Gazette Nucléaire

La G@zette Nucléaire sur le Net!
N°245/246, mai 2008
Et on continue: AVEN – SUIVI des PATIENTS – SUIVI de FLAMANVILLE

NOTES D' (DE MAUVAISE) HUMEUR
1- De l'évolution de la doctrine de l'industrie nucléaire
Raymond Sené
mai 2008

Les débuts: années 50
     «L'énergie nucléaire permettra de produire de l'énergie en quantité illimitée et quasiment gratuite». Lors de la conférence "Atom for peace" (1953) c'est l'annonce du bonheur pour l'humanité et ce... sans risques.
     Three Mile Island 1979: C'est la première fois qu'un réacteur de production(1) a un accident grave.
     D'où une grosse peur, une très grosse peur... mais les Américains sont des ânes et... c'est dû à l'embonpoint du chef de quart dont la bedaine empêchait la lecture des indications sur le panneau de conduite.
     Par contre, chez nous, le FrancAtome est d'une sûreté inébranlable,... néanmoins on va remplacer les soupapes Fischer, responsables de TMI – en cas de décharge, elles se coincent en position ouverte – par des Sebim … J'avais oublié de vous dire que notre pallier 900 MWé est purement du Westinghouse, construit sous licence, donc conçu par les ânes cités plus haut et que nos bijoux sont également équipés des mêmes soupapes Fischer.(2)

     Tout allait si bien...
     Arrive Tchernobyl en 1986: La grosse frayeur, un réacteur à neutrons lents peut devenir surcritique prompt et vous sauter à la figure comme un vulgaire surgénérateur. Quel manque de savoir vivre!
     Vite il faut expliquer que les Soviétiques sont des nuls, que leurs réacteurs sont mal conçus, etc..., même si la veille de l'accident, on vous les donnait encore en exemple. Je me souviens d'une réunion contradictoire tenue au DPHPE de Saclay, où un physicien du CEA, un PC pur et dur nous expliquait, sans sourire, qu'en URSS le rendement de Carnot était plus favorable que dans les pays capitalistes. Ce qu'il voulait nous dire, c'était que la construction des centrales à proximité des villes, permettait d'utiliser les rejets d'eaux chaudes pour faire du chauffage urbain, ce qui améliorait le rendement global de l'installation.
     Pauvre Carnot!!! et pauvres habitants de Pripiat...
Mais, après un moment de stupeur, et la décision de hâter la fermeture des réacteurs Graphites – Gaz (Chinon 2 et 3, St Laurent 1 et 2 et Bugey 1) qui n'avaient guère plus d'enceinte de confinement que les RBMK soviétiques, notre cher Tanguy se hâta d'expliquer que la probabilité pour qu'un accident grave survienne sur un de nos réacteurs du type PWR était... peanuts!!!

Dormez, bonnes gens: tout va bien...
Donc, depuis le début du FrancAtome, on nous ressasse que le nucléaire est sûr, archi-sûr et que tout est prévu pour éviter, pour empêcher qu'un accident grave puisse se produire. D'ailleurs, en France, nous avons une solution pour obtenir ce résultat : il suffit de publier au journal officiel un arrêté fixant les modalités de qualité de fabrication, de construction, permettant d'obtenir cette sûreté absolue. Mais n'oublions pas que nous sommes en France, donc un dernier article de cet arrêté donne la possibilité de dérogations.(3)

(suite)

suite:
     Puis arrive l'EPR, le bijou dit de 3e génération.(4)
     La vague de libéralisme submerge la sûreté. Il faut que cette machine produise des KWh moins chers, pas pour le client, mais permettant plus de profits pour les futurs actionnaires de la future boite privée que va devenir EDF. Donc on étudie des astuces permettant de gagner sur la disponibilité de la machine. Que certaines de ces options mettent en péril la sûreté, c'est certain. Les cycles longs avec des hauts taux de combustion exigent des combustibles ayant une charge fissile au démarrage à la limite des zones dangereuses, les puissances résiduelles plus importantes rendent inopérants les dispositifs d'évacuation de la chaleur en cas de gros pépin... (5).
     Qu'à cela ne tienne, les dogmes des barrières (souvenez vous: 1e barrière: la gaine du combustible, 2e barrière: le circuit primaire avec la cuve, 3e barrière: l'enceinte de confinement) en prennent un sacré coup.
     - Les gaines... bof... avec des taux de combustions de 80 à 90 GWjour/tonne ne sont garanties que grâce à une aide divine.
     - Donc si le cœur fond, la cuve... fond aussi. D'où l'apparition, tel Zorro, du récupérateur de corium, dispositif destiné, d'après ses concepteurs à rassembler tout le corium fondu dans une zone où il serait possible de le refroidir. Il va falloir prévoir dans les procédures, une procession annuelle pour essayer de mettre les Dieux dans de bonnes dispositions...(6)

