- Le démarrage de CHOOZ B
     Le chargement du premier réacteur de la centrale de CHOOZ B a été autorisé par le ministre de l'environnement et le ministre de l'industrie le 2 novembre 1995, et l'autorisation de première divergence de ce réacteur et de montée à 50 % de la puissance nominale a été accordée par la DSIN le 24 juillet 1996.
     Le chargement du deuxième réacteur de la centrale de CHOOZ B a été autorisé le 2 septembre 1996. Les opérations de chargement sont terminées et les essais précritiques à froid sont en cours de réalisation.
     A ce jour, le fonctionnement des installations de la centrale de CHOOZ B n'a pas conduit à observer d'anomalies notables.
     Par ailleurs, le rejet des effluents radioactifs liquides et gazeux du site nucléaire de CHOOZ a été autorisé par deux arrêtés du 6 juin 1996 signés par les ministres chargés de la santé, de l'environnement et de l'industrie.
     Les deux points notables concemant ces arrêtés sont:
     - d'une part, la réduction d'un facteur 5 (excepté pour le tritium) de la radioactivité annuelle pouvant être rejeté dans l'environnement, par rapport aux valeurs traditionnellement retenues,
     - d'autre part, l'introduction de prescriptions plus complètes en ce qui conceme le rejet des substances chimiques présentes dans les effluents radioactifs.
     - Les prévisions pour CIVAUX
     Pour le premier réacteur de CIVAUX, le chargement est prévu pour le mois de mars 1997 et la divergence en juin 1997.
     Pour le deuxième réacteur, le chargement est prévu en juillet 1998 et la divergence en septembre 1998.

Les points marquants de l'examen de sûreté du palier N4
- Les pompes primaires
     Dans les réacteurs nucléaires à eau pressurisée, les pompes primaires ont pour fonction d'assurer la circulation d'eau entre la cuve du réacteur où elle s'échauffe au contact des éléments combustibles et les générateurs de vapeur dans lesquelles elle transfère ses calories à l'eau du circuit secondaire afin de produire la vapeur qui alimente le groupe turbo-altemateur.

- Les tubes-guides des grappes de commande
     Les grappes de commandes sont des groupes de tiges solidaires, mobiles, contenant une matière absorbant les neutrons qui, suivant leur insertion dans le coeur du réacteur, permettent de contrôler la réaction nucléaire. Elles pénètrent dans le coeur du réacteur en coulissant dans des tubes-guides. En cas d'arrêt d'urgence, ces grappes de commande doivent d'insérer gravitairement dans le coeur le plus rapidement possible afin de stopper la réaction en chaîne. Une valeur maximale du temps d'insertion des grappes a été fixée dans le rapport de sûreté, en se basant sur la cinétique des accidents envisagés.
     Les tubes-guides des grappes de commande initialement prévus pour le palier N4 étaient légèrement différents de ceux du palier 1300 MWé. Ils étaient du même type que ceux situés à DAYA BAY en CHINE (province Guang-Dong). Or, en février 1995, il a été mis en évidence, pendant l'exploitation de la centrale de DAYA BAY, une augmentation anormale du temps de chute des grappes. Cette anomalie était principalement due à la conception des guides de grappes.
     Pour les réacteurs du palier N4, à la demande de l'autorité de sûreté, EDF s'est engagé à proposer une solution permettant de retrouver une situation identique à celle des réacteurs des paliers précédents.
     Après avoir envisagé de réaliser une modification provisoire des guides, EDF a décidé de remplacer les guides de grappes des réacteurs du palier N4 par des modèles identiques à ceux du palier de 1300 MWé.
     Cette proposition a été acceptée par l'Autorité de sûreté, sous réserve cependant qu'EDF vérifie au cours du premier cycle du réacteur n^o1 de CHOOZ B l'absence de dérive significative du temps de chute des grappes. 

