2. Il convient de considérer comme une "décision" de l'Autorité de sûreté nucléaire au sens de la présente note, outre les actes explicitement prévus en application d'un texte réglementaire (approbation de documents de toute nature, autorisations diverses,…) et les procédures d'autorisation consacrées par des demandes passées (autorisation de divergence,…), les positions importantes prises par l'Autorité de sûreté passées (autorisation de divergence,…), les positions importantes prises par l'Autorité de sûreté auprès des exploitants nucléaires, qui ont vocation à être rendues de manière publique et solennelle.

3. Les décisions de l'Autorité de sûreté présentent un caractère conclusif : elles ont vocation à clôturer une affaire, ou tout au moins une étape. Ne sont par contre pas considérées comme des décisions des prises de position intermédiaires ou des demandes par lesquelles l'Autorité de sûreté "invite" un exploitant à mener une démarche. Bien que les décisions présentent a priori un caractère de pérennité, il n'est pas interdit de les modifier (ou de les abroger) en cas de besoin : la modification fait l'objet du même formalisme que la décision elle-même.

4. Toute affaire n'a pas nécessairement vocation à être conclue par une décision de l'Autorité de sûreté. Dans la mesure où il existe un engagement clair de la part de l'exploitant satisfaisant aux objectifs de sûreté visés, il est suffisant, le plus souvent, de prendre acte de cet engagement. Pour autant, sur certains sujets d'importance, tels notamment ceux qui font l'objet d'un examen par un groupe d'experts, il est souhaitable, pour des raisons de clarté de l'action publique, qu'il puisse exister une décision explicite de l'Autorité de sûreté.

5. Afin d'améliorer la lisibilité de l'action de l'Autorité de sûreté, tant vis à vis de l'exploitant, que vis à vis du public, il convient que les décisions de l'Autorité de sûreté soient clairement identifiées comme telles. 

6. Sans préjudice des actions qui doivent être menées par les exploitants nucléaires, chaque entité opérationnelle de l'Autorité de sûreté (sous-direction et DIN) doit être en mesure d'assurer en permanence la mémoire des décisions en vigueur qui la concernent.

7. Les décisions de l'Autorité de sûreté ont vocation à présenter un caractère public. A cette fin, chaque décisions sera mise en ligne sur le site Internet de l'Autorité de sûreté et son existence sera mentionnée dans la revue "Contrôle". Les conditions de cette mise à disposition du public seront précisées ultérieurement.

8. Lorsqu'une décision fixe des exigences à l'égard d'un exploitant, cet exploitant doit avoir été mis en mesure de présenter préalablement ses observations sur les dispositions prévues, y compris sur les délais éventuellement imposés. Une bonne pratique sera de transmettre un projet de décision à l'exploitant avec un préavis suffisant pour lui permettre de répondre utilement.

9. Les décisions de l'Autorité de sûreté sont signées conformément aux règles de délégation de signature en vigueur.

10. Le non-respect d'une décision de l'Autorité de sûreté peut donner lieu à mise en demeure dans les conditions définies par la note DSIN-GRE/ADIR n° 0060/2000 du 19 juillet 2000.

11. La présente note entre en application progressivement à compter de son approbation : pendant une période transitoire, dont l'échéance sera fixée ultérieurement, certaines prises de position de l'Autorité de sûreté répondant à la définition d'une décision figurant ci-dessous pourront continuer à être prises selon le formalisme actuel, et notamment ne pas faire systématiquement l'objet d'une mise à disposition du public.

2. Une mise en demeure peut être prise à l'encontre d'un exploitant nucléaire lorsqu'il est constaté par l'Autorité de sûreté que celui-ci ne respecte pas certaines des obligations qui sont les siennes. Les obligations pouvant ainsi faire l'objet d'une mise en demeure résultent :

® d'un texte réglementaire général (par exemple l'arrêté du 31 décembre 1999 fixant la réglementation technique générale destinée à prévenir et limiter les nuisances et les risques externes résultant de l'exploitation des INB),

® d'une autorisation administrative propre à une installation nucléaire particulière (par exemple décret d'autorisation de création, arrêté d'autorisation de rejets),

® des dispositions d'un document de sûreté établi par l'exploitant et soumis à l'Autorité de sûreté (par exemple spécifications techniques d'exploitation),

® des engagement pris par l'exploitant auprès de l'Autorité de sûreté et dont l'Autorité de sûreté a accusé réception,

® de demandes spécifiques de l'Autorité de sûreté auprès de l'exploitant ayant un caractère prescriptif et définitif, telles que les décisions de l'Autorité de sûreté définies par note DSIN-GRE/ADIR n°0059/2000 du 19 juillet 2000.

