PARTIE 1: RELEVE DE CONCLUSION Le dossier de demande d'autorisation concernant
la modification du décret de création des tranches 5 et 6
est évidemment calqué sur leur dossier de création.
En conséquence, nous ne nous attarderons pas sur la partie géologie,
situation du site, fonctionnement des tranches, examen de la situation
de contamination du site.
Extrait du rapport d'activité de
la DGSNR de 2005 p325:
Extrait rapport d'activité de l'ASN
de 2004 -page 336:
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L'étude du dossier de demande de modification du décret d'autorisation de création des tranches 5 et 6 du CNPE de Gravelines a conduit les membres de la CLI à se poser un certain nombre de questions concernant: - Le choix du combustible - La modification des installations dues à l'utilisation du MOX - La gestion des déchets - Les impacts sanitaires et environnementaux I. Choix du combustible Un certain nombre d'affirmations s'avèrent a minima tronquées pour justifier l'utilisation du MOX si ce n'est non étayées totalement. Que EDF veuille réutiliser le Plutonium issu du retraitement pour éviter un entreposage onéreux suffit à son raisonnement si la sûreté du réacteur reste garantie ainsi d'ailleurs que la radioprotection des travailleurs. Rappelons nous que, lors du débat public la question du non retraitement fut posée. Cette question reste d'actualité car la qualité isotopique du plutonium des MOX usés les rend difficile à réutiliser et ce d'autant plus que la part d'isotopes pairs non fissiles augmentera en accroissant le taux de combustion des assemblages UO2. C'est pourquoi, on réutilise le plutonium issu des UO2 mais pas celui des MOX. Enfin, la "valorisation de l'uranium 238" est loin d'être totale en l'état. En effet, 2 points essentiels freinent cette valorisation: la radioprotection et la sûreté du réacteur. II. Modification des installations
dues à l'utilisation du MOX
A. Grappes de contrôle et d'arrêt
B. Gestion du combustible neuf
C. Gestion du combustible usé
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L'ASN a donc renouvelé sa demande. Des dispositions ont été mises en œuvre en 2005. QUESTION N°4: A-t-on la garantie que ces dispositions sont suffisantes? QUESTION N°5: La manutention et de la gestion du combustible est aujourd'hui réalisée par du personnel EDF. Cela nous semble un gage de sûreté puisque d'une part le personnel est formé à ces méthodes de travail et que d'autre part celui-ci ne sera pas enclin à dissimuler un écart pour préserver son emploi. Pouvez-vous nous garantir qu'il en sera de même demain? QUESTION N°6: Les combustibles neufs (MOX) et les combustibles usés (MOX et UO2) sont entreposés dans les piscines de désactivation. Quelles mesures sont prises pour être certain de ne jamais faire d'erreur de manipulation? Peut-on obtenir des informations complémentaires sur la gestion de ces piscines de désactivation et sur la manière dont est réalisée le zonage des divers combustibles (risque de criticité)? QUESTION N°7: Dispose t-on de garanties permettant d'affirmer qu'il n'y aura jamais de problèmes d'encombrement dus au cumul des éventuelles difficultés liées à l'évacuation des combustibles usés et des opérations imprévues de déchargement complet du réacteur? QUESTION N°8: Peut-on avoir une connaissance précise des capacités de stockage en piscine(s) tant pour le mox que pour l'UO2 ? Quelle est la marge de manoeuvre, compte tenu de la plage de variation potentielle des occupations ? QUESTION N°9: Est-il garanti qu'il n'y aura pas d'entreposage à long terme de combustible usé sur le site de Gravelines? QUESTION N°10: En ce qui concerne l'entreposage des MOX : Quelle expérience tire-t-on des MOX entreposés dans les piscines de désactivation des réacteurs 1 à 4 du site de Gravelines? D. Fonctionnement du réacteur
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QUESTION N°17: L'introduction du Mox est- elle susceptible de réduire la durée de vie de la cuve? En effet, en fonction du type de gestion du réacteur retenu (faibles fuites neutroniques ou non), la fluence reçue par la cuve est susceptible d'augmenter. III. DÉCHETS