- Le contrôle-commande
     Le contrôle-commande a deux fonctions principales: permettre aux opérateurs de piloter le réacteur, engendrer des actions automatiques de protection assure la surveillance de la température, de la pression, du flux neutronique, des débits..., et déclencher le cas échéant l'arrêt d'urgence du réacteur et les actions de sauvegarde telles que l'injection de sécurité.
     C'est dans ce domaine que se trouve la principale innovation du palier N4 par rapport au palier de 1300 MWé.
     Sur le palier 1300 MWé, la salle de commande est de type classique (avec des boutons poussoirs disposés sur un pupitre, des cadrans et des vérines d'alarme) et les liaisons sont encore en grande partie «fil à fil»; l'information est limitée au système de protection.
     Sur le palier N4, l'ensemble du contrôle-commande utilise des calculateurs et des liaisons par réseaux locaux, et la salle de commande est équipée d'écrans sensitifs de commande, d'écrans d'alarmes présentant celles-ci de façon hiérarchisée, d'écrans pouvant afficher les schémas renseignés des différents circuits de la centrale, ou les procédures de conduite et enfin d'in synoptique mural actif qui présente, à tout instant, l'état des principaux systèmes de la centrale. L'informatisation offre également une assistance à la conduite, notamment en situation accidentelle.
     Un pupitre de conception classique, appelé «panneau-auxihaire», a été prévu pour permettre à l'opérateur de ramener le réacteur dans un état sûr en cas de défaillance du système informatique.
     L'évaluation menée par l'Autorité de sûreté a porté tant sur la sûreté des logiciels mis en oeuvre que sur la modification de l'interface avec l'opérateur. Compte tenu de l'ampleur de l'innovation introduite par EDF dans le contrôle-commande, la DSIN a voulu compléter les expertises techniques dont elles disposait en tirant parti de l'expérience des autres industries mettant en oeuvre des matériels informatiques. A cet effet, la DSIN s'est appuyée dans son examen sur un groupe de travail d'experts français appartenant à des secteurs industriels tels que l'aéronautique ou les transports ferroviaires.
     Concernant la sûreté des logiciels, l'analyse menée par l'autorité de sûreté a notamment permis de vérifier que:
     - les défaillances possibles de l'informatique ne portent pas gravement atteinte à la sûreté;
     - les passages d'un mode de conduite à un autre (informatique <=> conventionnel) ne posent pas de problème de sûreté;
     Concernant l'interface homme-machine, l'Autorité de sûreté a examiné, sur la base d'essais effectués sur simulateur pleine échelle:
     - les conditions de changement de mode de conduite (informatique < = > conventionnel);
     - la présentation sur les écrans des informations relatives à l'état de l'installation et des procédures de conduite;
     - la cohérence entre le déroulement des procédures informatisées et le raisonnement des opérateurs;
     - l'organisation du travail entre les différents membres de l'équipe de conduite.

Historique
     Construit à partir de 1976, le réacteur à neutrons rapides Superphénix a atteint sa pleine puissance pour la première fois en 1986. De 1986 à 1990, des périodes de fonctionnement et d'arrêt se sont succédées, le réacteur connaissant quelques incidents dont deux ont été classés au niveau 2 de l'échelle française de gravité des événements nucléaires.
     Le premier, en avril 1987, est lié à la détection d'une fuite de sodium dans la cuve interne de stockage des éléments combustibles usés (barillet). Cette fuite n'a été stoppée qu'après 3 semaines et bien que son débit soit faible, 20 tonnes environ de sodium ont pénétré dans l'espace entre la cuve interne et la cuve de sécurité. Cet espace étant maintenu en atmosphère d'azote, il n'y a pas eu de combustion du sodium. Le système d'évacuation des assemblages combustibles usés a été modifié afin de ne plus utiliser la cuve incriminée. L'arrêt a duré 20 mois. Le réacteur a été autorisé à redémarrer en janvier 1989.
     Le second incident, en juillet 1990, est dû à une pollution de sodium du circuit primaire. Il a été classé au niveau 2 de l'échelle française de gravité car, au-delà de la défaillance des équipements, le délai de réaction de l'exploitant a été jugé excessif, comme en avril 1987. Cet arrêt a duré plus de 4 ans, une nouvelle autorisation de création de l'installation étant délivrée à l'issue de celui-ci. Au cours de cet arrêt l'instruction menée par la DSIN a conduit l'exploitant à améliorer la prévention et la protection contre les feux de sodium.

