Ce qui est assez frappant dans plusieurs articles, c'est l'honnêteté des théoriciens de la sûreté nucléaire concernant les difficultés des problèmes que pose la sûreté et l'impossibilité de fournir des résultats absolument sûrs alors que les " communiquants " d'EDF dans leurs relatitios médiatiques sont d'une certitude absolue. Mais comment peut on affirmer qu'un accident grave est "absolument impossible" (les communiquants) quand les études de sûreté sont imprécises et incompletes (les experts en sûreté) ? 

Voici quelques extraits assez significatifs que nous avons recueillis dans ce document.
A propos des études probabitistes de sûreté:
"Maîtriser la complexité: il faut apprendre à simplifier et à fournir des résultats pertinents, même lorsque les connaissances sont imparfaites" (p.9).
Comment est-ce possible honnêtement?
"De gros progrès restent à accomplir dans la modélisation et l'évaluation probabiliste du comportement de ces systèmes; enfin, comment évaluer l'incertitude des résultats? L'incertitude est liée aux données d'entrée. Mais elle tient aussi aux phénomènes physiques mis en jeu en situation accidentelle (aucune expérimentation en vraie grandeur n'est possible) ou au facteur humain" (p.10).
Ainsi l'énergie nucléaire a atteint un développement très important bien que les études de sûreté soient loin d'être terminées, que de nombreuses incertitudes demeurent et ne peuvent que demeurer, [P. Tanguy alors Inspecteur Général pour la Sûreté et la Sécurité nucléaire à EDF, reconnaissait publiquement en 1988 "(...) s'il doit se produire un accident, ce sera celui que nous n'avons pas prévu"]. Notons l'espèce de regret du théoricien qui est dans l'impossibilité de vérifier expérimentalement ses modèles théoriques faute d'accidents graves. Mais il ne semble pas se rendre compte que si l'énergie nucléaire avait déjà produit quelques (même très peu) d'incidents graves, cette industrie aurait été enterrée depuis longtemps et que ses modèles théoriques n'auraient eu aucun intérêt.
"(...) l'ingénieur doit prédire quantitativement le comportement de systèmes complexes alors que des éléments échappent encore à la compréhension générale. On s'en tire avec une pincée d'empirisme bien maîtrisé" (p.15). 

Cela ressemble fort au joueur de poker qui doit se décider à jouer sans connaître les cartes de ses adversaires. Mais l'enjeu du résultat peut être d'une tout autre nature qu'un modeste gain d'argent. Comment saupoudirer les résultats annoncés "d'une pincée d'empirisme" [empirique = qui s'appuie avant tout sur les données de l'expérience et non sur la science et le raisonnement] alors que l'expérimentation n'existe pas encore ? 

"Les connaissances physiques théoriques actuelles étant incomplètes[souligné par nous] les modèles que l'on déduit ne permettent pas de prédire les phénomènes".

Mais il faut quand même que les experts affirment que les Catastrophes ne sont pas possibles alors qti'îls n'ont pas suffisamment de données fiables pour établir scientifiquement cette affirmation. 

Un autre article intéressant traite des "Études probabilistes pour une sûreté au meilleur coût". - On voit là une motivation importante des études probabilistes de sûreté : montrer que les coefficients de sûreté pris pour compenser les incertitudes sont grossièrement trop importants et qu'il serait possible de les réduire notablement pour rédiire les coûts. 

Cette approche "probabiliste" s'oppose à l'approche déterministe" jugée trop pénalisante qui est présentée de la manière suivante: 

''La démarche déterministe est traditionnellement employée pour les analyses mécaniques de dimensionnement des structures industrielles (avions, navires, ponts ou encore plate-formes pétrolières et centrales de production d'électricité). Dans une telles approche, chacun des paramètres incertains ayant une influence sur la sûreté de la structure est décrit par une valeur caractéristique défavorable. Associée à des coefficients de sécurité, l'analyse produit une estimation de type "tout ou rien", c'est à dire "la structure est sûre" ou bien "la structure n'est pas sûre". 

