La G@zette Nucléaire sur le Net! 
G@zette N°254
Les opérateurs du nucléaire jouent avec le feu...

Nouvelles en VRAC 1


 
 

Usine de production de radioéléments artificiels - Saclay - CIS-BIO
     Le 5 octobre 2009, CIS bio international a détecté la présence d'une contamination au sol de locaux dans lesquels s'effectuait une opération de maintenance. Les intervenants ont été immédiatement évacués et contrôlés. Ces contrôles ont montré qu'ils avaient subi une contamination interne en Technétium 99 métastable (Tc99m); le niveau de cette contamination est très inférieur au seuil réglementaire.
     L'usine exploitée par CIS bio international sur le site de Saclay dispose, dans son bâtiment principal (n° 549), d'un ensemble d'enceintes de production de produits radiopharmaceutiques et de générateurs de Tc99m utilisés en médecine nucléaire. Ces enceintes assurent un confinement des matières radioactives pendant les processus de transformation; les opérations dans ces enceintes s'effectuent par télémanipulations à partir de « faces avant ». En zone arrière de ces enceintes s'effectuent des opérations de transfert des matières et produits, d'évacuation de déchets ou de rebuts de production, de maintenance; cette zone confinée et ventilée est accessible aux personnels d'intervention. En particulier, des générateurs de Tc99m non conformes (rebuts de production) sont entreposés dans cette zone arrière en attente de prise en charge. Ces générateurs non conformes sont ensuite transportés dans un autre bâtiment puis, après décroissance radioactive, expédiés vers une société spécialisée qui en assure le démantèlement.
     Le 5 octobre 2009, des contrôles radiologiques réalisés en zone arrière pendant une intervention de maintenance ont mis en évidence des contaminations surfaciques en Tc99m et en Molybdène 99 (Mo99), radioélément qui produit le Tc99m dans les générateurs. Ces contaminations avaient pour origine une fuite d'un générateur de Tc99m rebuté et entreposé en zone arrière dans des conditions inhabituelles et propices à une dissémination radioactive.
     Les cinq agents intervenant à ce moment là en zone arrière ont été immédiatement évacués et contrôlés. Une contamination interne en Tc99m des cinq personnes a été décelée. L'évaluation de l'exposition interne en résultant sera précisée par les résultats d'analyses complémentaires en cours. Néanmoins, les premiers contrôles indiquent que les expositions des intervenants (de l'ordre d'une dizaine de microsieverts) sont très inférieures au seuil réglementaire. Par ailleurs, une décontamination de la zone arrière dans des conditions d'intervention appropriées a été réalisée. L'entreposage en zone arrière du générateur à l'origine de la fuite n'était pas réalisé dans les conditions normales, c'est-à-dire dans une caisse étanche, en raison d'une indisponibilité de ce matériel. Cette situation n'avait pas été compensée par des mesures appropriées d'entreposage évitant le risque de dissémination de Mo99/Tc99m en cas de fuite d'un générateur rebuté. Pour ces raisons, et compte tenu de la contamination des travailleurs, cet incident a été classé au niveau 1 de l'échelle INES.
Travaux critiqués au centre de stockage de déchets nucléaires de la Manche
     AFP: 13 -11- 09 DIGULLEVILLE (Manche) - Le plus ancien centre de stockage de déchets nucléaires de France, le CSM de la Manche, fait face à des affaissements de terrain qui sont en cours de réparation mais que certains experts jugent alarmants, d'autant que le site fermé depuis quinze ans contient du plutonium hautement radioactif.
     "Le sol s'est affaissé d'un coup de 30 cm en 1999 puis de 20 cm en dix ans sur une surface équivalente à une cage de football, à comparer à la surface du centre, soit 12 terrains de foot", résume Jean-Pierre Vervialle, directeur du CSM, à l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA).
     Il a fallu attendre que le sol "se stabilise" avant d'entamer début octobre des travaux qui ont consisté à combler avec des gravillons les cavités souterraines à l'origine du tassement, selon le directeur du centre. Les travaux doivent se terminer la semaine prochaine sur ce site qui a reçu pendant 25 ans des déchets nucléaires de toute nature et reste surveillé depuis sa fermeture en 1994.
suite:
     Le chantier devait aussi permettre de vérifier l'état de la couverture bitumineuse qui isole les quelque 930000 tonnes de déchets de la pluie et doit empêcher toute contamination de la nappe phréatique. La couverture "a prouvé sa grande élasticité", assure le directeur.
