1.
INTRODUCTION
Suite à l’accident
survenu le 11 mars 2011 dans la centrale de Fukushima Dai-ichi,
le Premier Ministre a demandé à l’Autorité de
sûreté nucléaire (ASN) de procéder à
un audit de la sûreté des différentes installations
nucléaires françaises. Le 5 mai 2011, l’ASN a pris douze
décisions demandant aux exploitants nucléaires français
de réaliser des évaluations complémentaires de sûreté
(ECS) de leurs installations, sur la base d’un cahier des charges annexé
aux décisions précitées et cohérent avec le
cahier des charges retenu pour les «stress-tests» demandés
par le Conseil Européen.
Les ECS visent à prendre en compte les premiers enseignements des
événements survenus sur la centrale de Fukushima Dai-ichi,
en évaluant la résistance des installations nucléaires
françaises à des scénarios extrêmes, allant
au-delà des situations prises en compte pour leur dimensionnement.
Ces évaluations concernent en 2011 les réacteurs de puissance
en exploitation (REP de 900, 1.300 et 1.450 MWe), ou en construction (EPR),
ainsi que certaines installations nucléaires jugées prioritaires
par l’ASN (le Réacteur à Haut Flux de Grenoble, le Réacteur
Jules Horowitz, le réacteur OSIRIS, l’installation MASURCA, l’Atelier
de Technologie du Plutonium, la centrale PHENIX, l’usine MELOX, les établissements
de La Hague, de FBFC et, sur le site du Tricastin, les établissements
d’AREVA NC, COMURHEX, EURODIF, Georges Besse II, SOCATRI).
Dans ce cadre, l’ASN a demandé aux Groupes Permanents pour les réacteurs
(GPR) et pour les laboratoires et usines (GPU) de lui faire part de leur
avis sur ces évaluations complémentaires de sûreté
et sur la pertinence des propositions d’amélioration visant à
renforcer la sûreté de ces installations en cas de situations
extrêmes (séisme, inondation, perte de sources électriques,
perte de sources froides), sur la base de l’analyse critique par l’IRSN
de ces propositions. Une première réunion des Groupes Permanents
d’experts s’est tenue le 6 juillet 2011 pour examiner la démarche
proposée par chacun des exploitants, à l’issue de laquelle
un avis a été remis à l’ASN. Cette dernière
a alors indiqué aux exploitants concernés par ces évaluations
les points sur lesquels une vigilance particulière devait être
portée.
L’analyse par l’IRSN des ECS réalisées et transmises par
les exploitants le 15 septembre 2011 fait l’objet d’un rapport transmis
le 4 novembre 2011 à l’ASN et aux membres des Groupes permanents.
Ce rapport est disponible en langue française et anglaise (sur le
site internet www.irsn.fr).
Le présent rapport constitue une synthèse du rapport précité.
2.
CONTEXTE INTERNATIONAL
À la connaissance de l’IRSN, seuls les réacteurs de puissance
font l’objet d’évaluations complémentaires de sûreté
à l’étranger. Pour fournir quelques éléments
de comparaison des démarches suivies, le rapport IRSN présente
de manière synthétique les prises de position, suite à
l’accident de Fukushima, des autorités compétentes de trois
pays nucléarisés, à savoir les Etats-Unis, le Royaume-Uni
et la Finlande.
Même si, de leur point de vue, la poursuite de l’exploitation des
réacteurs ne présente pas de risque imminent, certaines
situations induites par des agressions, ou des cumuls d’agressions, doivent
être renforcées. En outre, elles estiment que certaines
questions sont à réexaminer, ce qui peut conduire à
la mise en place de dispositions complémentaires (organisationnelles,
matérielles ou procédurales).
3.