     L'accident est possible, mais...
     Mais, je pense que vous avez remarqué qu'on est passé subrepticement du zéro accident grave à un dispositif destiné à confiner le résultat d'un accident grave programmé.
     C'est cela le progrès technique.
     La phase suivante consiste, désormais puisque l'accident grave est envisagé comme étant quasi certain, à étudier le post-accidentel. Pour cela on dispose, grâce à Tchernobyl, d'un retour d'expérience... pas très encourageant!!!
     De nombreuses réunions de groupes de travail, en France (CODIRPA(7)), et au niveau européen (European Nuclear Energy Forum), ont lieu actuellement. Un volet particulier y est étudié: l'acceptabilité par les populations... du nucléaire? vous rigolez, non bien sûr! Il s'agit de l'acceptabilité d'un accident et de ses conséquences.
     Ces groupes de travail, composés en quasi-totalité de représentants des constructeurs et des autorités administratives, débattent doctement des astuces psychologiques qu'il faudra mettre en œuvre en cas d'accident. Ce n'est pas surprenant que les citoyens de base n'y soient pas représentés. Ils pourraient avoir leur mot à dire car, en fait, après une première phase relativement courte où ce seront les agents du site qui seront en première ligne, ce seront eux, les voisins plus ou moins proches de l'installation, qui auront à subir pendant des dizaines d'années, voire beaucoup plus – mais là il s'agit de générations, les nuisances et les effets sur leur santé et sur l'environnement.
     On est donc passé, en une quarantaine d'années, de la sûreté absolue, à l'accident possible, puis à l'accident certain, tellement certain qu'il faut travailler, non pas la sûreté pour l'éviter, mais l'acceptabilité de son occurrence par les populations.
     Et si on arrêtait le nucléaire...

p.3-4

Notes
(1) On ne parlera pas des nombreux réacteurs expérimentaux qui eurent des états d'âme destructifs, et en particulier du réacteur suisse construit à Lucens, qui divergea pour la première fois et ne s'arrêta qu'une fois fondu.
(2) Au moment où le cœur du réacteur de TMI fondait joyeusement, en France on était en phase d'essais avant démarrage des premières tranches de Gravelines, Tricastin et Dampierre. Lors de ces essais, les dites soupapes de décharge du pressuriseur se coinçaient également en position ouverte. Un tract de la CGT de Gravelines ironisait en disant qu'à EDF on était plus fort que les Américains. Lors de leur incident, non seulement "le circuit primaire avait été vidé, mais en plus il avait été rincé". Ils proposaient qu'on graisse le mécanisme avec du beurre!
(3) Arrêté n°7 du 10 août 1984 relatif à la qualité de la conception, de la construction et de l'exploitation des installations nucléaires de base.
(4) L'EPR n'est, par rapport aux réacteurs des paliers 900 et 1.300 MWé (y compris N4), qu'une petite évolution du même style que celle qui fit passer des réacteurs graphite gaz de Chinon 2 et 3 et St Laurent 1 et 2, à celui de Bugey 1. En fait de troisième génération, c'est une resucée de la seconde, en beaucoup plus dangereux!!!
(5) D'ailleurs, nous avons appris, à l'occasion des réunions du débat public, qu'au dessus d'une puissance nominale de 600 MWé, les dispositifs de refroidissement destinés à sauver la cuve seraient insuffisants, voire inopérants.
(6) Le puits de cuve est d'ailleurs revêtu d'une couche de "béton sacrificiel". Quand on vous dit qu'il y a un recours aux Dieux!!!
(7) CODIRPA: COmité DIRecteur pour la gestion de la phase Post-Accidentelle d'un accident nucléaire ou d'une situation d'urgence radiologique.

2- QUALITE DE CONSTRUCTION?
Avril 2008-04-20
Raymond Sené (ancien membre du CSSIN - 1981/2007)

     Que nous dit-on, depuis 40 ans, quant à la qualité de la construction des divers éléments de l'industrie nucléaire?
     Au début, pendant les balbutiements de cette industrie, le discours était, "ce sont des péchés de jeunesse, mais nous sommes conscients des imperfections et, faites-nous confiance, les prochains seront parfaits".
     Puis nous avons vu éclore les décrets sur la qualité de la fabrication, les calculs aux maillages de plus en plus fins, les filtres absolus, et enfin, l'aboutissement pour l'EPR, le dogme de l'exclusion de rupture (break exclusion).(1)

     Comment tout cela s'articule-t-il?
     En principe le maître d'œuvre (par exemple EDF) étudie son projet, fait ses calculs, définit ses besoins et exigences, dans le «respect» des normes et des injonctions de l'autorité de sûreté.
     Puis le maître d'ouvrage (par exemple AREVA) reprend en détail toutes les études en peaufinant les paramètres, la composition tip-top des bétons, les caractéristiques des ferrailles, la résistance des structures, les fréquences de vibration que peuvent supporter divers éléments en cas de sollicitation sismique, etc...
     Que fait l'autorité de sûreté dans toute cette partie de la préparation?
     Avec l'aide de son appui technique (IRSN) elle vérifie, ou plus souvent demande de vérifier, que telle caractéristique, telle prescription est bien respectée. En fait, elle demande aux concepteurs de fournir une démonstration que c'est respecté. Le travail consistant à se convaincre que la démonstration est acceptable.(2)
     Il y a quelques cas où ce dernier palier est dur à franchir... mais on est entre gens de bonne compagnie, souvent la même (et parfois de la même promotion!).

