Fin septembre, 39 réacteurs sont en fonctionnement et 20 à
l'arrêt pour travaux.
DÉCISION AS RELATIVE AUX MODALITÉS D'APPLICATION DE L'ARTICLE
10 DE L'ARRÊTÉ DU 10 NOVEMBRE 1999
Le 13 juillet 2000, le Directeur de l'Autorité de Sûreté
a signé la décision portant adoption de la note DSIN/BCCN AP001 "conditions
d'instruction des dossiers d'intervention et de suivi des interventions susceptibles
d'être effectuées sur les circuits primaires et secondaires principaux des réacteurs
nucléaires à eau sous pression". Cette note définit les modalités d'application
de l'article 10 de l'arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de
l'exploitation de ces circuits.
Cet arrêté présente la particularité de considérer des appareils dans leur
ensemble : Le circuit primaire principal (CPP) d'une part, chacun des trois ou quatre
suivant le type d'installation, circuits secondaires principaux (CSP) d'autre part. Est en
effet considéré comme circuit secondaire principal "chacun des appareils
constitués par l'enceinte secondaire de l'un des générateurs de vapeur et les
tuyauteries qui ne peuvent en être isolées de façon sûre".
Ces circuits qui fonctionnent sous forte pression, de l'ordre de 150 bars pour CPP et
70 bars pour CSP, font l'objet d'une réglementation spécifique. Cette réglementation
est préparée et mise en application au sein de 1 Autorité de Sûreté par le Bureau de
Contrôle des Chaudières Nucléaires (BCCN) implanté à la DRIRE Bourgogne à Dijon.
Le BCCN exerce trois fonctions différentes, celle d'administration centrale pour la
sûreté des installations sous l'autorité du Directeur de la DSIN, celle de contrôle de
la construction sous l'autorité du Directeur de la DRIRE Bourgogne et celle d'appui
technique de l'Autorité de Sûreté.
Les interventions sont effectuées sous la responsabilité de l'exploitant, qui est
l'interlocuteur de l'administration et doit assumer explicitement le contenu des dossiers
transmis. Un dispositif d'appui sera proposé aux unités pour traiter les problèmes
d'interprétation du nouvel arrêté. L'animation de ce dispositif sera assurée par J.C.
Peltan, animateur du domaine "appareils à pression". Au niveau du Parc, le
Directeur de la DPN est assisté dans l'exercice de sa responsabilité pour l'application
de la réglementation par F. Hédin, porteur stratégique du domaine "réglementation
des appareils à pression".
La mise en application de l'article 10 conduit à distinguer trois types
d'interventions:
 | les interventions non notables, telles que le remplacement de pièces d'usure ou
des rodages ou usinages restant dans les cotes de construction, dont la mise en œuvre
ne présente pas à priori de risque particulier de remise en cause de l'intégrité de
l'enceinte sous pression |
| les interventions notables, dont la mise en œuvre est susceptible de
remettre en cause l'intégrité de l'enceinte sous pression, telles qu'une modification de
l'installation, une modification de l'état de contrainte dans le matériel ou une
modification des caractéristiques physiques des matériaux, |
| les interventions notables importantes, à l'issue desquelles l'état
métallurgique ou mécanique est insuffisamment connu, qui donnent lieu à une
requalification de la zone concernée comprenant une épreuve hydraulique ; un
déclassement en intervention notable peut être prononcé par le BCCN en cas de
possibilité de double contrôle volumique ou de simple contrôle volumique avec une
méthode qualifiée au sens de l'article 8 de l'arrêté. |
| |
Pour les interventions non notables, aucune information préalable de l'administration
n'est requise.
Pour les interventions notables ne concernant qu'un site, la DRIRE territorialement
compétente doit être informée avant le déroulement des éventuelles qualifications de
procédé ou de mode opératoire et avant la mise en œuvre effective de
l'intervention.
Pour les interventions notables importantes, mais aussi pour les interventions notables
concernant à priori plusieurs sites ou envisagées par anticipation et non mises en
œuvre immédiatement, une instruction centralisée est demandée. Pour
l'administration, l'instruction des dossiers de qualification est assurée par le BCCN.