DEMARCHE D’ANALYSE DE L’IRSN
Compte tenu de l’approche de sûreté, des méthodes de
conception mises en œuvre jusqu’à présent en France et des
réexamens de sûreté décennaux, les installations
devraient pouvoir être considérées comme robustes
pour les aléas considérés dans le référentiel
de sûreté. En effet, le niveau des aléas de dimensionnement
fait l’objet de réévaluations périodiques au titre
des réexamens de sûreté, qui assurent dans la durée,
la robustesse des installations aux aléas, dont les agressions externes.
Toutefois, l’état réel des installations peut affecter, de
façon temporaire, cette robustesse du fait de l’existence d’écarts
de conformité au référentiel. De même, l’évolution
des connaissances en matière d’aléa peut remettre en cause
cette robustesse. En tout état de cause, les démonstrations
de sûreté actuellement disponibles ne
permettent pas de garantir a priori le bon comportement des
installations pour des aléas dépassant ceux prescrits dans
leur référentiel de sûreté.
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Cette démarche, menée dans l’objectif d’éviter des conséquences graves pour l’environnement et les populations pour une agression ou une situation accidentelle au-delà du référentiel, se décompose en deux phases: - la vérification de la conformité au référentiel actuel, qui constitue un préalable à la recherche de la robustesse des installations; - une approche sur la base de la défense en profondeur au-delà du référentiel. L’IRSN a examiné les approches retenues par les exploitants pour l’élaboration des dossiers transmis dans le cadre des Evaluations Complémentaires de Sûreté. Les démarches mises en œuvre ont été jugées globalement satisfaisantes et les compléments éventuels jugés nécessaires ont été identifiés et pris en compte. L’IRSN a fait le choix de construire son rapport autour des thèmes d’analyse, plutôt qu’autour de chaque exploitant. De plus, afin d’analyser de manière cohérente la pertinence et la suffisance des propositions faites par les exploitants, l’IRSN a défini une démarche d’analyse fondée sur le principe de la «défense en profondeur». Cette démarche conduit à proposer, en complément des dispositions de sûreté actuelles, que soit identifié un «noyau dur» de structures, systèmes et composants (SSC) dont la disponibilité, dans tous les scénarios envisagés, permet d’assurer la maîtrise des trois fonctions essentielles de sûreté: la maîtrise de la réaction nucléaire, l’évacuation de la chaleur produite par cette réaction et le confinement des matières radioactives. Ainsi, à la problématique de l’évaluation du caractère opérationnel de l’ensemble des systèmes et équipements concourant à la sûreté et à la radioprotection, caractère opérationnel toujours discutable compte tenu des différentes sources d’incertitudes (aléas, comportement des installations en situation extrême...), se substituera une problématique de protection déterministe d’un périmètre réduit de SCC pour des aléas au-delà de ceux retenus pour le dimensionnement de l’ensemble de l’installation. À la suite des conclusions des Groupes permanents d’experts, et des décisions de l’ASN, il reviendra à chaque exploitant, à partir des évaluations déjà réalisées, à compléter le cas échéant, de proposer une définition précise du «noyau dur» à retenir pour chacune de ses installations en identifiant le niveau des «aléas ECS» pour lesquels les SSC de ce noyau dur doivent être dimensionnés. Un calendrier de mise en œuvre, tenant compte de la sensibilité particulière de certains sites ou installations devra être proposé. En parallèle, le retour d’expérience de l’accident de Fukushima ainsi que les ECS ont mis en évidence certaines limites des référentiels de sûreté actuels. Par exemple, le référentiel actuel ne postule pas, ou de manière ponctuelle, la survenue de perte totale de refroidissement ou de sources d’énergie affectant plusieurs installations d’un site. L’IRSN estime qu’il est nécessaire de se réinterroger sur ces référentiels sans attendre les prochains réexamens de sûreté. 4. L’ETAT DES INSTALLATIONS
