Dans la prochaine Gazette, je ferai une analyse plus complète de cet accident, soldé par... beaucoup de chance, ainsi que sur les problèmes de Civaux. Il y a maintenant la future grande marée qui risque de prolonger l'arrêt.
     D'où: les crues millénaires, ça existe et les tempêtes aussi...

Extraits du rapport IPSN du 17 janvier 2000
5.3. PROTECTION CONTRE LES INONDATIONS EXTERNES
5.3.1. Cas du site du Blayais (voir annexe)
 Les paragraphes suivants indiquent un certain nombre de sujets qui méritent d’être réexaminé à la lumière de l’inondation du 27 décembre 1999.

5.3.1.1. Protection du site

5.3.1.1.1. Système d’alerte
     Comme cela a été mentionné plus haut, une alarme de niveau haut de la Gironde a été déclenchée vers 22h le 27 décembre 1999 dans la tranche 4 du site. Cette alarme n’a pas été traitée en tant que telle, les opérateurs ayant apparemment considéré qu’elle était couverte par l’application en cours de la procédure incidentelle relative à la perte des alimentations électriques externes. De plus, cette alarme n’a pas été répercutée vers les autres tranches comme le préconise la fiche d’alarme correspondante, ce qui aurait conduit à arrêter la tranche 1 plus tôt, d’où une diminution plus précoce de la puissance résiduelle à évacuer.
     Une analyse de l’efficacité du système d’alerte en cas d’inondation et de la cohérence des différents documents correspondants s’avère donc nécessaire.

5.3.1.1.2. Digue
     Pour ce qui concerne la digue, Électricité de France envisage aujourd’hui trois étapes:
     - remise au niveau initial avant le 21 janvier 2000 (soit 5,2 m NGF),
     - mise en conformité avec l’édition 1998 du rapport de sûreté (soit 5,7 m NGF),
     - réexamen du niveau à considérer pour définir la hauteur finale de la digue, en tenant compte de l’inondation du 27 décembre 1999.
     Les dates des deux dernières étapes n’ont pas été précisées à ce jour par Électricité de France.
     Au delà des dispositions compensatoires immédiates, il convient effectivement de tenir compte des phénomènes observés le 27 décembre 1999. Ceci conduira à préciser la hauteur et la résistance de la digue nécessaires pour prévenir toute inondation du site du BLAYAIS, mais aussi à réexaminer les dispositions de la règle fondamentale de sûreté relative au risque d’inondation (RFS I.2.e).
5.3.1.2. Comportement du génie civil
     De nombreuses voies d’arrivée d’eau ont été constatées. Les principaux éléments qui ont permis la propagation de l’inondation sont principalement la galerie générale du site, les portes, les passages de tuyauteries dans le génie civil et les trémies. Ceci conduit à s’interroger sur les points suivants:
     - les voies d’inondation des locaux via la galerie générale du site; un certain nombre de points sensibles sont d’ores et déjà en cours de traitement par Électricité de France (trémies dans les locaux des pompes de la station de pompage par exemple), la résistance des portes, des traversées et des trémies; compte tenu des chargements qui peuvent s’appliquer à ces équipements, des critères d’étanchéité et de résistance à la pression devront être définis en tant que de besoin;
     - les dégradations éventuelles du génie civil; si aucun endommagement particulier associé à l’inondation n’est visible (à l’exception de la digue), des relevés topographiques sont en cours pour le confirmer;
- la tenue des joints entre bâtiments; à ce stade, Électricité de France indique qu’aucun endommagement de ces joints n’a été identifié mais des contrôles complémentaires sont prévus.

5.3.1.3. Impact sur les systèmes
     Au-delà des demandes relatives aux tranches 3 et 4 (cf. paragraphe 5.1.2.), Électricité de France devra préciser, pour les tranches 1 et 2, l’ensemble des équipements affectés par l’inondation et mener les programmes particuliers de remise en état et de requalification nécessaires. L’impact du caractère corrosif de l’eau de la Gironde sur les matériels et notamment sur les matériels électriques ainsi que sur les enrobages des câbles assurant leur protection contre l’incendie devra être apprécié.