     L'affaissement a été provoqué par les premiers fûts partiellement remplis avec du matériel contaminé comme des vêtements, sans être complètement comblés avec du béton comme c'est la règle aujourd'hui, explique M. Vervialle. L'Andra s'attend à d'autres "tassements" du même type et prévoit d'y remédier par des travaux similaires.
     Cette stratégie fait bondir Christian Kernaonet, l'ancien ingénieur sécurité arrivé dans les années 70 au centre. "C'est mettre un emplâtre sur une jambe de bois", estime le retraité qui prédit des effondrements "de 1 à 2 mètres de haut sur 80 à 100 mètres de long".
     Pour cet ancien du commissariat à l'énergie atomique (CEA), la couverture ne tiendra pas dans ces conditions et la nappe phréatique sera contaminée pour des millénaires à la première pluie. Selon lui, "il faudrait alors interdire au public une zone de 500 à 1.000 ha".
     D'après lui, la solution est de ressortir tous les déchets de la tranche 1 et de les reconditionner. Ce qui, pour l'Andra, n'est pas envisageable en raison du mauvais état des fûts."Les déchets de la tranche 1 ont été stockés à même la terre, c'est comme une poubelle avec un couvercle en or mais sans fond, contrairement aux tranches 2 et 3, où les déchets sont posés sur des dalles en béton", explique l'ingénieur retraité.
     L'association pour le contrôle de la radioactivité de l'Ouest (ACRO), qui siège au Haut comité pour la transparence et l'Information sur la sécurité nucléaire (HCTISN) va plus loin: selon elle, le centre fuit déjà. David Boilley, le président de l'ACRO, a relevé dans une rivière proche des quantités de tritium qu'il juge "anormales" - contrairement à l'Andra- même si l'eau reste potable. Pour ce professeur de physique nucléaire à l'université de Caen, la présence de cette matière très mobile annonce l'arrivée d'éléments plus lents mais plus dangereux, comme il le dit dans une étude commandée par Greenpeace.
     "La gestion du centre du CSM est catastrophique", en déduit l'organisation écologiste qui demande aussi un reconditionnement de toutes les tranches, surtout à cause de la présence de plutonium, hautement radioactif. (...)
CIVAUX: inspections.
     Les principaux chantiers réalisés à l'occasion de cet arrêt (11 juillet au 13 septembre 2009) et contrôlés par l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) ont été les suivants:
     * Le contrôle des tubes des générateurs de vapeur, qui a entraîné le bouchage de deux tubes présentant des signes d'usure;
     * La recherche de morceaux de grilles d'assemblages combustibles arrachés lors du déchargement et susceptibles de constituer des corps migrants dans le circuit primaire;
     * Le contrôle, pour tous les relais électromécaniques des armoires de contrôle-commande et des tableaux électriques, de la présence de leur dispositif de maintien en cas de séisme.
     Pendant cet arrêt, l'Autorité de sûreté nucléaire a procédé à quatre inspections de chantier. Ces inspections portaient sur des chantiers de maintenance et des interventions de contrôle dans le bâtiment réacteur et dans la salle des machines.
     L'arrêt a été marqué par des aléas techniques, notamment lors du déchargement au cours duquel plusieurs grilles d'assemblages combustibles ont été endommagées. Par ailleurs, trois assemblages combustibles présentant des défauts d'étanchéité ont été déchargés. Ces assemblages vont faire l'objet d'un programme de contrôles dont les résultats seront transmis à l'ASN.
      L'ASN considère que cet arrêt s'est bien déroulé au plan de la sécurité au travail. En revanche, sur le plan de la sûreté nucléaire, des défauts de culture de sûreté et de rigueur ont été mis en évidence, aussi bien au niveau de la conduite que de la maintenance. Ils ont conduit le site à déclarer lors de cet arrêt une dizaine d'événements significatifs pour la sûreté de niveau 0 et un de niveau 1 sur l'échelle INES. Par ailleurs, les objectifs fixés par le site en terme de radioprotection n'ont pas tous été atteints.
     Après examen des résultats des contrôles et des travaux effectués durant l'arrêt, l'Autorité de sûreté nucléaire a donné le 2 septembre 2009 son accord au redémarrage du réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Civaux.
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Fessenheim: réacteurs à l'arrêt (Sit'Info)