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L’IRSN considère que les principaux écarts de conformité connus et ayant un impact sur la sûreté ont bien été pris en compte par EDF. L’IRSN confirme toutefois la nécessité d’anticiper les actions correctives au vu du retour d’expérience de l’accident de Fukushima pour certains écarts de conformité. Par exemple, la prise en compte de l’insuffisance des réserves d’eau d’alimentation de secours des générateurs de vapeur pour replier la tranche en cas de manque de tension externe devrait faire l’objet d’une modification des procédures de conduite incidentelle. Par ailleurs, l’absence d’exigence sismique du système de ventilation des générateurs électrogènes de secours sur certains réacteurs de 1.300 MWe devrait faire l’objet de corrections rapides. Enfin, comme un certain nombre de contrôles sont programmés lors des examens de conformité, que des modifications et des nouveaux référentiels sont prévus d’être intégrés lors les visites décennales, EDF doit mettre en œuvre, en priorité, les contrôles et les modifications permettant de garantir la conformité, d’une part des SSC participant à la gestion des installations en cas de perte totale des alimentations électriques, d’autre part des SCC qui garantissent l’absence d’agressions induites qui rendraient inefficace la conduite des installations prévue dans ces situations. À ce titre, l’IRSN a noté que la robustesse des installations à l’égard de certaines agressions induites (explosion d’hydrogène notamment) repose sur le déploiement des référentiels associés, à ce stade, aux troisièmes visites décennales sur les paliers 900 et 1.300 MWe et à la première visite décennale sur le palier 1.450MWe. 5. LA ROBUSTESSE DES INSTALLATIONS POUR DES ALEAS DE NIVEAU SUPERIEUR
A CEUX RETENUS POUR LEUR DIMENSIONNEMENT
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Notamment, le caractère simplificateur des méthodes proposées n’autorise pas à considérer les valeurs des facteurs de marge globaux, mis en avant par les exploitants comme représentant de façon fiable la robustesse des installations en cas de séisme. Pour pouvoir juger de la robustesse effective, il aurait fallu pouvoir identifier les éléments les plus faibles qui tendent à limiter la robustesse de l’installation, ce qui n’était pas compatible avec les délais impartis aux ECS. De façon générale, même si les évaluations des exploitants laissent présager l’existence de marges, la prise en compte des incertitudes, dont celles relatives au niveau d’aléa sismique mises en évidence, et l’impossibilité de considérer que les marges identifiées par les exploitants puissent être uniformes à l’échelle des ouvrages, imposent d’effectuer des vérifications complémentaires pour s’assurer de l’aptitude des ouvrages de génie civil à contribuer à la disponibilité des SSC devant constituer le noyau dur ECS (protection, supportage des équipements, participation au confinement). Au titre de la défense en profondeur, l’IRSN estime nécessaire de vérifier la robustesse des SSC contribuant à prévenir les situations de perte totale de source froide (station de pompage) ou d’alimentation électrique (locaux électriques, locaux des groupes électrogènes de secours...). L’inondation peut résulter de phénomènes très divers; la prise en compte de cet aléa lors du dimensionnement est fondée sur l’identification de l’ensemble des sources d’inondation possibles. L’évaluation des conséquences au cas par cas permet alors de considérer que certaines situations sont couvertes par d’autres. Il existe deux types de phénomènes: l’un conduisant à des quantités d’eau importantes sur les sites (crues...), l’autre conduisant à des quantités plus faibles (pluies...) mais directement à proximité des bâtiments. Les protections adaptées vis-à-vis d’un type de phénomène ne sont pas nécessairement efficaces vis-à-vis de l’autre. Compte tenu de la diversité des configurations de site et des conjonctions d’aléas possibles, ainsi que des délais impartis, l’IRSN considère que l’analyse de la robustesse d’une installation au-delà du dimensionnement peut être menée de façon pragmatique, en identifiant quelques aléas représentatifs des risques d’arrivée d’eau massive ou locale sur les sites et en appréciant la capacité du site à résister à des niveaux d’inondation supérieurs à ceux provoqués par les aléas de dimensionnement. Cette