L'année 1994
     A l'issue de la procédure, le Gouvemement, s'appuyant en matière de sûreté sur le rapport de la DSIN, se déclare favorable au redémarrage du réacteur, tout en précisant que la mission de Supeiphénix doit s'orienter vers la recherche et la démonstration, en mettant au second plan la production d'électricité.
     En 1994, on comptera 7 incidents qui seront tous classés au niveau 0 de l'échelle INÈS. En particulier, une fuite sur le dispositif d'alimentation en argon de la «cloche» d'un échangeur intermédiaire amènera à déclarer 2 incidents. Une première apparition intermittente de cette fuite en cours d'essai à puissance réduite (<3% PN) conduira à la mise en place d'une surveillance particulière. La réapparition de la fuite, alors que le réacteur était couplé au réseau à 15 % de puissance, entraînera, le 25 décembre 1994, l'arrêt du réacteur pour localisation de la fuite.

L'année 1995
     La fuite sera localisée au niveau d'une soudure, immergée sous plusieurs mètres de sodium, raccordant la tuyauterie d'alimentation en argon longue de plus de l0m et la cloche de l'échangeur intermédiaire. Deux possibilités ont été examinées pour éliminer la fuite:

Le début de 1996
     Depuis le début de l'année 1996, Superphénix fonctionne sans difficulté. Durant le mois de janvier la centrale est restée à 30% de sa puissance nominale. L'autorisation de monter à 60% de puissance a été délivrée le 1er février 1996 et après un palier à 40% la centrale a fonctionné à 50% de sa puissance nominale depuis le 6 février 1996 jusqu'au 3 mai1996, date de l'arrêt programmé pour remplacement des barres de commande.
     L'exploitant a cependant décelé mi-mars une légère reprise de la fuite de l'échangeur intermédiaire qui ne s'était plus manifestée depuis la réparation de juillet 1995. Le niveau de fuite reste cependant inférieur au critère d'acceptabilité et le fonctionnement du réacteur n'a pas été affecté.

Les prochaines étapes
     L'exploitant a programmé un arrêt à partir de janvier 1997 afin de modifier la configuration du coeur et apporter les améliorations demandées par la DSIN. En particulier, la première rangée d'assemblages fertiles sera remplacée par des assemblages fertiles sera remplacée par des assemblages en acier pour rendre le coeur moins surgénérateur, conformément aux nouvelles missions assignées au réacteur.
     Par ailleurs, la mise en service, avant l'arrêt, de l'Atelier Pour l'Évacuation du Combustible (APEC) devra faire l'objet d'une autorisation ministérielle, conformément au décret n^o 63-1228 du 11 décembre1963.
     Enfin, la montée au delà de 90% de la puissance nominale devra faire l'objet d'une autorisation de la DSIN qui devrait intervenir vraisemblablement après l'arrêt mentionné ci-dessus.

Premier volet du PAC
     La commission a sur ce sujet des analyses contradictoires dont elle reconnaît les contradictions. En effet pour exécuter les différents points des PAC il faut que le réacteur fonctionne, soit «une disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement de tous les volets du PAC ; mais elle en est le moyen et non 1' obiectf. »; mais cette nuance sera-t-elle prise en compte par NERSA en particulier et EdF par ailleurs. Le fonctionnement en réacteur de recherche n'a pas d'adéquation avec le fonctionnement en réacteur industriel. Simplement on peut penser que faire du kW sera la préoccupation des exploitants.
     La commission juge aussi que «compte tenu des dépenses passées et irréversibles, les connaissances visées par ce PAC 1 peuvent effectivement, sauf indisponibilité chronique qui remettrait en cause l'ensemble du programme, être acquises à coût marginal.», on peut alors se référer au rapport de la Cour des Comptes qui estime le coût de Superphénix à 34 milliards en 1996, coût qui grimpe à 60 milliards en 2000.

