI : moyens disponibles en cas de séisme : § A.6 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de veiller à entreposer le matériel nécessaire en cas de PUI dans des locaux qualifiés au séisme et de prédéfinir les moyens de transport devant être toujours disponibles, notamment en situation accidentelle.

PUI : local de repli : § A.7 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de vérifier que votre organisation et les moyens disponibles pour l’utilisation du local de repli sont suffisants pour assurer les deux fonctions prévues pour ce

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local et de les tester en procédant à des exercices de grande ampleur. Cette vérification devra notamment s’appuyer sur un exercice de grande ampleur.

PUI : modes opératoires de matériels mobiles : § A.8 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de mettre à disposition les modes opératoires à proximité immédiate des matériels concernés sous forme papier.

IV.2.2 - A Fukushima-Daiichi, un seul groupe de secours diésels-alternateur a pu redémarrer rapidement sur le réacteur n°6 contrairement aux autres groupes de secours son refroidissement est à circulation d'air et non à circulation d'eau.

Réf ECS : Chapitre 5 pages 11/55 pour Flamanville 1 & 2

La protection du réacteur est assurée en automatique : Par l’arrêt automatique du réacteur sur signal de bas débit primaire, sur très basse vitesse de rotation des pompes primaires (lorsque le réacteur est en puissance), ou par la chute des grappes sur manque de tension, Par les signaux faisant intervenir les niveaux des générateurs de vapeur, caractéristiques de la perte d’eau alimentaire normale et n’apparaissant qu’après les précédents signaux. Il s’agit du démarrage des turbopompes et des motopompes ASG pour alimenter en eau de secours les générateurs de vapeur. Lorsque les alimentations électriques externes sont perdues, la sauvegarde du réacteur est donc assurée par les motopompes, alimentées par les diesels de secours, ainsi que par les turbopompes qui utilisent la vapeur fournie par les générateurs de vapeur.

Réf ECS : Chapitre 5 pages 8/36 pour Flamanville 3

Idem pour l’EPR au niveau de la protection du réacteur sauf que la sauvegarde du réacteur assurée par les motopompes sont alimentées par les générateurs Diesel principaux, et par le signal de « Haute Pression secondaire pour l’ouverture des vannes d’isolement du VDA. Alimentations électriques : intégration des écarts locaux aux programmes de base de maintenance préventive (PBMP) : § B.16 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me préciser le mode d’intégration normal des fiches d’écart locales aux PBMP dans votre référentiel local et, si l’une des fiches s’écarte de ce mode normal, la raison pour laquelle les pratiques d’intégration ont été adaptées pour cette fiche d’écart.

Fonctionnement du turbo-alternateur LLS : § B.18 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de justifier l’intérêt de la fiche d’écart locale LLS 10-224 si celle-ci n’a pas besoin d’être intégrée dans votre référentiel local.

Dégradation du groupe électrogène 1 LHP : § B.19 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me fournir l’historique du suivi de ce groupe électrogène ainsi que les actions que vous envisagez de prendre en cas d’atteinte du seuil de 15 ppm en plomb.

Exploitation du retour d’expérience local sur la corrosion des tuyauteries fuel : § B.20 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me préciser la façon dont votre retour d’expérience très instructif sur ce dossier est intégré au niveau national. Je vous demande par ailleurs, de me tenir informé des suites données à vos suggestions de modification des installations. Dans l’attente d’une modification nationale, je vous demande de me préciser la façon dont vous entendez contrôler ces tuyauteries de manière préventive, pour anticiper toute corrosion significative.

Prise en compte du séisme événement : § C 36 n° INSSN-CAE-2011-0854 Lors de la visite en local des réservoirs d’alimentation du groupe électrogène 1 LHQ, les inspecteurs ont constaté la présence, à proximité des canalisations d’alimentation de la bâche

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journalière IPS, d’un fût de masse importante, contrevenant aux règles de prévention contre les effets d’un séisme. Vous avez procédé à la remise en état des installations (éloignement ou évacuation du fût). Cette observation rappelle l’importance d’une vigilance constante vis à vis du séisme événement.

Alimentations électriques : température d’air d’admission turbocompresseur : § C.37 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont constaté que la gamme d’essai nationale2, élaborée par vos services centraux, pour le test des groupes électrogènes à 100 % a intégré une relaxation du critère de température d’air d’admission du turbocompresseur (température maximale passant de 55°C à 73°C) Après avis du constructeur. Pour autant, la règle d’essai3, à la main des mêmes services centraux, n’a pas évolué et conserve le critère de 55°C. Les inspecteurs notent que les deux documents n’ont pas évolués de concert, dans le respect de l’esprit des « paliers techniques documentaires ».

Alimentations électriques : repérage de trémie : § C.38 n° INSSN-CAE-2011-0854 Lors de la visite du groupe électrogène 1 LHQ, les inspecteurs ont noté que la trémie 1 JSD 005 WL était repérée de manière provisoire. Il conviendra d’identifier cette trémie de manière définitive.

IV.2.3 - A Fukushima, comme à Three Miles Island et Tchernobyl, il faudra attendre 7 à 10 ans pour accéder au cœur fondu et en évaluer l’état. Lors de la crise, les senseurs conventionnels et la transmission d’informations alimentés en électricité se révèlent inopérants dans des conditions extrêmes : température supérieure à 1000 °C, vapeur et forte irradiation.