appréciation dans les ECS peut être menée en envisageant des scénarios d’aléas majorés (démarche retenue par EDF, l’ILL et AREVA pour le site du Tricastin) ou en valorisant des marges significatives vis-à-vis des aléas de dimensionnement (approche retenue par ailleurs). Dans le premier cas, il est nécessaire de s’assurer que les scénarios majorés envisagés sont bien représentatifs et enveloppes puis d’étudier s’il existe des effets falaise pour ces scénarios majorés. Dans le second cas, il est nécessaire d’apprécier la suffisance de la marge en regard de la survenue d’un effet falaise (2). Dans les deux cas, l’objectif est d’identifier les mesures à mettre en œuvre pour améliorer la robustesse de l’installation au-delà du référentiel. Cette approche doit être complétée par la prise en compte des effets liés à l’inondation et des conditions météorologiques extrêmes souvent concomitantes avec les inondations. Au cours de son évaluation, l’IRSN a souligné la nécessité d’approfondir certaines analyses des exploitants afin de conforter leurs conclusions et de définir les améliorations à mettre en œuvre. Dans la plupart des cas, les exploitants ont présenté des compléments globalement satisfaisants. Cependant, concernant les risques liés aux pluies, l’IRSN considère que les propositions d’EDF relatives aux hypothèses retenues pour la caractérisation du phénomène et les propositions du CEA pour la prise en compte des conditions d’écoulement ne sont pas totalement satisfaisantes. p.16
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Par ailleurs, au titre de la défense en profondeur, l’IRSN a estimé nécessaire de renforcer dès à présent la prise en compte du risque d’inondation au-delà du référentiel actuel, par exemple par la rehausse de la protection volumétrique. Cette disposition permet en effet de renforcer la robustesse des installations pour éviter les situations de perte totale de source froide et de sources électriques, en cas d’inondation pouvant aller au-delà des aléas du référentiel, sans toutefois atteindre le niveau envisagé dans les ECS. Le rapport traite aussi des risques d’agression des installations nucléaires par les effets induits par les agressions externes abordées dans le cadre des ECS sur des installations industrielles ou des voies de communication situées à proximité. L’IRSN souligne que les analyses des exploitants sont fondées sur les éléments en leur possession, puisqu’ils ne disposent pas de l’ensemble des informations nécessaires pour juger de la robustesse des installations industrielles externes au site à l’égard d’un séisme et d’une inondation. Il estime que les exploitants devraient: - prendre en compte les phénomènes dangereux associés aux sources d’agression des installations industrielles de manière déterministe et évaluer leurs conséquences sur les INB, - évaluer les conséquences sur les INB des agressions liées aux voies de communication, en tenant compte de l’état de leurs installations suite à un séisme ou une inondation. Ces évaluations devront être menées sur certains sites tels que Gravelines, Saint Alban ou encore le site du Tricastin de façon prioritaire. Elles participeront à la définition des exigences à retenir sur les éléments participant au «noyau dur ECS», en particulier pour ce qui concerne les moyens de gestion de crise. Enfin, l’IRSN a examiné la démarche de prise en compte d’événements ou d’effets induits dans les installations (incendie, explosion...) par des agressions naturelles d’un niveau supérieur à celui retenu dans leur référentiel de sûreté. Il souligne qu’EDF n’a pas postulé d’incendie, ou d’explosion induits par un séisme. En outre, le niveau sismique retenu pour le dimensionnement de la sectorisation, des moyens de détection et de lutte contre l’incendie varie d’un palier à l’autre. L’IRSN estime qu’EDF devrait réaliser des études visant à justifier la robustesse de ses installations vis-à-vis d’un incendie (ou d’une explosion) induit par un séisme de niveau supérieur à celui retenu dans les référentiels de ses installations, et a fortiori l’absence d’effet falaise sur les SCC. Il constate également que le CEA, AREVA et l’ILL ont examiné l’incendie ou l’explosion en tant qu’aggravant direct des effets d’un séisme ou d’une inondation et ont jugé que ces situations ne conduiraient pas à des effets falaise. Toutefois, l’IRSN considère que les démonstrations devraient être complétées en examinant les risques de propagation d’un incendie ou d’explosion, initiés suite à un séisme, ou une inondation, pouvant affecter les SSC essentiels à la maîtrise des fonctions de sûreté. 6. LE COMPORTEMENT DES INSTALLATIONS EN CAS DE PERTE TOTALE DES SOURCES