Deuxième volet du PAC
     Ce point ne paraît pas essentiel à la commission pour au moins 2 raisons:
     - «Il reste à démontrer que l'introduction de tels combustibles n'affectera pas significativement le fonctionnement et la sûreté du réacteur, ce qui demandera un volume d'études complémentaires considérable.»
     - «Il apparaît ainsi que, pour ce qui concerne tout au moins la gestion du plutonium, la disponibilité de RNR à taux de sur ou sous- génération modulable n'aurait de véritable utilité économique que dans l'une ou l'autre de deux solutions extrêmes: poursuite voire développement du nucléaire actuel, ou au contraire renoncement à tout programme nucléaire.»
     En conséquence pourquoi retraiter?
     Pourquoi miser sur le MOX pour préserver des ressources puisque de toute façon on ne recyclera pas le MOX (décision EdF 1996) et pour éviter la prolifération (combustible usé première génération tout aussi efficace)?
     La commission reconnaît que d'une part il faut être sûr de la sûreté du réacteur chargé avec des types de combustibles inconnus et que d'autre part les RNR ne sont d'aucune utilité pour le moment devant la suprématie des REP. Quant à l'avenir leur place reste une interrogation car d'autres voies peuvent être choisies: sans nucléaire ou bien avec d'autres combustibles. Elle annonce aussi:
     - «Nos descendants proches ou éloignés qui prendraient la décision d'arrêter tout programme électronucléaire auraient à régler le problème posé par l'inventaire du parc. Ils auraient le choix, dans le cadre des technologies actuellement disponibles, entre deux possibilités:
     - ou bien mettre la totalité de l'inventaire aux déchets;
     - ou bien procéder à l'incinération de cet inventaire dans des réacteurs à eau ou à neutrons rapides, mais 50 à 200 ans de poursuite d'un nucléaire seraient nécessaires pour la simple réduction de l'inventaire d' un facteur 10. La mise en oeuvre de cette incinération et des opérations de recyclage associées impliquerait des durées qui pourraient dépasser largement un siècle; elle ne serait par ailleurs pas exempte de risque.»
     Malgré cette analyse fort pessimiste, la commission ne veut pas donner un avis et préfère qu'on active les opérations pour vérifier l'apport des RNR et seulement à la lumière de cette nouvelle approche faire enfin «une analyse avantages-inconvénients en terme de risque.»
     La différence d'analyse réside dans le fait que la commission croit encore possible un miracle alors que le GSIEN est persuadé que les RNR sont des machines trop compliquées et trop peu sûres pour les utiliser industriellement.
     De plus nous sommes persuadés que le problème des déchets est loin de se limiter aux actinides. Dans ces conditions il faut se concentrer sur TOUS les déchets et pas juste sur la partie certes très préoccupante mais faible en quantité.
     Quant à la menace sous-jacente «qui prendraient la décision d'arrêter» et «auraient à régler le problème posé par l'inventaire du parc.» elle conduit à arrêter le plus vite possible et à se préoccuper des déchets. Quoiqu'on en dise:
     - arrêter le retraitement limite les stocks accessibles de plutonium
     - arrêter le nucléaire limite l'inventaire.
     Reste évidemment à gérer ces arrêts mais ce serait plus réaliste
que continuer Superphénix qui nous conduit dans une impasse encore plus rapidement.

Analyse du rapport technique détaillé
     L'avant-propos expose la stratégie qui sous-tend le rapport. Il s'agit de gérer le problème des combustibles irradiés, il est clair qu'il ne s'agit pas d'une stratégie applicable à l'ensemble des déchets. En conséquence et compte tenu des options françaises des années 60 le soutien de Superphénix semble inéluctable. C'est cette apparence de politique sans autre choix que nous jugeons fausse. A la lumière de l'expérience accumulée on se doit de tirer les leçons et non pas espérer des miracles.

Analyse de l'introduction
     A la lumière des ennuis actuels et de la prise en charge du problème des déchets, on peut relire les contributions des uns et des autres.
     Cependant le développement du nucléaire a été militaire et ceci explique la voie du retraitement et de l'utilisation du plutonium. Quoiqu'on en dise il y a eu effectivement une série d'argumentaires pour stopper Superphénix et pour la prise en charge des déchets. De fait ils n'ont pas été entendu, c'est la raison de la construction d'un surgénérateur de 1200 MWé, construction qui s'est avérée un échec. Il est affirmé que «la France... était conduite au saut technologique qu'a constitué le passage direct à l'échelle du prototype industriel Superphénix.». Rien ne justifie cette extrapolation sinon d'avoir cru être capable de la faire, c'était un pari et il est raté. Quant à l'argumentaire «fermeture de cycle», même le rapport prend des gants «La rapidité d'évolution du discours a pu entretenir l'impression d'arguments de circonstance.» La réaction des populations au problème des déchets a constitué à faire miroiter qu'on serait capable de les faire disparaître par «incinération». Outre que le mot est inapproprié car on ne fait pas disparaître mais on modifie, on ne traite qu'une infime partie du monceau (même si c'est une partie gênante) et on garde les déchets de mines et de démantèlement.
     Les commentaires sur l'expérience Superphénix sont critiques:
     «une sous-estimation des difficultés qu'était susceptible d'entraîner le changement d'échelle que constituait le passage de Phénix directement à l'échelle industrielle;
     une conception liée à des choix industriels contestables:
     - recherche de surgénération maximale;
     - priorité donné à la réduction des coûts dans la perspective du passage direct à une fabrication de série; c' est ainsi que le barillet a été réalisé en acier ordinaire;