En ce qui concerne les générateurs de vapeur, " La maintenance des tubes G.V. [générateurs de vapeur] et leur programme d'inspection poursuivent deux objectifs principaux:
- d'un point de vue sûreté, maintenir la probabilité de rupture d'un tube à un niveau suffisemment faible, même en cas de supression accidentelle. Cela implique de définir des actions propres à compenser l'augmenation de risque entraînée par la dégradation des tubes.
- du point de vue de la disponibilité, limiter le nombre d'arrêts de réacteurs dus à des fuites primaire-secondaire"(p, 25). 

Le premier point est assez obscur: il n'est pas dit comment on peut maintenir la probabibilité de rupture d'un tube à un niveau suffisammenent faible. Est-ce par des modifications de conception (impossibles à faire sur les G.V. existants) ? Est-ce en réduisant les contraintes par une réduction des performances du réacteur ? Ou est-ce tout simplement en trafiquant les modèles mathématiques des simulations de rupture pour obteniri une probabilité faible et rassuranrte ? On peut le craindre. Ainsi le modèle probabiliste donne, en situation accidentelle, une distribution des tailles critiques des défauts (centrée sur 25 millimètres) supérieure à la taille critique du modèle déterministe (17 mm). Le commentaire de la figure indique "Dans le cas d'une analyse déterministe, on aurait adopté une taille critique de 17 mm, qui apparaît très restrictive par comparaison" [souligne par nous ]. Espérons que le programme de bouchage des tubes fissures ne sera pas modifié sur la base de cette estimation jugée "très restrictive" ! 

Le deuxième point. lui, est clair. Les fuites de radroactivite du circuit primaire vers le circuit secondaire sont ta preuve de fissurations dans les tubes G.V. Mettre hors jeu les tubes fissurés qui risquent de craquer implique des arrêts de réacteur. Limiter les arrêts est possible en remontant les niveaux critiques de radioactivité dans le circuit secondaire, c'est à dire en acceptant de fonctionner avec plus de tubes fissurés. C'est ce qui a été fait. La sûreté est sacrifiée pour une meilleure disponibilité des réacteurs. 

Les études de sûreté ne doivent pas conduire à une augmentation des coûts de maintenance. Ceci est nettement exprimé dans l'article: 

"Par contre, il ne faut pas augmenter les coûts de maintenance de façon prohibitive - le parc EDF compte 170'000 km de tubes ! - ni raccourcir exagérément la durée de vie des G.V. (...). Pour maximiser la sûreté et la disponibilité des réacteurs, tout en minimisant les coûts, l'expoitant doit faire le choix d'une politque de maintenance des tubes G.V. (p 15).

Est-ce là le résultat de ce que P. Tanguy appelait, lorsqu'il était inspecteur Général de la Sûreté à EDF (il est actuellernent Inspecteur Général de la Sûreté au CEA), dans plusieurs de ses rapports annuels la "culture de la sûreté" ?. N'est-ce pas là plutôt la manifestation d'un culte du kilowattheure? 

L'auteur de l'article insiste beaucoup, pour aboutir à l'optimisation qu'il souhaite (améliorer la sûreté et abaisser les coûts) sur la nécessité de "disposer d'outils de calcul très sophistiqués" (p. 25). Il n'explique pas comment on peut compenser la fissuration de tubes existants simplement par le calcul. Evidemment le calcul peut se faire sans arrêter les réacteurs. 

Un autre article traite du même problème: "Optimiser la gestion de la production d'électricité et indique en entrée - "Prendre des marges de sécurité trop importantes coûte cher à l'exploitant" (p. 29). 

La production d'électricité doit bien sûr suivre la demande des consommateurs et cette demande n'est pas exactement prévisible même "à l'horizon de la journée" (p.31). 