La construction
     Puis va démarrer la phase de construction. C'est la suite de la saga.
· Il va falloir, après avoir fait des études géologiques sérieuses (!?!?)(3) se lancer dans le gros œuvre. Dans le cas de l'EPR de Flamanville, AREVA nous a abreuvé de documentation vantant son savoir faire. Il y aura une usine à béton contrôlée par un laboratoire qui contrôlera la qualité des produits de base, puis celle des résultats. Il faut dire que l'exemple de OLKILUOTO, l'EPR finlandais, a donné des frissons, tant les em...nuis se sont enchaînés dans la fabrication du soubassement. (voir notre dossier dédié)
     Mais AREVA sous traite son béton à une entreprise ad hoc mondialement connue.
     Donc, les mêmes causes ayant les mêmes effets, à Flamanville le ferraillage donne des inquiétudes et le béton... bof.
     On ne peut pas dire qu'on est surpris. On sait bien que les unités 1 et 2 de Flamanville, que Belleville... présentent des problèmes de défauts d'étanchéité de leurs enceintes dues à un mauvais béton, qualité du granulat non conforme au cahier de charge: d'où les revêtements de résines à l'intérieur de l'enceinte... résines dont la tenue en cas "d'accident de référence" (température, vapeur, irradiation...) est plus ou moins suspecte.
     Et d'ailleurs, c'est la raison de la présence de cette peau métallique à l'intérieur de l'enceinte de l'EPR, comme sur les réacteurs du palier 900 MWe. A l'origine c'était une couche de résine qui était prévue, mais en même temps qu'à Golfech on nous expliquait que c'était parfait, on abandonnait cette solution pour l'EPR!!!
· Ah! "l'exclusion de rupture"! quelle belle invention!
     Il fallait y penser. Je suis déçu que ce ne soient pas nos brillants polytechniciens qui y aient pensé les premiers. Cela nous vient des États-Unis. "Break exclusion".
     Ce concept est merveilleux: il s'applique à des zones critiques de l'installation où, grâce à la qualité:
     - de la conception,
     - de la construction,
     - des contrôles,
     tout accident ne peut, que dis-je, n'a pas le droit de, survenir.
     Mais comment n'y avait-on pas pensé plus tôt? La publication au Journal Officiel de la République est quand même plus facile que des heures d'ingénieurs sur ordinateur.

(suite)

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     Rien n'est nouveau
     Parmi les zones qui ont droit à ce statut privilégié nous trouvons ce qui était appelé auparavant "le tronçon protégé" (les "clarinettes"), c'est-à-dire une portion des canalisations conduisant la vapeur à la sortie des générateurs de vapeur (GV) vers le groupe turbo alternateur. C'est la zone où elles passent au travers de l'enceinte de confinement et qui se situe, à l'extérieur, entre la paroi et la première vanne d'isolement.
     Cette zone faisait partie des cauchemars des ingénieurs: si cela casse, il y a mise à l'air libre du secondaire, donc dépressurisation du GV, choc froid sur les tubes du circuit primaire dudit GV, plus passage de ces tubes de la différence de pression entre primaire et secondaire à la pression nominale du primaire, toutes choses qui risque de produire une rupture du faisceau et par ce cheminement, mise à l'air libre du circuit primaire. La totale, somme toutes! (Ah j'oubliais, le choc froid sur le primaire va aussi provoquer une montée de réactivité du cœur... Ô joie!).
     Donc, grâce à la qualité de... etc, comme c'est devenu interdit de casser, il n'est plus nécessaire de mettre un dispositif anti-fouettement sur ces canalisations, dispositif destiné à empêcher qu'en cas de rupture la canalisation se mette à gigoter comme un vulgaire tuyau d'arrosage, massacrant tout dans sa proximité.
     Sans rigoler, les concepteurs d'EDF nous ont expliqué, que la suppression de ces dispositifs anti-fouettement permettrait de faire une inspection plus complète de ces canalisations.
     Nous, qui sommes très "terre à terre", leur avons demandé ce qu'ils pensaient des fissurations (très) précoces des canalisations de refroidissement du réacteur à l'arrêt (RRA).
     Petit rappel: à Civaux, lors des essais de démarrage, une belle fissure apparut sur cette canalisation. Elle était prévue pour tenir au moins 30 ans et EDF venait de faire 6 mois de manoeuvres préalables à la mise en route (ce qui totalisait, en gros, 100 heures de fonctionnement). Un contrôle sur l'équipement identique de la centrale de Chooz déjà démarrée, permit de trouver une belle fissure au même endroit.
     Lors de la conception, pour des raisons d'encombrement, la zone de raccordement de cette canalisation au circuit primaire avait été déplacée... et, à son nouvel emplacement il se produisait un léchage oscillant de flux d'eaux à des températures différentes, d'où de fréquentes et importantes contraintes thermiques se traduisant en une fissuration par fatigue.
     Ce genre de phénomène est parfaitement connu depuis des lustres et doit faire l'objet des cours du premier trimestre de la première année en école d'ingénieur. Le concepteur devait être un élève tellement brillant qu'il avait dû sauter la classe...
     La réponse à notre question fut convaincante: le RRA ne fait pas partie des canalisations dites "haute énergie" devant satisfaire le principe d'exclusion de rupture, donc sa conception ne fut pas "de première qualité". Nous avons bondi: comment, il y a des endroits où la conception est de second ordre?!
     Bien oui, il semblerait que certaines zones soient "bâclées".
     Autre hypothèse, comme c'était considéré comme une zone de conception de second ordre, cela avait été confié à un stagiaire et tout le monde s'en lavait les mains!!!