IV. Impacts sanitaires et environnementaux
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I. PROCEDURE ADMINISTRATIVE
III. PRESENTATION DU SITE
IV. PRÉSENTATION DU PROJET
Composition isotopique du plutonium selon son origine:
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On peut alors en conclure que l'affirmation selon laquelle 96% du combustible usé est revalorisé est un raccourci un peu rapide. En effet, seul le combustible UOX est retraité, soit deux tiers du cœur et sur les 1.200 tonnes de combustibles produits chaque année, seul 850 tonnes sont retraitées. De plus, le tiers MOX du réacteur n'est actuellement pas retraité car il ne contient pas d'uranium 235 (fissile) mais de l'uranium 238 (non fissile) et du plutonium de qualité dégradée. La récupération de ce plutonium serait théoriquement possible puisqu'on passe de 8% en Pu à encore 6% à 7%. Cependant, ce Pu a une composition isotopique comportant moins de Pu239 et plus des autres isotopes 238, 240, 242 (isotopes non fissiles). Par ailleurs, l'uranium, qui représente 95% des fameux 96% doit être réenrichi en uranium 235 à environ 4% pour compenser la présence des neutrophages que contient l'uranium de retraitement (URT)). Cet URT contient encore 0,7% d'uranium 235. Le retraitement du combustible UOX d'un réacteur de 950 MWé permet alors de récupérer 2.3 tonnes d'uranium à 4% laissant 17.7 Tonnes d'uranium appauvri de retraitement. L'extrait suivant du PNGDR-MV-2005 montre que l'uranium de retraitement séparé est loin d'être intégralement recyclé: "Une partie de l'uranium de retraitement séparé dans les usines de retraitement de COGEMA la Hague est reconvertie en UF6 pour être réenrichie en isotope 235 à l'étranger. La quantité d'uranium ainsi reconvertie correspond environ au tiers de l'uranium de retraitement séparé à la Hague annuellement pour EDF. Ce combustible est dans 2 réacteurs nucléaires d'EDF à Cruas. L'uranium de retraitement est donc en partie valorisé: le reste est entreposé. La réutilisation de l'uranium de retraitement dépend du prix de l'uranium naturel. Le stock actuel (fin 2003) est de l'ordre de 16.000 tonnes; à ce rythme, il sera de l'ordre de 25.000 tonnes aux alentours de 2020 selon l'inventaire national des matières radioactives et des matières valorisables." En conséquence, la justification de la réutilisation du plutonium gagnerait à ne pas être étayée par des clichés du type "récupération à 95% de l'uranium". Cette expression occulte les résidus d'uranium de retraitement qui représentent 80% environ de la récupération. Quant à recycler les rares assemblages fabriqués avec de l'uranium de retraitement, ce n'est pas si simple à cause de la présence d'isotopes tel que le 236. B. Les travaux associés au choix du MOX Le dossier indique que "Les travaux ne concernent que l'intérieur des bâtiments de l'îlot nucléaire et consistent principalement, pour chaque tranche, en 4 modifications : * des grappes de contrôle supplémentaires sont installées (...) * Une modification fonctionnelle est réalisée sur le pont lourd (...) * Deux commandes coup de poing (...) * Une caméra de surveillance est ajoutée dans le bâtiment combustible" QUESTION N°23: Peut-on obtenir des informations plus précises sur les travaux à réaliser sur les tranches 5 et 6? QUESTION N°24: Il faut souhaiter qu'en plus de la détection iode, il y ait une bonne détection neutron. Est-ce le cas? QUESTION N°25: Par ailleurs, ces modifications prouvent que l'introduction du MOX oblige à revoir les systèmes de sûreté du réacteur. Peut-on préciser l'incidence sur l'étude de danger? QUESTION N°26: Si par aventure, pour des raisons indéterminées, il fallait abandonner le recours au mox, serait-il possible techniquement, sans aménagement dispendieux de revenir au combustible classique? p.17
