Jean Paul DUBROCA nous a quitté fin avril. Il était présent à notre assemblée générale du 25 janvier 2014, toujours chaleureux et souriant. Il s’inquiétait à propos de ce nucléaire dont il connaissait bien les dangers.      Il fût, sans doute, l’un des premiers pilotes à refuser de transporter «une bombe au cobalt», instrument destiné à soigner des malades. Et pourquoi me direz-vous: les transports au début n’étaient pas encadrés et la fameuse bombe très mal emballée.      Il a demandé des mesures, reçu des réponses idiotes (diminution de l’irradiation en 1/r3; alors que c’est en 1/r2.)      Grâce à lui ces transports ont été mieux encadrés.      C’était un ami de 30 ans.      Au revoir, ami: ce sera plus difficile de continuer notre travail d’information sans tes sages conseils?      Que ta famille et tes proches sachent que nous ne t’oublierons pas.

     Une petite lueur dans un océan de difficultés, des groupes d’agriculteurs développent des digesteurs, permettant un chauffage et du carhurant. De plus ils utilisent tous les résidus des cultures. Cela me ramène quelque 35 ans en arrière quand Philippe Courrèges et d’autres  amis développaient le PLAN ALTER (format pdf). Né trop tôt ce plan a cependant eu son importance. En effet, il a inspiré des réalisations: maisons intégrées, villages économes.
     Et cette fois c’est l’ADEME qui reprend le flambeau. La Gazette souhaitant que la transition énergétique soit lancée au plus vite, espère que les plans soutenus (utilisation des ordures, réutilisation du verre, réseau de chaleur, méthanisation des déchets organiques...) par l’ADEME seront efficaces.
     Quant à faire des calculs savants pour montrer que la poursuite du programme nucléaire coûte moins cher qu’un programme de mise en place de solution alternative, pour le démontrer il faudrait:
     - Faire le bilan des maintenances et mise à niveau;
     - Préciser ce que coûtent les arrêts;
     Juste un petit calcul: combien coûte le bouchage d’une canalisation de trop plein d’un réservoir de l’ilôt non nucléaire (est-il souligné dans les rapports) et ce à Fessnheim? 7 semaines pleines d’arrêt soit 49 millions € (prix de l’électricité non produite) + de 1 à 10 millions pour remplacement des armoires et des câbles soit environ 55  millions € !!!
     - Estimer le coût du conditionnement, d’un stockage;
     - Ne pas oublier l’accident et son coût jusqu’à 400 milliards au bas mot, surtout si cela dure 30 ans et plus.
     En ce qui concerne le Japon et Fukushima: le niveau gouvernemental a remplacé 2 inspecteurs assez critiques de la Nuclear Regulation Authority par d’autres beaucoup plus proches des exploitants. Le gouvernement espère obtenir le redémarrage de 18 réacteurs se trouvant sur 11 sites: il conviendra d’aider les japonais lanceurs d’alerte. Toutefois, pour le moment, tous les réacteurs sont encore à l’arrêt.