     Et la sûreté?
     Mais pour revenir à cet incident, nous pouvons de nouveau constater la faillite de toute la chaîne de la sûreté.
     Le constructeur a proposé à EDF une modification de l'emplacement du RRA sur le palier N4 par rapport au palier P'4.
     EDF a accepté cette modification sans vérifier les calculs (on suppose qu'ils avaient été faits), l'Autorité de Sûreté a accepté la proposition d'EDF sans réagir (ou après un survol succinct de son support technique, l'IRSN)... Bingo!!!

p.4-5

· Les filtres absolus: quelles merveilles technologiques et... littéraires!
     À chaque fois que dans un dossier d'enquête publique, dans un dossier technique, il est question d'un contrôle de rejets, nous voyons apparaître l'outil magique: le "filtre absolu".
     Mais il n'est... absolument... absolu... qu'à condition qu'il soit:
     - correctement entretenu,
     - changé en fin de validité,
     - surveillé, car une dégradation ou une perte de performance est toujours possible.
     Mais tout cela coûte cher, et il vaut mieux déclarer à l'Autorité de Sûreté que ce méchant filtre a fait des siennes. Et tant pis si les travailleurs du site, si les riverains ont récupéré avec leurs poumons des choses qui étaient littérairement "absolument" confinées dans l'installation.
     L'exemple récent est l'incident déclaré le 18 avril par le CEA-Saclay, suite à «Traces de césium détectées dans un circuit de traitement des effluents liquides»:
"L'analyse de cette anomalie a mis en évidence une dégradation des filtres haute efficacité placés sur le circuit de ventilation de la cuve, ainsi que l'arrêt inopiné de cette ventilation par action sur le bouton d'arrêt d'urgence du procédé." La loi de Murphy a encore été vérifiée.

     Qui est responsable de cette «dérive»?
     En principe, c'est l'exploitant qui est responsable, et en cascade le maître d'œuvre, les sous traitants...
     L'Autorité de Sûreté, dans sa conception actuelle, ne peut que demander à l'exploitant de lui fournir un dossier explicitant ses propositions de solutions. Puis elle soumet à ses soutiens techniques (IRSN, Groupes permanents d'experts,...) ces dossiers.
     En l'état actuel des choses, il y a trop de connivence entre ces divers acteurs. Ils se connaissent "trop bien", et, encore trop souvent, il y a une priorité donnée aux enjeux économiques vis-à-vis des questions de santé publique. Parfois cela donne des résultats surprenants: le récupérateur de corium de l'EPR est sensé, en cas d'accident majeur genre fusion de cœur, éviter un niveau de rejets nécessitant une évacuation des populations voisines. Or, la préoccupation de base n'est pas l'impact de santé sur ces populations, mais le syndrome de rejet de l'industrie nucléaire que cela provoquerait dans le pays.
     L'Autorité de Sûreté, visite les installations, qu'elles soient en construction, fonctionnement, déconstruction. Puis, suite à ces visites, elle publie des rapports, donne des "ordres" peu suivis d'effet, ou dont la mise en application est tellement différée que l'accident prévisible peut avoir lieu (Inondation du CNPE du Blayais lors de la tempête de l'hiver 1999-2000. Le rehaussement de la digue demandé 2 ans auparavant, par l'ASN, avait été repoussé par EDF aux calendes...) Faut-il que des ingénieurs de l'ASN soient en permanence présents sur site pour vérifier la dimension des granulats, la quantité et le type de ciment, le ferraillage(4), la tension des câbles de précontrainte, puis dans les salles machines des CNPE,...
     Une industrie à risque comme l'industrie nucléaire peut-elle se suffire d'un auto-contrôle avec, de temps à autre, une inspection. Dans ce cas, il faudrait, pour que ce soit pris au sérieux par les exploitants, que ce soit suivi d'effets beaucoup plus dissuasifs que les rodomontades actuelles.
     Il y a parfois des situations quasi-comiques:
· Lors de la construction de la centrale de Koeberg (Afrique du Sud) les ingénieurs sud-africains eurent la mauvaise idée de faire contrôler les épaisseurs des coudes moulés destinés à être montés sur le circuit primaire de leur réacteur. Des sous-épaisseurs étant mises en évidence à l'usine de Chalons, les ingénieurs français vérifièrent sur les éléments en instance sur le site, puis sur ceux qui étaient en cours de montage. Ils trouvèrent également ce même type de défaut. Mais comment faire ce contrôle pour les réacteurs déjà en service. La réglementation exigeait que les éléments soient contrôlés avant montage et que les rapports de mesure soient archivés. Les archives donnèrent comme résultat qu'il y avait également des sous épaisseurs. Vraisemblablement, la réglementation avait dû oublier de préciser que ces rapports devaient être... lus avant d'être archivés.
     La réponse faite à l'époque par le BCCN, suite à une question posée au Conseil Supérieur de la Sûreté et d'Information Nucléaire, fut: "On a affiné les calculs, ce qui a permis de justifier les sous épaisseurs". Ce qui pour le physicien de base peut se traduire par: "il y a tellement de paramètres en jeu qu'on peut toujours en les bricolant faire apparaître un résultat satisfaisant la réglementation". Amen!!!
· Après les fuites du barillet de déchargement de Super Fuitix Phenix (SPX), l'ASN demanda à EDF de faire une inspection générale des soudures de la cuve principale de SPX. On ressortit donc les radiographies prises lors de la construction par la NERSA et doctement archivées. A la surprise (générale???) on se rendit compte que ces radiographies n'étaient pas exploitables en raison du grain des films. Mais alors, avaient-elles été seulement regardées lors de la construction, ou seulement exécutées et archivées réglementairement?
>> BCCN: ancien Bureau de Contrôle de la Chaudronnerie Nucléaire, sous direction de l'ASN basée à Dijon.