3. L'objet de la mise en demeure est de rappeler solennellement à l'exploitant certaines de ses obligations en matière de sûreté nucléaire tout en lui accordant un ultime délai pour se mettre en conformité. A cette fin, toute mise en demeure est assortie d'un délai contraignant mais réaliste déterminé par l'Autorité de sûreté. La mise en demeure fait également état de la sanction encourue si la non conformité persiste une fois ce délai écoulé.

4. La mise en demeure porte sur une obligation bien identifiée ou éventuellement un nombre limité d'entre elles. Son champ doit être restreint. Une mise en demeure peut concerner par exemple une mise en conformité matérielle par rapport au référentiel de sûreté, une modification qui doit être réalisée ou encore la production d'une étude. La non-conformité qui constitue la motivation de la mise en demeure est clairement explicitée dans le texte de la mise en demeure.

5. La mise en demeure n'est envisageable que dans la mesure où l'obligation faite à l'exploitant préexiste de manière claire. Une demande informelle à un exploitant ou un engagement flou et sans échéancier de sa part ne constituent pas une base solide pour motiver une mise en demeure. Dans de tels cas, il convient d'abord d'obtenir de l'exploitant un engagement effectif y compris en terme de délais, ou, à défaut, de fixer une telle date par une décision de l'Autorité de sûreté.
6. Une mise en demeure peut concerner soit une installation nucléaire particulière, soit plus généralement un exploitant, lorsque les services nationaux d'un exploitant ou plusieurs sites sont concernés par une non-conformité générique.

La mise en demeure est par contre appropriée lorsque l'obligation qui n'a pas été respectée par l'exploitant porte sur un point d'importance significative pour la sûreté mais ne peut être respectée immédiatement.

La mise en demeure n'est pas un préalable obligatoire à une sanction pénale.

8. Afin que le délai fixé par la mise en demeure puisse être respecté, il est de bonne pratique que l'exploitant ait pu être mis en mesure de présenter préalablement ses observations, en ce qui concerne la réalité de la non-conformité observée et le réalisme du délai de mise en conformité imposé par la mise en demeure.

9. Les mises en demeure sont prises exclusivement par le directeur de la sûreté des installations nucléaires ou par délégation par un directeur adjoint.

10. Les mises en demeure ont un caractère public. A cette fin, chaque décision de mise en demeure sera, a minima, mise en ligne sur le site web de l'Autorité de sûreté, fera l'objet d'une mention dans la revue "Contrôle" et, si un site particulier est concerné, sera adressée au président de la CLI. Les conditions de cette mise à disposition du public seront complétées ultérieurement.

11. L'entité de l'Autorité de sûreté en charge de l'affaire (sous direction opérationnelle ou DIN) doit assurer un suivi de chaque mise en demeure afin de contrôler, à l'échéance de la mise en demeure, que l'exploitant a mené les actions nécessaires pour se mettre en conformité. Ce contrôle comprend a minima un examen documentaire et, en tant que de besoin une ou plusieurs inspections.

L'Autorité de sûreté rend également publique la nature des suites données par l'exploitant à chaque mise en demeure.

12. Dans le cas où il apparaît que l'exploitant n'obtempère pas à la mise en demeure dans les délais prescrits, l'Autorité de sûreté prend des sanctions appropriées (par exemple procès verbal de contravention dans les cas prévus à l'art 12 du décret du 11 décembre 1963, refus d'autoriser le redémarrage d'un réacteur électronucléaire, suspension ou restriction du fonctionnement de l'installation…).

13. La présente note entre en application à titre expérimental à compter de son approbation. Un retour d'expérience en sera tiré dans un délai d'un an.