Ecart entre la consigne de site S10 (aléa houle) et la règle particulière de conduite (RPC) nationale : § A.10 n° INSSN-CAE-2011-0854 L’examen par les inspecteurs de la consigne de site S10 a montré que vous avez procédé à une adaptation locale de certaines des exigences nationales. Ainsi, vous ne disposez d’une information météo de la part de Météo-France que lorsque les prévisions météorologiques amènent à prévoir un dépassement des seuils de vigilance (hauteur de houle > 5,5 m). De même, la RPC demande d’estimer la hauteur de houle, ce que vous n’avez pas prévu de faire.

Je vous demande de mettre la consigne S10 en conformité complète avec la RPC. Localisation du capteur « îlot nucléaire » : § B.14 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont constaté que le capteur 1 EAU 507 MV est positionné sur une partie en remblai de la plate-forme du site. Ce capteur est baptisé « îlot nucléaire ». L’îlot nucléaire de Flamanville est ancré dans la roche massive (granite et cornéenne).

Je vous demande de justifier le fait que le comportement au séisme du remblai situé sous le capteur 1 EAU 507 MV est similaire à celui de la roche sur laquelle est fondée l’îlot nucléaire. Dans le cas où cette démonstration ne pourrait être apportée, il conviendra de déplacer le capteur 1 EAU 507 MV pour le positionner sur la roche, à proximité immédiate de l’îlot nucléaire.

Consigne F EAU 1 : § B.15 n° INSSN-CAE-2011-0854 La consigne « F EAU 1 » (réf. : D5330-06-2865, indice 4) relative à l’instrumentation sismique du bâtiment réacteur élaborée par le CNPE est une consigne pédagogique et claire.

Les inspecteurs ont cependant noté qu’il manquait plusieurs informations utiles, voire indispensables, concernant notamment le capteur installé en champs libre 0 EAU 508 MV : seuil de réglage dans la baie 500 AR, indication sur le fait que ce capteur est doté d’un enregistreur en propre, etc....

Je vous demande de mettre à jour cette consigne en conséquence.

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Alimentations électriques : essais de la TAC : § B.22 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont examiné la gamme d’essai renseignée le 18/08/2010 lors de l’essai de démarrage de la TAC sans source externe (essai périodique LHT 791). Lors de cet essai, le temps de démarrage a été de 68 secondes (s), pour un critère maxi de 70 s. Il est rappelé que, au delà de 60 s, une dérive de plus de 5% par an du temps de démarrage, à conditions météorologiques équivalentes, traduit une dégradation de la TAC. Par ailleurs, la perte de charge sur le filtre combustible (lue sur l’essai périodique LHT 308 LP) était de 0,82 bars, pour un seuil théorique de 0,4 bars. Les inspecteurs ont également examiné la gamme d’essai renseignée le 21/03/11 lors de l’essai de démarrage automatique et de reprise des auxiliaires LHB sur manque tension (essai périodique LHT 924). La pression de l’air de barrage lue sur le capteur LHT 101 LP était de 1,2 bar, pour un seuil théorique de 0,65 bars.

Je vous demande de vous positionner sur les trois éléments précités (analyse et impact).

Classement du logiciel de la baie 1 EAU 500 AR : § C.35 n° INSSN-CAE-2011-0854 Le système EAU est classé IPS-NC (important pour la sûreté – non classé). Les inspecteurs ont noté que ceci conduit à ne pas classer le logiciel utilisé dans la baie EAU (fonctionnant sous Windows), alors que ce logiciel élabore les alarmes « séisme » qui apparaissent en salle de commande.

Source froide : identification d’une DI sans OI : § C.41 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont constaté que la demande d’intervention (DI) n° 658177, concernant la prestation sur l’instrumentation sismique durant l’arrêt pour rechargement du réacteur n° 1, n’avait pas été suivie d’un ordre d’intervention (OI) alors que la prestation a bien été réalisée durant l’arrêt. Il est donc rappelé au CNPE, toute l’importance qui s’attache à la gestion correcte des DI et des OI dans l’application informatique Sygma.

Défaut informatique lié à la création d’OIR (ordre d’intervention rapide) : § C.43 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont constaté que, dans certains cas, une DI qui est traitée par un OIR n’est pas close, mais seulement soldée, lorsque l’OIR est « historisé . Ceci contribue à alourdir inutilement la liste des DI non soldées sur vos installations, alors qu’il s’agit d’un axe de progrès identifié par le CNPE. Il conviendrait donc de circonscrire précisément les circonstances dans lesquelles ce défaut apparaît.