     1- La visite décennale en cours à Fessenheim 1. 
     Parmi les 18 réacteurs nucléaires actuellement à l'arrêt en France, figurent les deux unités de production de la centrale de Fessenheim.
     La centrale nucléaire de Fessenheim ne produit plus le moindre kWh depuis le 17 octobre dernier, jour du démarrage de la troisième visite décennale de l'unité de production n°1.
     L'unité n°2 est à l'arrêt depuis le 24 mai, soit près de 6 mois (17 novembre). Il s'agit d'un arrêt programmé pour renouvellement du combustible et opérations de maintenance, qui a été prolongé pour un «contrôle complémentaire» d'un des générateurs de vapeur, imposé par l'ASN.
     Ce «contrôle complémentaire» a été décidé à la suite d'un «aléa technique» intervenu le 14 juin dernier sur un des générateurs de vapeur de l'unité n°3 de la centrale de Bugey (Ain).
     Une mince fissure a été constatée sur l'un des 3360 tubes qui permettent la circulation de l'eau. Afin d'analyser le défaut en question, il a été décidé d'extraire le tube. Lors de cette opération d'extraction, réalisée le 14 juin, le tube s'est cassé.
     L'ASN a décidé d'étendre ce contrôle à d'autres tubes de ce générateur et de faire effectuer, en vertu du principe de précaution, un «contrôle complémentaire» d'un GV du réacteur n°1 de la centrale de Fessenheim, à l'arrêt à l'époque.
     Cet équipement n'a pas encore été remplacé depuis sa mise en service il y a 32 ans. Ainsi, 30 tubes ont fait l'objet d'un contrôle approfondi. Aucune fissure anormale n'aurait été détectée. 
     Redémarrage vers le 15 nov? (ce fut long...)
     2- «Assurer la sûreté»
     La visite décennale du réacteur n°1 durera vraisemblablement jusqu'en janvier 2010. Les opérations de déchargement des 157 assemblages de combustible du coeur du réacteur se sont achevées le 30 octobre. Les premières inspections du chantier par l'ASN ont été effectuées les 3 et 12 novembre.
     Du fait de ces arrêts prolongés (6 mois pour le réacteur 2 et près de trois mois pour le réacteur 1), le taux de disponibilité de la centrale de Fessenheim devrait se situer cette année autour de 66 % seulement et le niveau de production devrait tomber nettement sous le seuil des 9 milliards de kWh. «Notre souci ce n'est pas d'assurer la production mais la sûreté», souligne Evangelia Petit, porte-parole de l'ASN.


(AFP): Gard incident de niveau 1 chez Melox, filiale d'Areva -23 octobre 2009

     Un incident nucléaire, sans impact sur le personnel ou l'environnement, a été décelé le 29 octobre chez Melox, une filiale d'Areva située à Marcoule (Gard), qui a demandé son classement au niveau 1 (sur l'échelle INES qui en compte 7), a annoncé lundi la société.
     Une erreur, détectée jeudi, est survenue lors d'une opération d'échantillonnage de deux lots de pastilles de combustibles radioactifs, indique Melox, qui fabrique des combustibles MOX pour les réacteurs des centrales nucléaires de production d'électricité de différents pays.
     L'inversion des codes d'identification des deux lots a conduit la société à réclamer le classement de l'incident au niveau 1 sur l'échelle internationale des incidents nucléaires INES ("International Nuclear Event Scale"), graduée de 0 à 7.
     Cette anomalie n'a eu aucune conséquence pour le personnel ni pour l'environnement, selon la société dont les équipes ont immédiatement mené les actions correctives.
     Les limites autorisées d'exploitation n'ont pas été dépassées, a encore assuré la société qui a informé vendredi l'Autorité de Sûreté nucléaire (ASN) de cet incident.

