D'une part notre programme est largement surdimensionné et il n'y a nul besoin d'un nouveau réacteur.
D'autre part les malfaçons des 1450 MWé et les problèmes liés au vieillissement des cuves et des enceintes de tout le parc interdisent de se lancer plus avant dans des réalisations. Il n'est pas admissible de tester sur un réacteur en marche des turbines et des nouveaux circuits.

Il n'est pas non plus sérieux de continuer sans avoir évalué la dosimétrie des postes de travail et apporté les modifications qui s'imposent.
Le rapport de la DSIN est suffisamment critique, même si parfois c'est discret pour demander avec force que tout soit mis en oeuvre pour concourir à la sûreté des réacteurs et donc à la sécurité des travailleurs et des populations. La DSIN reste trop souvent impuissante face aux dérives des industriels. Elle manque tout de même de moyens humains comme d'ailleurs l'OPRI pour pouvoir être complètement efficace. Malheureusement je ne suis pas sûre que l'Agence et les commissaires concoctés par le gouvernement améliore vraiment la situation. A mon avis cela risque de se terminer avec un nouvel SCPRI (nommé Agence) et donc des problèmes en perspective.

La DSIN a pointé le palier N4, les conditions de travail, les déchets radioactifs, les transport.
Il apparaît clairement que les défauts des réacteurs du N4 proviennent du fait que la vérification se borne à empiler les archives. A partir du moment où un papier est visé, on ne vérifie pas l'exactitude. On ne sait pas comment sont acceptées des modifications. De fait les 1450 sont affectés de défauts dits «génériques» soit affectant tous les réacteurs et la question est «qui qualifie les modifications proposées?» Apparemment, personne semble la réponse. Ce n'est pas très rassurant. On voit le résultat...

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En parallèle, pendant l'année 1998, les industriels ont mené une phase d'optimisation technico-économique de leur avant-projet détaillé. Cette optimisation se traduit notamment par la recherche d'un accroissement de puissance, la modification de la conception de certains circuits, le réexamen du volume de l'enceinte. Cette phase doit amener à la transmission d'un nouvel avant-projet détaillé au début de l'année 1999. Ce nouvel avant-projet sera examiné, durant l'année 1999, à l'aune des mêmes exigences de sûreté que les précédentes propositions des industriels.

La fm de l'année 1998 a par ailleurs été marquée par les élec-tions allemandes. Le nouveau gouvernement allemand a inscrit l'abandon du nucléaire dans son prograntrue. La DSIN et te BMU sont en tram d'examiner les modalités de la poursuite de la coopé-ration franco-allemande sur l'examen de l'EPR compte tenu de cette nouvelle donne. En tout état de cause, la DSIN poursuivra son instruction du projet EPR en 1999 et se prépare à formuler, pour

mi- 1999, un avis préliminaire sur les propositions des industriels. Le devenir du projet EPR, après la phase d'optimisation, dé-pendra de son acceptabilité pour les pouvoirs publics, sur les plans de la sûreté et des choix énergétiques, mais aussi de la volonté des électriciens qui apprécieront la compétitivité du projet sur le long terme par rapport à celle d'autres moyens de production d'énergie.

Le réacteur 1 de Chooz B est la tranche tête de série du palier N4 des réacteurs de 1450 MWé, les réacteurs les plus récents du parc nucléaire d'EDF. Le palier comprend les réacteurs 1 et 2 de Chooz B et les réacteurs 1 et 2 de Civaux. Concernant la sûreté, la conception du palier N4 est proche de celle des réacteurs de 1300 MWé avec des améliorations de sûreté issues notamment de la prise en compte de l'expérience acquise sur les centrales en service de types 900 MWé et l300MWé.

Parmi ces améliorations, on peut citer l'adoption de nouvelles règles d'études d'accidents et l'utilisation pour le dernier réacteur du palier d'un béton amélioré dit « hautes performances » pour l'enceinte de confinement. L'une des innovations du palier N4 a été l'adoption d'une salle de commande entièrement informatisée : la conduite s'effectue à partir de claviers et d'écrans, et les informations et les ordres sont transmis par des ordinateurs alors que les paliers précédents étaient dits « classiques » (conduite à partir d'interrupteurs, de manettes, de cadrans et de voyants reliés par des fils aux différents matériels de la centrale). En ce qui concerne la chaudière (circuits primaire et secondaire principaux ), des améliorations notables ont visé la fabrication des matériels majeurs sur Chooz et Civaux. En outre, le constructeur Framatome a remis à la demande de l'Autorité de sureté une étude d'un type nouveau sur la robustesse des circuits, qui apportera un éclairage supplémentaire sur le champ du pr-gramme de surveillance de ces circuits.

Début 1998, le réacteur 1 de Chooz B avait entamé son premier cycle d'exploitation et le réacteur 2 avait reçu l'autorisation de dépasser 90 % de la puissance nominale et effectuait ses essais de démarrage. La DSIN avait d'autre part autorisé le 27 novembre 1997 le premier démarrage du réacteur 1 de Civaux. Le réacteur 2 de Civaux effectuait ses essais hydrauliques avant son premier approvisionnement en combustible.

Au cours de l'année, EDF a rencontré plusieurs difficultés à caractère générique qui ont conduit à retarder les opérations de démarrage et de mise en service des réacteurs du palier N4.