Compatibilité entre les 3 volets du PAC
     1 - Démontrer la capacité d'un réacteur à neutrons rapides à produire de l'électricité
     En soi la demande est légitime mais totalement irréaliste. Un réacteur unique ne peut permettre cette démonstration. Quant à l'affirmation «comment des expériences en temps masque d'un nombre limité d'assemblages ou d'aiguilles non standard prévues dans les PAC 2 et 3 pourraient incompatibles avec la démonstration de la capacité d'un réacteur à neutrons rapides de produire de l'électricité à un niveau industriel.» elle n'existe que parce qu'on ne se préoccupe pas de sûreté, ni de la faisabilité des aiguilles..
     Cependant le rapport analyse les conditions de fonctionnement:
     d'une part à la lumière du décret de 1994 qui, pour des raisons de sûreté, limite les quantités de plutonium et d'actinides. L'avis de la DSIN est considéré comme essentiel et la commission a raison de le souligner,
     d'autre part le manque de souplesse de Superphénix face à Phénix.
     L'analyse des coûts est aussi un exercice de style difficile à contrôler. Ce qui ressort du rapport de la Commission et de celui de la Cour des comptes c'est que Superphénix coûtera au bas mot 7 milliards jusqu'en l'an 2000 et que inéluctablement on a aussi engagé 27,4 milliards qu'on paiera en 2000 ou en 1996 ou... De toute façon le 3ème coeur n'est pas compté dans cette arithmétique et il coûtera au bas mot 2 milliards. Ce qu'on en peut déduire c'est que cet engin frisotte les 60-70 milliards sans compter le coût des recherche et des proto Phénix et Rapsodie.
     En effet dans la réponse du Gouvernement et d'EdF au rapport de la Cour des Comptes se trouve comptabilisée en positif la recherche (aléatoire !) d'incinération des actinides. Superphénix a un traitement de faveur que les recherches sur le solaire peuvent lui envier.
     Ce coût limité et marginal justifie le choix fait d'après les instances officielles:
     «Ce coût limité justifie le choix fait par les partenaires, certes sur des considérations non exclusivement économiques, de poursuivre la production au moins jus qu'à l'an 2000, ce qui permet, dans l'intervalle, à la centrale de démontrer ou non sa capacité à fonctionner correctement. »
     Ceci est la réponse du président d'EdF. Celle du ministre est encore plus savoureuse:
     «La décision de construire Superphénix a été prise en 1974, dans un contexte de forte croissance économique, alors qu'il devenait manifeste que les énergies primaires ne seraient pas inépuisables et que la France engageait un ambitieux programme de centrales nucléaires à eau pressurisée. Toutefois, on constate a posteriori que le passage direct d'un réacteur de 250 Mwé (Phénix) à un prototype de taille industrielle de 1200 Mwé (Superphénix) était un choix excessivement optimiste, et que la complexité de la technologie a entraîné des surcoûts d'investissement et des difficultés de fonctionnement importants.
     Aujourd'hui, Superphénix reste irremplaçable pour certains travaux de recherche essentiels dans le domaine de l'aval du cycle du combustible nucléaire. Par ailleurs, l'exploitation de la centrale devrait être financièrement équilibrée au cours des prochaines années si sa disponibilité se maintient à un niveau suffisant. Enfin la Direction de la Sûreté des Installations Nucléaires a confirmé que la sûreté du réacteur était analogue à celle des réacteurs à eau pressurisée d'EdF.