     La Gazette a repris un bilan technique IRSN de mars 2014. Pour le 4e réacteur Tepco espère 2020. Par contre pour les autres 30 à 40 ans après un exercice sur les n°5 et 6 qui va commencer... Mais l’IRSN souligne que les délais dépendent de travaux de recherches en cours.
Pour le bilan sanitaire voyez le site ACRO et pour le bilan      environnemental (sites ACRO et IRSN). La CRIIrad a également un site que vous pouvez consulter.
     Fukushima est et reste une catastrophe sans précédent. 
     En ce qui concerne la France, les réacteurs étaient en réexamen de sûreté à l’occasion de leur visite décennale n°3 (entre 2009 Tricatin et Fessenheim 1 jusque 2018 pour Chinon 4)  Les fameuses Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) sont venues se superposer avec des exigences supplémentaires de sûreté. Il est bien évident que ces modifications, maintenance supplémentaires, changements de matériels (...) induisent des coûts supplémentaires ne serait-ce qu‘en arrêt du réacteur.
     Voici une des conclusions de l’IRSN
     «L’importance et le renforcement des démarches existantes...
     La sûreté des installations nucléaires françaises repose sur une recherche continue de son amélioration, au-delà du simple maintien de conformité. L’amélioration s’appuie en particulier sur les réexamens de sûreté décennaux, qui comportent notamment une réévaluation destinée à faire évoluer les référentiels de sûreté. La surveillance quotidienne, le retour d’expérience, les efforts d’études, de recherche, d’innovations et d’investissements consacrés tant par les exploitants que par les organismes de l’Etat concernés, contribuent à cette démarche d’amélioration continue.
     L’instruction des dossiers des exploitants menée par l’IRSN fin 2011 lui a permis de souligner que, de par la démarche d’amélioration continue, les installations dont l’exploitation est autorisée en France peuvent être légitimement considérées comme sûres. Cependant, l’IRSN a conclu à la nécessité de renforcer les démarches visant à assurer à tout moment la conformité des installations et au besoin de faire évoluer certains référentiels de sûreté sans attendre les réexamens décennaux.
     ... à compléter par une démarche innovante.
     Cette instruction a également conduit l’IRSN à identifier le besoin de définir une démarche complémentaire à la démarche de sûreté habituelle fondée sur les réexamens de sûreté. Cette démarche, innovante, vise à compléter les dispositions de sûreté existantes afin de conférer aux installations une meilleure robustesse aux agressions pour faire face à des situations extrêmes non considérées jusqu’à présent dans la démonstration de sûreté et susceptibles d’engendrer des effets falaises. Elle conduit à définir un «noyau dur post-Fukushima» composé de moyens matériels, organisationnels et humains permettant d’assurer de façon durable les fonctions de sûreté vitales des installations présentes sur un site dans ces situations extrêmes.»

     Le GSIEN accepte cette conclusion, mais souligne que la sûreté des récteurs repose sur une surveillance sans faille. Or un certain nombre d’incidents sont révélateurs d’écarts significatifs dus à des maintenances non programmées (vis, robinets, vannes ) mais aussi à un mauvais suivi des équipes de prestataires : la jonction entre les différents chantiers doit relever des agents EDF  et ne peut pas être assurée par ces prestataires. De plus les facteurs organisationnels, sociaux et humains sont insuffisamment analysés, il s’y ajoute une prise en compte trop faibles des phénomènes naturels.
     Cependant on est dans une démarche d’amélioration (suffisante?), mais se pose avec acuité le vieillissement des installations. Les réacteurs ont été, dans les années 1970 conçus pour une certaine irradiation neutronique permettant de calculer un temps de fonctionnement, le GSIEN estime que l’arrêt des réacteurs s’impose lorsque cette irradiation a été atteinte. En effet, le vieillissement des aciers sous irradiation est toujours l’objet de recherche et l’état des aciers se dégrade sous forte irradiation sans qu’on est de connaissance pour pallier une telle évolution.
     La Gazette vous fait part de:
     - l’avis de la Cour des comptes sur les coûts du nucléaire.
     - d’un point sur l’aspect technique de Fukushima. Ceci permet de comprendre, comme avec Tchernobyl, qu’on ne revient pas à un état normal en moins d’une cinquantaine d’années et même davantage d’où des personnes déplacées, des zones interdites...

     - d’un point sur la gestion des matières valorisables (uranium naturel, appauvri, de retraitement, réenrichi, du plutonium et du thorium) : il est fait facile de déclarer que ce ne sont pas des déchets, mais encore faut-il le prouver et de toute façon entreposées ou stockées ces matières doivrnt l’être en protégeant les humains et leur environnement-
     - un point sur la surveillance de l’environnement
     - La nécessité de concevoir une stratégie énergétique
     - Non tenue aux séismes de robinets
     - Anomalie de tenue au froid des  capteurs / Ceci perdure depuis 2012…
     - Suites données au débat public par l’ANDRA
     - Problème des défauts de Doël et Tihange
     - Gravelines s’est retrouvé avec 4 réacteurs en arrêt
     - Radiologie interventionnelle: un point qui demande une prise en charge par les intéressés (médecins et patients). Il y a trop d’incidents avec dépassement de doses.
     - Pourquoi les vétérans du plateau d’Albion sont malades
     - Position GSIEN sur le grand carénage
     - site de stockage américain : incidents au Wipp
     - sur ASTRID et Monju
     - Fessenheim: incidents en série;
     - Sûreté nucléaire: des incidents persistant : un exemple la Hague ;
     - Un niveau 2 en médical suite à une réparation ratée de canalisations de rejets: rejet d’iode 131
     Bonne lecture et à bientôt