La première difficulté a été l'arrêt anticipé du réacteur 1 de Chooz B dû au dépassement de la durée maximum de fonctionnement à puissance intermédiaire autorisée dans les spécifications techniques d'exploitation. La DSIN a alors instruit le dossier présenté par EDF pour justifier l'innocuité d'un dépassement de cette durée. Puis un incident n'affectant pas la partie nucléaire de l'installation, découvert sur la turbine du réacteur 2 de Chooz B, a contraint l'exploitant à arrêter ce réacteur, afin de procéder à la réparation de la turbine. L'anomalie détectée sur la turbine s'est avérée être un problème générique qui a conduit l'exploitant à réparer les turbines des réacteurs 1 et 2 de Chooz B et du réacteur 1 de Civaux, et à prévoir pour le réacteur 2 de Civaux une modification de la conception de la turbine.

Enfin, le 12 mai 1998, alors que le réacteur 1 de Civaux était à l'arrêt depuis le 9 mai, l'exploitant détectait une fuite sur l'une des voies du circuit de refroidissement à l'arrêt (RRA). La mise en évidence d'un phénomène de fatigue thermique dans la zone de mélange entre eau chaude et eau froide du circuit et le caractère potentiellement générique du défaut ont conduit l'exploitant à procéder au déchargement du combustible des réacteurs 1 et 2 de Chooz B et du réacteur 1 de Civaux.

EDF a conclu à un défaut de conception du circuit et a proposé de mettre en place un nouveau tracé du circuit RRA sur les réacteurs de 1450 MWé.

Cette nouvelle disposition comporte des améliorations, en termes de fabrication et de dessin du circuit, favorables à une meilleure robustesse mécanique du circuit et à une plus grande stabilité des écoulements dans la zone de mélange.

De plus, l'exploitant a proposé un programme de contrôles et des mesures complémentaires pour l'exploitation du circuit RRA. Ces dispositions visent notamment à une meilleure connaissance de l'état initial du circuit, un meilleur suivi des conditions de fonctionnement du circuit et une restriction du temps d'utilisation de ce circuit en régime de forts écarts de température.

L'Autorité de sûreté a demandé à l'exploitant de compléter ces mesures et notamment:
- de renforcer le programme de contrôle proposé (contrôles complémentaires sur le circuit puis contrôles en service);
- de renforcer la surveillance du circuit en exploitation par la mise en place de caméras de surveillance;
- d'améliorer la conduite du réacteur en diminuant les sollicitations du circuit RRA en situations normale et accidentelle et en mettant en oeuvre en particulier un conditionnement plus progressif de ce circuit avant son utilisation.

Les contrôles réalisés à la demande de l'Autorité de sûreté pour vérifier l'état initial du circuit ont mis en évidence des fissures sur une deuxième zone de mélange soumise au même phénomène de fatigue thermique que la zone où est survenue la fuite.

La DSIN a décidé d'accepter l'utilisation de ce nouveau tracé du circuit RRA pour un cycle de fonctionnement et a autorisé en novembre 1998 le rechargement du combustible du réacteur 1 de Chooz B qui a été le premier modifié..

Néanmoins, considérant que l'état des résultats et analyses présentés par l'exploitant ne permet pas encore de se prononcer sur la pérennité, au delà d'un cycle de fonctionnement, de la nouvelle solution, la DSIN a demandé à l'exploitant de poursuivre et d'intensifier ses expérimentations et analyses afin que soit acquise, avant la fin de l'année 1999, la pérennité de la nouvelle conception.

Dans ce cadre, la DSIN a exigé, pour autoriser le rechargement du réacteur 1 de Civaux, la mise en place d'une instrumentation particulière du circuit RRA, dont l'objectif est d'appréhender les phénomènes physiques et de fournir des informations nécessaires à la démonstration de la pérennité du nouveau circuit.

Enfin, la DSIN a réaffirmé à l'exploitant la nécessité de procéder à des investigations sur les circuits de refroidissement à l'arrêt de réacteurs de 900 MWé et 1300 MWé.

Sachant que l'état des enceintes se dégraderait au cours du temps, EDF devait être capable de mettre en oeuvre une méthode de réparation efficace au plus tard lors des travaux d'entretien prévus au bout de 10 ans de fonctionnement. L'année 1998 a montré qu'EDF n'était pas prêt à quelques mois de cette échéance, et que les injonctions de la DSlN avaient été insuffisantes, ce qui a entraîné un arrêt de ces deux réacteurs pendant plusieurs mois;
- le laisser-faire est une des causes qui a conduit à la défaillance du circuit de refroidissement à l'arrêt (RRA) survenue le 12mai l998 à Civaux 1.

En application de l'arrêté « qualité» du 10 août 1984, EDF devait vérifier les études menées par Framatome pour la conception et la réalisation du circuit RRA. Mais une insuffisance des moyens et de la politique de surveillance d'EDF dans ce domaine, ainsi que le recours à des « guides techniques de surveillance» élaborés par EDF sans prendre en compte les limites connues du code de conception et le retour d'expérience disponible, n'ont pas permis un contrôle satis-faisant;
- l'oubli de choses très simples a été observé à au moins deux reprises au cours de l'incident de Golfech du 27novembre 1998 qui a entraîné une contamination, heureusement peu importante, d'une dizaine de prestataires: Alerté à la suite du déclenchement d'une balise d'alarme mobile qui venait de déceler un niveau de radioactivité anormal, le service de radioprotection de la centrale a décidé de vérifier les informations données par la balise avant de faire évacuer la trentaine de sous-traitants qui travaillait à ce niveau du bâtiment, ce qui a retardé leur évacuation de plus d'une heure. Il eût évidemment fallu faire l'inverse.