suite:
Non respect d'une procédure
Paris, le 18 Août 2009
     Usine de fabrication de combustibles nucléaires (MELOX) - Marcoule - AREVA (ex COGEMA)
     Le 13 août 2009, AREVA NC a informé l'ASN que le non respect d'une procédure avait conduit à une anomalie dans le suivi des masses de matières fissiles qui vise à prévenir le risque de criticité. Un accident de criticité correspond au démarrage d'une réaction nucléaire non contrôlée lorsque la masse de matière nucléaire dépasse un certain seuil, appelé «masse critique».
     Le 9 août 2009, une opération de fabrication de crayons combustibles par engainage de pastilles, a été engagée après réception sur le poste de travail de 10 clayettes contenant les pastilles d'oxyde mixte de plutonium et d'uranium nécessaires à cette opération. Ces pastilles d'oxyde mixte d'uranium et de plutonium sont insérées dans des gaines métalliques qui, assemblées entre elles, forment des assemblages combustibles.
     Le 10 août, l'opération a été interrompue dans l'attente de composants nécessaires à la poursuite de l'opération. Des clayettes ont alors été évacuées vers une unité d'entreposage afin de permettre la réalisation des contrôles périodiques du poste d'engainage. Cette opération d'évacuation n'a cependant pas été réalisée dans des conditions conformes aux procédures existantes. Il s'en est suivi une incohérence entre la masse de plutonium réellement présente dans le poste de gainage et le logiciel de suivi des masses: ce dernier, qui est une des dispositions visant à prévenir le risque de criticité au sein de l'installation, considérait en effet que les 10 clayettes pleines avaient été renvoyées dans l'entreposage alors que 7 d'entre elles avaient déjà été vidées lors de l'opération d'engainage.
     L'anomalie a fait l'objet d'une action corrective dès sa découverte le 11 août 2009.
     L'événement n'a pas eu de conséquence en raison des marges importantes prises en compte à la conception de l'installation et des dispositions complémentaires prises par l'exploitant pour la prévention du risque de criticité.
En raison de la mise en évidence d'un non respect de procédure et de la similitude des faits avec ceux de l'événement survenu le 29 octobre 2008, cet événement a été classé au niveau 1 de l'échelle INES, qui en compte 7.
     L'usine MELOX, située sur le site de Marcoule dans le Gard, fabrique des assemblages de combustibles MOX (mélange d'oxydes d'uranium et de plutonium) destinés aux réacteurs électronucléaires à eau légère.
Incident à la centrale nucléaire EDF du Tricastin (Réacteur n°2)
06 Novembre 2009
Note d'information générale

     L'ASN a été informée par EDF que pendant les opérations de déchargement en combustible, réalisées dans la nuit du 5 au 6 novembre au réacteur n°2 de la centrale nucléaire du Tricastin, un assemblage combustible est resté accroché aux structures internes supérieures au cours des opérations de déchargement.
     La division de Lyon de l'ASN a envoyé deux inspecteurs, vendredi 6 novembre, à la centrale nucléaire du Tricastin. Les dispositions prises par EDF, conformément aux règles d'exploitation du réacteur, sont analysées par l'ASN et des investigations sont menées afin de déterminer les causes de cet incident. L'exploitant a fait procéder à l'évacuation du bâtiment réacteur et à son isolement. L'assemblage est sous eau dans la cuve et son refroidissement est assuré conformément aux procédures normales d'arrêt du réacteur.
     Conformément à ses procédures, l'ASN publiera une lettre de suite de cette inspection sur son site Internet.
     L'incident n'a pas eu de conséquence pour le personnel de la centrale et n'a pas entraîné de rejet dans l'environnement.
     EDF a proposé à l'ASN de classer cet incident au niveau 1 de l'échelle INES.
     Le cœur du réacteur nucléaire est composé de 157 assemblages combustibles comportant chacun 264 crayons qui contiennent le combustible nucléaire. Les réacteurs doivent être arrêtés périodiquement et déchargé pour procéder au renouvellement du combustible.
Un événement de même nature s'était produit sur ce même réacteur en septembre 2008 et sur le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Gravelines en août 2009.