IV.3 - Commande des appareils vitaux (vannes, vérins, ...) en cas de défaillance électrique ? (11 jours sans électricité sur le site de Fukushima). Ces appareils électriques devraient être manœuvrables, même en cas de défaillance électrique totale, ce qui peut être réalisable par des moyens oléopneumatiques à partir d’une source dormante d’air comprimé.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 21/53 pour Flamanville 1 & 2 : Risque de défaut d'étanchéité de l'enceinte de confinement .Sur signal d’isolement enceinte, les vannes d'isolement enceinte se ferment automatiquement afin d'assurer l'étanchéité du bâtiment réacteur. La plupart des traversées disposent de clapets ou de vannes à position sécurité fermée en cas de perte de leur alimentation. On peut donc être amené à refermer certaines vannes manuellement dans des situations de perte totale des alimentations électriques

Réf ECS : Chapitre 2 pages 27/44 pour Flamanville 3 Intégrité du confinement BR

Dans le cas d’une situation accidentelle résultant d’un séisme, et conduisant à la libération de substances radioactives dans le bâtiment réacteur, le maintien du confinement est assuré par :

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Une enceinte de confinement robuste : l’enceinte interne est réalisée en béton précontraint doublé d’un liner métallique. Cet ensemble est dimensionné pour le cumul du chargement associé au séisme SDD et du chargement associé à l’APRP de référence (rupture complète d’une ligne principale du circuit primaire). Ce cumul est très pénalisant compte tenu du caractère peu vraisemblable de la simultanéité des deux phénomènes lié notamment au classement sismique de ce circuit et aux règles de conception et de fabrication qui lui sont spécifiques. Le critère de vérification associé à cette combinaison de dimensionnement est le maintien d’une compression moyenne supérieure ou égal à zéro dans le béton de l’enceinte ce qui implique un conservatisme très significatif vis-à-vis d’un critère de fissuration de l’ouvrage. Les méthodes d’analyse de robustesse sismique, usuellement utilisées au niveau international, considèrent que l’enceinte de confinement elle-même dispose d’une capacité sismique particulièrement élevée. Les analyses de robustesse menées sur nos tranches ont confirmé cette robustesse et ont démontré des capacités bien supérieures à 1g. L’enceinte interne est entourée d’une deuxième enceinte dite externe, en béton armé et partie de la « coque avion », elle aussi robuste.

Un système d’isolement de l’enceinte : en cas de détection d’une anomalie associée à un risque de rejet radiologique (détection d’une activité élevée dans l’enceinte ou d’un niveau de pression élevé dans l’enceinte), l’étanchéité de l’enceinte au niveau des traversées est assurée par la fermeture automatique des vannes d’isolement de l’enceinte.

Ce système est un système de sauvegarde, ce qui signifie que sa conception et sa réalisation relèvent du plus haut niveau d’exigences associées aux systèmes classés de sûreté. Il est redondant et secouru électriquement. La totalité du système, aussi bien la partie électrique que la partie mécanique (les vannes) est classée sismique. L’ensemble présente intrinsèquement une grande robustesse.

Un système de confinement dynamique : en cas de libération de substances radioactives dans l’enceinte de confinement, bien que le liner réduise de façon importante les fuites à travers l’enceinte interne, un système de confinement dynamique dans l’espace situé entre les deux enceintes interne et externe permet de collecter et filtrer la fuite éventuelle, limitant en cela les rejets à l’extérieur. Le système de filtration, EDE, est classé de sûreté, c'est-à-dire qu’il est calculé au séisme, qu’il repose sur des voies redondantes, et qu’il est secouru électriquement.

Identification des équipements contribuant à la protection volumétrique : § A.11 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de mettre les étiquettes qui vous seront fournies dans le cadre des travaux de mise en conformité de la protection volumétrique afin que chaque élément faisant partie de la protection volumétrique soit bien repéré en local. Je vous demande de me tenir informé de la date de réalisation de ces travaux.

Platelage au dessus des batteries LAA : § B.21 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de m’indiquer la façon dont la doctrine « séisme événement », et en particulier votre note processus « Prise en compte du risque sismique dans les activités du CNPE de Flamanville » a été prise en compte en préalable à la pose des platelages.

Identification des équipements contribuant à la protection volumétrique : § B.26 n° INSSN-CAE2011-0854 Je vous demande de repérer ce joint conformément aux règles de gestion de la protection volumétrique Mise à jour de la note « Organisation de la gestion de la protection volumétrique » : § C.39 n° INSSN-CAE-2011-0854 La note D5330-10-1766 mentionne en page 5/9 son domaine d’application. Le bâtiment d’exploitation (BW) semble avoir été oublié.

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IV.4 - Le problème crucial d'un cœur de réacteur nucléaire en arrêt chaud est sa réfrigération par une circulation d'eau de secours au moyen d'électropompes.

Réf ECS : Chapitre 5 pages 49/55 pour Flamanville 1 & 2 Suite à la perte du refroidissement des piscines d’entreposage du combustible, l’eau commence à s’échauffer. Sans aucune action complémentaire, le niveau d’eau baisserait par évaporation. Avec les mêmes hypothèses que précédemment, le délai avant la situation redoutée (début de découvrement des assemblages) reste de l’ordre d’au moins deux jours, compatible avec une intervention extérieure.

Dans le cas où toutes les tranches seraient dans des états hors APR ou RCD (situation de très loin la plus fréquente), la puissance en piscine d’entreposage du combustible est moindre (2,9 MW) et l’autonomie de ces tranches serait de l’ordre d’une semaine.

Réf ECS : Chapitre 5 pages 34/36 pour Flamanville 3 Dispositions pouvant être envisagées pour renforcer la robustesse de l’installation La solution d’appoint ultime en eau envisagée par EDF via un appoint gravitaire à la piscine de désactivation par l’eau des bassins SEA pourra permettre de compenser les pertes en eau par évaporation et de maintenir à minima le niveau d’eau, une fois les réserves d’eau JAC épuisées. L’autonomie fournie par les bassins permet d’augmenter considérablement le délai avant le découvrement des assemblages combustible stockés dans le râtelier. Pour la situation de site, une utilisation commune des réserves d’eau est envisagée ce qui réduit le gain d’autonomie par rapport à la situation de tranche.