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V. L'IMPACT DU MOX SUR LE FONCTIONNEMENT NORMALE DE LA CENTRALE Il est vrai que la structure des assemblages MOX est semblable à celle des assemblages UO2. Toutefois, pour éviter les points chauds aux interfaces, il a fallu zoner les MOX; c'est-à-dire avoir une teneur en Pu décroissante depuis le centre de l'assemblage jusqu'à la périphérie. Il a fallu tenir compte de la moindre efficacité des absorbants neutroniques par: - des grappes de commande supplémentaires - un changement avec le bore. De plus, pour éviter le bombardement neutronique de la cuve, les plans de chargement doivent tenir compte de la présence des 2 types de combustibles. A. Absorbants neutroniques QUESTION N°27: Du fait de la diminution de l'efficacité des absorbants neutroniques, les grappes seront moins efficaces et vous allez par conséquent en ajouter. Cependant, allez vous augmenter la teneur en acide borique dans l'eau primaire de refroidissement du réacteur? En effet, en page 250, il est indiqué: "ce réglage est assuré également par variation de la teneur en acide borique dans l'eau primaire de refroidissement" et en page 3 de l'étude d'impact, il est annoncé que: "les caractéristiques chimiques du fluide primaire ne sont pas modifiés: les spécifications concernant la concentration en acide borique, notamment restent inchangées" QUESTION N°28: Allez vous également augmenter la concentration en bore des réservoirs d'injection de sécurité qui, en cas d'accident doivent arrêter la réaction en chaîne? B. Rejets d'effluents liquides et gazeux QUESTION N°29: Les limites des arrêtés de rejets sont respectées. Cependant, de façon à mieux comprendre les phénomènes, serait-il possible d'avoir des précisions sur le suivi des tranches déjà chargées en MOX? Quel a été l'impact réel après le moxage des tranche 3 et 4, puis des tranches 1 et 2? C. Stockage et manutention du combustible MOX - Livraison des assemblages combustibles MOX Il est indiqué que des conteneurs adaptés seront utilisés et que la manutention sera également ajustée, du fait d'un débit de dose plus important pour le MOX. Il est spécifié que la "dosimétrie sera plus élevée pour les opérateurs réceptionnant les assemblages". - Entreposage Il est indiqué que l'entreposage se fait sous eau et que la surveillance du MOX a exigé la pose de caméras. - Evacuation du MOX usé Il est dit que le temps de séjour passe à 3 ans au lieu de 1 an pour les UO2. QUESTION N°30: Comment est faite cette gestion particulière? QUESTION N°31: Comment est gérée la dose neutron? Avec quel détecteur? QUESTION N°32: La dose neutron est toujours difficile à mesurer, comment est suivi le personnel? (suite)
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Le fait de ne pas changer la dosimétrie globale d'un site ne renseigne pas sur l'incidence de la manipulation des MOX par une équipe. Par ailleurs, indiquer que "l'augmentation de la dosimétrie reste parfaitement négligeable par rapport à la dose collective globale d'un site 900 MW sur une année” est un raccourci un peu rapide car cette dose collective globale cache des situations de dosimétrie très diverses et ne reflète pas la réalité du terrain. En effet, 90% des doses reçues le sont par 10% des agents. QUESTION N°33: Pourrait-on avoir des données pour les agents effectivement en poste de travail "manutention du combustible neuf et usé"? QUESTION N°34: La procédure de transport: 4 MOX et 8 UO2 est-elle prévue et a-t-elle été testée en transport réel? QUESTION N°35: Il est d'ailleurs question d'éviter le mélange des assemblages et de transporter uniquement des MOX. Quelle serait l'incidence sur la sûreté des transports et donc sur l'étude de dangers? VI. IMPACT ENVIRONNEMENTAL ET SANITAIRE
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Pièce n° 5: Principes généraux
de fonctionnement et d'exploitation
V. Changements introduits par le MOX (pièce
5 annexe A-II-1 et 2)