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Incident Tricastin
Nouvelles en VRAC 2

 
 

A- Décision de l'Autorité de sûreté nucléaire n°2009-DC-160 du 14-10- 2009
     Suspendant partiellement le fonctionnement de l'installation nucléaire de base n°32 dénommée Atelier de technologie du plutonium (ATPu) située sur le territoire de la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches du Rhône)

     Le Collège de l'Autorité de sûreté nucléaire
     - Considérant que l'événement déclaré le 6 octobre 2009 par le Commissariat à l'énergie atomique à l'Autorité de sûreté nucléaire montre que cet exploitant n'est pas en mesure de démontrer l'exactitude des inventaires comptables de matières fissiles présentes sur les postes de l'installation nucléaire de base n°32 dans lesquels sont manipulées ces matières;
     - Considérant que la prévention du risque de criticité dans l'installation est insuffisamment assurée sur les postes dans lesquels sont manipulées des matières fissiles; 
     - Considérant que cette situation constitue un risque grave et imminent au sens du IV de l'article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée,
     Décide
     Article 1er: En application du IV de l'article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée, les opérations sur les postes de l'installation nucléaire de base n°32 dans lesquels sont manipulées des matières fissiles sont suspendues à titre provisoire et conservatoire. 
     Article 2: La reprise des opérations sur les postes mentionnés à l'article 1er est soumise à l'accord préalable de l'Autorité de sûreté nucléaire. Les conditions de cette reprise seront définies par une nouvelle décision de l'Autorité de sûreté nucléaire. 
     Article 3: La présente décision est publiée au Bulletin officiel de l'Autorité de sûreté nucléaire.


B-Décision de l'Autorité de sûreté nucléaire n°2009-DC-0161 du 19-10-2009
     Portant prescriptions au Commissariat à l'énergie atomique pour l'installation nucléaire de base n°32 dénommée Atelier de technologie du plutonium (ATPu) située sur le territoire de la commune de Saint-Paul-lez-Durance (Bouches-du-Rhône)
     (...) Considérants identiques à ceux de la décision n°2009-DC-160
     Décide:
     Article 1er: En application du IV de l'article 29 de la loi du 13 juin 2006 susvisée, les opérations sur les postes de l'installation nucléaire de base n°32 dans lesquels sont manipulées des matières fissiles sont suspendues à titre provisoire et conservatoire. 
     Article 2: La reprise des opérations sur les postes mentionnés à l'article 1er est soumise à l'accord préalable de l'Autorité de sûreté nucléaire. Les conditions de cette reprise seront définies par une nouvelle décision de l'Autorité de sûreté nucléaire. 
     Article 3: La présente décision est publiée au Bulletin officiel de l'Autorité de sûreté nucléaire. 
     Article 4: Le directeur général de l'Autorité de sûreté nucléaire est chargé de l'exécution de la présente décision.
C- Inspection n° 2009-CEACAD-0059 du 9 octobre 2009 à l'ATPu
     Monsieur le Directeur,
     Au titre de la surveillance des installations nucléaires de base prévue à l'article 40 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006, une inspection réactive a eu lieu le 9 octobre 2009 à la suite d'un événement significatif déclaré le 6 octobre 2009 par le CEA. 
     Faisant suite aux constatations des inspecteurs de l'ASN formulées à cette occasion, j'ai l'honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent.

     Synthèse de l'inspection
     L'inspection du 9 octobre 2009 à l'ATPu fait suite à la déclaration du Commissariat à l'énergie atomique, transmise le 6 octobre 2009 à l'ASN, d'un incident lié à une sous-estimation par l'exploitant de la quantité de plutonium présente sous forme de dépôt au sein des postes comptables de l'INB 32. 
     Afin de prévenir tout risque de criticité, qui désigne le démarrage spontané d'une réaction nucléaire non contrôlée, des dispositions organisationnelles et matérielles sont prises par l'exploitant afin de limiter la masse de matière fissile réunie en un même endroit. Il est ainsi prévu qu'un suivi des masses soit réalisé par le biais de pesées des matières fissiles entrant et sortant d'unités définies comme des «postes comptables», afin d'y déterminer le plus fidèlement possible la masse de matière fissile qui y est présente en toutes circonstances. L'objectif est de garantir qu'elle reste bien inférieure aux limites de sûreté déterminées de manière conservative.