Pour EDF, une Unité Coordinatrice doit être désignée pour chaque dossier. Lorsque
l'unité coordinatrice n'est pas chargée de la surveillance de l'intervention, le plan de
surveillance qu'elle a défini est prescriptif vis à vis du CNPE concerné.
Les documents nécessaires doivent être transmis à l'administration dans des délais
spécifiés quinze jours avant le déroulement des opérations de qualification
éventuelles, quinze jours avant la première mise en œuvre d'un dossier à
instruction centralisée, trois jours ouvrés avant toute autre intervention notable,
trois jours ouvrés avant la remise en service des appareils.
Par ailleurs, les dispositions prises en matière de radioprotection tout au long de la
préparation de l'intervention doivent désormais être formalisées dans un document
appelé annexe radioprotection, qui précise notamment la cible dosimétrique. Si les
débits de dose réels conduisent à réévaluer cette cible de manière significative,
l'Autorité de sûreté doit en être informée et, selon le niveau de réévaluation, un
accord préalable de la DRIRE peut être nécessaire.
DÉVERSEMENT D'EAU À L'EXTÉRIEUR DU BÂTIMENT
RÉACTEUR À ST-LAURENT B2
Le 14 août 2000 à St Laurent B2, à la suite d'une
défaillance du matériel utilisé pour la décontamination de la piscine du réacteur, un
déversement d'eau a contaminé le sol à l'extérieur du bâtiment réacteur. Cette
opération de décontamination, réalisée au cours de l'arrêt pour rechargement, est
effectuée à l'aide d'un jet d'eau à haute pression.
Le compresseur d'alimentation était situé à l'extérieur du bâtiment réacteur, au
niveau du sol. Une défaillance de la soupape de protection, du compresseur a entraîné
la mise à l'arrêt du compresseur et l'isolement de l'eau d'alimentation. Le compresseur
étant placé en contrebas de la zone à décontaminer, un siphon s'est amorcé
entraînant un écoulement d'eau en provenance de la piscine du réacteur jusqu'au sol via
la soupape défaillante.
Le sol a été contaminé sur environ 20 m2, avec une valeur moyenne de 15 Bq/cm2.
Cette faible contamination. est restée circonscrite à la surface du sol. Les actions de
décontamination adaptées ont été mises en œuvre sur la zone concernée. Les
contrôles effectués ont confirmé l'absence de conséquence sur le réseau souterrain
d'écoulement des eaux de pluies. Compte tenu du faible niveau de contamination, le
classement de base sur l'échelle INES est zéro.
Toutefois, à la suite d'un incident semblable survenu le 25 mai 1997, le CNPE de
Dampierre avait attiré l'attention des autres CNPE sur les risques de siphonnage au cours
des opérations de décontamination lorsque le compresseur est placé à l'extérieur. A
l'époque, le CNPE de St Laurent n'était pas concerné par ce risque, car toutes les
opérations étaient réalisées à l'intérieur du bâtiment réacteur. Par contre, à
partir de 1999, une évolution a conduit à aligner les pratiques de St Laurent sur celles
de Dampierre.
En raison de la prise en compte incomplète du retour d'expérience de Dampierre, il a
été décidé de classer cet événement au niveau 1 (anomalie) de l'échelle INES.
ÉCART DE MESURE DOSIMÉTRIQUE POUR UN AGENT DU CNPE DE
GRAVELINES
Le développement des films de contrôle
dosimétrique du CNPE de Gravelines a fait apparaître une dosimétrie de 40 mSv pour le
mois de juin 2000 pour un agent technique de la conduite. La limite réglementaire pour
les travailleurs en zone nucléaire est fixée à 30 mSv par trimestre.
Toute personne intervenant en zone nucléaire doit obligatoirement être munie de deux
moyens de mesure dosimétrique. Un dosimètre électronique permet un suivi en temps réel
de la dosimétrie opérationnelle, appelée dosimétrie active. Un film de contrôle
dosimétrique cumule les doses reçues au cours d'un mois et indique, après
développement, la dosimétrie dite passive.
Dans le cas de l'agent du CNPE de Gravelines, la dosimétrie passive était de 40 mSv,
alors que le cumul de la dosimétrie active sur la même période s'établit à 0,43 mSv.