La contamination était due à l'emploi, sur l'un des chantiers, d'un ventilateur-filtreur local équipé d'un mauvais filtre. Après enquête, il s'avère que ce système de filtration n'avait pas fait l'objet d'un contrôle de sa bonne efficacité lors de sa mise en place.
Si, encore une fois, l'année 1998 n'a donné lieu à aucun événement grave, les problèmes de fond soulevés par ces incidents montrent qu'EDF devra poursuivre en 1999 ses efforts en matière de sûreté..

Le souci global d'une plus grande efficacité a récemment conduit EDF à décider de passer d'un management très centralisé à un management plus moderne où des responsabilités accrues sont confiées aux entités proches du terrain, c'est-à-dire, dans le cas de l'exploitation du parc nucléaire, aux sites. Cela a entraîné, ou révélé, des difficultés de coordination entre les sites et les services centraux qui ont attiré l'attention de la DSIN en 1998. En effet, sans remettre en question le choix d'EDF de confier aux sites des responsabilités accrues, encore faut-il s'assurer notamment que:
1) les responsabilités respectives soient clairement définies. Par exemple, des discussions sont en cours depuis plus d'une année entre la DSIN et EDF pour que soient précisés les rôles des sites et des services centraux dans le traitement des «indications» (présomptions de défauts détectées lors des contrôles non destructifs des circuits);
2) des consignes claires soient données par les services centraux aux sites. Ainsi, dans le domaine de la prévention du risque d'incendie, la rédaction des « fiches d'action incendie» a été largement déléguée au niveau local, sans que des instructions précises soient données ni que la formation des agents de conduite chargés de rédiger ces fiches soit prévue. L'expérience prouve qu'une proportion importante des fiches rédigées ne sont pas opérationnelles;
3) chaque entité d'EDF se sente globalement responsable du respect des prescriptions de sûreté, même si leur mise en oeuvre implique également d'autres entités. C'est le cas par exemple d'une modification du contrôle-commande des réacteurs de 1300 MWé, décidée au niveau national pour mieux suivre l'endommagement par fatigue de la chaudière, qui ne sera efficace que lorsque les sites auront mis en oeuvre une modification complémentaire (analogue à un branchement) de leur responsabilité;
4) le retour d'expérience permis par la standardisation du parc français fonctionne bien. Ainsi, à Fessenheim, une démonstration de sûreté sur l'acceptabilité d'un défaut a été présentée sur la base de l'hypothèse que la température du circuit concerné ne pouvait dépasser 60 degrés C, alors que 200 degrés C avaient été mesurés sur le même circuit au Blayais...

Ces quelques exemples sont révélateurs d'un problème, complexe, d'articulation entre les services centraux et les sites que l'Autorité dc sûreté continuera d'examiner en 1999.
L'Autorité de sûreté est favorable à la politique de déconcentration d'EDF, mais celle-ci doit être conduite de façon ordonnée et extrêmement rigoureuse. Les demandes de l'Autorité de sûreté ont un caractère prescriptif national, qui vient de la standardisation du parc: ni la sûreté, ni l'économie ne sortiraient renforcées d'une déconcentration insuffisamment encadrée.

Le premier est que ces intervenants sont souvent des salariés d'entreprises prestataires auxquelles font appel les exploitants du fait notamment du caractère saisonnier des activités. C'est ainsi que, pour réaliser la maintenance des centrales nucléaires, essentiellement pendant les arrêts de tranche, EDF a recours à 22 000 salariés sous-traitants qui effectuent 80 % des travaux, ce qui par ailleurs explique que les doses reçues par ces salariés soient plus importantes que celles reçues par le personnel d'EDF.

Le deuxième point est que le dépassements d'horaire sont souvent le résultat de pressions exercées pour respecter les échéances que l'exploitant s'est fixées.

Pour ce qui concerne les laboratoires et usines, un des thèmes prioritaires des inspections effectuées en 1997 était la radioprotection. La synthèse en a été tirée en 1998 et des demandes complémentaires ont été adressées aux exploitants, dont certaines touchent très concrètement les conditions de travail du personnel d'exploitation, y compris le personnel des sociétés extérieures intervenantes. Au-delà de ces actions particulières, les conditions de sécurité aux postes de travail sont analysées dans le cadre de l'examen de la sûreté de conception et d'exploitation de chacune des installations, tant sous l'angle de la radioprotection que des risques classiques. Ces derniers doivent particulièrement être pris en compte pour les chantiers de démantèlement des installations.

Pour ce que concerne l'industrie du cycle du combustible, l'Autorité de sûreté a demandé à EDF de présenter une évaluation des conséquences sur la radioprotection des travailleurs des évolutions des combustibles, telles que la mise en oeuvre de matières recyclées ou l'accroissement du taux de combustion. A l'amont du cycle, l'utilisation d'uranium de retraitement (eh oui, Cruas utilise un coeur à l'uranium de retraitement !) et de plutonium modifie les conditions radiologiques dans lesquelles sont réalisées les opérations de conversion et de fabrication. Ces conditions sont sensibles aux compositions isotopiques des matériaux utilisés, car les opérations se font au plus près de la matière. A l'aval du cycle, les opérateurs ne travaillant pas au contact de la matière, les modifications seront de moindre portée. Par ailleurs, une attention particulière sera portée à l'adéquation des emballages de transport aux matières transportées, en particulier quant à la protection radiologique.