Chapitre 3:
Le programme de recherche PAC 1
     Dans les considérations générales la commission répète que «cette acquisition de connaissances peut être faite à un coût marginal.» mais explicite que «cette notion mérite d' être précisée.».
     D'une part la Commission écrit «L'estimation précise de ce solde (coûts en cas d'arrêt moins valorisation) est apparue inaccessible...» et d'autre part «il semblerait légitime à la commission que ces coûts spécifiques (pour la recherche) représentent un montant significatif, au moins de l'ordre de 20% du coût d'exploitation, auquel ils viendront s'ajouter.»
     De l'avis de la commission Superphénix «ne permet d'apprécier qu'imparfaitement les contraintes de la pleine maîtrise technique d'une filière et la connaissance des coûts.»
     De toute façon la commission précise que «une disponibilité adéquate est un facteur nécessaire au bon déroulement de tous les volets du PAC. Mais elle en est le moyen, non l'objectif» Cette remarque est parfaitement vraie et adaptée à la situation, sauf que il est préférable d'arrêter les frais tout de suite car aucune expérience ne peut valablement être menée avec ce réacteur sauf essayer de lui tirer quelques kWh à un prix défiant tout concurrence, quoiqu'il soit affirmé sur les coûts marginaux du PAC comparés au coût de Superphénix.
     La commission encourage également l'étude des matériaux parce que «le problème principal à résoudre étant de réduire le gonflement et le fluage sous irradiation.» et aussi «Si l'on veut augmenter significativement les durées d'irradiation». On constate une fois de plus que la commission ne va pas au bout de sa réflexion. Car s'il y a encore autant de problèmes de métallurgie, il vaudrait mieux utiliser les diverses boucles (MASURCA par exemple) pour faire ces études. Il est plus facile de concevoir des expériences de petite taille où l'on maîtrise les paramètres.

Chapitre 4:
le programme de recherche PAC 2
    Dans ce chapitre il y a une étude de la diminution des stocks de plutonium par passage en réacteur. Le but est pour finir la réduction du danger potentiel d'un stockage après retraitement. Comme il n'est pas fait mention de la nouvelle stratégie d'EdF de diminuer le retraitement, c'est une analyse qui ne tient pas compte de la réalité ni des possibilités actuelles. Finalement la commission suggère simplement d'utiliser Superphénix «comme un outil 
d'irradiation de longue durée dont l'intérêt et la flexibilité devraient être appréciés en comparaison avec les autres moyens d'irradiation. »

Chapitre 5:
le programme de recherche PAC 3
     La commission considère ce programme comme peu intéressant:
     «On peut regretter à cet égard la maigreur du programme prévu pour Superphénix. Ce programme:
     - se borne à peu de chose près à l'étude de l'incinération du plutonium; cet actinide est sûrement plus facile à se procurer et pose beaucoup moins de problèmes pour la confection d'assemblages destinés à une incinération en mode homogène mais I' intérêt de son élimination, dans le cadre général de la réduction de la nuisance potentielle des déchets reste relativement faible si on n incinère pas aussi la source du neptunium que constitue l'américium 241;
     - n'a prévu, faute semble-t-il de moyens adéquats de chargement d'aiguilles en américium, que quelques irradiations d'aiguilles à faible teneur en américium provenant du coeur 1 et de quelques éléments riches en américium dans le coeur 3. Ces irradiations ne pourraient guère apporter, pour l'échéance 2006, d'éléments d'appréciation bien nouveaux par rapport à ceux que 1'on peut tirer des expériences déjà réalisées dans SUPERFACT.
     - ne prendrait vraiment d'intérêt que si un effort prioritaire était porté sur des essais d'incinération, dite en un seul passage d'aiguilles d'américium sur matrice inerte, visant à le détruire à plus de 90 % en une seule incinération prolongée, de telle sorte que le résidu serait susceptible d'être directement envoyé aux déchets. De tels essais devraient dans toute la mesure du possible être abordés dès la mise en place du coeur 2, sur des aiguilles protégées par une surgaine appropriée.»
     En conclusion ce programme ne sert pas un grand chose si on ne le modifie pas. Mais au risque de se répéter il est sûrement plus rentable de se lancer dans la modification des REP pour moins produire d'américium et donc ne pas avoir besoin de le détruire. De surcroît si on ne retraite pas il est dans une matrice sûre et à minima on peut entreposer en attente de ce qu'on saura un jour faire. On peut aussi limiter le recours au nucléaire pour éviter d'accroître les stocks de déchets.