L'Autorité de sûreté nucléaire a constaté des dysfonctionnements importants sur le site de Dampierre et les a notamment signalés lors de la présentation du rapport annuel de la DRIRE Centre en avril 2000. Un rapport interne d’inspection d’EDF a fait le même constat. André-Claude Lacoste, le responsable de l’Autorité de sûreté nucléaire, s’est rendu aujourd’hui à la centrale nucléaire de Dampierre pour:
o rencontrer la direction,
o rencontrer les syndicats,
o s’exprimer devant l’ensemble du personnel. Durant son intervention, il a particulièrement mis en cause:
o un manque de rigueur dans l’exploitation,
o une dégradation des relations humaines et sociales et ses conséquences sur la sûreté.

Le 17 août, dans le cadre du redémarrage du réacteur 2 du CNPE de Dampierre suite à l’arrêt annuel pour maintenance et rechargement en combustible, des vérifications ont été faites sur le réacteur dans une configuration non conforme à la procédure. 

Après tout rechargement en combustible et avant de monter en puissance, plusieurs essais sont systématiquement réalisés pour vérifier la configuration et le comportement du réacteur. Ainsi, le 17 août, le réacteur était stabilisé pour réaliser l’essai appelé "carte de flux à 8 % de puissance". Selon la règle des essais physiques au redémarrage, la puissance doit être comprise entre 5% et 10%. Or, l'analyse de la carte de flux a révélé que la puissance avait été de 10,16%. Classiquement, les équipes de conduite suivent la puissance sur les chaînes de puissance neutronique. Pour confirmer la valeur lue, elles peuvent faire un bilan thermique. A faible puissance, l’incertitude sur les chaînes de puissance neutroniques est importante et il peut y avoir un écart entre la valeur affichée et la valeur réelle. Ainsi, lors du présent incident, la puissance lue était 8,5 % alors que la puissance réelle était de 10,16%. Pour s’apercevoir de cet écart, les équipes de conduite auraient du faire un bilan thermique. Cela n’a pas été fait, contrairement à ce que demande la procédure d’essai. Cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES, en raison du non respect de la procédure d’essai. 

Le 13 août, dans le cadre du redémarrage du réacteur 2 de la centrale de Dampierre suite à l’arrêt annuel pour maintenance et rechargement de combustible, une première divergence a été réalisée alors que l’équipe d’essai ne la détectait pas. 

Après tout rechargement de combustible et avant de monter en puissance, plusieurs essais sont systématiquement réalisés pour vérifier la configuration et le comportement du réacteur. En particulier la première divergence constitue un essai et est suivie à la fois par l’équipe de conduite classique et par une équipe d’essai spécialement mises en place pour réaliser des vérifications pointues. Chacune des équipes suit le réacteur avec ses propres appareils de mesure. En l’occurence l’équipe de conduite a vu la divergence du réacteur à partir des indicateurs classiques de la salle de commande alors que l’équipe d’essai ne détectait pas cette divergence à partir de ses appareils de mesure. Compte tenu de l’écart d’appréciation, le chef d’exploitation a décidé d’arrêter le réacteur pour analyser la situation. Toutefois la puissance a atteint 2.36% alors que, selon la règle des essais physiques au redémarrage, la puissance ne doit pas dépasser 2% pour cet essai. L’équipe d’essai a changé ses appareils de mesure et aucune autre anomalie n’a été détecté lorsque la première divergence a été recommencée. Cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES, en raison du non respect de la règle des essais physiques au redémarrage. 

Le 7 août, alors que les phases de redémarrage du réacteur 3 de la centrale de Dampierre avait été interrompues suite aux essais d’une pompe primaire, il a été constaté que les deux redresseurs d’un tableau électrique n’avaient pas été révisés dans les délais prévus : alors que leur maintenance préventive doit être effectuée tous les 4 ans, elle n’avait pas été effectuée depuis 9 mois. 

Le 30 juin, lors du redémarrage du réacteur 3, des contrôles préventifs, réalisés systématiquement, ont détecté des défauts sur des tuyauteries de faible diamètre (piquages) situées sur le circuit de secours d’alimentation en eau des générateurs de vapeur (circuit ASG). 