suite:
     Outre les flux de matières entrant et sortant des postes comptables, la quantification de la masse doit également tenir compte de la «rétention», c'est-à-dire d'éventuelles pertes de matière qui, du fait du procédé, sont susceptibles de se déposer et de s'accumuler dans des emplacements non accessibles en exploitation. Ces rétentions font l'objet d'une unique estimation dans la mesure où elles ne peuvent être caractérisées qu'à l'occasion du démontage des équipements.
     L'anomalie déclarée par le CEA met en exergue une mauvaise estimation de ces rétentions du fait d'une méthodologie de suivi des masses insuffisamment précise et d'une impossibilité de réaliser des contrôles visuels compte tenu de la conception des équipements mis en œuvre lors de l'exploitation de l'installation. Cette sous-estimation a donc conduit, lors de l'exploitation de l'installation qui s'est achevée en juin 2008, à une diminution significative des marges qui avaient été prises lors de la conception de l'installation pour prévenir le risque de criticité. Concernant les opérations de démantèlement, la maîtrise des risques de criticité repose sur une limitation de l'introduction de produits «modérateurs» dans les postes de l'installation (les modérateurs sont par exemple les matières hydrogénées). Cette limitation dépend de l'inventaire des masses de matières fissiles en rétention dans ces postes. Les éléments présentés au cours de l'inspection ne permettent pas de confirmer le caractère enveloppe des nouvelles estimations de masses de matières en rétention dans les différents postes. L'ASN a par conséquent estimé que l'exploitant n'était pas en mesure de  garantir l'absence de danger grave et immédiat pour le personnel. L'incident constitue enfin un élément complémentaire de retour d'expérience pour des installations utilisant des procédés similaires, en France comme à l'étranger. 
     A l'issue de l'inspection, il apparaît que cet écart de masse, estimé au jour de l'inspection à environ 39 kg, a été détecté par AREVA NC sur certains postes comptables à partir de juin 2009, à l'occasion de l'inventaire annuel des matières nucléaires. Cette anomalie a cependant fait l'objet d'une déclaration tardive auprès de l'ASN, que vos représentants ont justifié, lors de l'inspection, par le choix d'engager préalablement des investigations visant à affiner les estimations de masses, à identifier l'origine et les conséquences potentielles de ces écarts et afin d'étudier les actions correctives à mettre en œuvre. L'ASN rappelle que l'article 54 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire dispose qu'«en cas d'incident ou d'accident, nucléaire ou non, ayant ou risquant d'avoir des conséquences notables sur la sûreté de l'installation ou du transport ou de porter atteinte, par exposition significative aux rayonnements ionisants, aux personnes, aux biens ou à l'environnement, l'exploitant d'une installation nucléaire de base ou la personne responsable d'un transport de substances radioactives est tenu de le déclarer sans délai à l'Autorité de sûreté nucléaire et au représentant de l'Etat dans le département du lieu de l'incident ou de l'accident et, s'il y a lieu, au représentant de l'Etat en mer.» Le délai de plus de 3 mois entre la connaissance de l'incident et sa déclaration à l'ASN a donc motivé la rédaction d'un procès-verbal conformément à l'article 46 de la même loi pour non-respect des dispositions légales en la matière, transmis par l'ASN au procureur de la République le 14 octobre 2009. 
     Des compléments d'information sont nécessaires pour apprécier le bilan technique communiqué. L'exploitant devra notamment quantifier les marges de sûreté restantes lors des opérations d'exploitation pour les anciennes campagnes de fabrication non analysées au jour de l'inspection. 
     Il est par ailleurs apparu au cours de l'inspection que les échanges entre AREVA NC et le CEA concernant l'analyse de cet écart n'ont pas été tracés même si l'exploitant a été rapidement et régulièrement informé de la situation par l'opérateur. En particulier, une consigne provisoire visant à permettre la poursuite des opérations de démantèlement a été mise en œuvre le 24 septembre 2009 sans vérification formelle de l'ingénieur criticien de centre (ICC), comme cela est pourtant exigé par la circulaire centre n°80 relative à la prévention du risque de criticité. Ce point a fait l'objet d'un constat d'écart notable. 