Pour ce qui concerne les centrales nucléaires, les conditions de travail, trop peu examinées dans le passé, ont fait l'objet d'une attention accrue ces dernières années. En 1998, la DSIN a d'une part lancé une opération de recueil d'informations relatives aux interventions réalisées en arrêt de tranche, et d'autre part engagé un examen de la prise en compte de la radioprotectimi lors de certaines opérations de maintenance. Dans ce cadre, des dispositions réglementaires sont en préparation pour imposer à EDF de rendre compte de l'impact dosimétrique des opérations de maintenance envisagées sur les circuits primaire et secondaire principaux des réacteurs. Pour une première expérimentation de ces dispositions, deux opérations ont fait l'objct d'un examen par l'Autorité de sûreté.
En 1999, ces actions de surveillance des conditions de travail seront poursuivies, voire amplifiées dans le cas des centrales nucléaires.

L'évolution dans le temps des installations existantes et leur adaptation aux nouvelles exigences de sûreté sont un sujet de préoccupation de l'Autorité de sûreté. D'une manière générale, l'Autorité de sûreté s'assure que la sûreté des installations est maintenue en dépit de leur vieillissement, et que leur arrêt définitif est, s'il y a lieu, anticipé par les exploitants et décidé à bon escient. L'Autorité de sûreté s'assure également que les installations sont maintenues en conformité avec leur conception initiale ou sont modifiées chaque fois que nécessaire pour prendre en compte les exigences nouvelles de sûreté et les enseignements de l'exploitation passée.

Le vieillissement des installations nucléaires
Les installations nucléaires de base, comme toutes les installations industrielles, sont soumises au vieillissement: vieillissement des structures (bâtiments, circuits, composants métalliques) et des éléments de contrôle des procédés (contrôle-commande, actionneurs...). Dans le nucléaire, outre les aspects économiques qui sont du ressort de l'exploitant, le vieillissement peut affecter la sûreté de l'installation. Le contrôle exercé par l'Autorité de sûreté s'attache donc au maintien d'un bon niveau de sûreté de l'installation jusqu'à son arrêt définitif. Pour ce faire, trois types de mesures sont mises en oeuvre: la prévention du vieillissement, le contrôle des installations en service, et la réparation en cas de besoin.

Au stade de la conception, les différentes parties de l'installation sont conçues pour être placées dans des conditions de fonctionnement qui n'altèrent pas significativement leurs fonctions ou leur résistance. Ceci se traduit par exemple par un choix des matériaux adapté aux conditions auxquelles ils vont être soumis (irradiation, milieu physico-chimique, pression, température...) ou encore par une séparation adéquate des éléments sensibles de l'installation (isolation, cheminement des câbles, qualification des matériels électriques à des conditions d'ambiance spécifiques...). Cet ensemble de dispositions vise à prévenir les phénomènes de vieillissement.

Dans un certain nombre de cas, toutefois, les phénomènes endommageant les matériels ne peuvent être évités. C'est en particulier vrai pour les phénomènes d'irradiation inhérents aux installations nucléaires. Il convient alors d'adopter des dispositions de construction (matériaux peu sensibles, forrnes géométriques adaptées, protections...) ou d'exploitation (conditions de fonctionnement: chimie, température, pression...) pour limiter les effets du vieillissement.

Lorsque ces phénomènes sont identifiés à la conception, les démonstrations de sûreté doivent prendre en compte des caractéristiques dites «en fin de vie». De plus, des éléments de surveillance sont mis en place pour vérifier avec une anticipation suffisante que les prévisions initiales restcnt valables au cours de la vie de l'installation. Bien entendu, ces efforts sont modulés en fonction de l'importance pour la sûreté des matériels concernés. Les cuves des réacteurs à eau sous pression font ainsi l'objet d'un programme de suivi de l'irradiation qui permet de vérifier le bien-fondé des hypothèses de fragilisation faites à la conception.

Par ailleurs, d'autres phénomènes de dégradation peuvent être mis au jour en cours d'exploitation. Les actions de surveillance périodique, la maintenance préventive, des programmes de plus grande ampleur comme les visites décennales ou l'examen de conformité mené dans le cadre de la réévaluation de sûreté, ou encore l'analyse des incidents d'exploitation sont autant d'occasions de détecter ces phénomènes.

Dans le cas des réacteurs à eau sous pression, l'incident du circuit RRA de Civaux 1 en mai 1998, huit mois après le premier chargement de ce réacteur, a été particulièrement marquant: il a montré que la notion de « vieillissement » était à prendre au sens large, car la défaillance observée a résulté d'un mode de dégradation qui n'avait pas été identifié à la conception du circuit.

D'une manière générale, la compréhension, l'évaluation de la cinétique et la surveillance des phénomènes de dégradation constituent un deuxième élément de maîtrise du vieillissement des installations, visant principalement à s'assurer que les installations ne sortent pas des hypothèses initiales de conception.