La lecture des résultats de mesures de radioactivité artificielle dans les échantillons de crustacés, prélevés par Greenpeace dans la zone de rejet et analysés par l'ACRO, suscite plusieurs remarques. 
1) Les échantillons de crabes sont contaminés par des radioéléments artificiels, notamment le ruthéniutn 106, l'iode 129, l'antimoine 125 et l'américium 241. Ces radioéléments constituent une vertitable signature qui désigne les rejets d'eflluents de l'établissement COGEMA comme étant la source de cette contamination (les rejets en mer d'EDF Flamanville ont comme marqueurs essentiels les isotopes du cobalt et de l'argent 110) 
2) A l'exception d'un échantillon, les valeurs globales d'activité indiquent des niveaux de contamination élevés de l'ordre de quelques centaines de Bq/kg frais et jusqu'à unmaximum de 1400 Bq/kg. Ces valeurs peuvent être comparées aux 600 Bq/kg qui constituent la limite recommandée par la CEE pour la commercialisation des denrées alimentaires. Ces chiffres sont singulièrement plus élevés que ceux présentés régulièrement par l'exploitant. A titre d'exemple toutes les mesures COGEMA effectués sur des touteaux, lors du premier trimestre 1997, sont de l'ordre de 1 Bq/kg et correspondent essentiellement à du cobalt. Les lieux de prélèvement différents sont sans doute pour une large part responsables de ces écarts entre nos valeurs et celles de l'exploitant. Il n'empêche qu'il ne suffit pas de se targuer d'une surveillance très large pour affirmer que la situation est saine... 
3) Déjà dans le n^o 311 de l'ACROnique, nous rapportions les résultats de la contamination d'un homard également pêché par Greenpeace en juin 1997 dans la zone de rejet. L'activité artificielle globale rapportée était de 143 Bq/kg frais. Cette valeur est en bonne cohérence avec celle de l'OPRI (236 Bq/kg) obtenu pour un crabe pêché à la même époque et dans la même zone, et les nouvelles données présentées ici. 

- Ce résultat est très significativement éloigné dela dose annuelle, pour un groupe à risque, estimé par COGEMA à partir de l'impact global de ses rejets effectifs en mer pour l'année 1995, soit 2,8 microsieverts. Cet impact global prend en compte la consommation des autres produits de la mer (poissons, mollusques..) et le temps d'exposition sur les plages. Tout ceci est ignoré dans notre calcul où l'on ne considère que la consommation de crustacés. 

- Ces valeurs sont à comparer aux 20 microsieverts présentés par l'exploitant comme étant l'impact de dose maximum dû à l'usine de retraitement en considérant tous lesrejets liquides et atmosphériques...

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Du directeur de la DSIN au directeur du CNPE de Pal uel (22/09/97)
Paluel 4: incident significatif du 12/07/97
Le 12/07/97, un incident significatit survenu sur le réacteur n⁰4 du site de Paluel, a eu pour conséquence une fuite de réfrigérant primaire dont le débit était suwpérieur à 2300 l/h. Cet incident dont il ne me semble pas utile de rappeler ici le déroulement, a mis une nouvelle fois en évidence un problème de culture de sûreté sur ce site. 

Un tel incident n'est en effet que l'exetnple le plus récent d'une série qui m'avait conduit, dans ma lettre citée en référence (07/04/97), qui faisait suite à l'incident du 07/03/97 retatif à des erreurs de paramétrage des limites de fonctionnement du coeur, à considérer que " la répétition d'erreurs, leurs dissimulations et l'absence de mesures correctives par la hiérarchie directe constituent de sérieux manquements à la culture de sûreté, et mettent en doute l'efficacité des actions du site sur ce plan". J'avais considere qui la politique du site en matière de facteur humain était trop timorée et j'avais demandé que me soit présenté pour juillet 1997 un programme réévalué des actions de Paluel relatives au renforcement de la culture de sûreté. Ces actions devaient concerner l'ensemble des personnels, des agents de base au chef de site.

L'incident du 12/07/97 est venu rappeler l'urgence qu'i y a à traiter le problème.

Dans ma lettre citée en deuxième référence (18/07/97), je demandais au directeur de l'Exploitation du Parc Nucléaire de me faire part dans les meilleurs délais des actions qu'il comptait engager à son niveau. Je n'ai pas encore reçu de réponse à cette demande. Je lui signalais aussi ma décision "de convoquer dès le mois de septembre ou en octobre 1997 le chef du site de Paluel pour qu'il me rende compte des mesures qu'il compte prendre pour améliorer la sûreté de son site".