Une première analyse des activités de l'agent concerné au cours du mois montre que la
dosimétrie active est tout à fait réaliste. En particulier, la dose reçue par d'autres
agents ayant réalisé les mêmes activités est comparable avec cette dosimétrie active.
Par ailleurs, une vérification du bon état des dosimètres électronique utilisés par
l'agent au cours du mois de juin n'a révélé aucun défaut.
Les premières constatations conduisent à mettre en doute la représentativité de la
dosimétrie passive. D'une part, alors que le film dosimétrique doit être porté à la
poitrine au cours des activités en zone nucléaire, il est apparu que l'agent portait son
film accroché avec son trousseau de clés et son badge. D'autre part, l'agent ne
restituait son film dans le râtelier prévu à cet effet qu'en fin de mois.
A titre conservatoire, il a été décidé de ne plus affecter l'agent à des travaux
en zone contrôlée.
ARRÊTS AUTOMATIQUES RÉACTEURS EN JUIN-JUILLET 2000
Le nombre moyen d'arrêts automatiques de réacteur
(AAR), réacteur divergé, rapporté à 7 000 heures de criticité est remonté à 1,04
fin juin, avant de redescendre à 0,99 fin juillet pour l'ensemble des 54 tranches REP 900
& 1300 MW. Sur ces tranches, il y a eu neuf AAR en juin, dont les six premiers en
moins d'une semaine, et quatre en juillet. En 1999, il y en avait eu six en juin et sept
en juillet.
ÉTUDE EUROPÉENNE SUR LES PERFORMANCES DES
DOSIMÈTRES
Du 4 au 6 septembre 2000, s'est tenu à
Helsinki un atelier de travail européen consacré à la mise en place de la directive
européenne 96/29/Euratom du 13 mai 1996 portant sur les règles de base de la protection
de la santé des travailleurs et du public contre les dangers des rayonnements ionisants.
Parmi les documents supports à ces échanges, figurait un rapport préparé par
Eurados (European Radiation Dosimetry Group) et intitulé "Harmonisation et assurance
qualité de la dosimétrie pour le suivi dosimétrique individuel de l'exposition aux
sources de rayonnements externes". Ce rapport est le résultat d'une étude engagée
en décembre 1996 par un groupe de travail comprenant un expert de chaque pays membre de
l'Union européenne et de la Suisse. L'étude était divisée en trois volets.
Le premier volet, consacré à la réglementation en vigueur dans les différents pays,
fait ressortir que, dans le cadre de la libre circulation des travailleurs à travers
l'Union européenne et du regroupement des entreprises en entités multinationales, une
certaine harmonisation des exigences et des procédures serait souhaitable.
Le deuxième volet avait pour objet de présenter une vue d'ensemble des dosimètres et
des services de dosimétrie qui sont en mesure d'estimer les doses dues aux sources de
rayonnements externes à partir de la mesure de l'équivalent de dose individuel. Près de
200 services de dosimétrie ont été identifiés, dont notamment 80 en Italie, 28 au
Royaume-Uni, 20 en Espagne et 7 en France. Près de 1,2 million de travailleurs, dont 230
000 en France, bénéficient d'un suivi dosimétrique ; pour environ 50 % d'entre eux, ce
suivi est assuré effectivement en mesurant l'équivalent de dose individuel.
Le troisième volet consistait à réaliser une inter-comparaison des performances de
dosimètres individuels représentatifs de ceux utilisés dans les pays de l'Union
européenne et en Suisse. Au total, un millier de dosimètres ont été testés. Les
résultats des dosimètres "photons" sont bons dans tous les champs de
rayonnements, sauf pour le champ dit R-F correspondant à une énergie moyenne d'environ
6,6 MeV.
En dosimétrie "béta" et "neutrons", un grand nombre de résultats
sous-estiment la dosé individuelle, tandis que d'autres résultats conduisent à une
surestimation considérable. De nombreux dosimètres "béta" ne sont pas
capables de déterminer avec précision l'équivalent de dose pour les faibles énergies
et les grands angles d'incidence. Les résultats de dosimétrie "neutrons" sont
très dépendants du type de dosimètre et de l'algorithme de calcul de la dose.