DE REFROIDISSEMENT OU DES SOURCES D’ENERGIE DE LONGUE DUREE AFFECTANT PLUSIEURS
INSTALLATIONS D’UN MEME SITE REACTEURS EDF
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Ces scénarii nécessitent, selon l’IRSN, de prévoir des moyens supplémentaires sur les sites ainsi que des moyens de secours extérieurs. Il importe que ces moyens permettent en priorité d’éviter un accident grave avec fusion du cœur plutôt que de se limiter à gérer les conséquences d’un tel accident. Sur la base de ce constat, EDF a proposé un certain nombre d’études et d’améliorations matérielles et procédurales en ce sens. Ces dispositions qui contribuent à éviter la fusion du cœur dans les situations postulées dans les ECS seront robustes à des niveaux d’agression supérieurs à ceux du référentiel (futur «noyau dur» à définir). L’IRSN estime cette démarche positive; toutefois, la suffisance, la définition précise et la planification des dispositions ainsi envisagées devront faire l’objet d’échanges ultérieurs avec EDF, afin de s’assurer que celles-ci apporteront bien la robustesse attendue dans des délais adaptés aux enjeux de sûreté. Pour ce qui concerne plus particulièrement les piscines de désactivation de ses installations, EDF a examiné les conséquences d’une agression naturelle majeure sur les systèmes de refroidissement en examinant les conséquences de la perte de la source froide ou des alimentations électriques. Dans ces situations, EDF conclut, pour ce qui concerne l’évacuation de la puissance résiduelle du combustible, qu’un appoint en piscine doit être garanti dans la durée, afin de compenser l’effet de l’ébullition induite par la perte de refroidissement. Ceci est intégré au plan d’actions d’EDF. L’IRSN estime cependant que la démarche d’examen de la robustesse des installations demandées par les ECS doit également considérer, en cas de séisme de niveau supérieur à celui de dimensionnement, le risque de fuite des équipements pouvant mettre en cause l’inventaire en eau dans les piscines des bâtiments du réacteur et de stockage du combustible. En effet, ces situations peuvent conduire à un effet falaise compte tenu, notamment de la possibilité de diminution significative de l’inventaire en eau présent, de la réduction induite des délais avant découvrement du combustible et des contraintes particulières associées sur la gestion opérationnelle des accidents. À cet égard, l’IRSN souligne que, sur les réacteurs en exploitation ou en cours de construction, la limitation des conséquences d’un accident grave en piscine serait très difficile. Dans le cadre des ECS, l’IRSN estime ainsi nécessaire la mise en œuvre de contrôles et modifications des SSC visant à éviter tout dénoyage des assemblages combustibles dans une situation accidentelle où une fuite interviendrait sur les équipements constitutifs des piscines et sur les circuits qui y sont reliés. Concernant la gestion des accidents graves sur les REP, EDF a: - explicité les situations considérées dans le référentiel existant (risques considérés, parades existantes ou en cours de déploiement), - évalué la robustesse des réacteurs en exploitation pour les situations d’accident grave considérées (enceintes de confinement de grande dimension, présence de recombineurs d’hydrogène, d’un système d’éventage-filtration pour les réacteurs en exploitation...), - proposé des dispositions complémentaires pour prévenir ou limiter les conséquences d’un accident grave qui serait induit par un des scénarios extrêmes considéré dans les ECS, - proposé la réalisation d’études complémentaires pour mieux cerner certains risques ou pour apprécier la robustesse de certains équipements au-delà de leurs hypothèses de dimensionnement. L’IRSN rappelle que les dispositions implémentées à ce jour sur les réacteurs en exploitation ou prévues à la conception sur le réacteur EPR sont le résultat des efforts accomplis depuis l’accident de Three Mile Island. L’IRSN rappelle par ailleurs que la limitation des rejets radioactifs dans l’environnement pour tout accident (avec ou sans fusion du cœur) est un objectif majeur du processus d’amélioration continue de la sûreté des installations. Ce processus s’organise en France autour, en particulier, des réexamens décennaux visant à rehausser périodiquement les exigences du référentiel de sûreté des installations. p.17