Rapport ASN : Dans son cahier des charges l’ASN a demandé à EDF de décrire les dispositions de conception destinées à empêcher la perte de la source froide (par exemple, différentes prises d’eau situées à des endroits différents, utilisation d’une source froide alternative, etc.).

EDF indique dans ses évaluations complémentaires de sûreté qu’une surveillance de la prise d’eau, de la station de pompage et du canal d’amenée est réalisée d’une part dans le cadre des rondes périodiques d’exploitation, et d’autre part par l’application des programmes de base de maintenance préventive (PBMP), avec notamment la réalisation de bathymétries et de curages.

L’évolution des niveaux d’eau de la source froide est surveillée en permanence, et des seuils de vigilance, de pré-alerte et d’alerte sont déterminés. Ces seuils sont calés de telle sorte que des mesures préventives peuvent être prises, concernant notamment la nécessité d'augmenter les stocks d’eau secondaires, et la gestion optimale du repli des tranches dans l’objectif de diminuer l’énergie résiduelle du cœur à évacuer. En France, aucun réacteur électronucléaire hormis l’EPR de Flamanville 3 en construction ne dispose de source froide alternative Surveillance de la digue de protection du canal d’amenée : § B.28 & B.29 n° INSSN-CAE-2011-0854 Le PBMB « génie civil » du site ne prévoit qu’un contrôle visuel de la digue, sans visite subaquatique.

Je vous demande de vous prononcer, en lien avec vos services centraux, quant à l’utilité d’une visite subaquatique dans le cadre de la surveillance préventive de la digue.

La visite de la digue sud a permis de constater que le musoir s’affaissait de manière significative. Vos services centraux vous ont demandé de rapprocher les inspections de cet ouvrage.

Je vous demande de me tenir informé des recommandations de vos services centraux concernant cet ouvrage, et des conclusions qui seront apportées à la suite des prochaines analyses des déplacements du musoir.

Source froide : complément à la consigne S7 « grand froid » : § B.31 n° INSSN-CAE-2011-0854

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Je vous demande de réfléchir dès à présent aux moyens vous permettant d’apporter de l’eau chaude à la station de pompage, de manière à éviter la prise en gel de ces locaux.

Source froide : corrosion du circuit d’eau industrielle (SEI) : § B.32 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de me confirmer qu’une rénovation des tuyauteries SEI est bien programmée, et de me préciser l’échéance prévisionnelle de ces travaux.

Divers : élimination d’un dépôt de ferrailles : § B.33 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de procéder à l’élimination de ce dépôt de ferrailles, et d’éviter à l’avenir de laisser de tels dépôts se constituer sur vos installations.

Source froide : mise à jour de consignes : § C.40 ° n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont pris note de votre engagement pour la mise à jour des consignes 1-SDP (gestion de la station de pompage en cas de tempête ou de déclenchement de pompe CRF), S7 (grand froid) et S8 (grand chaud) pour la fin du mois de septembre 2011.

Divers : siphon de sol 1 JSN 561 GS : § C.42 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont noté qu’un siphon de sol du Bâtiment des auxiliaires nucléaires (référencé 1 JSN 561 GS) était actuellement inopérant en raison d’un collecteur bouché et que la réparation est planifiée pour le 23 septembre 2011.

IV.5 - Les ruptures de tubes des générateurs de vapeur (RTGV) sont un problème générique sur les réacteurs à eau pressurisée. Les nombreuses anomalies d’étanchéité des tubes sur les réacteurs français ont conduit à des campagnes de remplacement intégral des tubes sur les générateurs de vapeur (découpe du corps de GV au-dessus de la plaque tubulaire, remplacement de tous les tubes, ressoudage des corps de GV).

Réf ECS : Chapitre 6 pages 27/53 pour Flamanville 1 & 2 Prévention des risques d'échauffement direct de l'enceinte et de rupture induite de tube des générateurs de vapeur : Pour éviter les situations de rupture de la cuve en pression et d'échauffement direct de l'enceinte, ou en atténuer les effets, la conduite AG demande de dépressuriser le primaire par ouverture des lignes de décharge du pressuriseur (LDP) dès l'entrée en AG, et d'utiliser les GV disponibles en refroidissement maximum dès l'entrée en AG. En complément, en cas d'échec de l'ouverture des 3 LDP, et si l'exutoire primaire est inférieur à 3 pouces, des restrictions sont prévues concernant la remise en service tardive d'un appoint d'eau au circuit primaire, afin d'éviter une repressurisation du circuit primaire peu avant la rupture de la cuve qui pourrait conduire à une rupture de la cuve en pression.