Le réacteur était à l’arrêt pour des opérations de rechargement en combustible et de maintenance. Ces défauts, de nature identique, affectent quatre tuyauteries auxiliaires de faible diamètre (deux centimètres) qui servent à mesurer différents paramètres (pression, débit…) du circuit d’eau sur lequel elles sont implantées. Le réacteur ne redémarrera qu’après qu’EDF ait établi les causes d’apparition de ces défauts et effectué les réparations nécessaires. Du fait de la possibilité d’une défaillance de mode commun (plusieurs piquages affectés simultanément) sur ce circuit, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES. 

"L’Autorité de sûreté nucléaire classe au niveau 2 de l’échelle des événements nucléaires un incident survenu à la centrale nucléaire de Dampierre." 

Le 23 juin, EDF a informé l’Autorité de sûreté nucléaire qu’une procédure de conduite de la centrale nucléaire de Dampierre (Loiret) contenait une erreur. 

Cette procédure erronée conduisait les opérateurs à fermer les vannes du système d’injection de sécurité (circuit RIS) trop tôt pendant la mise à l’arrêt du réacteur, à un moment où ce système est encore nécessaire. Le système d’injection de sécurité n’est pas utilisé en fonctionnement normal : c’est un circuit de sauvegarde qui est nécessaire pour injecter de l’eau dans le circuit primaire afin d’assurer le refroidissement du réacteur dans le cas d’une fuite importante de ce circuit primaire. Cette procédure erronée a été appliquée à six reprises depuis février 1999, conduisant, à chaque fois, à rendre indisponible le fonctionnement automatique de ce circuit de sauvegarde pendant quelques heures. Les procédures de conduite sont élaborées par chaque centrale nucléaire en fonction des spécificités de chaque site sur la base de règles de conduite définies par EDF au niveau national et soumises à l’Autorité de sûreté. L’inspection menée le 26 juin 2000 par l’Autorité de sûreté nucléaire a montré que le processus interne à la centrale d’élaboration de ces procédures de conduite a été défaillant : en fait, ces procédures ont été largement recopiées sur celles élaborées par le site du Tricastin (Drôme) sans qu’une analyse suffisante ait été menée. Une autre inspection aura lieu le 27 juin sur le site du Tricastin pour évaluer la situation sur cette centrale. L’Autorité de sûreté classe cet incident au niveau 2 de l’échelle des événements nucléaires (échelle INES) qui en compte 7 en raison de défaillances successives du système d’assurance qualité et de contrôle interne d’EDF. 

Le vendredi 9 juin, les opérations préalables au démarrage, après arrêt pour rechargement en combustible, du réacteur 3 du CNPE de Dampierre, ont été interrompues. Un mouvement social du personnel n’a pas permis la réalisation d’essais de capteurs nécessaires au redémarrage souhaité par la direction. 

Suite à cet incident déclaré au niveau 0 de l’échelle INES, l’analyse effectuée a permis de mettre en évidence un défaut d’organisation dans la planification et le suivi de ces essais, conduisant l’exploitant à reclasser, le 13 juin, cet incident au niveau 1 de l’échelle INES pour défaut d’assurance qualité. Cet incident n’a eu comme conséquence que de retarder le redémarrage du réacteur. Celui-ci aura lieu lorsque les essais nécessaires auront été réalisés. 

Le 15 mai, vers 10 h 45, au cours de sa manutention par un chariot automoteur, un conteneur en acier provenant de zone contrôlée et contenant environ 2,5 m3 d’huile de lubrification très faiblement radioactive (environ 220 Becquerels par litre) s’est renversé et s’est rompu. Le contenu s’est répandu sur le sol et s’est écoulé dans le réseau pluvial. Environ 1,5 m3 est parvenu dans le canal de rejet des effluents et a été déversé en Loire. Les équipements de rejets ne sont pas équipés de dispositifs efficaces de rétention des hydrocarbures. 

L’exploitant du site a installé un barrage flottant trop tardivement pour éviter le rejet des hydrocarbures en Loire. L’activité dispersée en Loire et consécutive à cet incident est de l’ordre du millionième de l’activité pouvant être rejetée annuellement en application des autorisations de rejet en vigueur. Compte tenu notamment du fort débit de la Loire le jour de l’incident, l’impact sur l’environnement n’est pas perceptible. L’absence de dispositif de rétention efficaces d’hydrocarbures constitue une infraction à la réglementation qui a été relevée par procès verbal. Cet incident met en évidence des lacunes notables dans l’organisation mise en place par l’exploitant pour intervenir en cas de risque imminent de pollution de l’environnement. De ce fait, il est classé au niveau 1 de l’échelle INES. 