     Indépendamment de la déclaration tardive de l'incident, les inspecteurs ont pu noter une volonté de transparence et d'ouverture de la part de l'exploitant au cours de l'inspection. 
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DERNIERE MINUTE: Paris, le 04-11-09
Note d'information générale
     Le Sénat approuve l'extension de la consultation du public aux modifications d'une installation nucléaire qui peuvent avoir un impact sur l'environnement.
     A l'occasion de l'examen du projet de loi portant engagement national pour l'environnement, le Sénat a adopté en séance publique du 7 octobre 2009 une nouvelle disposition modifiant la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (loi TSN) dont l'objet est de rendre obligatoire la consultation du public pour les projets ayant pour effet une augmentation significative des prélèvements d'eau ou des rejets d'une installation nucléaire.
     Cette disposition avait été proposée par l'ASN au Gouvernement.
     En effet, la loi TSN imposait qu'une procédure d'enquête publique soit réalisée avant la création de nouvelles installations nucléaires, la modification notable de ces installations ou leur démantèlement. En revanche, lorsque l'exploitant envisageait une augmentation de ses rejets significative, mais pas assez importante pour justifier une nouvelle autorisation, les procédures prévoyaient des consultations locales (commission locale d'information - CLI, CODERST), mais pas de consultation directe du public.
     Afin de renforcer la transparence en matière d'information du public et afin de mieux associer celui-ci au processus de décision, l'ASN a ainsi proposé au Gouvernement un projet d'amendement visant à rendre obligatoire, dans ce cas, la consultation du public.
     Cette disposition, adoptée par le Sénat, sera examinée par l'Assemblée nationale.
SUITE CADARACHE: Novembre 2009
     L'ASN autorise une reprise limitée des opérations de démantèlement à l'ATPu (CEA de Cadarache).
     L'ASN autorise le 3 novembre 2009 une reprise d'activité par le CEA sur 22 boîtes à gants de l'Atelier de technologie du plutonium, parmi les 220 boîtes à gants qui restent à démanteler dans l'installation.
suite:
     A la suite de l'incident déclaré le 6 octobre 2009 par le Commissariat à l'énergie atomique (CEA), survenu dans l'installation nucléaire de base n°32, dénommée Atelier de technologie du plutonium (ATPu), l'ASN a, par décision n° 2009-DC-160 en date du 14 octobre 2009, suspendu les opérations de démantèlement sur les postes dans lesquels sont manipulées des matières fissiles. Par décision n°2009-DC-0161 du 19 octobre 2009, l'ASN a défini les modalités de reprise de ces opérations.
     En application de ces décisions de suspension, le CEA a transmis le 27 octobre 2009 un dossier technique à l'ASN, dans lequel il sollicite la reprise d'une première série d'opérations simples, comme l'évacuation des déchets déjà conditionnés ou le démontage de boîtes à gants déjà assainies. Ces opérations sont réalisées dans des boîtes à gants contenant une masse très faible (inférieure ou égale à 200 grammes) de matière fissile en rétention.
     L'IRSN, expert technique de l'ASN, a rendu son avis sur la sûreté de ces opérations le 29 octobre 2009. Après analyse du dossier technique transmis par l'exploitant, et sur la base de l'avis de l'IRSN, l'ASN estime aujourd'hui que la démonstration de la sûreté des opérations dans les 22 boîtes à gants concernées est satisfaisante. Par conséquent, l'ASN a autorisé le 3 novembre 2009 la reprise de ces opérations.
     Les services centraux et la division de Marseille de l'ASN se prononceront après la réception de dossiers techniques fournis par l'exploitant sur la reprise des opérations dans les 198 autres boîtes à gants, notamment celles qui présentent une rétention de matière fissile supérieure à 200 grammes. Pour ces boîtes à gants, l'exploitant devra notamment démontrer la fiabilité de l'évaluation de la rétention de matière fissile.
     Enfin, l'ASN poursuit l'instruction de l'incident déclaré par le CEA le 6 octobre. L'exploitant doit notamment apporter à l'ASN avant le 20 novembre 2009 les justifications qu'elle a réclamées dans sa lettre de suite d'inspection du 6 octobre 2009.
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Boîtes à gants (Cadarache)
 