     I.  Rappel des faits (1) et état général des installations suite à l’accident
     Le séisme de magnitude 9, survenu le 11 mars 2011 à 80 km à l’est de l’île de Honshu au Japon, et le tsunami qui s’en est suivi ont affecté gravement le territoire japonais dans la région de Tohoku, avec des conséquences majeures pour les populations et les infrastructures.
     En dévastant le site de la centrale de Fukushima Dai-ichi, ces événements naturels ont été à l’origine de la fusion des cœurs de trois réacteurs (2) nucléaires et de la perte de refroidissement de plusieurs piscines d’entreposage de combustibles usés. 
     Des explosions sont également survenues dans les bâtiments des réacteurs 1 à 4 du fait de la production d’hydrogène lors de la dégradation des combustibles des cœurs. Des matériaux sont tombés dans les piscines des réacteurs 1, 3 et 4 à la suite de ces explosions, ce qui compliquera l’extraction des combustibles présents.
     Des rejets très importants dans l’environnement ont eu lieu à partir du 12 mars 2011 et de manière plus modérée mais persistante pendant plusieurs semaines. L’accident a été classé au niveau 7 de l’échelle INES.

     II. Actions de maîtrise des installations
     TEPCO a fait état, fin 2011, de l’atteinte d’une situation d’«arrêt à froid», terme impropre eu égard à l’état des réacteurs, traduisant essentiellement le maintien de l’eau dans les réacteurs à une température inférieure à 100 °C. Ceci permet d’éviter la vaporisation de l’eau pour limiter les rejets à l’environnement par les fuites du confinement.
     Les réacteurs 1, 2 et 3 sont désormais maintenus à une température comprise entre 20 et 50°C par injection permanente d’eau douce (débit de l’ordre de 5 m³/h par réacteur). Du fait de l’inétanchéité des cuves et des enceintes de confinement, l’eau injectée s’écoule dans les sous-sols des bâtiments où elle se mélange aux infiltrations d’eaux souterraines, puis est reprise pour être traitée et partiellement réutilisée pour assurer le refroidissement des réacteurs (3).
     En outre, une injection d’azote est effectuée en tant que de besoin dans les enceintes de confinement et les cuves des réacteurs 1 à 3 pour maintenir leur inertage et éviter ainsi tout risque de combustion d’hydrogène.
     Les piscines d’entreposage d’éléments combustibles sont refroidies en circuit fermé; les températures dans les piscines sont inférieures à 30°C.
     Afin de stabiliser la situation des installations, TEPCO a mis en œuvre des moyens redondants et des secours électriques pour maintenir le refroidissement des installations et assurer l’inertage à l’azote des enceintes de confinement et des cuves des réacteurs. De plus, certains matériels sont installés dans des zones surélevées et une protection anti-tsunami a été mise en place en bordure de site.
     Enfin, une surveillance des paramètres essentiels est assurée (température d’eau, teneur en hydrogène dans les enceintes, niveaux d’eau...).
     Des événements surviennent toujours au fil du temps: variations de débit d’injection d’eau, indisponibilités ou dérives de moyens de mesure de température, fuites de circuits d’eau, pertes temporaires du refroidissement de piscines, déclenchement d’alimentations électriques, de l’injection d’azote d’inertage ou de retransmission d’informations permettant le suivi en temps réel des installations, départs d’incendie, découverte de corps étrangers dans des circuits, chute de débris lors de travaux de démontage...). Ces événements, dont les plus notables font l’objet de communiqués de la part de l’IRSN, n’ont pas mis en évidence d’évolution significative de la situation des installations et TEPCO a pris des mesures correctives en fonction du retour d’expérience de ces événements. Par ailleurs, la chaleur résiduelle (4) encore présente dans les cœurs et les piscines d’entreposage a notablement décru depuis l’accident. TEPCO dispose désormais de délais importants pour intervenir en cas d’une éventuelle indisponibilité des moyens de refroidissement. 
     TEPCO réalise également des investigations et des contrôles spécifiques dans les installations. Il souhaite ainsi définir au mieux son plan d’actions en vue de la reprise des combustibles et du démantèlement, mais aussi s’assurer que les installations seraient de nature à résister à un éventuel nouveau séisme important. Ces visites permettent également de collecter des informations de suivi des installations, de renforcer la surveillance des paramètres importants et de détecter d’éventuels défauts nécessitant des actions complémentaires.