Conformément aux termes de ce courrier, je vous demande de bien vouloir me présenter, le 22 octobre 1997, de 14h00 à 17h00, dans les locaux de la DSIN (99 rue de Grenelle - 75007 Paris), l'évaluation que vous faites des incidents survenus à Paluel, en insistant plus particulièrement sur les aspects liés à la culture de sûreté. Une liste des principaux incidents figurent en annexe à ce courrier. Vous me préciserez à cette occasion les mesures correctives que vous envisagez de prendre pour remédier à ces problèmes. La présentation s'articulera autour des points suivants:
- l'évaluation des incidents passés et les enseignements tirés en matière de sûreté, notemment les mesures correctives déjà mises en place et l'évaluation de leur efficacité, 
- les objectifs du site en matière de sûreté pour le futur, définis à partit des évaluations passées. L'accent sera mis sur les objectifs concernant le facteur humain, 
- les mesures correctives nouvelles, à court et à long terme, permettant d'atteindre les objectifs précités,
- le contrôle de la mise en oeuvre de ces mesures nouvelles,
- l'évaluation des progrès réalisés.

Ces différents points ainsi que mes demandes associées, sont détaillés en annexe à la présente lettre. 

15/10/92 Paluel 1, 3, 4: arrêt automatique du site par action volontaire d'un agent du CNPE sur le "coup de poing turbine" situé en salle machine. Il s'agit d'un actc de malveillance. Cet incident a été classé au niveau 0 de l'échelle INES. 

20/01/93 Paluel 2: lors d'un essai périodique, surrefroidissement du circuit prittiaire alors que l'injection de sécurité a été volontairement bloquée par l'équipe de conduite. Cet incident a été classé au niveau 2 de I'échelle INES. 

24/04/94 Paluel 4: indisponibilité par absence de lignage de la turbopompe ASG alors qu'elle était requise lors du changement d'état (durée d'indisponibilité 3h). Le non respect des Spécifications Techniques d'Exploitation (STE) a été délibéré, le suivi du planning ayant été privilégié par rapport au respect des STE. L'incident a été classé au niveau 0 de l'échelle INES. 

05/12/95 Paluel 1 : arrêt automatique par "variation rapide de flux" suite au déclanchement intempestif des groupes RAM (alimentation des grappes). Le déclenchement, obligatoirement manuel, est d'originc inconnue (il faut préciser que le bouton de déclenchenient est situé dans une salle autre que la salle de commande, peu fréquentée et non surveillée). Un acte de malveillance est suspecté. L'incident s'est dérouté en période de conflit social. L'incident est classé au niveau 0 de l'échelle INES. 

17/05/96 Paluel 4 : injection de Sûreté intempestive par très basse pression pressuriseur due à la déconnexion des capteurs de pression. Cette déconnexion est attribuée à un acte de malveillance. L'incident s'est déroulé en période de conflit social, limité au service de conduite du site. L'incident est classé au niveau 1 de l'échelle INES. 

07/03/97 Paluel 1: implantation à 2 reprises sur le logiciel qui définit les limites du flux neutronique à respecter lors du fonctionnement du réacteur d'une limite erronée, suite à 2 erreurs de calcul. Ces erreurs ont entraîné un dépassement de la limite du diagramme de pilotage pendant 13 h. Il s'avère qu'elles ont été détectées par la section essais mais dissimulées à la direction du site et aux opérateurs qui pilotaient le réacteur depuis la salle de commande. Le dépassement des limites de fonctionnenient autorisées, la répétition des erreurs de calcul, les défaillances des contrôles et les dissimulations avérées d'information constituent des manquements sérieux en matière de sûreté, sensiblement aggravés par une absence de mesures correctives. L'incident a été classé au niveau 2 de l'échelle INES. 

12/07/97 Paluel 4 : repli de la tranche suite à une fuite primaire quantifiée supérieure à 2300 l/h. La fuite a été provoquée par une manoeuvre d'un agent réalisée sans analyse de risques. Cette manoeuvre visant à reproduire une fuite primaire précèdemment annulée a provoqué l'éclatement d'un indicateur de débit, commotionnant l'agent présent. Il faut préciser que la première fuite avait été annulée 2 h après le délai de repli autorisé par les STE. L'incident a finalement été classé au niveau 1 de l'échelle INES