L'action de dépressurisation du circuit primaire demandée au plus tôt après l'entrée en AG par ouverture des LDP et le refroidissement maximum par les GV disponibles permettent de réduire le risque de Rupture de Tubes de Générateurs de Vapeur induite. En complément, les GV sont remplis d'eau côté secondaire, si possible, et l'arrêt des pompes primaires permet de limiter l'arrivée de vapeur surchauffée du cœur dans les tubes GV.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 15/36 pour Flamanville 3 : La protection du radier : le dispositif de récupération du corium vise à obtenir une configuration stable du bain de corium sans mettre en danger l’intégrité de l’enceinte. Le noyage passif du corium étalé dans le récupérateur et l’évacuation de la puissance résiduelle par le système EVU permettent ainsi d’assurer la protection du radier à long terme La conception de l’enceinte de confinement est telle qu’il n’existe pas de chemin de fuite direct de l’enceinte de confinement vers l’environnement. Les tuyauteries susceptibles de transporter des substances radioactives hors de l’enceinte débouchent dans des bâtiments

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périphériques dont l’atmosphère est ventilée/filtrée. La ventilation filtrée de l’espace entre enceinte et celle des bâtiments périphériques, associées à l’isolement des traversées de l’enceinte, permettent de limiter de manière significative les conséquences radiologiques.

IV.6 - Gestion de la formation d'hydrogène en d'approvisionnement en eau de refroidissement du réacteur

cas

de

rupture

IV.6.1 - la cause première de formation d’hydrogène est l’oxydation du zirconium.

IV.6.2 - A Fukushima, l'évacuation des gaz n'a pu être maîtrisée alors que le circuit d'évacuation dédié était pourvu de filtres à sable.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 22/53 pour Flamanville 1 & 2 La justification de l’aptitude des RAPs à réaliser leur mission, c'est-à-dire éviter l’accumulation d’hydrogène dans l’enceinte par recombinaison catalytique de l’hydrogène émis durant l’accident et de l’oxygène présent en vapeur d’eau, ceci dans des conditions dégradées représentatives de l’atmosphère d’un BR en situation d’AG, a fait l’objet de nombreux programmes. En particulier d’essais, au niveau international, et en particulier en France, où les programmes dits KALI-H2 et H2-PAR, réalisés au CEA Cadarache, ont impliqué des partenaires français et étrangers.

De manière très synthétique, les RAP ont été retenus pour les avantages suivants qu’ils avaient par rapport à d’autres techniques de mitigation proposées par ailleurs (igniteurs, pré ou post inertage, …) : _ Système entièrement passif (ne nécessite strictement aucune source d’énergie extérieure pour fonctionner ni action opérateur), _ évite l’accumulation d’hydrogène y compris lorsque l’atmosphère est inertée par la vapeur d’eau, _ Système modulaire d’installation (relativement) aisée dans un BR en exploitation (peu de contraintes liées à leur installation et à leur maintenance).

Réf ECS : Chapitre 5 pages 30/36 pour Flamanville 3 La présence d’assemblages combustible dans la piscine peut conduire à la production d’hydrogène en fonctionnement normal par radiolyse de l’eau. La ventilation normale du hall piscine par le système DWK est inopérante suite à la perte des alimentations électriques externes.

La cinétique d’évolution de la concentration d’hydrogène est liée, d’une part, aux débits de production de l’hydrogène par la radiolyse de l’eau et, d’autre part, aux possibilités d’évacuation de cet hydrogène depuis le hall vers le milieu extérieur : tant que la ventilation du hall BK en fonctionnement normal est en service, il n’y a aucun risque d’accumulation d’hydrogène. Une analyse complémentaire est engagée pour évaluer un éventuel risque en l’absence de ventilation.

EDF étudiera les parades à mettre en œuvre pour maîtriser le risque potentiel d’explosion lié à l’hydrogène et les mettra en place sur EPR.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 19/36 pour Flamanville 3 La gestion du risque hydrogène est prise en compte à la conception de l’EPR. Elle repose essentiellement sur le système ETY. Ce système permet de limiter la concentration moyenne et locale de l’hydrogène dans l’enceinte de façon à garantir l’intégrité de l’enceinte en cas de combustion de l’hydrogène. Ce système contribue ainsi au confinement des substances radioactives en situation d’accident grave.

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Le système de contrôle de la concentration d’hydrogène s’appuie sur deux types de dispositifs : permettant la recombinaison de l’hydrogène produit ; convection naturelle dans le bâtiment réacteur et donc l’homogénéisation de l’atmosphère de l’enceinte (dilution de l’hydrogène dans tout le volume de l’enceinte). Ces dispositifs sont sûrs (restent en position ouverte une fois ouverts).

Les recombineurs d’hydrogène sont notamment répartis dans les locaux des composants primaires pour éliminer l’hydrogène au plus proche des zones d’émission de gaz, au plus tôt et avec une grande efficacité. Ils fonctionnent de manière passive par convection de l’air à travers les plaques catalytiques du dispositif et favorisent la recombinaison sous forme de vapeur d’eau de l’hydrogène avec l’oxygène de l’air.

IV.7 - Tenue des joints d'étanchéité sur circuit primaire à des températures supérieures à 300°C Réf ECS : Chapitre 5 pages 26/55 pour Flamanville 1 & 2 Par rapport à la situation d’Autonomie du site avant début éventuel d’endommagement du combustible, le turbo-alternateur LLS est supposé perdu dès l’instant initial. Ceci revient donc à perdre l’injection aux joints des pompes primaires (GMPP).

Aujourd'hui, compte tenu du remplacement des joints toriques des pompes primaires par des joints haute température, et du remplacement des glaces en alumine par des glaces en nitrure de silicium, la perte de l'injection n'est plus synonyme d'une fuite significative aux joints des GMPP valant petite brèche sur le circuit primaire.