5.3.2. Cas des autres sites
     Il conviendra de réexaminer, pour l’ensemble des sites du parc nucléaire français [1], les données utilisées pour le calage de leur plate-forme (ces données concernent notamment les niveaux des marées, l’influence des phénomènes naturels pris en compte et les niveaux atteints lors des crues).
     Une première analyse succincte du risque d’inondation externe des sites où sont implantés des réacteurs à eau sous pression, fait ressortir les éléments présentés ci-après.
     Selon la règle fondamentale de sûreté (RFS I.2. e) applicable à la protection des sites des centrales nucléaires à l’égard des risques d’inondation d’origine externe, cette protection est assurée notamment par:
     - 1. le calage de la plate-forme supportant les bâtiments abritant les matériels importants pour la sûreté à un niveau au moins égal au niveau des plus hautes eaux, avec une marge de sécurité (le niveau correspondant est appelé cote majorée de sécurité -CMS);
     - 2. l’obturation des voies possibles d’accès de l’eau dans les locaux abritant les matériels participant au maintien de l’installation dans un état sûr, situées au-dessous du niveau du calage de la plate-forme.
     En termes de rétroactivité, pour les sites aménagés avant la mise en application de la RFS I.2.e du 12 avril 1984, celle-ci prévoit que les sites ne répondant pas au premier critère doivent en tout état de cause respecter le deuxième critère et que des dispositions complémentaires doivent être proposées pour assurer un niveau de protection équivalent à celui exigé par la RFS I.2.e. De plus, certains sites présentent des conditions spécifiques nécessitant d’examiner le risque d’inondation résultant de la proximité d’un canal dont la ligne d’eau est supérieure à la cote de la plate-forme.
     Les 19 sites français peuvent être regroupés en quatre catégories d’après les critères identifiés ci-dessus:
     - les critères 1 et 2 rappelés ci-dessus sont respectés avec des marges importantes pour les sites de CHOOZ, CIVAUX et CATTENOM;
     - la plate-forme de l’îlot nucléaire est calée au-dessus de la CMS, mais le respect du second critère mérite des vérifications plus approfondies pour les sites de BUGEY, CRUAS, FLAMANVILLE, GOLFECH, NOGENT, PALUEL, PENLY et SAINT-ALBAN;
- la plate-forme de l’îlot nucléaire est calée au-dessous de la cote majorée de sécurité (CMS) pour les sites de BELLEVILLE, CHINON, DAMPIERRE, GRAVELINES, LE BLAYAIS et SAINT-LAURENT ;
     Il conviendra, pour ces sites, de réexaminer l’ensemble des dispositions spécifiques mises en place;
     - les sites de FESSENHEIM et de TRICASTIN sont implantés à proximité d’un canal dont la ligne d’eau est supérieure à la cote de leur plate-forme. Pour ces sites également, il conviendra de réexaminer les dispositions particulières mises en œuvre.

5.4. AUTRES ENSEIGNEMENTS
     Au-delà des questions directement relatives aux inondations d’origine externe, il conviendra de revoir les relations possibles entre ces risques d’inondation et les inondations internes. Par extension, l’inondation du site du BLAYAIS pourrait également conduire à s’interroger sur la pertinence des méthodes habituellement employées pour la détermination de l’intensité des agressions externes «extrêmes» (séisme, grand froid,..).

6. CONCLUSION
     L’inondation qui s’est produite sur le site du BLAYAIS a mis en évidence un mode de dégradation possible du niveau de sûreté de l’ensemble des tranches d’un même site.
     Aussi, l’IPSN a engagé un programme de travail à court et moyen termes destiné à tirer les enseignements de cette inondation pour l’ensemble des sites français équipés de réacteurs à eau sous pression.
      Dans le même temps, une première information a été transmise aux organismes de sûreté étrangers via le système IRS (Incident Reporting System) de l’OCDE.