Le 10 mai, lors de l’arrêt du réacteur n° 3 du CNPE de Dampierre, une vanne située sur un circuit traversant le bâtiment réacteur a été découverte en position bloquée ouverte. 

Pour tout circuit traversant le bâtiment réacteur, qui constitue l’enceinte de confinement, deux vannes sont installées sur le circuit : l’une à l’intérieur du bâtiment réacteur, juste avant la traversée, l’autre à l’extérieur, juste après la traversée du bâtiment réacteur. Lorsque le réacteur fonctionne, ces vannes doivent se fermer automatiquement en cas de détection d’une anomalie à l’intérieur de l’enceinte. Or, après analyse, il s’avère que la vanne intérieure, découverte en position bloquée ouverte, était dans cet état depuis l’arrêt précédent du réacteur, à savoir juin 1999. Donc, pendant environ un an, l’enceinte de confinement n’aurait pas pu jouer pleinement son rôle en cas d’accident, puisqu’une de ses vannes d’isolement ne se serait pas fermée. L’enceinte de confinement constitue une des trois barrières entre le combustible et l’environnement. Les deux premières barrières sont respectivement la gaine du combustible et le circuit primaire. Ce dernier est un circuit fermé, contenant de l’eau sous pression qui permet de transférer l’énergie produite par le combustible aux générateurs de vapeur puis à la turbine. Cet incident n’a pas eu de conséquences réelles pour les personnes et l’environnement. Toutefois, en raison de l’état dégradé de la troisième barrière, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES. 

Le 11 mai, alors que l’exploitant procédait à la vérification mensuelle du mouvement des grappes de contrôles et d’arrêt de réacteur, un défaut est apparu dans l’une des unités logiques qui gèrent la position de ces grappes. Ce défaut, apparu en cours d’essai, a empêché le mouvement d’une partie des grappes qui s’est retrouvée dans une position inadéquate. La possibilité de faire chuter ces grappes, en cas d’arrêt d’urgence, par gravité, n’a toutefois été aucunement remise en cause. 

Dans cette configuration, l’exploitant dispose d’une heure pour réparer l’unité logique et revenir à une situation normale. Passé ce délai, il dispose de 2h pour arrêter le réacteur. Au bout d’une heure, n’ayant pas réparé, il a correctement amorcé l’arrêt. Mais il n’a atteint que 90% de la puissance nominale compte tenu des difficultés rencontrées pour piloter le réacteur sans les grappes. Il n’a alors pas provoqué manuellement un arrêt d’urgence du réacteur, et l’unité logique n’a été réparée qu’après 20 minutes de dépassement du délai de repli du la tranche. Compte tenu du non-respect des délais impartis, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES. 

Le 1er février, l’exploitant a détecté un dépassement de 10 mois du délai maximum de 7 ans pour réaliser la visite complète d’une pompe. Cette pompe est l’une des 4 pompes du circuit d’eau brute qui assure, de manière indirecte, le refroidissement de tous les circuits et matériels importants pour la sûreté du réacteur. Compte tenu de l’importance du circuit, chacune des 4 pompes assure 100% du débit nécessaire en cas d’accident. 

Pour maintenir son matériel en état, EDF élabore des programmes de maintenance préventive. Cette maintenance doit garantir la disponibilité du matériel. A ce titre, les fréquences d’examen imposées par le programme doivent être respectées. Les dernières vérifications des caractéristiques de la pompe n’ont pas révélé de défaut. D’autres dépassements des délais imposés par les programmes de maintenance ont été constatés en 1999. En raison de la répétition de l’événement, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES. 

  Monsieur le Directeur du CNPE de BUGEY

B. P. N° 14, 01366 CAMP DE VALBONNE Cédex

Objet : Mise en demeure. Réparation de la soudure emmanchée - soudée "Socket Welding" à jeu nul du clapet 4RCP36VP. 