Ceci est corroboré par le retour d’expérience international (Incident de Maanshan, 2001) et les analyses menées par Westinghouse sur des joints GMPP avec joints toriques haute température, comparables à ceux du Parc.

EDF envisage de confirmer par essais la robustesse de ces joints à technologie améliorée.

IV.8 - Résistance des réacteurs à la chute d'un aéronef ou d'actes de malveillance.

Non pris en compte dans le document évaluation et pas dans le cahier des charges de l’ASN

IV.9 - Résistance des piscines d'entreposage des combustibles irradiés à la chute d'aéronefs ou d'actes de malveillance.

Non pris en compte dans le document évaluation et pas dans le cahier des charges de l’ASN

IV.10 - Dans le cas de l'EPR IV.10.1 - Point sur la fiabilité des grappes de contrôle Réf ECS : Chapitre 5 pages 16/55 pour Flamanville 1 & 2 La perte totale des alimentations électriques d’une seule tranche du site est une condition de fonctionnement complémentaire du référentiel de sûreté. Elle résulte de la perte des alimentations électriques externes associée à l’impossibilité de réalimentation des tableaux secourus par les deux groupes électrogènes de secours.

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Si le réacteur est initialement en puissance ou en arrêt à chaud, en situation de perte totale des sources électriques externes et internes, les grappes de contrôle s’insèrent dans le cœur. La puissance résiduelle est évacuée par thermosiphon (circulation naturelle prévue à la conception) si le circuit primaire est fermé, et par évaporation si le circuit primaire est ouvert. Le refroidissement de la barrière thermique des pompes primaires est perdu. De plus, sont également perdues les pompes de charge qui assurent en fonctionnement normal l’injection aux joints des pompes primaires. Côté secondaire, les générateurs de vapeur sont alimentés par le système d’eau alimentaire de secours (ASG). L’eau de secours est injectée dans les générateurs de vapeur par deux turbopompes (alimentées par la vapeur issue des générateurs de vapeur). La puissance résiduelle est évacuée par les vannes de contournement de la turbine vers l’atmosphère (GCTa).

IV.10.2 - Efficacité du récepteur de corium et risque d'explosion lié à ce système de sauvegarde.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 19/53 pour Flamanville 1 &2 : En l’absence d’appoint d’eau en cuve, la réaction d’oxydation accélère l’échauffement du cœur. La géométrie du cœur se détériore, des crayons s’écroulent ce qui dégrade l’échange thermique. Les matériaux qui constituent le cœur du réacteur commencent ensuite à fondre au centre du cœur et forment une masse liquide qu’on appelle « bain de corium , le corium étant constitué des matériaux fondus du cœur, soit d’oxyde d’uranium, de zirconium, d’oxyde de zirconium et d’aciers inoxydables. La température de ce bain liquide est d’environ 2500 °C à 3000 °C. Le bain de corium progresse axialement et radialement dans le cœur en incorporant de plus en plus de matériaux en fusion jusqu’à atteindre et percer le cloisonnement ou la plaque support de cœur. Après percée de l’enveloppe ou de la plaque support, le corium se relocalise en fond de cuve où de l’eau résiduelle peut être présente. Il y a alors une interaction entre le corium et l’eau qui provoque une vaporisation très intense de l’eau. Dans des conditions particulières, elle est susceptible de conduire à une explosion de vapeur pouvant générer un pic de pression de l’ordre d’une centaine de bar durant quelques millisecondes. Il existe un consensus international basé sur des résultats expérimentaux considérant que le circuit primaire est suffisamment résistant à une explosion vapeur en cuve pour éviter l’émission de projectiles susceptible de porter atteinte au confinement.

Réf ECS : Chapitre 6 pages 25/36 pour Flamanville 3 Pour l’EPR, la prévention du percement du radier s’appuie sur le concept de rétention et d’étalement du corium hors cuve valorisant un récupérateur de corium et un système de refroidissement dédiés Le récupérateur de corium, situé dans un compartiment dédié en périphérie du puits de cuve, est destiné à collecter le corium et à assurer son refroidissement et sa stabilisation Le processus visant à protéger le radier est à court terme exclusivement passif :

le récupérateur via un canal prévu à cet effet, um : - l’arrivée du corium dans le récupérateur, ouverture des vannes de noyage passives et mise en communication de l’IRWST et du récupérateur, écoulement gravitaire de l’eau de l’IRWST, - débordement et noyage du corium par le dessus.

Le concept de rétention du corium ne nécessite aucune action de l’opérateur dans la mesure où le noyage du corium est mis en œuvre de façon passive à la suite de son étalement. L’arrivée du corium dans la chambre d’étalement déclenche l’ouverture des vannes de noyage passives, assurant ainsi la trempe du corium. Un noyage actif du corium dans la chambre d’étalement, par l’intermédiaire du système EVU, est aussi possible.