La coordination de l'inter-comparaison des dosimètres a été assurée par la France,
en l'occurrence l'IPSN (Institut de Protection et de Sûreté Nucléaire). L'ensemble des
laboratoires de dosimétrie individuelle français, ainsi que l'OPRI (Office de Protection
contre les Rayonnements Ionisants) étaient parties prenantes. On trouvera ci-dessous
quelques commentaires extraits d'un communiqué commun IPSN/OPRI publié à l'occasion de
la parution de cette étude.
Les rayonnements béta sont difficiles à détecter: peu pénétrants, ils sont
rapidement arrêtés dans la matière. Dans les conditions normales, le risque
d'exposition à ce type de rayonnements est essentiellement limité aux parties de
l'organisme en contact direct avec des matières radioactives (la peau, en général, les
mains, les yeux).
Compte tenu de leurs spécificité (particules neutres, gamme d'énergie très étendue
et effets biologiques dépendants de l'énergie), les neutrons sont des rayonnements
encore plus délicats à mesurer. La difficulté technique est triple
- II est indispensable de connaître l'énergie du rayonnement car les facteurs dits de
pondération, qui rendent compte des effets biologiques dans le calcul de la dose
efficace, varient dans un rapport de 1 à 4 selon cette énergie.
-Les neutrons les plus difficiles à mesurer sont d'une énergie dite
"intermédiaire" (environ 500 keV) et les détecteurs actuels y sont
intrinsèquement peu sensibles.
-Le rayonnement neutronique n'est jamais pur, mais associé à un rayonnement gamma qui
gêne considérablement la qualité de la mesure.
En pratique, la connaissance du spectre énergétique de chaque poste de travail est
indispensable pour étalonner correctement les dosimètres neutrons.
En France, pour la majorité des installations connues, la dose neutron n'apporte
qu'une contribution faible à la dose totale reçue par les travailleurs exposés.
Toutefois, dans quelques installations du cycle du combustible nucléaire, la composante
neutron peut atteindre 50 % de la dose totale.
Concernant la dosimétrie des photons, qui constituent la source essentielle
d'exposition des travailleurs, IPSN a testé récemment dans ses laboratoires les
principaux dosimètres individuels électroniques qui existent sur le marché. Les
résultats de cette étude seront diffusés très prochainement ; ils montrent que tous
ces appareils satisfont aux normes en vigueur"
Légère contamination à Chooz
L'Office de protection contre les rayonnements ionisants (OPRI) s'est rendu le 22
septembre à Chooz pour procéder à un contrôle radiamétrique rapide sur une voie
publique et réaliser des prélèvements.
Cette intervention faisait suite à une information,
transmise la veille par la centrale, de la découverte d'une contamination radioactive sur
un chemin de halage longeant le site de l'ancienne centrale de Chooz A, à l'arrêt depuis
plusieurs années et en cours de démantèlement.
D'après EDF, cette contamination est localisée sur une surface de 4 mètres carrés
et le débit de dose mesuré atteint 15 microSieverts/heure, Dés réception, les
échantillons de terre et de végétaux prélevés par EDF ont été analysés par l'OPRI.
Les premiers résultats, indique ce dernier, font apparaître la présence de césium 137,
de cobalt 60 et d'américium 241, à hauteur respectivement de 180 becquerels par gramme,
de 0,22 Bq/g et de 0,66Bq/g. Cette présence confirme l'existence d'une contamination
radioactive significative résultant des activités nucléaires des installations de
Chooz.