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A. Rejets gazeux: Il est indiqué que "le bilan détaillé des activités rejetées est fait postérieurement à partir de l'analyse sur échantillon. Il est obtenu en multipliant l'activité volumique de l'air de la cheminée par le volume d'air ayant transité dans la cheminée pendant la période de prélèvement." B. Rejets liquides: Les limites réglementaires du site sont respectées aussi bien au niveau des rejets gazeux que des rejets liquides. Cependant, les rejets gazeux en iode et en gaz rares (année 2003 et 2004) ont permis de déceler des "défauts d'étanchéité des assemblages de combustibles des tranches 5 et 6". De même, pour les rejets liquides, on décèle une augmentation des rejets en iode des tranches 5 et 6 (2003-2004). En ce qui concerne le carbone 14, on remarque des rejets 10 fois plus important que celui des autres tranches, même si les limites réglementaires ont été respectées. VII. Élimination des déchets radioactifs A. Réglementation - Intérieur du site: Il est indiqué que le site est "conforme aux consignes de base d'EDF en matière de radioprotection (elles-mêmes conformes à la réglementation)". De plus le décret de création n'autorise pas "un stockage définitif de substances radioactives". C'est un décret de 2004 qui a autorisé EDF à "exploiter une zone d'entreposage de déchets de très faible activité et à prendre en charge le conditionnement des déchets radioactifs provenant de la société de maintenance nucléaire". - Extérieur du site: Il faudra veiller à ce que les entreposages ne se pérennisent pas. Pour les piscines, le chargement en MOX (temps de refroidissement 3 fois plus long) risque d'encombrer quelques peu les râteliers qu'il faudra surveiller avec soin. B. Nature et destination des déchets radioactifs Le MOX ne change pas les déchets de procédé et ceux dits "technologiques", ni en quantité, ni en contenu radioactif. Étant entendu que les combustibles Mox usés, même s'ils ne sont pas recyclés ne sont pas considérés comme des déchets. VIII. Situations accidentelles
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QUESTION N°42: En cas de feu de cuve sur les APF, il est indiqué (page 190) que les 4 premières tranches sont équipées de systèmes d'aspersion. Ce n'est pas le cas des tranches 5 et 6 pourquoi? L'effet distance gagnerait à être explicité, reste l'effet "domino" toujours possible? QUESTION N°43: Quel serait l'incidence sur l'étude de danger de l'arrivée annoncée d'un terminal méthanier à proximité du site? QUESTION N°44: La partie transport des MOX (entre MELOX et Gravelines) n'est pas abordée dans l'étude de dangers, ainsi d'ailleurs que la partie évacuation vers l'usine de retraitement. Quel est l'impact du MOX sur les transports hors site? La CLI de Gravelines a vérifié comment se faisait la distribution d'iode stable. Ses conclusions rejoignent celles des CLI de Fessenheim et de Saclay. Les premières distributions ont été gérées en collaboration avec les CLI : une distribution personnalisée et une explication lors de la remise des comprimés. La distribution par l'intermédiaire des pharmacies a fait baisser le niveau de couverture à environ 50% (dernier chiffre donnée). Il faut renouveler les appels pour obtenir le déplacement (toujours partiel) de la population. Par ailleurs, les cercles de distributions ne sont pas non plus très bien compris par les citoyens : une protection de toute la population serait plus logique. Un dernier point sur les conseils de prise d'iode : il faut que la population consulte éventuellement un médecin pour éviter les quelques cas d'allergie. Ils sont rares mais en cas de doute, il ne faut pas hésiter. QUESTION N°45: En ce qui concerne la posologie: serait il possible de prévoir, en accord avec le bureau radioprotection du Conseil Supérieur d'Hygiène Publique de France de disposer de comprimés convenant à la posologie enfantine? En effet, cette classe d'âge est la plus radiosensible et il est difficile, voire impossible de couper les comprimés en 2 ou en 4 selon l'age des enfants. Rappelons que