Le cas de Saint Priest
     Cette mine a fait l'objet de nombreux rapports émanant du C.E.A., de l'ANDRA et de COGEMA.
     - Étude de prospection préliminaire de sites présentant des caractéristiques favorables pour le stockage de faible et moyenne activité (rapport BRGM 1975)
     - Analyse multicritéres des différentes options envisagées pour la gestion des résidus de traitement du site de Saint Priest (N. Fourcade et P. Zettwoog rapport interne SPT n^o 293 juin 1982)
     - Evaluation des différents scénarios de gestion d'un stockage de résidus de traitement de minerai d'uranium (AIEA/18 - N. Fourcade et P. Zettwoog)
     - Méthodes d'évaluation des différents scénarios envisagés pour la stabilisation et la gestion d'un stockage de résidus de traitement de minerai abandonné d'un millions et demi de mètres cubes, (N. Fourcade et P. Zettwoog, avril 1982, rapport CEA-Société Industrielle de stockage et d'assainissement)
     Le BRGM en 1980 avait protesté énergiquement. En effet l'ANDRA prétendait que le BRGM avait classé Saint Priest comme un site favorable pour accueillir des déchets de faible et moyenne activité à vie courte. Or ce site n'était pas mentionné et le CEA avait en fait demandé au BRGM par une visite rapide «d'examiner sommairement les problèmes que pouvaient soulever son étude.»
     Les études réalisées par la suite n'ont pas retenu le site de Saint Priest. La carte donnant la liste des sites potentiels fut publié par l'office Parlementaire (rapport Bataille 1990). Cette carte avait été établie en 1983. Le BRGM était donc tout à fait correct en déclarant en 1980: «néanmoins ce texte pourrait laisser entendre que le BRGM cautionnerait l'appréciation que le site de Saint Priest la Prugne présente des caractéristiques favorables, ce qui est contraire à la vérité; émettre un tel jugement anticiperait sur les résultats d'une étude qui vient seulement d'être amorcée et dont il n'est pas possible de préjuger des conclusions.»
     A partir des études CEA faites par l'IPSN des propositions ont été formulées pour ce site, à partir des 3 principes suivants:
     - Tant qu'il existe un cadre institutionnel accepté par tous, les problèmes de sûreté et de protection peuvent être traités de façon parfaitement rationnelle sur les plans techniques et économiques et de façon acceptable par les populations. Dans ce cadre des organismes nationaux de gestion du stockage et de surveillance de l'environnement, qui existent d'ailleurs en France, peuvent exercer avec efficacité leurs compétences.
     - La mise en évidence récente que la radioactivité naturelle est un facteur biotique important, qu'il faut prendre en compte de toute façon au même titre que la météorologie par exemple, conduit inéluctablement les sociétés évoluées à mettre en place, et ce de matière définitive, des organismes de contrôle de la radioactivité des milieux physiques et biologiques et des matériaux de construction. La surveillance à long terme de ces stockages par les générations futures n'est donc pas une charge excessive à leur imposer.

En guise de conclusion
     L'analyse des dossiers de 1980, de 1984 puis ceux plus récents (1993) montre qu'il serait temps de faire un bilan. En effet fermée depuis 1980, la mine est sous surveillance depuis 1987 et il manque toujours un état des lieux, à défaut d'un point zéro, un état du réseau hydro-géologique, un récapitulatif des diverses hypothèses d'abandon des résidus avec les études permettant de les examiner, un état sanitaire, doses, etc., un état de la composition chimique des résidus. En effet il y a eu des dossiers CEA, il y a maintenant quelques dossiers IPSN. Il y a des rapports mais jamais de mise sur la table des problèmes et une discussion entre des populations concernées avec leurs élus et leurs experts et les protagonistes. Le dossier doit être ouvert et avant l'enquête publique. Une enquête publique n'est pas le moment où on discute de l'état des lieux c'est le moment où on essaie de faire passer des solutions sans apporter les éléments permettant de les juger.