(suite)

suite: Notes (1) Rapport provisoire de sûreté de l'EPR. EDF
(2) Un exemple récent, non situé dans le domaine nucléaire, est instructif sur la faillite de toute cette chaîne: L'effondrement du terminal de Roissy. Ah les calculs par éléments finis étaient bien faits, avec un maillage permettant de bien définir les efforts des structures. A un détail près: les endroits où venaient se poser les pièces assurant l'écartement des voûtes. Un calcul avec un maillage beaucoup plus fin aurait fait apparaître qu'un effet de poinçonnement allait se produire sur les points d'appui??? et que badaboum...
     Pour les béotiens, un exemple simple va donner quelque lumière: prenez une poutre. Je peux la calculer pour qu'elle résiste si je lui donne un coup de marteau. Mais si j'interpose un clou entre la poutre et le marteau, le même coup va faire pénétrer le clou (ce qui, en général, est le but recherché!). Les contraintes du choc sont localisées sur une zone beaucoup plus petite et pour faire une poutre où le clou n'entrerait pas, on aurait dû calculer la résistance avec un maillage tenant compte de la dimension de la pointe du clou.
     Le concepteur n'y avait pas pensé, le bureau d'étude s'est planté, le bureau de contrôle n'a rien vu et les passagers qui se situaient en dessous en ont fait les frais. Et comme on disait dans le temps à l'école: CQFD.
(3) Bien que sérieuse, parfois la géologie donne le sentiment d'être une "bonne fille" conciliante.
     - Pour exemple regardez la structure des failles sous l'usine de La Hague qui n'aurait pas dû permettre la sélection de ce site, si ce n'est que ce sont d'autres critères plus géopolitiques, démographiques, etc... qui ont prévalu.
     - Il en est de même pour le laboratoire de Bure destiné à l'enfouissement des déchets... dont le choix est plus lié à la très faible démographie de la région (6 habitants au km²) qu'à la qualité de son argile et à sa (non) absence de failles. (Vous remarquerez cette formulation ambiguë, mais malheureusement très proche de la réalité: le laboratoire de Bure destiné à l'enfouissement des déchets)
     - Par ailleurs, il est bien connu que la vallée du Rhône est une vallée d'effondrement (voir les écrits Tazieff) qui bougera inéluctablement un jour ou l'autre. Le tremblement de terre ressenti à Lambesc (au début du 20ème siècle) a laissé de très mauvais souvenirs dont on s'efforce d'atténuer les conséquences potentielles par de subtils calculs pour justifier les implantations de Cadarache.
On a donc construit à Cadarache de nombreux réacteurs expérimentaux,... , Tore Supra et aujourd'hui, ITER. La "vallée des piles" est était un site magnifique et il y a un si joli petit château qui sert de maison d'hôtes!
(4) Pour exemple, vous pouvez trouver sur le site Internet de l'ASN (et dans cette Gazette), à la rubrique Flamanville:
Objet: Inspection INS-2008-EDFFA3-0003 du 08 février 2008
     "Cette inspection a fait l'objet de deux constats d'écarts notables portant sur l'état «non qualifié» de l'atelier de pré-assemblage du liner et la non détection de l'état incomplet du cahier de soudage de l'atelier."
     "A la suite de cette inspection, il ressort qu'EDF doit améliorer son organisation et sa réactivité en matière de surveillance..."
Objet: Inspection INS-2008-EDFFA3-0012 du 5 mars 2008
(préparation du bétonnage du plot n°2 du radier de l'îlot nucléaire)
     "Au vu de l'examen par quadrillage, l'organisation définie et mise en œuvre sur le site de préparation de cette opération de bétonnage est insuffisante. En particulier, la qualité du ferraillage n'était pas suffisante dans la mesure où des non-conformités ont été détectées lors de l'inspection alors que l'autorisation de bétonnage avait été donnée. Ceci révèle également des insuffisances dans la contrôle technique exercé par le groupement d'entreprises «Bouygues – Quille – Baudin Chateauneuf» et dans la surveillance des activités exercées par EDF."
Objet: Inspection INS-2008-EDFFA3-0002 du 02 avril 2008
     "Au vu de cet examen par quadrillage, l'organisation définie et mise en œuvre sur le site pour le contrôle technique et la surveillance semble en progrès et en voie de normalisation vis-à-vis des exigences de l'arrêté qualité. En particulier, l'exploitant a mis en œuvre un programme de surveillance renforcée afin de s'assurer sur les plots de bétonnage à venir de la conformité du ferraillage et a su imposer à son prestataire la mise en œuvre d'un contrôle technique formalisé. L'exploitant devra néanmoins veiller à une fiabilisation des procédés avant d'éventuellement envisager le retour à un contrôle et une surveillance normales."
     OUF! mais qu'en est-il de ce qui est déjà coulé comme béton et dont la non-conformité est quasi certaine?
     La réponse standard consiste à expliquer que les valeurs réglementaires sont données avec une importante marge de sécurité, sauf que dans le rapport de mars, il est relevé une mesure largement en dehors de ces marges.
     Quant aux récupérations des défauts, genre fissures de la dalle support du bâtiment réacteur, elles laissent aussi parfois une odeur d'incertitude. Une injection de résine faite dans un support à une température nettement inférieure à la température minimale imposée par le procédé, a toute chance (ou malchance) de ne pas pénétrer jusqu'au fond de la fissure, bien que présentant un état de surface satisfaisant. Mais pourquoi les ingénieurs qui ont développé ces résines se sont-ils obstinés à donner une température minimale du support? Certainement pour embêter EDF!!!