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IV.11 - Naufrage d'un pétrolier et marée noire Incidence sur l'alimentation source froide des réacteurs situés en bord de mer (Flamanville, Paluel, Penly et Gravelines) Réf ECS : Chapitre 3 pages 25/40 pour Flamanville 1 &2 : Effets de nappes d’hydrocarbures sur la station de pompage : Pour un CNPE en bord de mer comme Flamanville, l’initiateur susceptible de provoquer un cumul des aléas « inondation et « nappe d’hydrocarbures serait un naufrage provoqué par une tempête en lien avec un phénomène de crue côtière. Il faut toutefois souligner que compte tenu du délai induit par le temps de cheminement de la nappe vers le site, la présence d’hydrocarbure serait postérieure au phénomène de niveau de mer élevé induit par la tempête.

EDF a réalisé en 2003, une évaluation probabiliste de dérive d’une nappe d’hydrocarbures au droit des sites situés en Manche et en Mer du Nord, en intégrant des données relatives : d’hydrocarbures à la direction l’environnement du CNPE. Cette étude évalue la probabilité d’arrivée d’une nappe issue d’un accident à 2.10-3/an pour le CNPE de Flamanville

Réf ECS : Chapitre 6 pages 19/36 pour Flamanville 3 Effets de nappes d’hydrocarbures sur la station de pompage : Les moyens de surveillance et d’alerte en cas d’arrivée d’hydrocarbures sont communs aux 3 tranches du site (voir § 3.1.2.4.2 de la partie relative à Flamanville 1 et 2).

En présence avérée d’une nappe dans le chenal d’amenée, les dispositions suivantes permettent d’éviter ou de limiter la pollution des circuits : pénétration d’une nappe en surface dans la station de pompage, moyennant l’arrêt préventif des pompes de circulation CRF et SEN qui réduit le débit appelé au seul débit SEC et/ou SRU requis pour le refroidissement des auxiliaires de sûreté.

Les filtres (maille 5mm) et leurs dispositifs de lavage, permettent également de limiter les hydrocarbures.

L’ensemble de ces dispositions permet d’écarter le risque de perte totale de la source froide induit par la conjonction d’une dérive de nappe d’hydrocarbure avec un phénomène de crue côtière associée à une tempête.

Source froide : maintenance du barrage flottant : § B.30 n° INSSN-CAE-2011-0854 Votre site est doté d’un barrage flottant, utilisable en cas d’arrivée d’hydrocarbures, dont les ancrages restent encore à réaliser. Aucune maintenance n’est prévue sur cet équipement.

Je vous demande de travailler dès à présent sur l’élaboration de la consigne de maintenance de cet équipement et de me préciser la date probable de réalisation des travaux d’ancrage de ce barrage flottant.

IV.12 – Les risques de sismicité ont-ils été suffisamment pris en compte en ce qui concerne les 2 premiers réacteurs de Flamanville et l’EPR ?

Réf ECS : Chapitre 2 pages 7/44 pour Flamanville 3 Les niveaux de séisme SMHV et SMS sont évalués en tenant compte des données les plus à jour et des règles les plus récentes qui traduisent l’évolution des connaissances.

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Ainsi, les niveaux sismiques SMHV et SMS retenus pour le CNPE de Flamanville 3 sont présentés dans le rapport de sureté du site. Ils ont été déterminés par application de la RFS 2001-01, qui a remplacé en 2001 la RFS I-2.c, avec les données sismotectoniques les plus à jour.

Compte tenu des éléments présentés précédemment, il ressort que les différents niveaux de séismes considérés pour la conception de l’installation sont bien enveloppes des séismes à prendre en compte pour l’évaluation de l’aléa sismique au sens de la RFS 200101 Les capacités sismiques des structures et matériels, dont la défaillance conduirait à la remise en cause des fonctions de sureté, sont supérieurs à 0,5g. Ce niveau couvre très largement le contexte sismique du site (4.5 fois supérieur au niveau SMHV), jusqu’à des valeurs d’aléa qui n’y sont pas plausibles.

Séisme : paramétrage de la baie 1 EAU 500 AR : § A.2 n° INSSN-CAE-2011-0854 Je vous demande de procéder dès le prochain arrêt du réacteur n° 2, au paramétrage correct de la baie 1 EAU 500 AR. Les écarts identifiés par les inspecteurs jetant un doute sur la qualité globale des résultats du travail réalisé par le prestataire et la surveillance exercée par EDF sur ce prestataire, je vous demande de renforcer vos opérations de surveillance lors de ses interventions sur site notamment lors du prochain arrêt du réacteur n° 2. A cet égard, vous me décrirez les nouvelles dispositions retenues en ce sens.

Je vous demande de réaliser une FEP à l’issue de la prochaine prestation de cet intervenant sur site, conformément à vos exigences nationales.

Test d’ensemble de la chaîne d’instrumentation sismique : § A.3 n° INSSN-CAE-2011-0854 Dans le cas où ce test serait effectivement réalisé, je vous demande de m’en préciser les modalités de réalisation. Dans le cas où ce test d’ensemble ne serait pas réalisé, je vous demande de vous positionner quant à la mise en œuvre d’un test de ce type.

PUI : formation du personnel de conduite : § A.4 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les équipes de conduite ont été formées à la notion de couple « agresseur/agressé » en cas de séisme. Cette formation a débuté en 2009 mais à ce jour tout le personnel concerné n’a pas encore suivi cette formation.

Je vous demande d’achever rapidement la formation des personnels de conduite et de me préciser le calendrier retenu.