l'iode ne doit être ingéré qu'en cas d'accident et qu'il ne protège pas contre les autres radioéléments: il faut donc (si l'ordre en est donné) se confiner tout de même. La consigne dont il faut se souvenir est: confinement et sur ordre ingestion d'iode QUESTION N°46: L'expression "Le MOX ne change pas l'organisation de l'exploitation" semble curieuse. En effet, la manutention, l'entreposage et le transport ne génèrent-t-ils pas des contraintes supplémentaires? QUESTION N°47: En particulier au niveau des piscines de désactivation, combien d'assemblage est-il possible d'entreposer ? QUESTION N°48: En cas d'incident, il faut pouvoir décharger un cœur entier: les réserves de place seront-elles suffisantes si des retards se font le jour de l'évacuation des MOX? (suite)
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Il est indiqué que "le MOX n'introduit aucun changement". TITRE B: IMPACT SUR L'ENVIRONNEMENT ET LA SANTE I. IMPACT ENVIRONNEMENTAL ET SANITAIRE SUITE à L'INTRODUCTION DU MOX Impact environnemental du chantier Il est indiqué que "Les travaux qui seront effectués pour adapter les tranches 5 et 6 du CNPE de Gravelines en combustible MOX n'intéressent que l'intérieur des bâtiments de l'îlot nucléaire". Les modifications techniques apportées sont expliquées dans le rapport: "* installation de grappes de commandes supplémentaires, * modification du pont lourd du bâtiment combustible * ajout de commande "coup de poing" basculement de ventilation sur pièges à iode * ajout d'une caméra de contrôle.” QUESTION N°49: Est-on sûr qu'il n'y aura aucun impact externe de ces travaux? QUESTION N°50: Peut-on préciser l'ampleur de ces travaux? QUESTION N°51: L'ajout d'une seule caméra est-il suffisant? B. Impact environnemental des effluents radioactifs gazeux C. Impact environnemental des effluents radioactifs liquides QUESTION N°52: Est-il possible d'avoir un bilan plus complet de l'impact de l'utilisation du combustible Mox sur les rejets liquides et gazeux? D. Compatibilité avec le SDAGE Artois-Picardie E. Impact sanitaire suite à l'introduction de combustible MOX Il est indiqué que "Rien ne sera modifié". QUESTION N°53: A-t-on fait les études qui permettent de justifier cette affirmation? En effet, les études sanitaires sont fondées sur les limites de rejet de l'arrêté préfectoral. Or celui-ci ne change pas avec le passage au Mox. L'étude sanitaire ne permet donc pas d'évaluer la différence d'impact entre l'utilisation du combustible UO2 et le MOX. QUESTION N°54: Un suivi des rejets autour des tranches déjà moxées a-t-il été fait? QUESTION N°55: Des comparaisons entre les dosimétrie avant le moxage et après ont-elles été faites? QUESTION N°56: A-t-on fait un suivi des populations et des travailleurs? II. Impact de l'utilisation
du combustible MOX sur les déchets solides
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Les filières de traitement sont données dans le dossier: * CENTRACO Þ incinération ou fusion * Centre de l'Aube: coques en béton de faiblement et moyennement actifs * Centre de Morvilliers (CSTFA): boues, terres, béton, résines échangeuses d'ion. Incidence des MOX Il est stipulé qu'il n'y a pas d'incidence du Mox sur les déchets solides: "Aucune puisque l'écart entre les produits de fission est quasi nul et que le niveau alpha du circuit primaire reste inchangé. Si on regarde l'évolution des déchets du site * 2003 la quantité est le double de la production moyenne du parc 900 * 2004 la quantité est du même ordre Gravelines a des tonnages par tranche faible par rapport à l'ensemble du parc 900." B. Déchets non radioactifs Il est expliqué qu' “il n'y aura pas d'impact.” QUESTION N°57: Comment seraient gérés les résines et les filtres (à priori plus radioactifs) en cas de rupture? En effet, les déchets issus des 2 types de combustibles sont différents au niveau des résines échangeuses d'ions et même si le site de Gravelines reste conforme à la réglementation, il y a tout de même des modifications de la contamination des déchets. QUESTION N°58: Du fait du manque de filière d'évacuation pour ces déchets, il est primordial de les conditionner correctement en vue d'un entreposage de longue durée. Des dispositifs sont-ils prévus dans ce sens? III. Impact sur la dosimétrie