p.6

3- Les effets des faibles doses
Monique Sené
12-04-2008
Un point sur les conséquences des connaissances nouvelles en radioprotection
Extrait des conclusions de la réunion d'Helsinski (janvier 2008) et du rapport UNSCEAR (2006)
En complément "controverses": Radiation for health: Could exposure to low doses of radiation cure our ills?

A la suite des travaux de la Commission Internationale de Protection Radiologique (CIPR), de l'UNSCEAR (United Nations Scientific Commitee on the effects of Atomic Radiation) et des divers instituts européens dont l'IRSN (Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire), un constat s'impose: il est primordial de faire le lien entre les recherches sur les effets biologiques et les effets sur la santé des rayonnements ionisants et une politique de radioprotection.
Au cours de cette réunion 3 sujets revenus enfin sur le devant de la scène, ont été abordés: les effets non ciblés, la radiosensibilité individuelle et les maladies cardiovasculaires.

     Bases de la radioprotection
     Les travaux s'appuient, pour une grande part, sur l'étude des conséquences des explosions Hiroshima et Nagasaki. Il s'agit d'un flash d'irradiation.
     En effet, lors de ces explosions, peu de matières a fissionné: de l'ordre du kilogramme. Les survivants ont donc par chance évité la contamination interne chronique.
     L‘extrapolation à partir des données Hiroshima/Nagasaki d'une radioprotection aux faibles doses n'est plus correcte: il est urgent de mieux caractériser les effets non ciblés à faible dose. Une approche est l'étude des populations d'Ukraine, Biélorussie, Russie, Finlande, Norvège qui ont été soumises à une irradiation moyenne à faible et à une contamination interne (toujours présente) moyenne à faible. Des pathologies diverses (cardiopathies, développement mental retardé, atteinte glandulaire, fatigue généralisée,...) ont été citées. Des études plus complètes doivent absolument être menées pour mieux suivre et aider ces populations.
     Ces observations doivent aussi être prises en compte pour suivre les vétérans des essais nucléaires saharien et polynésiens.

     Spécificités de l'exposition interne
     * Problème de l'hétérogénéité du dépôt dans les tissus: les modèles supposent une distribution homogène, cette hétérogénéité peut avoir des conséquences sur l'estimation de la dose et sur les pathologies résultant d'une contamination interne.
     * Type et énergie du rayonnement: la probabilité d'apparition d'un effet dépend de la dose mais aussi du type et de l'énergie du rayonnement. Les données sont insuffisantes pour estimer correctement ce facteur, en particulier on connaît mal le facteur applicable pour des neutrons.
     * Spéciation et toxicité chimique: ces deux variables ne sont pas prises en charge dans les calculs. Elles peuvent exacerber et compliquer les pathologies résultant d'une contamination interne.
     * Chronicité: la CIPR dispose de peu de données pour estimer le détriment lié aux expositions chroniques. L'utilisation de données provenant d'irradiation externe lors de traitements de cancers implique qu'elles soient extrapolables à la contamination interne or ceci n'est pas juste et même faux.
     * Absorptions multiples: la CIPR ne prend pas en compte la synergie entre les éléments.
     * Radiotoxicologie: les données relatives à l'influence de la chronicité sur le comportement et la toxicité des radioéléments sont contradictoires. En effet il faut traiter:
     - d'une part l'influence de la durée d'expositions à de faibles doses.
     - d'autre part l'analyse des effets d'une exposition faible et continue à des radionucléides.
     Il est clair que ces 2 domaines n'ont pas été suffisamment étudiés or ils sont fondamentaux.