     L’IRSN relève l’importance des moyens déployés par TEPCO pour la maîtrise des installations, dans un contexte toujours difficile lié à une connaissance encore limitée de l’état des installations, à une accessibilité réduite dans les bâtiments accidentés, à des conditions d’interventions contraignantes et au niveau de fiabilité actuel de certains moyens mis en œuvre. L’IRSN souligne que des événements, certes généralement sans conséquence notable, surviennent régulièrement rappelant que, eu égard au temps nécessaire au démantèlement des installations, ces actions de maîtrise des installations doivent s’inscrire dans la durée et nécessitent une grande vigilance de la part de TEPCO. 

     III. Actions de maîtrise des rejets
     De manière générale, compte tenu des dégradations très importantes subies par les barrières de confinement des matières radioactives, des rejets diffus se poursuivent dans l’atmosphère, de même que dans le sol et donc les eaux souterraines. Par ailleurs, comme indiqué précédemment, des fuites sont régulièrement constatées sur les installations mises en place à la suite de l’accident (circuits de refroidissement et de traitement des eaux).
     TEPCO poursuit ses actions en vue de maîtriser ces rejets, notamment, en regard des rejets gazeux, en recouvrant les bâtiments des réacteurs (réalisé pour le réacteur 1 à l’aide de parois posées sur une armature métallique, à venir pour le réacteur 3) et en maîtrisant la pression dans les enceintes de confinement. TEPCO met également en œuvre des actions de surveillance et de gestion de la pollution des eaux souterraines. Des événements rencontrés au cours de l’été 2013 l’ont conduit à renforcer son plan d’actions correspondant.
 
     IV. Plan de reprise de contrôle des installations
     TEPCO considère que les premières phases de reprise de contrôle de l’installation sont réalisées dans la mesure où, d’une part le refroidissement des réacteurs et des piscines est assuré, avec le maintien d’une température basse de l’eau dans les installations, d’autre part les rejets résiduels sont à des niveaux très faibles. Les actions de nettoyage du site se poursuivent, notamment pour permettre les travaux futurs.
     Le plan d’actions retenu par TEPCO comprend trois grandes étapes:
     - la première étape vise à débuter le retrait des combustibles présents dans les piscines des réacteurs. La reprise du combustible dans la piscine du réacteur 4, la plus chargée en combustibles, a débuté le 18 novembre 2013, à l’issue des essais d’ensemble des matériels, et devrait se terminer fin 2014 (5).
     La reprise du combustible des piscines des réacteurs 1 et 2 n’est pas prévue avant 2017.
     Le début de reprise du combustible de la piscine du réacteur 3 est programmé avant mi-2015. TEPCO a engagé la construction d’un bâtiment complémentaire sur le bâtiment de ce réacteur et le retrait des débris volumineux de son plancher supérieur (5ème niveau 6) a été terminé le 11 octobre 2013.
     - la deuxième étape prévoit d’engager le retrait des combustibles dégradés des réacteurs 1 à 3. Un vaste programme de recherche a été initié à cet effet. Il vise à développer des moyens d’investigation complémentaires à ceux déjà mis en œuvre afin de connaître plus précisément l’état des installations, puis à identifier et concevoir les moyens nécessaires.
     Le retrait devrait commencer au début des années 2020 par les réacteurs 1 et 2, l’échéancier restant très dépendant de celui du programme de recherche et des connaissances acquises sur l’état des installations;
     - la dernière conduira au démantèlement complet des installations, avec un objectif de 30 à 40 ans.
     En décembre 2013, TEPCO a pris la décision de démanteler également les réacteurs 5 et 6 du site dont la remise en service était prévue après mise en œuvre d’un programme d’amélioration qui restait à établir. Il profitera de ces opérations de démantèlement pour se préparer à celles des réacteurs accidentés.
     L’IRSN souligne que les délais annoncés sont à considérer comme des ordres de grandeur et que d’importantes opérations de caractérisation approfondie de l’état des installations et des travaux de recherche sont encore à réaliser. L’IRSN relève toutefois l’importance des moyens mis en œuvre par TEPCO pour tenir l’échéancier annoncé. TEPCO ajuste régulièrement son échéancier en fonction des enseignements de ses investigations dans les installations et de l’avancement des travaux, mais, à ce jour, l’avancement apparaît en ligne avec l’échéancier global rappelé ci-dessus.