Références : 1. Lettre DSIN/DIJ/BCCN n° 980999 du 23/10/1998 2. Lettre DRIRE Rhône Alpes n° 2000/530 du 19/04/2000 3. Lettre DRIRE Rhône Alpes n° 2000/823 du 23/06/2000 4. Télécopie Bugey du 28/06/2000

Lors de la préparation de l'arrêt 2000 pour rechargement du réacteur n° 4, vous aviez demandé à la DRIRE Rhône-Alpes l'autorisation de ne pas réparer les assemblages Socket Welding - SW - à jeux nuls détectés lors des arrêts 1998 et 1999.Ceci constitue un écart à la stratégie de traitement définie dans mon courrier en référence 1, non remis en cause depuis par votre établissement. Par lettre en référence 2, adressée plus d'un mois avant le début de l'arrêt, la DRIRE Rhône-Alpes vous confirmait officiellement le refus qu'elle vous avait signifié à plusieurs reprises en réunion. Vous avez malgré cela persisté au cours de l'arrêt à ne pas préparer puis engager la réparation du SW du clapet 4RCP36VP, si bien que la DRIRE Rhône-Alpes a été conduite à vous renouveler cette injonction par lettre en référence 3. Vous m'informez à présent, en fin d'arrêt, par votre lettre en référence 4, des difficultés techniques que vous rencontrez pour la mise en œuvre de cette réparation ; difficultés consécutives à sa non préparation par vos services. Cette situation est inacceptable.

Pour le Directeur de la Sûreté des Installations Nucléaires

L'Adjoint au Directeur : Jérôme GOELLNER

 Voir la note de l'ASN

 La mise en demeure adressée au directeur du CNPE de Bugey le 10 juillet, a pour objet de demander impérativement la réparation au prochain arrêt d'un défaut de conception observé sur une liaison soudée particulière (appelée "Socket Welding") d'une tuyauterie auxiliaire du Circuit Primaire Principal. 

Depuis lors, la totalité de l'usine, qui produisait plus d'un tiers du combustible nucléaire de l'archipel, ne fonctionne plus. Le petit atelier dans lequel s'est produit l'accident a été totalement nettoyé.

JCO, filiale du groupe Sumitomo Metal Mining, a estimé à 14,5 milliards de yens (150 millions d'euros) la perte exceptionnelle liée aux coûts relatifs à l'accident. Elle a notamment indemnisé plus de 6.000 riverains, en particulier de nombreux maraîchers, dont les légumes n'ont plus trouvé preneurs.

A moyen terme, l'impact de l'accident menace aussi le développement de Tokaïmura comme "capitale du nucléaire" au Japon. La ville de 34.000 habitants, située à 120 km au nord de Tokyo, accueille treize sites, dont des réacteurs de recherche, une usine pilote de traitement ainsi que des laboratoires.

Or, "les relations entre les habitants et la communauté nucléaire se sont tendues depuis l'accident. Il sera difficile de faire accepter de nouvelles activités", explique Shojiro Matsuura, président de la Commission de sûreté nucléaire.

mercredi 11 octobre 2000, 11h16

Japon: arrestations dans l'enquête sur l'accident de Tokaimura 

TOKYO (Reuters) - Six anciens cadres et employés de la société JCO ont été arrêtés par la police dans le cadre de l'enquête sur l'accident de Tokaimura il y a un an, le plus grave de l'histoire du nucléaire civil au Japon.

Ces arrestations, annoncées par la chaîne NHK, sont les premières depuis l'accident survenu le 30 septembre 1999. 

Deux techniciens avaient péri des suites des radiations auxquelles près de 450 personnes ont été exposées dans cette ville située à 140 kilomètres au nord-est de Tokyo.

Les six hommes sont soupçonnés de négligence professionnelle mais les enquêteurs souhaitent également inculper JCO en tant que société car ils estiment que toute une série de règles de procédure ont été enfreintes.

L'accident s'était produit alors que des techniciens manipulaient par erreur une quantité d'uranium huit fois supérieure à la norme. 

Le plus gros producteur d'électricité en Allemagne, RWE, va réduire les capacités de ses centrales électriques de 5.000 mégawatts d'ici à 2004, sur une capacité totale annuelle de 33.000 mégawatts, soit 15%, a-t-il annoncé mardi lors d'une conférence de presse à Essen (ouest). 