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Dans le contexte des ECS, EDF a examiné des situations pour lesquelles les principaux systèmes de sauvegarde seraient durablement en défaut et l’enjeu principal devient la limitation des rejets à l’extérieur des installations et la maîtrise du site en «situation précaire» (du fait de l’agression initiale et d’éventuelles conditions radiologiques dégradées). L’IRSN a souligné la pertinence des propositions d’amélioration faites par EDF pour ces situations extrêmes; ces propositions restent néanmoins à consolider. L’IRSN a de plus formulé des demandes additionnelles concernant notamment: - l’identification des scénarios à risque notamment pour les états à l’arrêt des installations, les matériels permettant, dans ces situations, de limiter les conséquences d’un accident de fusion du cœur, - l’anticipation de certaines modifications programmées lors des visites décennales des réacteurs en exploitation, - le renforcement des dispositions de conduite (moyens humains et matériels) pour pouvoir gérer ces situations extrêmes sur l’ensemble des réacteurs d’un même site, y compris si la situation radiologique est dégradée. Ces dispositions prévues pour éviter les rejets importants dans l’environnement dans les situations postulées dans les ECS seront robustes à des niveaux d’agression supérieurs à ceux du référentiel. De manière générale, l’IRSN considère que l’ensemble des propositions d’EDF, complété par les recommandations de l’IRSN relatives à la gestion d’un accident grave, est de nature à renforcer significativement le niveau de sûreté des installations existantes. En conclusion, l’IRSN estime que la démarche d’EDF visant à intégrer les dispositions de prévention de la fusion du cœur et de limitation des rejets dans l’environnement dans la démarche «noyau dur ECS» contribuera de manière importante à l’amélioration des performances de sûreté. La suffisance, la définition précise et la planification des dispositions ainsi envisagées devront faire l’objet d’échanges ultérieurs avec EDF, afin de s’assurer que celles-ci apporteront bien la robustesse attendue dans des délais adaptés aux enjeux de sûreté. L’IRSN considère qu’il conviendra d’engager, à la lumière du retour d’expérience de l’accident de Fukushima, des réflexions sur l’intégration de ces situations dans le référentiel. Le cas de l’EPR
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RHF (ILL) L’ILL estime que la perte généralisée des alimentations électriques cumulée à la perte de la source froide ne peut pas mener à court terme à des situations redoutées (accident de réactivité de type BORAX ou fusion à l’air de l’élément combustible en pile), compte tenu que les délais disponibles pour intervenir sont supérieurs à 4 ou 5 jours. L’analyse effectuée par l’ILL conduit à retenir que seuls les scénarios de brèche sur le circuit primaire, de rupture de canaux expérimentaux ou de perte d’étanchéité du canal d’entreposage sont susceptibles d’initier les situations redoutées. En l’état actuel, l’installation n’apparaît pas correctement protégée pour les séismes relevant du référentiel de sûreté vis-à-vis du risque de fusion à l’air dans le bloc pile. En outre, le circuit mis à contribution pour limiter les rejets dans l’environnement dans cette situation présente également, dans sa configuration actuelle, des faiblesses pour ce niveau de séisme. Enfin, en cas de rupture de barrages induite par un séisme, le poste de repli de l’installation serait noyé et les alimentations électriques seraient perdues; la surveillance et le pilotage des moyens actifs de mitigation seraient inopérants. La maîtrise de la situation accidentelle