PUI : recyclage « accidents graves » : § A.5 n° INSSN-CAE-2011-0854 Les inspecteurs ont constaté que si le personnel du CNPE dispose d’une formation initiale sur la conduite à tenir en cas d’accident grave, il n’est pas prévu pour l’instant de recyclages.

Je vous demande de mettre en place des recyclages sur la conduite à tenir en cas d’accident grave pour l’ensemble du personnel amené à jouer un rôle en cas de situation d’urgence.

Séisme : justification du classement du site : § B.12 n° INSSN-CAE-2011-0854 La prescription n° 2.2.3 de la RFS I.3.b précise que le classement d’un site dans la catégorie « homogène doit être justifié par l’exploitant. A défaut, le site est classé en « hétérogène ».

Ce classement détermine ensuite l’instrumentation dont le site doit être équipé. Vos interlocuteurs ne disposaient pas, le jour de l’inspection, des éléments justifiant la catégorie applicable. La RFS 1.3.b précise qu’un site peut être considéré comme homogène lorsque son sol est homogène et sa topographie régulière.

Je vous demande de justifier le classement du site de Flamanville, conformément à la prescription n° 2.2.3 de la RFS I.3.b, notamment au regard de ses caractéristiques topographiques.

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DOSSIER N° 5

Centre de Stockage de la Manche

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REFLEXIONS ET ARGUMENTS : V.1 - Quelles suites aux demandes réitérées de reprise des déchets dans la partie N.E. ?

Discussion : Si les données ont été fournies, il conviendrait de savoir en quoi elles consistent pour analyser les éventuelles questions.

V.2 - Le niveau d'intervention sur les pentes et la consolidation des bordures sont-ils suffisants au regard des préconisations de la commission Turpin de 1996 ? Du 16 septembre.

Commentaires du GT : Une étude a été réalisée et les travaux doivent commencer. La CLI ne dispose pas de l’expertise ou des compétences sur ce point.

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Questions : Réponses Auditions V : Centre de Stockage de la Manche Question n°168 : Quelles suites aux demandes réitérées de reprise des déchets dans la partie N.E. ?

ANDRA : En 1996, une mission d’inspection mandatée par les ministères en charge de l’industrie et de l’environnement (commission « Turpin ») avait jugé inutile la reprise des colis car il n’y avait pas de risque, ces colis ne représentant qu’une fraction infime de l’inventaire des quelques 920 000 colis stockés. Elle avait également considéré qu’une reprise des colis n’avait pas d’intérêt compte tenu des inconvénients et risques d’une telle opération jugés largement supérieurs aux inconvénients et risques du stockage.

Plus récemment, en février 2010, l’Autorité de Sûreté Nucléaire a estimé que le Centre de stockage de la Manche évoluait conformément aux prévisions de l’Andra. En effet l’impact calculé par l’Andra est toujours très inférieur à celui de la radioactivité naturelle. En 2011 par exemple, il était plus de 1 000 fois inférieur à l’impact de la radioactivité naturelle pour la population susceptible d’être la plus exposée. C’est pourquoi il n’y a donc aucun besoin ni d’intérêt à retirer des colis.

Question n°169 : Le niveau d'intervention sur les pentes et la consolidation des bordures sont-ils suffisants au regard des préconisations de la commission Turpin de 1996 ?

ANDRA : La couverture du CSM a fait l’objet en 2008 d’un rapport quant à « l’intérêt de mettre en place une nouvelle couverture plus pérenne, permettant d’assurer, de façon passive, la sûreté à long terme du stockage », répondant ainsi à la demande du décret 2003-30 du 10 janvier 2003 d’autorisation de passage en phase de surveillance.

Les conclusions de ce rapport ont été validées dans leur principe par l’ASN. Il s’agit de passer progressivement à une nouvelle configuration de couverture en 3 phases.

Ces travaux sont envisagés sur une cinquantaine d’années (jusqu’en 2050-2060) selon le phasage suivant : -1ère phase = confortement par installation d’une butée en blocs de béton en pied de talus, avec chargement du pied de talus pour en adoucir la pente.

-2ème phase = adoucissement de la pente jusqu’à la crête de talus avec, si besoin, une étanchéité minérale complémentaire.

-3ème phase = prolongement vers l’extérieur des talus aujourd’hui bloqués par des blocs de béton jusqu’à l’intersection avec l’ancienne topographie.

Par ailleurs, l’ASN a demandé à l’Andra de maîtriser l’emprise foncière nécessaire à la réalisation du projet.

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ANNEXES :

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ANNEXE 1 Représentation graphique des données du tableau 66 page 298 de l’ECS AREVA La Hague

Graphe 1 Période 2006-2010

Fréquence annuelle

Accidents du travail Areva LH / EE - 2006-2010 9 8 7

R(*) = 0,436 p > 0,10 (NS)

6 5 4 3

R(*) = 0,745 ; p > 0,10 (NS)

2 1 0 2006

2007 Areva LH

2008 EE

2009

Linéaire (EE)

2010 Linéaire (Areva LH)

Graphe 2 Période 2007-2010 Accidents du travail Areva LH / EE - 2007-2010

Fréquence annuelle

6 5 R(*) = 0,698 p > 0,10 (NS)

4 3

R(*) = 0,492 p > 0,10 (NS)

2 1 0 2007

2008 Areva LH

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EE

2009 Linéaire (EE)

2010 Linéaire (Areva LH)

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