(suite)

suite:
     En effet, les données de Hiroshima et Nagasaki ne peuvent pas servir dans les situations de contamination interne chronique et la toxicité d'un élément n'a rien de simple: le postulat selon lequel l'incorporation de 100 Bq sur 1 jour reviendrait à incorporer 1 Bq pendant 100 jours est vrai en mathématique mais faux en biologie.
     La chronicité semble modifier la vitesse d'élimination des corps radioactifs et leur toxicité. Un tout nouveau résultat (avril 2008), à propos de l'ingestion d'uranium, montre que, en faibles doses chroniques, cet uranium va jusqu'au cerveau et ne se concentre pas seulement dans les reins.
     Actuellement certaines observations suggèrent que l'effet des faibles doses est moins important que celui prédit à partir des fortes doses. Par contre, d'autres suggèrent que cet effet serait très supérieur à celui prédit par la modélisation.
     Le manque d'études ne permet aucune conclusion étayée, cependant l'effet d'une absorption chronique de faibles doses semble plus important que prévu par la modélisation. A minima, un faisceau de données, toujours autour de sites nucléaires, permet d'affirmer que mener des études est une nécessité.
     L'IRSN avait d'ailleurs conclu à la nécessité d'études pour:
     - appréhender les phénomènes de contamination internes et leurs conséquences sanitaires.
     - apporter des données de bases n'existant pas dans ce domaine.
     - améliorer l'ensemble du système de radioprotection.
     Ces études longues et difficiles doivent être menées dans un cadre international sous la forme d'actions concertées au niveau européen ou mondial. L'IRSN a dans ce but lancé le programme ENVIRHOM.

     Conclusions de la réunion d'Helsinski (janvier 2008 – extrait de Camininfo-CEA)
     *La radiosensibilité individuelle
     C'est un enjeu essentiel de la radiothérapie (efficacité ou complications d'un traitement: hypo ou hypersensibilité). Il faut définir les différences de sensiblité au niveau collectif (homme, femme, enfant, bébé) pour parvenir à des critères d'évaluation de la radiosensibilité individuelle.
     *Les maladies cadiovasculaires radio-induites
     Elles sont une préoccupation aux fortes doses. Mais, il semble que ingérer de faibles doses de manière chronique induise aussi des maladies cardiovasculaires.
     Cette observation est couplée à la radiosensibilité individuelle et doit être prise en compte dans les expositions médicales pour traitement de cancers, en particulier lors d'examens répétitifs et dosants.

Et pour conclure
Il apparaît de plus en plus que cette cohorte, forte de 150.000 personnes doit absolument être prise en charge. Les études menées par le Dr Valatx permettent de cibler des maladies, de regrouper des personnes ayant été au même endroit au même moment. Bien sûr l'échantillon est encore faible, mais suffisamment éloquent pour se pencher sur les dossiers: tous ne sont pas atteints, mais suffisamment pour conduire à des recherches. On a tout de même fait des progrès depuis les années 1960 et personne ne peut nier que les "précautions" prises étaient vraiment le minimum. Il faut suivre tout le monde: le personnel des bâteaux, les diverses professions (mécaniciens,...) et les civils. Certains sont morts très vite: on doit aussi penser à eux et à leur famille. Il faut vérifier ces effets dus à une contamination (ingestion ou inhalation) par (la plupart du temps, mais pas toujours) des faibles doses. Compte tenu des derniers acquis il faut accepter de réétudier les dossiers.

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4- Décret n°2008-209 du 3 mars 2008
relatif aux procédures applicables au traitement des combustibles usés et des déchets radioactifs provenant de l'étranger
N°R: DEVE0774873D

     Le Premier ministre,
     Sur le rapport du ministre d'Etat, ministre de l'écologie, du développement et de l'aménagement durables,
     Vu le code de l'environnement;
     Vu l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire en date du 1er février 2007;
     Le Conseil d'Etat (section des travaux publics) entendu,
     Décrète:
     Art. 1er. Toute personne qui prévoit d'introduire sur le territoire national des combustibles usés ou des déchets radioactifs en vue de leur traitement sans que cette opération soit couverte par un accord intergouvernemental conforme aux dispositions du I de l'article L. 542-2-1 du code de l'environnement adresse au ministre chargé de l'énergie une demande pour que soit conclu un accord intergouvernemental permettant cette opération.
     La demande est accompagnée d'un dossier indiquant la nature et les quantités des combustibles usés ou déchets radioactifs en cause, l'identité de leur propriétaire et, si le contrat ou l'accord doit être passé avec une personne autre que le propriétaire, l'identité de cette personne, l'Etat où se trouvent ces substances radioactives, ainsi que les périodes prévisionnelles de réception et de traitement de ces substances et, s'il y a lieu, les perspectives d'utilisation ultérieure des matières qui seraient séparées lors du traitement. Le dossier précise les conséquences attendues de l'opération sur la sûreté des installations et la radioprotection.
     Le ministre chargé de l'énergie transmet pour avis la demande assortie du dossier au ministre des affaires étrangères et à l'Autorité de sûreté nucléaire. A défaut de réponse dans un délai de deux mois, leur avis est réputé favorable.
     Le ministre chargé de l'énergie fait connaître au demandeur, dans un délai de six mois au plus suivant sa saisine, la décision d'engager ou non des négociations en vue de la conclusion d'un accord intergouvernemental.
     Si les opérations envisagées nécessitent une modification des dispositions applicables en matière de radioprotection, le ministre chargé de l'énergie consulte les ministres chargés de la sûreté nucléaire et de la radioprotection avant la conclusion de l'accord intergouvernemental.
     Art. 2. Afin de garantir le respect des articles L. 542-2 et L. 542-2-1 du code de l'environnement, un exploitant qui assure ou envisage d'assurer le traitement de combustibles usés ou de déchets radioactifs provenant du territoire national et de l'étranger met en place des dispositifs permettant, eu égard aux technologies de traitement mises en oeuvre, de répartir, parmi les déchets issus du traitement, ceux qui doivent être expédiés hors du territoire national et ceux qui relèvent d'une gestion à long terme sur le territoire national et d'attribuer à chaque destinataire la part qui lui revient. Cette répartition obéit aux principes suivants :
     a) L'activité radioactive expédiée vers l'étranger correspond à celle introduite sur le territoire national en tenant compte des durées de vie des substances radioactives et de la décroissance de leur radioactivité ainsi que de la nature physique des substances traitées et des transformations apportées par le procédé de traitement ;
     b) La masse des substances radioactives expédiée vers l'étranger correspond à celle introduite sur le territoire national, en tenant compte de la nature physique des substances traitées et des transformations apportées par le procédé de traitement.
     Sont exclues du bilan des activités et des masses introduites sur le territoire national et expédiées vers l'étranger, celles qui se retrouvent sous forme de matières valorisables, de rejets autorisés ou de déchets occasionnés par le seul usage des installations de l'exploitant.
     Les conditions d'attribution à chaque destinataire sont déterminées en fonction de:
     a) L'activité radiologique et des principales caractéristiques physiques des combustibles usés et des déchets radioactifs à traiter;
     b) L'activité radiologique et des principales caractéristiques physiques des déchets à répartir.