Les vérifications faites sur place par l'OPRI ont permis de constater que la centrale
avait engagé à son initiative une décontamination de la zone, par décapage de la
couche superficielle de terre sur une profondeur de 75 centimètres. Toutefois, cette
opération n'a pas permis d'abaisser la radioactivité au niveau attendu sur le voie
publique. Les résultats des mesures radiamétriques mettent encore en évidence des
valeurs de l'ordre de 4 à 5 fois le niveau ambiant normal. La terre enlevée par EDF a
été mise en fûts puis entreposée dans les installations de la centrale. La zone
contaminée paraît être circonscrite à celle initialement délimitée. Cependant, afin
de déterminer précisément l'exposition des pêcheurs et des promeneurs fréquentant le
chemin de halage, L'OPRI effectuera dans la semaine un contrôle complémentaire de
l'ensemble de la zone. Quant aux échantillons prélevés par l'OPRI lui-même, ils sont
en cours d'analyse dans ses laboratoires. A partir de ces résultats, l'OPRI proposera à
la direction générale de la santé et à la préfecture des Ardennes le niveau
d'assainissement à retenir pour ce lieu. Il vérifiera ensuite que cet objectif est
atteint. Dans l'immédiat, l'OPRI a demandé d'en interdire l'accès.
La centrale de Dampierre mise "sous
surveillance renforcée"
La centrale nucléaire de Dampierre-en-Burly a été
placée "sous surveillance renforcée H, a annoncé en fin de semaine dernière le
directeur de la sûreté des installations nucléaires, André Claude Lacoste.
" Le site n'est pas un site dangereux ", mais toute une série de
dysfonctionnements fait que " la situation ne peut pas durer", a-t-il
déclaré après s'être entretenu avec la direction, les syndicats et le personnel de la
centrale.
Ces facteurs, essentiellement humains, peuvent toutefois avoir des conséquences graves
pour la sécurité de l'installation, a expliqué A.C. Lacoste. " Si la situation
ne s'améliore pas et que la sûreté est mise en cause, j'en tirerai les conséquences, y
compris en fermant les installations ", a-t-il précisé. Il a donné six mois à
la centrale pour qu'un "plan de remise en ordre du site ", concerté entre
direction, syndicats et personnel, soit mis en œuvre.
Depuis plus d'un an, la centrale a connu une série d'incidents qui, sans avoir jamais
été vraiment graves, ont été une cause d'inquiétude pour EDF et l'Autorité de
sûreté nucléaire (cf. Enerpresse n ° 7646 et n ° 7647).
Le risque incendie insuffisamment pris en compte dans
les centrales
Le risque d'incendie, qui reste minime mais dont'
les conséquences pourraient être catastrophiques est insuffisamment pris en compte dans
les centrales et autres installations nucléaires françaises, selon les experts de la
Direction de la sûreté des installations nucléaires (DSIN). "On constate en
moyenne un départ de feu tous les deux ans sui chaque installation, c'est donc un
phénomène fréquent même si chaque départ de feu ne se traduit pas nécessairement par
un incendie., a résumé Olivier Gupta, lors d'une conférence de presse de l'Autorité de
sûreté. Un risque plutôt moins important que dans d'autres secteurs de l'industrie,
mais dont les conséquences peuvent être redoutables: dissémination de matières
radioactives dans l'environnement ou atteinte à la sûreté voire fusion du réacteur. A
l'origine de ces départs de feu constatés dans les installations nucléaires (centrales,
usines de retraitement, installations de stockage ou de recherche), le plus souvent la
présence de produits inflammables, des travaux (soudure notamment) ou de courts-circuits.
Plus d'un départ de feu sur deux provient de matériels électriques (tableau,
transformateur...), selon les experts.
Considéré comme "fréquent" par rapport à d'autres risques comme les
inondations ou les séismes, le risque d'incendie est à l'origine de plusieurs accidents
dans le monde. Le plus grave s'est produit à Windscale, au Royaume-Uni, en octobre 1957
lorsqu'une pile de graphite a pris feu, entraînant des: rejets radioactifs dans
l'atmosphère. La consommation de lait a dû être interdite dans la région pendant une
courte période, et les deux réacteurs ont été mis à l'arrêt définitif. Le site a
depuis changé de nom et a été rebaptisé Sellafield...