Annexe Blayais 
La fameuse digue de la centrale du Blayais 
(Bella Belbeoch en février 2000)

     Toutes les photos du site sur lesquelles on voit les transformateurs haute tension ont, en fait, été prises non en front de Gironde mais à l'opposé, côté entrée du site. Peu de photos montrent réellement la "digue" en front de Gironde. 
     A l’origine, terrain marécageux. La plate-forme de la centrale a été érigée à 4,5 mètres d'altitude. La construction des 4 réacteurs du Blayais a démarré en 1976 (réacteur 1) et 1977 (réacteurs 2,3,4). Ils ont été couplés au réseau à la mi-1981 et 1982 pour les deux premiers et 1983 pour les réacteurs 3 et 4. Ce n'est qu'après la parution en 1984 de la Règle Fondamentale de Sûreté sur la "prise en compte du risque d'inondation externe" que le site a été ceinturé par une digue. 
     Mais, en fait, est-ce vraiment ce qu'on a coutume d'appeler une digue? Citons l'IPSN: "La digue est constitué par un ouvrage en terre [souligné par nous] protégé côté Gironde par un enrochement de blocs de pierre."
     Ici on a donc un ouvrage qui n'est pas étanche à l'eau et est inévitablement sujet à l'érosion lors de fortes marées et coups de vent. Le journal Sud-Ouest a présenté une photo de la réparation de la partie haute de la digue effectuée ces jours derniers côté Gironde et qui montre ce qu'est un "enrochement": c'est un amoncellement de blocs de pierre.
Continuons la citation: 
     "En front de Gironde, sa hauteur est de 5,2 mNGF ; sur les côtés latéraux sa hauteur est de 4,75 mNGF" [2]. 
Le schéma ci-contre montre la digue censée protéger l'installation nucléaire.

     En clair, cela a rehaussé la plate-forme de 70 centimètres seulement côté Gironde et de 25 cm sur les côtés. On a vu le résultat lors de la tempête du 27 décembre dernier où des vagues sont passées par dessus cette "digue", inondant le site. D'après EDF, 90.000 m³ d'eau (90 millions de litres!) ont dû être pompés (et rejetés dans la Gironde). La masse d'eau infiltrée dans les galeries souterraines indiquées sur le schéma a conduit à la perte de matériels et circuits indispensables à la sûreté (perte totale des pompes d'injection de sécurité et d'aspersion de l'enceinte et perte partielle des pompes d'eau brute secourue). C'est un incident très grave qui aurait pu dégénérer en accident par défaut de refroidissement du coeur.

La protection contre les inondations externes
     Elle se décline selon plusieurs principes de base que la RFS de 1984 a finalisé:
     - Évaluer à la conception
     Les éléments dimensionnants retenus sont:
     * La crue de débit millénal: 10.600 m³/s majoré de 15% soit 12.200 m³/s
     * la crue historique de débit: 8.600 m³/s majoré de la rupture du barrage de Pareloup (2.670 m³/s) soit 11.270 m³/s.
     De ces éléments, il a été déduit la Cote Majorée de Sûreté (CMS) qui est de 62 m NGF (Nivellement Général de France) à l’amont du site.
     - Éviter à la conception
     Dans ce but, il a été réalisé un calage de la plate-forme à 62,25 NGF, une protection de la station de pompage, un éperon calé à 62,70 m NGF.
     - Étudier suite à un REX
     La tempête de décembre 1999 a conduit à un réexamen des sites pour faire face à:
     Par ex à Golfech voici ce qui envisagé ou non:
     - Débordement d’un cours d’eau: envisagé 
     - Rupture ou effacement d’un ouvrage de retenue: envisagé