Enfin, un troisième élément de maîtrise du vieillissement est constitué par les possibilités de réparation, de remplacement ou de modification des éléments affectés. Dans le cas des installations de recherche (réacteurs expérimentaux, laboratoires), étant donne le caractère particuler de chaque installation, cette derniere solution est souvent privilégiée. La disponibilité d'une solution palliative ne peut cependant constituer un élément favorable qu'à la condition qu'elle soit étudiée avec une anticipation suffisante. Une telle anticipation est nécessaire pour au moins deux raisons: les délais nécessaires pour disposer des composants identiques ou équivalents (dans le cas des remplacements) et la nécessité de préparation des interventions. Dans le cas des réacteurs à eau sous pression, la dégradation des silent-blocs supportant les armoires de relayage (qui font le lien entre les actions demandées par les opérateurs en salle de commande et les circuits réels) a récemment mis en évidence que des difficultés peuvent également résulter de la défaillance d'un composant banal, facile à remplacer à l'unité, mais présent en très grand nombre et difficile à remplacer à une échelle industrielle sur des installations en fonctionnement; dans ce cas particulier, une solution alternative (rigidification des châssis) a dû être mise en oeuvre.

En l'absence d'anticipation, tant l'exploitant que l'Autorité de sûreté risquent de se trouver confrontés à une alternative entre le fonctionnement dans des conditions dégradées pour la sûreté ou un arrêt de durée non maîtrisable. Une telle alternative serait encore plus aigué dans le cas des réacteurs électronucléaires vu l'effet de standardisation du parc ou dans le cas d'une installation qui constitue un maillon sans équivalent de la chaîne du combustible. Cependant, certains composants peuvent s'avérer non remplaçables, ou difficilement réparables. Dans ce cas, le vieillissement de ces composants conditionne la durée de vie technique de l'installation. C'est le cas, pour les réacteurs àeau sous pression et dans l'état actuel des connaissances, de l'enceinte de confinement du bâtiment réacteur et de la cuve du circuit primaire. Pour cette dernière, un premier dossier de synthèse a été fourni par EDF à l'Autorité de sûreté en janvier 1998. L'instruction qui a suivi a montré que des compléments étaient nécessaires avant que l'Autorité de sûreté ne fasse connaître sa position sur la durée de vie des cuves du parc des réacteurs de 900 MWé.

En ce qui concerne les enceintes de confinement, les épreuves de mise en pression réalisées prenant sur les enceintes de Flamanville et Cattenom en 1997 et 1998 ont mis en évidence un phénomène de vieillissement accéléré par rapport aux anticipations d'EDF. Ce phénomène se traduit notamment par l'apparition d'un réseau de fissures au niveau de points singuliers de l'enceinte comme le tampon matériel. Il est susceptible d'affecter d'autres enceintes des paliers 1300 et 1450 MWé, qui sont d'unc conception différente des premiers réacteurs mis en exploitation. Une surveillance renforcée des enceintes les plus sensibles a été mise en place et la DSIN a été conduite en 1998, à titre préventif, à mettre en demeure le site de Belleville de réparer l'enceinte interne de ses deux réacteurs avant fin 1999, afin d'en améliorer l'étanchéité. Cette situation a amené EDF en 1998 à tester et à mettre en oeuvre différents procédés de réparation sur des enceintes dont le taux de fuite en épreuve s'était dégradé.

La DSIN attachera la plus grande importance en 1999 à ce sujet qu'elle considère comme majeur, notamment en ce qui concerne le suivi des réparations, l'approfondissement des connaissances sur ces dégradations et la stratégie de traitement à long terme des enceintes.

Les réévaluations de sûreté
Les réévaluations de sûreté sont l'occasion de réexaminer la sûreté globale des installations, en prenant en compte les effets du temps sur les installations, ainsi que les évolutions dans la connaissance ou la perception des problèmes de sûreté.

A la demande de l'Autorité de sûreté, une réévaluation de sûreté a été engagée en 1988 sur les réacteurs à eau sous pression de 900 MWé les plus anciens (palier CP0), puis en 1993 sur ceux du palier CPY. Cette opération est en cours d'achèvement et s'accompagne d'une vérification de la conformité des réacteurs à leur conception et à leur réalisation initiale. Des modifications visant à une mise à niveau, en termes de sûreté, par rapport aux réacteurs plus récents sur la base des études de réévaluation seront mises en oeuvre successivement sur chaque réacteur lors des deuxièmes visites décennales qui ont débuté en 1998.

Par ailleurs, en 1998, l'Autorité de sûreté a poursuivi la réévaluation de sûreté des réacteurs du palier 1300 MWé engagée en 1997
Comme les réacteurs à eau sous pression, les installations du cycle du combustible, les laboratoires et les réacteurs de recherche font l'objet de réévaluation de sûreté. Ainsi, un processus de ce type est encours pour l'usine d'Eurodif du Trica-tin; un avis du Groupe permanent chargé des usines sera sollicité sur les résultats de celui-ci en 1999. La DSIN souhaite éviter l'utilisation des plus anciennes de ces installations dont le cadre réglementaire et technique d'autorisation est moins strict. Par ailleurs, l'adaptation aux nouvelles exigences de sûreté de ces installations n'est pas toujours possible. Dans ce cas, I' Autorité de sûreté s'assure que l'arrêt définitif de ces installations est anticipé à bon escient par les exploitants. Les réévaluations de sûreté, notamment vis-à-vis du risque sismique, ont ainsi conduit la DSIN à demander à COGEMA de programmer peu après l'an 2000 l'arrêt de l'atelier ATPu situé à Cadarache, et de réduire la puissance thermique entreposée dans la piscine NPH de La Hague par rapport à celle prévue lors de la conception initiale.