deviendrait donc très délicate. Suite à son analyse, l’ILL s’est engagé à ne redémarrer le réacteur à l’issue de l’arrêt d’hiver 2011-2012 qu’après avoir effectué des renforcements visant à améliorer la gestion de ces situations. En complément, afin de renforcer la robustesse de l’installation à des aléas naturels extrêmes, l’ILL a présenté un programme d’amélioration dont la mise en œuvre s’étalera jusqu’en 2014, pour renforcer sa capacité à gérer un accident grave et pour améliorer la robustesse de l’installation face à un séisme cumulé à une inondation correspondant à la rupture en cascade de quatre barrages situés sur le Drac. INSTALLATIONS DU CEA
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Pour ce qui concerne le risque sismique, le CEA a identifié des améliorations pour conforter le délai de grâce annoncé. Le risque d’inondation n’est pas de nature à affecter les équipements indispensables à la gestion de ces situations. L’ECS du réacteur RJH du CEA-Cadarache, en cours de construction, tient compte des dernières évolutions de l’installation. Les situations redoutées identifiées par le CEA sont la fusion à l’air et la fusion sous eau, cumulée à une dégradation de l’enceinte de confinement qui conduiraient à un impact radiologique. Le CEA postule que ces situations redoutées seraient initiées par une perte des systèmes de refroidissement du cœur ou des piscines. L’IRSN estime que les propositions du CEA de disposer d’une réserve d’eau interne à l’installation, ainsi que d’étendre le rayon d’action du circuit de recirculation ultime doivent être mises en œuvre. À ce stade, l’IRSN relève que le CEA n’a pas défini les équipements à valoriser dans la phase «court-terme» de l’accident et qui constitueront le «noyau dur». Vis-à-vis du risque sismique, le CEA s’engage à évaluer la robustesse au séisme du bloc-pile et du circuit primaire, ce qui est satisfaisant. Enfin, le CEA a présenté les dispositions retenues pour gérer un accident grave de fusion du cœur. Le cœur du réacteur MASURCA du CEA-Cadarache a été déchargé en 2007; les matières fissiles se trouvent actuellement dans le bâtiment de stockage et de manutention (BSM). Compte tenu de l’état actuel de l’installation, le principal risque identifié par le CEA est l’effondrement partiel ou total du BSM à la suite d’un séisme. Étant donné le niveau de séisme pour lequel le confinement de la matière ne serait plus assuré, le CEA a décidé de construire un nouveau bâtiment de stockage et de transférer la matière fissile dans l’attente de ce nouveau stockage (prévu fin 2017). Dans l’attente de ce transfert, il s’est engagé à mettre en œuvre des dispositions palliatives pour limiter en cas de séisme la dissémination des matières, ainsi que les risques de criticité. L’Atelier de Technologie du Plutonium (ATPu) du CEA-Cadarache, à l’arrêt depuis 2003, est en cours de démantèlement. Or, l’ATPu ne résiste pas au séisme de dimensionnement du site. Cette installation étant en cours de démantèlement, le CEA considère que des renforcements sismiques ne sont pas envisageables. Aussi, l’IRSN considère que la diminution de l’encours en plutonium est la première disposition à mettre en œuvre afin de limiter les conséquences de la ruine du bâtiment. À la demande de l’IRSN, le CEA s’est engagé sur un certain nombre d’actions concernant le suivi des matières encore présentes dans l’installation, l’identification des locaux les plus sensibles en termes de dissémination et de risques de criticité et d’incendie en cas de séisme, ainsi que les moyens susceptibles de réduire les conséquences sur l’environnement. LABORATOIRES ET USINES D’AREVA
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Étant donné le niveau de séisme pour lequel le confinement de la matière ne serait plus assuré, le CEA a décidé de construire un nouveau bâtiment de stockage et de transférer la matière fissile dans l’attente de ce nouveau stockage (prévu fin 2017). Dans l’attente de ce transfert, il s’est engagé à mettre en œuvre des dispositions palliatives pour limiter en cas de séisme la dissémination des matières, ainsi que les risques de criticité. 8. RECOURS A LA SOUS-TRAITANCE
9. CONCLUSION
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