collective
TITRE C: Raisons du choix de la solution
retenue
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Le conditionnement des déchets hautement actifs dans des blocs de verre n'est pas non plus la solution la plus viable à long terme contrairement à ce qui est affirmé dans le dossier: "les études faites dans le cadre de la loi Bataille ont confirmé le bien fondé et l'intérêt de la vitrification des déchets de haute activité pour leur gestion à long terme". En effet, la loi de 2006 a confirmé l'intérêt de continuer les recherches afin de trouver les solutions techniques pour gérer non seulement des déchets de haute activité mais aussi de tous les autres (très faiblement, faiblement, moyennement actifs à vie longue et à vie courte). Cette loi remet à plus tard le choix de la solution qui sera retenue pour chaque type de déchet en donne un rendez-vous en 2012 pour prendre cette décision. Par ailleurs, la stratégie de la "transmutation" et celle de la vitrification sont en totale contradiction car il ne sera pas possible d'utiliser les déchets vitrifiés ultérieurement comme il est indiqué en page 10 du rapport du CEA du 21 février 2006 concernant le bilan de 15 ans de recherche sur la séparation transmutation: "il n'est pas réaliste de récupérer les éléments radioactifs à vie longue des déchets vitrifiés déjà produits". Ainsi, la transmutation ne pourra s'appliquer qu'aux déchets qui seront produits dans le futur. Il sera par conséquent impossible de revenir en arrière si on vitrifie, les recherches sur la transmutation deviendraient alors sans objet. De plus, lors du débat public sur les déchets (2005), l'entreposage de longue durée est apparu comme une des solutions à mettre en œuvre pour gérer des déchets en attente d'une solution de stockage encore à l'étude. Dans le cas des MOX, c'est probablement ce qui s'imposera. Il faut enfin noter que la décision de retraiter ou de recycler des MOX doit se faire après une analyse des besoins énergétiques de la France. Il n'est pas évident que la voie prônée: continuer le nucléaire soit la meilleur car les réserves d'uranium, même en faisant un peu de recyclage ne sont pas si élevées (environ 80 ans avec les 450 réacteurs mondiaux). Les 4 points cités ci-après sont en partie faux ou occultent délibérément ou involontairement que les médailles ont 2 faces: "- un confinement sûr et inaltérable à très long terme - la réduction des combustibles usés - la valorisation de la matière nucléaire par recyclage - la préservation des ressources énergétiques à long terme." "confinement sûr": En premier lieu, ce n'est que pour une toute petite partie des déchets (les hautement actifs) et cela reste à démontrer. Et ensuite, tous les autres déchets contaminés par les émetteurs alpha sont ignorés. "réduction des combustibles": Cela se fait au prix d'un entreposage pour des centaines d'années car ils contiennent plus de radioactivité; le volume est diminué, mais la radioactivité reste se trouve concentrée. Il faut également se pencher sur la radioprotection du personnel lorsqu'ils manipulent ou transportent de tels combustibles. "valorisation par recyclage": Il n'est prévu qu'un seul recyclage car il est très difficile de recycler de l'uranium contenant des isotopes neutrophages ou irradiants (enrichissement avec un matériau irradiant et présence d'isotopes indésirables). Quant au plutonium, il n'est pas prévu de multirecyclages du Mox car la dégradation de sa composition ne le permet pas dans les réacteurs actuels. "préservation des ressources": Il serait plus efficace de se lancer dans des économies d'énergie, en particulier pour lutter contre l'effet de serre. II. Choix du MOX
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