Tous les déchets, classés selon leur activité et leur toxicité, ne disposent pas encore de filières d'élimination définitives.

A ce jour, seule la catégorie des déchets de faible et moyenne activité à vie courte fait l'objet d'une gestion sûre complète jusqu'à élimination définitive par stockage au Centre de l'Aube. Cette catégorie représente en volume une part importante du total des déchets produits. On notera cependant que, même dans cette catégorie, on trouve des sous-catégories, notamment les déchets tritiés ou les déchets contenant du graphite, qui ne peuvent être acceptés en l'état au Centre de l'Aube et qui sont actuellement entreposés. On notera également que, du fait de l'absence de capacité de traitement suffisante, des quantités importantes de déchets liquides de faible et moyenne activité à vie courte s'accumulent dans des entreposages établis sur les sites de production.

Les autres catégories de déchets n'ont pas aujourd'hui d'exutoire final. Ces catégories de déchets représenteront à terme pour les déchets de très faible activité des volumes importants pour une activité totale très faible, et pour les déchets de haute activité et de moyenne activité à vie longue des volumes réduits pour une activité et donc une nocivité extrêmement importantes.

La DSIN veille à ce que les déchets produits de nos jours et encore sans exutoire final soient pour l'instant entreposés de façon sûre dans des installations prévues à cet effet. Cependant, certaines installations d'entreposage sont de conception ancienne et ne respectent pas toujours les critères de sûreté actuellement en vigueur pour les nouvelles installations. Leur vieillissement est tel qu'il nécessite la mise en place de dispositions de sûreté compensatoires ainsi que d'une surveillance et d'une maintenance renforcées qui ne sont acceptables que pour une durée limitée. A terme, il sera nécessaire de les remplacer.

En tout état de cause, il faut être conscient que tout entreposage, quel que soit son état actuel, devra être vidé et démantelé à plus ou moins longue échéance du fait de la durée de vie limitée de ce type d'installation. Les exemples de projets de reprise de déchets anciens et de démantèlement d'installations qui se multiplient actuellement sont là pour rappeler que ces opérations sont certes possibles, mais qu'elles sont souvent complexes tant sur le plan de la radioprotection que sur le plan de la sûreté et de la gestion des déchets. Sur ce dernier point, on retiendra que la multiplication des entreposages permet de résoudre le problème de la gestion des déchets à court et moyen terme, mais conduit à long terme à un foisonnement des déchets: les déchets, après leur reprise, doivent la plupart du temps être reconditionnés, ce qui augmente leur volume, et les parties contaminées ou activées des entreposages deviennent elles-mêmes des déchets, une fois les installations démantelées.

Compte tenu de ces éléments, il est primordial de préserver l'avenir en poursuivant résolument les recherches de solutions définitives de gestion pour les déchets actuellement sans exutoire, tant pour ceux qui sont déjà produits que pour ceux qui seront produits à l'avenir. Il convient donc de respecter les échéances et les axes fixés par la loi 91-1381 du 30 décembre 1991 pour les recherches concernant les déchets de haute activité et à vie longue. Il convient également de mettre en oeuvre à temps les différents concepts de stockage en cours d'étude pour les déchets tritiés, pour les déchets contenant du graphite, pour les déchets radifères et pour les déchets de très faible radioactivité, et de rechercher des sites d'implantation favorables sur le plan hydrogéochimique et sur le plan géologique.

Pour la DSIN, ces divers projets apportent une solution technique crédible et acceptable sur le plan de la sûreté à long terme. Force est de constater que les études actuellement menées sur plusieurs d'entre eux dérivent dans le temps. La décision prise par le Gouvernement, le 9 décembre 1998, de création de deux laboratoires souterrains pour l'étude du stockage en profondeur des déchets fortement radioactifs, dont l'un est d'ores et déjà localisé dans la Meuse, permettra cependant de ne plus accumuler de retard dans l'étude des solutions de gestion possibles pour cette catégorie de déchets.

En parallèle, sur le court et moyen terme, la DSIN veille àcc que les exploitants nucléaires poursuivent, là où cela est nécessaire sur le plan de la sûreté, leur programme de modernisation ou de remplacement des installations actuelles d'entreposage et de traitement de déchets et d'effluents devenues trop anciennes. Pour éviter des travaux ultérieurs, les installations en cours d'étude ou de réalisation doivent être correctement dimensionnés tant sur le plan de la durée de vie que sur le plan des capacités, pour tenir compte des quantités de déchets et d'effluents à venir, mais aussi, dans une certaine mesure, des quantités déjà produites. A cet égard, il est de la responsabilité des exploitants nucléaires de conduire aussi promptement que possible les opérations de reprise de déchets anciens présents sur leurs sites, afin de les reconditionner et de les entreposer sous une forme plus compatible avec les règles de sûreté actuelles, dans des colis de plus grande durabilité et aux capacités de confinement et de rétention meilleures.