Ce programme concerne pour l'essentiel la fermeture d'unités "non rentables" dans huit centrales (pétrole, gaz et charbon) du pays et l'arrêt définitif de la centrale nucléaire de Muelheim-Kaerlich dont l'exploitation a cessé depuis septembre 1988 pour des raisons juridiques.

RWE emboîte ainsi le pas à son grand rival E.ON, qui avait annoncé la veille la fermeture de neuf unités conventionnelles et, en 2003, d'une de ses centrales nucléaires. Celle-ci devrait ainsi devenir la première à fermer ses portes en Allemagne depuis l'accord signé en juin entre Berlin et les industriels du secteur sur l'abandon du nucléaire civil.

Objectif des deux groupes: réduire les surcapacités de production d'électricité estimées à 10.000 mégawatts en Allemagne et 40.000 mégawatts sur le marché européen, où RWE occupe la troisième place derrière le français Electricité de France (EDF) et l'Italien Enel, selon les calculs de la banque privée Merck Finck and CO.

La réduction des capacités de production d'E.ON de 16% --un chiffre supérieur aux attentes de certains analystes-- coûtera cette année au groupe 2O4 millions d'euros. qui auront un "caractère exceptionnel", a-t-il précisé mardi dans un communiqué. 

Pour faire face à la dégringolade des prix de l'électricité qui rognent leurs marges, les groupes allemands se sont unis. E.ON est ainsi né en début d'année de la fusion entre Veba et Viag, tandis que RWE a fusionné tout récemment avec le numéro six du secteur, VEW. 

A travers ce rapprochement, RWE entend économiser d'ici à 2004 plus de 10 milliards d'euros grâce aux effets de synergie, à raison de 2,6 milliards d'euros par an, a-t-il précisé mardi. 

Le géant allemand envisage également de développer ses activités principales à travers de nouvelles acquisitions. Pour se renforcer dans le traitement et la distribution d'eau, un secteur où il est encore peu représenté, RWE a annoncé le 25 septembre le rachat du britannique Thames Water pour 7,1 milliards d'euros. 

RWE s'est ainsi hissé au troisième rang mondial de la distribution et de l'assainissement de l'eau, se posant en concurrent sérieux des deux leaders du secteur, les français Vivendi et Suez Lyonnaise des Eaux.

"Tous les scénarios envisageables seront étudiés", a indiqué le porte-parole du groupe public, Jacques-Emmanuel Saulnier, ajoutant que parmi ces scénarios la fermeture de l'installation ne serait pas exclue. D'autres solutions portant sur le renforcement de la sécurité des installations seront proposées à l'Autorité, organisme responsable de la sûreté de l'ensemble des installations nucléaires, placé sous la tutelle des ministères de l'Environnement et de l'Industrie. La décision finale sur l'avenir de Cadarache sera prise par le gouvernement. 

L'usine de Cadarache produit depuis 1988 du MOX, associant des oxydes d'uranium appauvri au plutonium issu du retraitement des combustibles nucléaires usés. Ce MOX est destiné spécialement au marché allemand, où près de la moitié des réacteurs nucléaires sont adaptés à leur utilisation. 

L'Autorité de sûreté a demandé à plusieurs reprises la fermeture de cette usine, estimant que les techniques de renforcement envisagées par la COGEMA n'apporteraient pas des garanties suffisantes.

Dans son rapport 1999, le "gendarme du nucléaire" enfonçait une nouvelle fois le clou, indiquant qu'"à ce jour, l'exploitant n'a toujours pas fait connaître sa réponse".

L'usine MOX de Cadarache, qui emploie environ 300 personnes, produit 40 tonnes de MOX par an. Il n'existe qu'une poignée d'usines dans le monde fabriquant ce type de combustible: deux en France, une en Belgique et une en Grande-Bretagne. En France, plus du tiers des 58 réacteurs en service dans les centrales nucléaires fonctionnent en partie avec du MOX.

Le MOX est régulièrement la cible des écologistes, opposés à l'extraction du plutonium et à son utilisation dans des combustibles, procédé qualifié par Greenpeace "d'aberration tant économique qu'écologique". 

Les tenants de cette filière y voient au contraire un procédé de recyclage efficace, ajoutant qu'il pourrait de plus constituer une solution d'avenir pour "brûler" le plutonium militaire issu des arsenaux américains et russes.