 

Avis de l'IRSN
     Sur l'événement significatif concernant l'Atelier de technologie du plutonium du centre de Cadarache (ATPu-INB 32) du 6-10-2009.
     Le CEA a déclaré, le 6-10-2009, un événement relatif à une sous-estimation des quantités de plutonium en rétention dans des équipements de l'ATPu, installation construite en 1962 et actuellement en cours de démantèlement. A la demande de l'ASN, l'IRSN a émis un avis fondé sur la connaissance que l'IRSN a de cette installation et des processus qui y sont (ou ont été) mis en œuvre, sur les informations contenues dans la déclaration du CEA, ainsi que celles acquises au cours de l'inspection réactive menée par l'ASN le 9 octobre 2009, avec l'appui d'experts de l'institut.
     Cet avis traite des conséquences de cette sous-estimation de la quantité de plutonium en rétention pour la sûreté de l'ATPu. Il confirme que les marges de sûreté qui avaient été retenues pour la conception des processus d'exploitation et de démantèlement étaient suffisantes pour éviter que les conditions d'un accident de criticité soient réunies. L'IRSN recommande  que l'exploitant adopte pour la poursuite des opérations de démantèlement une démarche graduée, tenant compte de la rétention de plutonium constatée dans les différents compartiments confinés de l'installation dénommés «boîtes à gants».
     L'IRSN rappelle par ailleurs que, à l'intérieur d'une telle installation, la protection de la matière nucléaire que constitue le plutonium ne repose pas à titre principal sur la tenue de la comptabilité de cette matière, en raison des incertitudes inhérentes à la difficulté d'estimer précisément la quantité de matière en rétention dans les «boîtes à gants», mais sur les deux autres piliers que constituent d'une part l'assurance du maintien du confinement de ces matières, et d'autre part les dispositifs de protection physique et de surveillance de l'installation (lire avis de l'IRSN: Avis DSU/2009 - 128

Et pour finir: des problèmes d'alimentation électriques un peu trop  fréquents sur le site de Saclay dont voici le dernier
     Anomalie au centre CEA de Saclay
     A la suite de l'avarie d'un transformateur RTE (Réseau de Transport d'Electricité) installé à Saint-Aubin, une coupure de l'alimentation électrique du centre CEA de Saclay est survenue vendredi 30 octobre 2009 à 20 h 10. 
     La reprise automatique de l'alimentation via le transformateur de secours du centre CEA de Saclay a bien fonctionné, mais l'ouverture d'un disjoncteur, en aval, a nécessité une intervention manuelle. La distribution de courant sur le centre a ainsi été interrompue durant 30 minutes. 
     Les installations nucléaires disposant de systèmes de secours indépendants (groupes  électrogènes), la reprise de la distribution électrique dans les installations du centre a été immédiate. Elle a cependant généré des  anomalies pour trois d'entre elles:
     - La reprise de la distribution électrique du réacteur Osiris par les groupes électrogènes  de secours de l'installation s'est effectuée de manière incomplète, ce qui a conduit à l'arrêt automatique du réacteur. Les dispositifs de surveillance radiologique du réacteur sont pour leur part restés opérationnels, alimentés par les systèmes de secours. 
     - Une perte de la surveillance radiologique de deux cheminées d'évacuation d'air a été enregistrée sur la zone de gestion des effluents liquides. 
     - L'automate qui gère la ventilation d'un ancien bâtiment d'étude des combustibles irradiés, assaini en 1999, a été arrêté par une micro coupure lors de son redémarrage. La ventilation de ce bâtiment n'a été remise en service que le lundi 2 novembre à 8 h 00. 
     L'événement n'a eu aucune conséquence pour le personnel, ni pour l'environnement. 
     Cet incident est proposé pour classement au niveau 1 de l'échelle INES.
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