Il convient également que les industriels du nucléaire poursuivent les efforts déjà entrepris pour minimiser à l'origine les quantités de déchets et d'effluents produites ainsi que leur nocivité. En complément, quand cela est possible, le traitement des déchets et le recyclage des matériaux doivent être développés pour concourir au même objectif de minimisation de la quantité et de la nocivité des déchets. Sur ce plan, afin d'être en mesure d'évaluer les progrès réalisés, la DSIN s'attache àce que les exploitants développent des « études déchets» pour chacun de leurs sites et organisent un suivi régulier des paramètres représentatifs de la gestion de leurs déchets.

De telles approches permettront également de s'assurer que l'interdépendance entre les diverses étapes de la gestion des déchets est bien prise en compte et qu'un juste équilibre est recherché par les exploitants entre concentration de la radioactivité sous forme de déchets solides et dilution de la radioactivité résiduelle lors du rejet des effluents liquides et gazeux traités et, le cas échéant, lors de la libération contrôlée de déchets solides de très faible radioactivité.

Dans le domaine du contrôle de la sûreté du transport des matières radioactives et fissiles à usage civil, l'Autorité de sûreté a poursuivi en 1998 la réalisation des missions qui lui ont été confiées le 12 juin 1997. L'année 1998 aura été notamment marquée par l'arrêt puis la reprise des transports de combustibles irradiés issus des réacteurs d'EDF, à la suite des incidents de contamination surfacique des convois.

D'autres incidents ont également marqué l'année 1998, faisant ressortir le besoin d'un outil de communication adapté; la DSIN a ainsi travaillé au projet d'application de l'échelle INES au transport. Enfin l'Autorité de sûreté a poursuivi l'élargissement de son champ d'inspection.

Les contaminations surfaciques des convois de combustibles irradiés
Chaque année, environ 200 colis contenant des combustibles irradiés quittent les centrales nucléaires d'EDF à destination de l'usine de retraitement COGEMA de La Hague. Depuis le début des années 90 au moins, COGEMA a constaté à l'arrivée au terminal ferroviaire de Valognes un pourcentage important des colis ou wagons de transport présentant une contamination surfacique supérieure à la limite réglementaire.

Ces éléments ont été constatés lors d'une visite de surveillance menée conjointement par ta DSIN et l'office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI) le 28 avril 1998 au terminal de Valognes. La DSIN avait par ailleurs déjà constaté, lors d'une visite menée à la centrale nucléaire EDF de Saint-Alban le 18 décembre 1997, que 25 % des emballages arrivant à Valognes et contenant des combustibles irradiés en provenance de l'ensemble des sites EDF avaient présenté une contamination surfacique supérieure au seuil réglementaire de 4 Bq/cm2 et pouvant aller jusqu'à 8000 Bq/cm2

Le 6 mai 1998, en accord avec EDF et COGEMA, la SNCF a suspendu tout transport par fer de combustibles irradiés, dans l'attente d'informations complémentaires sur l'impact radiologique de la contamination des convois.

Le 13 mai, le directeur de la sûreté des installations nucléaires a remis un rapport au Premier ministre sur ces incidents de contamination. Ce rapport, rendu public le même jour, établissait que ces incidents n'avaient pas eu de conséquences sanitaires, mais qu'ils traduisaient une absence de propreté sur les sites exploités par EDF, ceci étant dû à un certain laxisme dans l'exploitation, lui-même facilité par l'absence d'un contrôle réel exercé par l'État jusqu'à ces derniers mois (la DSIN est en charge du contrôle de la sûreté du transport des matières radioactives depuis le 12juin 1997). Ce rapport concluait sur des mesures à prendre au plan technique, au plan administratif et au plan de l'information du publie.

Le 30 juin, après examen des dispositions présentées par EDF, la DSIN a informé la SNCF qu'elle donnait son accord à la reprise des transports, cette reprise devant s'effectuer site par site, après contrôle par les services de l'Autorité de sûreté et de l'OPRI du respect des dispositions présentées par EDF.

La reprise des premières évacuations de combustibles usés et les inspections effectuées de juillet à décembre 1998 ont montré que les mesures pratiques prises par EDF sont globalement satisfaisantes mais qu'une analyse des écarts constatés était nécessaire. Sur un total de 68 convois, 8 ont en effet présenté une contamination de surface supérieure à la limite réglementaire, allant de 9 à 716 Bq/cm2, sur des parties non accessibles aux travailleurs et au public.

Au plan européen, un groupe de travail regroupant les Autorités compétentes d'Allemagne, de France, de Grande-Bretagne et de Suisse s'est réuni au second semestre 1998 à cinq reprises pour élaborer un rapport sur les contaminations de surface apparues sur les convois de combustibles irradiés dans ces pays, les causes des contaminations, ainsi que les mesures préventives à prendre. Ce rapport daté du 24 octobre 1998 couvre les transports issus de France, d'Allemagne et de Suisse à destination de l'usine COGEMA de La Hague et les transports issus de Grande-Bretagne, d'Allemagne et de Suisse à destination de l'usine BNFL de Sellafield.

A la fin de l'année 1998, plusieurs actions sont en cours en France dans ce domaine: bilan de la propreté radiologique des sites EDF, suivi de l'exposition externe aux rayonnements ionisants des agents de la SNCF, application de l'échelle INES aux incidents et accidents de transport de matières radioactives et poursuite des inspections de l'Autorité de sûreté sur les différents maillons de la chaîne du transport.