COMMENTAIRE
     L’ASN apporte les précisions suivantes:
     «Accessibilité du site en cas d'inondation
 Dans le cadre de l'analyse du retour d'expérience de l'inondation partielle du CNPE du Blayais au cours de la tempête du 27 décembre 1999, EDF a mis en place un plan d'action qui a pour but:
     * de vérifier l'état de protection des installations, 
     * de réexaminer la conception des centrales de l'ensemble du parc à partir d'un référentiel réévalué prenant notamment en compte le retour d'expérience de la centrale du Blayais, 
     * de mettre en place des dispositions correctives de prévention et de protection vis à vis de ce risque.
   Les études relatives au risque d'inondation externe sur la centrale de Golfech ont montré que la plate forme du site était suffisamment élevée pour faire face à une crue d'occurrence millénale majorée de 15% (application de la règle fondamentale de sûreté n°I.2.e), excluant ainsi le risque d'accumulation d'eau sur les plates-formes. 
     Cependant, les routes d'accès au site ne sont plus praticables à partir d'un débit de la Garonne de 7.000 m³/s. L'isolement du site est total pour un débit de la Garonne supérieur à 8.500 m³/s suivant le rapport d'étude du District des deux rives du Tarn et Garonne. Le débit centennal est évalué à 8.000 m³/s, et le débit millénal à 12.200 m³/s.
     Par conséquent, le site a décidé de mettre en place un système d'alerte basé sur des niveaux de crue dont les principes sont en cours d'analyse par l'ASN. Ce système permet la gestion des relèves et des approvisionnements du site de façon anticipé pour garantir l'autonomie du site pendant la crue.»
     D’une façon pragmatique, on peut conclure que le site pourrait ne plus être accessible en cas de crue (dès un débit de la Garonne de 7.000 m³/s).
     La plate-forme est trop basse. Les routes d’accès seront inondées. Le site se retouvera inexorablement isolé. Prévoir une cellule de crise qui sera appelée dès qu’il y aura annonce de crue, permettra de mieux gérer l’installation pour l’arrêter en toute sécurité.
     La possibilité d’inondation existe toujours. Les protections envisagées (pompage supplémentaire, trémies, organisation de crise) aideront le site, mais il restera à gérer sur le long terme, les dégâts infligées par les eaux.
     La CLI devra suivre avec attention la mise en place des mesures palliatives.

     «En mai 2001, la DGSNR a adopté la nouvelle règle fondamentale de sûreté n°2001-01 relative à la détermination du risque sismique pour les installations nucléaires de base.» (rapport 2002 page 297).
     Les RFS sont, en général, des guides à la construction. Cependant, dans le cas des séismes et compte tenu de l’amélioration des connaissances, l’ASN a demandé à EDF de revoir le comportement des installations face au risque sismique. L’IRSN a d’ailleurs contribué à cette révision: «Dans ces conditions, la réévaluation sismique va souvent conduire à retenir des séismes plus importants que ceux considérés initialement et/ou à vérifier la tenue des ouvrages avec des méthodes plus contraignantes que celles utilisées à la conception.»
     Cette révision est en cours et «EDF a donc présenté à l'ASN les niveaux de séisme à prendre en compte, pour chaque site, selon la RFS 2001-01. En parallèle, l'IRSN a fait sa propre évaluation des niveaux de séisme résultant de la RFS 2001-01, qui diffère sensiblement, de celle présentée par EDF. Par courrier du 02 juin 2003, l'ASN a donc été amenée à préciser l'interprétation de la RFS 2001-01, et ses modalités d'application aux réexamens de sûreté des réacteurs de 900 et 1.300 mégawatts. » (sic!, extraits de la note d’information ASN du 17/06/2003, à consulter en annexe 3).
     Dans son rapport 2003 l’ASN a recensé différents équipements nécessitant une attention particulière d’EDF.
     - Tirants antisismiques de maintien des équipements du couvercle de cuve
     Ces tirants «ont pour fonction d’assurer le maintien ferme, sans jeu, (...) de la dalle antimissile (pour les réacteurs des paliers 1.300 MWé et 1.450 MWé) afin de limiter en cas de séisme les mouvements des mécanismes de commande de grappe (MCG). Ces tirants réglés lors de la mise en service des réacteurs ne font l’objet d’aucun de programme de maintenance préventive.
     Des anomalies de réglages de ces tirants ont été découvertes en 1999. (...) En l’absence d’un maintien ferme en partie haute, les MCG pourraient être soumis, lors d’un séisme, à des efforts de flexion importants, pouvant conduire à des déformations ou des endommagements. Les conséquences potentielles pourraient en être le blocage de plusieurs grappes de commande et l’apparition de brèches primaires au niveau des enveloppes ou des carters des MCG.»
     En VD1 de Golfech2, a été effectué le remplacement des axes et chapes des tirants antisismiques (1- 2- 3- 6) du couvercle de cuve. Les tirants 4 et 5 avaient été remplacés plus tôt dans l’année 2004.
     - cheminée du bâtiment des auxiliaires nucléaires