(suite)

suite:
     Art. 3. Un exploitant qui assure ou envisage d'assurer le traitement de combustibles usés ou de déchets radioactifs provenant de l'étranger doit disposer d'un système de suivi des entrées de combustibles usés et de déchets radioactifs et des sorties de déchets radioactifs à expédier vers l'étranger. Ce système précise les quantités et la nature physique des substances par provenance, tient le décompte des déchets traités et organise leur attribution à chaque destinataire. Il enregistre les dates de réception de ces substances sur le territoire national, les périodes de leur traitement et les dates de sortie des déchets du territoire national. Il est adapté aux conditions d'application de chaque accord intergouvernemental.
     Art. 4. Un arrêté du ministre chargé de l'énergie, pris après avis de l'Autorité de sûreté nucléaire, approuve, pour chaque exploitant, les principales caractéristiques des dispositifs et du système de suivi mentionnés respectivement aux articles 2 et 3.
     Art. 5. La mise en oeuvre par les exploitants du système de suivi prévu par l'article 3 peut, à tout moment, faire l'objet d'un contrôle sur demande du ministre chargé de l'énergie.
     Art. 6. L'exploitant transmet, sur demande, au ministre chargé de l'énergie les contrats et accords signés dans le cadre des accords intergouvernementaux.
     Art. 7. L'exploitant de l'installation de traitement est responsable, en application de l'article L. 542-1 du code de l'environnement, des déchets occasionnés par le seul usage de ses installations.
     Art. 8. Le rapport annuel mentionné au II de l'article L. 542-2-1 du code de l'environnement comprend:
     a) Un inventaire des quantités de combustibles usés, de déchets radioactifs et de matières radioactives, notamment le plutonium et l'uranium, entreposées dans les installations de traitement de l'exploitant, en précisant, pour chacune d'entre elles, la part revenant à chaque Etat, y compris la France;
     b) Pour chaque Etat étranger, un échéancier prévisionnel indiquant les dates de traitement des combustibles usés et déchets livrés et non encore traités, une estimation des quantités de déchets radioactifs qui seront expédiés et une description de leur nature, un calendrier prévisionnel des opérations d'expédition et une présentation des principales étapes nécessaires pour les mettre en oeuvre, notamment sur le plan technique et réglementaire;
     c) Une analyse des faits et changements marquants intervenus depuis la précédente édition du rapport et une analyse des réalisations par rapport aux prévisions de l'année précédente;
     d) Les résultats chiffrés, arrêtés au 31 décembre, du système de suivi prévu par l'article 3. Le rapport établi au titre de l'année civile précédente est remis le 30 juin au plus tard au ministre chargé de l'énergie, aux ministres chargés de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, à l'Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs et à l'Autorité de sûreté nucléaire. Il est mis à la disposition du public par l'exploitant qui publie à cet effet dans deux journaux à diffusion nationale un avis indiquant les modalités pour y accéder.
     Art. 9. Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie, du développement et de l'aménagement durables, le ministre des affaires étrangères et européennes, la ministre de l'économie, des finances et de l'emploi et la ministre de la santé, de la jeunesse et des sports sont chargés, chacun en ce qui le concerne, de l'application du présent décret, qui sera publié au Journal officiel de la République française.
     Fait à Paris, le 3 mars 2008.
     Par le Premier ministre, FRANÇOIS FILLON
     Le ministre d'Etat, ministre de l'écologie, du développement et de l'aménagement durables, JEAN-LOUIS BORLOO
     Le ministre des affaires étrangères et européennes, BERNARD KOUCHNER
     La ministre de l'économie, des finances et de l'emploi, CHRISTINE LAGARDE
     La ministre de la santé, de la jeunesse et des sports, ROSELYNE BACHELOT-NARQUIN

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