L'information du public: l'application de l'échelle INES au transport
L'échelle internationale des événements nucléaires (INES) a été mise en application au plan international en 1991. Elle est applicable aux événements nucléaires associés à l'industrie nucléaire civile et à ceux survenant pendant le transport des matières radioactives à destination et en provenance de ces installations.

Concernant les événements survenant dans les installations, l'échelle INES a été adoptée en France par l'Autorité de sûreté nucléaire en avril 1994, à la suite d'un examen par le Conseil supérieur de la sûreté et de l'information nucléaire (CSSIN), organisme consultatif placé auprès des ministres chargés de l'environnement et de l'industrie.

L'intention de l'Autorité de sûreté nucléaire est de l'appliquer au transport des matières radioactives dès que possible, dans des conditions définies à partir des indications fournies dans le manuel d'utilisation de l'échelle établi par l'AIEA, qui seront présentées pour avis au CSSIN. Ce sujet a été évoqué lors de la réunion du CSSIN du 15 décembre; le président du Conseil a décidé la création d'un groupe chargé de l'examen du projet établi par la DSIN, examen illustré notamment au travers de l'application du projet à quelques incidents ou accidents des dernières années. Ce groupe devrait présenter ses travaux au CSSIN au début de l'année 1999.

L'élargissement du champ de l'inspection
L'Autorité de sûreté nucléaire a mis en oeuvre une organisation d'inspection impliquant les DRIRE au niveau local, à l'instar de ce qui est pratiqué sur les installations nucléaires de base.

En 1998, les inspections ont eu lieu principalement dans les INB, importants expéditeurs de colis de type B. Dans le cadre d'une mission particulière, le BCCN a réalisé plusieurs visites chez le principal sous-traitant de la société Transnucléaire: la société Robatel, qui fabrique le nouvel emballage de transport appelé TNMTR, afin de contrôler les conditions de sa fabrication et l'organisation du système qualité de cet industriel.

Pour l'année 1999, les inspections devraient être étendues à d'autres domaines d'activités, mais également à d'autres types de colis, tels que les colis industriels et les colis de type A, qui constituent la part prépondérante des transports de matières radioactives en France.

Enfin, une bonne articulation est recherchée, sur un plan réglementaire et pratique, avec les autres Autorités de contrôle chargées notamment de l'inspection des moyens de transport, de l'inspection du travail dans le secteur du transport ou de la protection des matières nucléaires. Ces Autorités peuvent être amenées à interdire un transport après constatation de non-confoninités à la réglementation.

Dans ce cadre, des engagements précis de fermeture des réacteurs les plus anciens ont été recherchés.

Les deux premiers thèmes relèvent principalement des compétences des organismes techniques de sûreté, des exploitants de centrales nucléaires et des industriels, ainsi que des organismes internationaux de financement. La DSIN participe au troisième par l'intermédiaire des programmes financés par l'Union européenne au sein des budgets PHARE et TACIS: ce sont les programmes du Regulatory Assistance Management Group (RAMG) qui réunit les Autorités de sûreté des pays de l'Union en un consortium. Les programmes dans lesquels la DSIN, avec l'IPSN, est impliquée, concernent la Russie, l'Ukraine, la Siovénie, la République Tchèque et la République Slovaque.

De plus, la DSIN a conclu plusieurs accords bilatéraux complémentaires des programmes de l'Union européenne et dont l'objectif est de pouvoir répondre rapidement aux demandes ponctuelles exprimées par les pays concernés.

Pour la DSIN, l'année 1998 aura été marquée par les deux points suivants:
Le premier concerne l'Association des responsables des Autorités de sûreté des pays d'Europe de l'Ouest. Afin de travailler dans la voie d'une harmonisation accrue des approches de sûreté, les responsables des Autorités de sûreté des pays nucléaires membres de l'Union européenne (Allemagne, Belgique, Espagne, Finlande, France, Grande-Bretagne, Italie, Pays-Bas, Suède) ont préparé la création d'une
association les regroupant. Ils ont proposé à la Suisse, qui a accepté, de les rejoindre. Les responsables de ces Autorités de sûreté ont en particulier engagé un travail d'évaluation de la sûreté nucléaire dans les pays d'Europe de l'Est candidats à l'entrée dans l'Union européenne et ayant au moins un réacteur électro-nucléaire (Bulgarie, Hongrie, Lituanie, Roumanie. République Tchèque, Slovaquie, Slovénie). Cette évaluation portera d'une part sur le régime réglementaire et l'Autorité de sûreté de ces pays (moyens, organisation, statut), d'autre part sur la sûreté des centrales nucléaires de ces mêmes pavs. A ce stade. elle ne couvrira ni la question des déchets radioactifs. ni celle de la radioprotection. Elle sera périodiquement remise à jour. L'objectif est de formaliser d'ici février 1999 un rapport qui sera remis à la Présidence du Conseil de I 'Union.
Le deuxième fait est préoccupant. Si 1'on constate que des progrès importants dans le domaine de la sûreté nucléaire ont été accomplis dans plusieurs pays d'Europe de l'Est, l'année 1998 a confirmé que certains souhaitent, pour des raisons économiques encore aggravées par la crise actuelle, prolonger la durée d'exploitation de certains réacteurs, y compris les plus anciens réacteurs RBMK, malgré leurs carences largement reconnues.