COMMENTAIRE
     Suite à cette nouvelle RFS n°2001-01, EDF s’est engagé dans une réévaluation de l’aléa séisme (annexe 3).
     Cette réévaluation passe par une recherche historique sur les séismes pour déterminer le séisme de référence. L’étude des données historiques conduit à retenir Moissac (1743, intensité VI ) le plus proche et un autre en zone pyrénéenne (1660, intensité IX). Une fois la recherche historique effectuée, il est possible de définir «à partir de ces séismes, ceux susceptibles de produire les effets les plus importants sur le site, dénommés "Séismes maximaux historiquement vraisemblables" (SMHV). Afin d’intégrer une marge de sécurité, des "Séismes majorés de sécurité" (SMS) sont définis en majorant forfaitairement l'intensité de chaque SMHV d’un degré sur l’échelle MSK (voir lexique). Ce sont ces SMS qui sont utilisés pour le dimensionnement des installations.» (extrait du rapport IRSN).
     Pour Golfech, le séisme de Moissac avait déjà été retenu. La réévaluation n’a pas changé le séisme de référence, mais a permis de mettre en évidence les équipements qui devaient être modifiés.
     Cette réévaluation «séisme» conduit à 42 modifications pour remplacer des matériels non conformes par de nouveaux résistants aux séismes, comme par exemple le remplacement des tirants antisismiques, les supportages des GV et des gros équipements.
     En visite décennale, le remplacement des tirants a été terminé (4 sur 6, 2 ayant déjà été remplacés précédemment). Quant aux faux plafonds, voici la réponse du CNPE:
     «La question s'est posée pour le palier 1.300 MW et chaque site a fait l'objet d'une analyse. En conclusion, le faux plafond de la salle de commande de chaque tranche de Golfech n'est pas un agresseur potentiel en cas de séisme.»
     Les autres modifications ont été prises en compte dans le programme de la VD.

     De nombreuses interrogations se sont fait jour à propos de la tenue au séisme des réacteurs du palier CP0 et de Fessenheim en particulier. 
     Des études complémentaires ont été menées. A la demande des cantons suisses, une équipe (Résonance) a fourni un dossier. 
     Les conclusions finales le l'équipe Résonance sont:
     «La réévaluation de l’aléa sismique, tel que proposée, jusqu’à présent, par EDF en vue de la 3e visite décennale de la CN de Fessenheim, mène à une sous-estimation prononcée de l’aléa et n’est donc pas acceptable. Le même constat est valable, dans une moindre mesure, pour la réévaluation de l’aléa proposée par l’IRSN. La présente expertise détaille point par point les faiblesses de ces réévaluations. Les principales raisons de la sous-évaluation de l’aléa sismique sont:
     - une interprétation trop optimiste des caractéristiques clefs du séisme de Bâle de 1356 servant comme séisme de référence: sous-estimation de sa magnitude et surévaluation de la distance minimale à la CN à laquelle un tel séisme pourrait survenir (EDF et IRSN).
     - le fait de ne retenir aucun séisme local comme séisme de référence (EDF uniquement).
     - une prise en compte insuffisante des incertitudes des données de base, et en particulier l’utilisation de relations statistiques moyennes pour la détermination des accélérations au sol pour le ou les séismes de référence avec, comme conséquence, une probabilité conditionnelle de 50% que les accélérations retenues soient dépassées (faiblesse de la méthode prescrite par la RFS2001-01, EDF et IRSN).
     Les questions concernant la résistance sismique des structures clef de la CN de Fessenheim n’ont pu être traitées de façon concrète par manque d’information à disposition. Par rapport à cet aspect, la présente expertise doit se limiter à quelques constats généraux.
     Dans les années de la construction de la CN de Fessenheim, il était habituel de faire un dimensionnement dit "élastique", ce qui est, dans la plupart des cas, mais pas forcément dans tous les cas, très fortement du côté de la sécurité. Les marges de réserves peuvent représenter un facteur 2, voire plus, par rapport au séisme de dimensionnement. L’existence d’une telle marge de réserve s’est essentiellement confirmée dans le cas récent de la CN japonaise de Kashiwazaki-Kariwa qui a subi, avec le séisme Niigataken Chuetsu-oki, une sollicitation sismique environ deux fois plus forte que celle prise en compte lors de son dimensionnement. (Commentaire 2011: En fait 4 réacteurs sur 8 sont encore en réfection) 
     Par conséquent, il est probable que des marges de réserves considérables existent par rapport au séisme de dimensionnement (aléa sismique) - sous-évalué - de l’époque. En revanche, il reste à déterminer si ces réserves suffisent par rapport à une évaluation plus réaliste de l’aléa sismique pour le site de Fessenheim.
     Il est impossible de conclure immédiatement, à cause de la sous-évaluation du séisme de dimensionnement, que la CN de Fessenheim représente un risque sismique inacceptable - bien qu’un certain soupçon soit sans aucun doute permis. Seul un contrôle sismique approfondi des bâtiments et installations clef de la CN de Fessenheim permettrait de confirmer ou d’infirmer ce soupçon. Il est, à notre avis, impératif de procéder le plus rapidement possible à un tel contrôle approfondi.» 