"En France, aucune installation nucléaire n'a eu jusqu'à présent à faire
face à un incendie ayant entraîné un grave problème de sûreté ", rappelle
le directeur de la DSIN, André Claude Lacoste. Pour faire face à ce risque, le principe
de base consiste à découper l'installation en volumes parfaitement étanches, avec
portes coupe-feu et systèmes de clapets dans les gaines de ventilation pour éviter toute
propagation du sinistre. Les systèmes de protection, calqués à l'origine sur ceux des
premières centrales américaines, ont dû être revus. Un programme de réévaluation de
la sûreté contre l'incendie a été engagé par EDF sur huit ans, de 1998 à 2006, pour
un coût de 2,8 milliards de francs. Mais le problème se pose moins sur le plan technique
qu'en raison du manque de " culture incendie " des personnels travaillant sur
place, selon la DSIN. Aussi, outre la remise à niveau des dispositifs de sécurité,
celle-ci 3 souhaite-t-elle que les exploitants donnent un coup de pouce à la formation de
leurs agents, en première ligne en cas de sinistre avant l'arrivée des pompiers.
17 Août 2000. Les niveaux de radioactivité
accessibles à tous sur Internet
http://www.ipsn.fr/opera/index.htm
: toutes les mesures de radioactivité dans l'environnement, relevées par les 34 stations
de prélèvement en France et dans les DOM TOM, sont maintenant accessibles à tous et
consignées, avec leur historique sur douze mois, dans la rubrique OPERA (Observatoire
Permanent de la Radioactivité du site de l'IPSN, Institut de Protection et de Sûreté
Nucléaires). Installées progressivement depuis 1959, les 34 stations de mesures,
marines, atmosphériques, fluviales ou terrestres, permettent de mesurer au fil du temps
l'évolution de l'environnement. Elles fournissent des niveaux de radioactivité ambiante
à l'état de traces qui pourraient également être utilisés comme niveaux de
référence en cas de contamination accidentelle. L'IPSN est placée sous la double
tutelle des ministères de l'Environnement et de l'Industrie. Cet institut étudie tous
les aspects du risque et de l'impact sur l'environnement créé aussi bien par les
centrales nucléaires, les laboratoires et les usines, que par la radioactivité
naturelle. 20% de ses ressources proviennent d'exploitants nucléaires en France et à
l'étranger, qui lui passent commande pour ses activités d'études et de conseil, de
grande qualité : surveillance de l'environnement, bilans radioécologiques, programmes de
mesures décennaux, recherche et développement sur les impacts environnementaux des
installations...
Dominique Voynet va avoir en charge le budget de l'IPSN
C'est désormais le ministère de l'Environnement
qui aura en charge le budget de l'Institut de protection nucléaire et de sûreté (IPSN)
au lieu du ministère de l'Industrie, a annoncé mercredi le gouvernement en présentant
son projet de budget pour 2001. Cela fait trois ans que la ministre concernée, Dominique
Voynet, réclamait une telle mesure, rappelle Les Echos " La bagarre pour
l'indépendance de l'expertise en matière nucléaire est en très bonne voie ",
a-t-elle déclaré à l'annonce de cette décision. " Cette décision indique
clairement que tout ce qui concerne les risques pour l'environnement fait partie des
compétences du ministère et elle consacre le principe défendu par notre ministre de
séparer l'expertise et le contrôle des exploitants", précise-t-on à son cabinet.
Ainsi, l'IPSN va devenir un établissement public industriel et commercial (EPIC), ce qui
consacrera son autonomie par rapport aux exploitants que sont la CEA, Cogema et EDF.
" En gagnant une personnalité morale, nous gagnerons en visibilité pour devenir un
grand organisme d'expertise et de recherche de sûreté nucléaire ", a réagi Michel
Livolant, directeur général de l'IPSN. Le décret de création de ce nouvel EPIC est
quasiment prêt et devrait paraître avant la fin de l'année. L'établissement devrait
reprendre aussi les équipes de l'Office de protection contre les rayonnements ionisants
(OPRI), qui dépendent pour l'instant du ministère de la Santé. Reste à définir qui
exercera la tutelle administrative de l'IPSN D. Voynet souhaite qu'il soit placé sous le
seul contrôle du ministère de l'Environnement mais sept autres ministères réclament
une co-tutelle, dont l'industrie, la Santé, la Recherche, le Travail et la Défense. A
priori, elle devrait être partagée entre un nombre restreint de ministères, le
rattachement budgétaire au ministère de l'Environnement donnant à celui-ci, de facto,
une voie prépondérante.
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