     L’ASN dans son rapport 2009 souligne:
     «3.7.1 Prévenir les risques liés au séisme 
     Les bâtiments et matériels importants pour la sûreté des centrales nucléaires ont été conçus pour résister à des séismes d’intensité supérieure aux plus forts séismes jamais survenus dans la région du site. Les règles de prise en compte du risque sismique font l’objet de révisions régulières en fonction de l’avancée des connaissances et d’une application rétroactive au cas par cas lors des réexamens de sûreté.
     Bien que la France ne présente pas un fort risque sismique, ce sujet fait ainsi l’objet d’efforts importants de la part d’EDF et d’une attention soutenue de la part de l’ASN.

     Rapport ASN 2009: page 401
     Dans le cadre de la préparation des prochaines réévaluations sismiques (réexamen à quarante ans pour les réacteurs de 900 MWe et à trente ans pour les réacteurs de 1.300 MWe), l’ASN a constitué un groupe de travail réunissant EDF, l’IRSN et l’ASN. L’objectif de ce groupe est de déterminer les séismes de référence à prendre en compte pour ces prochaines réévaluations.
     (...) L’ASN fixe les objectifs de sûreté applicables aux installations nucléaires. A ce titre, elle prévoit de prendre position sur ces propositions courant 2010. 
     Par ailleurs, l’ASN participe également à un groupe de travail constitué par la direction générale de la prévention des risques (DGPR) et réunissant l’IRSN et le bureau de recherches géologiques et minières. L’objectif de ce groupe de travail est de réaliser une comparaison des aléas pris en compte et du dimensionnement des constructions entre les installations classées pour la protection de l’environnement (ICPE) et les INB. 
     L’ASN a également organisé, en collaboration avec l’autorité de sûreté nucléaire suisse (IFSN) et l’IRSN, un séminaire qui a eu lieu à Strasbourg le 17 juin 2009. Ce séminaire scientifique international a permis de faire un état des lieux sur les méthodes probabilistes et déterministes et de déterminer dans quelle mesure les avancées scientifiques récentes en matière de risque sismique et une meilleure connaissance des séismes historiques peuvent conduire à réévaluer et à encore renforcer le niveau de sûreté des installations nucléaires. L’ASN a également activement participé à la conférence Provence 2009 du 6 au 8 juillet 2009 commémorant le centenaire du séisme de Lambesc (Bouches-du-Rhône).»

Les règles de conception 
     La règle fondamentale de sûreté (RFS) 2001-01 du 31 mai 2001 définit la méthodologie relative à la détermination du risque sismique pour les INB de surface (à l’exception des stockages à long terme des déchets radioactifs). 
     La RFS V.2.g relative aux calculs sismiques des ouvrages de génie civil a été révisée et publiée en 2006, sous la forme d’un guide relatif à la prise en compte du risque sismique à la conception des ouvrages de génie civil des INB de surface. Il est le fruit de plusieurs années de travail d’experts français dans le domaine du génie parasismique. 
     Ce texte définit, pour les INB de surface, à partir des données de site, les dispositions de conception parasismique des ouvrages de génie civil ainsi que des méthodes acceptables pour: 
     - déterminer la réponse sismique de ces ouvrages, en considérant leur interaction avec les matériels qu’ils contiennent, et évaluer les sollicitations associées à retenir pour leur dimensionnement;
     - déterminer les mouvements sismiques à considérer pour le dimensionnement des matériels. 
     Les dispositions de conception parasismique des ouvrages de génie civil et les méthodes associées sont définies, pour les nouvelles INB de surface, dans le guide de l’ASN n° 2/01 du 26 mai 2006 relatif à la prise en compte du risque sismique des ouvrages de génie civil d’installations nucléaires de base à l’exception des stockages à long terme des déchets radioactifs.

     Le numéro 142 de  Contrôle, le magazine de l'ASN, paru début septembre 2001, traite de l'ensemble des risques externes (séismes, inondations, incendies d'origine externe, etc.) et compte un article consacré à la protection des centrales nucléaires contre les chutes d'avions. 
     Voici cet article: 
     Protection des centrales contre les chutes d'avion
par Francis Vitton Chef du département sûreté nucléaire et environnement du SEPTEN à la Division ingénierie et services d'EDF et Jean-Pierre Bai - Adjoint au chef de mission sûreté de la direction technique de la Division production nucléaire d'EDF
     Prise en compte des chutes d'avions à la conception
     La réglementation applicable est la règle fondamentale de sûreté (RFS) I.2.a du 5 août 1980 "Prise en compte des risques liés aux chutes d'avions". Son application à la conception des centrales nucléaires françaises conduit aux résultats suivants, pour les 3 familles d'avions considérées dans la RFS:

Famille	Vols/an	Probabilité d'accidents/vol	Probabilité d'impact / an / tranche / fonction de sûreté
Commerciale	70.000	< 10-6	< 10-8
Militaire	500.000	10-6	< 10-7
Générale	2.000.000	10-4	qq 10-6

     Réglementation
     Les centrales nucléaires sont interdites de survol à basse altitude. 
     L'arrêté ministériel du 10 octobre 1957 précise:
     "sauf pour les besoins du décollage et de l'atterrissage, et des manœuvres qui s'y rattachent, les aéronefs motopropulsés doivent se maintenir à une hauteur minimale au-dessus du sol définie comme suit: pour le survol d'hôpitaux ou de tout autre établissement ou exploitation portant une marque distinctive, 300 m pour les aéronefs équipés d'un moteur à pistons et 1.000 m pour les aéronefs équipés de plusieurs moteurs". 
     Concrètement, cela se traduit:
     * par le fait que les cartes aériennes identifient les centrales nucléaires comme ouvrages interdits de survol; 
     * par la présence du repérage réglementaire (grande croix peinte) sur le toit d'un des bâtiments principaux de chaque centrale. 
     Suivi en exploitation
     Chaque site est chargé de suivre l'évolution de son environnement, et à ce titre réactualise périodiquement les statistiques des nombres de vols de chacune des familles d'avions, afin de s'assurer que les probabilités d'impact par an, par tranche et par fonction de sûreté demeurent toujours cohérentes avec les critères. Ces valeurs actualisées figurent dans le rapport de sûreté de site. 
     Par ailleurs, le personnel chargé de la protection de site doit détecter tout survol non programmé du site à basse altitude par des engins volants (avions, hélicoptères, ULM, ailes volantes...) et le déclarer à la gendarmerie selon des modalités précisées dans une consigne d'exploitation, en précisant l'identification de l'engin incriminé.
          Les survols constatés sont également déclarés, selon les cas, à la Direction régionale ou générale de l'aviation civile, à l'Etat-major de la Région aérienne, au District aéronautique, à la préfecture. Il y a, en outre, chaque fois que possible, information des aérodromes, aéroports, aéro-clubs... voisins présumés concernés, pour essayer de faire diminuer le nombre de ces survols. 
     Enfin, vis-à-vis des survols autorisés par le directeur du site, une "disposition" a été mise en oeuvre début 2000 afin de préciser les informations à transmettre préalablement à la DRIRE, en l'occurrence: 
     * la justification du vol;
     * le plan de vol; 
     * les dates et les conditions de vol;
     * toutes les mesures préventives mises en oeuvre.