Notes
     1 Pour plus d’informations, voir le site IRSN
     2 Le réacteur 4 est déchargé et les réacteurs 5 et 6 sont en situation d’arrêt sûr. Visiter le site IRSN pour plus d’informations sur le déroulement de l’accident:
     3 Voir les notes d’information relatives à la gestion des eaux radioactives et aux eaux souterraines
     4 La chaleur résiduelle est la chaleur que continue à émettre du combustible nucléaire malgré l’arrêt de la réaction en chaîne. Elle est issue de la décroissance des éléments radioactifs.
     5 Pour plus d’informations, voir le site IRSN
     6 Le 5ème niveau des bâtiments des réacteurs de Fukushima Dai-ichi est le niveau d’exploitation lors des phases d’arrêt. C’est notamment depuis ce niveau que s’effectuent les opérations d’ouverture de l’enceinte de confinement et de la cuve du réacteur puis de déchargement du combustible.

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     L’Autorité de sûreté nucléaire,
     Vu la directive 2011/70/EURATOM du Conseil du 19 juillet 2011 établissant un cadre communautaire pour la gestion responsable et sûre du combustible usé et des déchets radioactifs ;
     Vu le code de l’environnement, notamment ses articles L. 542-1-1, L. 542-1-2, L. 592-27 et L.592-29 ;
     Vu le décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives ;
     Vu le décret n°2012-542 du 23 avril 2012 pris pour l'application de l'article L.542-1-2 du code de l'environnement et établissant les prescriptions du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, notamment son article 9 ;
     Vu l’avis n° 2009-AV-0075 de l’ASN du 25 août 2009 sur les études remises en application du décret n° 2008-357 du 16 avril 2008, en vue de l’élaboration du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2010-2012 ;
     Vu l’avis n° 2012-AV-0156 de l’ASN du 26 juin 2012 sur les études remises en application du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2010-2012, en vue de l’élaboration du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs 2013-2015 - Filières de gestion des matières radioactives dans le cas où celles-ci seraient  à l’avenir qualifiées de déchets ;
     Vu le Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, transmis au Parlement le  14 janvier 2010 ;
     Vu le rapport de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques «Déchets nucléaires: se méfier du paradoxe de la tranquillité - Evaluation du plan national de gestion des matières et déchets radioactifs 2010-2012»;
     Vu l’étude conjointe d’Areva, du CEA et d’EDF sur la valorisation des matières radioactives ainsi que l’étude de Rhodia relative à la valorisation du thorium transmises le 21 décembre 2012 ;
     Vu la lettre d’Areva et Solvay du 7 octobre 2013 transmettant une note d’actualisation sur les perspectives de valorisation des matières thorifères ;
     Saisie, par lettre référencée 418 en date du 28 février 2013 de la Direction générale de l’énergie et du climat du ministère chargé de l’énergie, pour avis sur les études susvisées ;
     Considérant que l’article 9 du décret du 23 avril 2012 susvisé demande que les propriétaires de matières radioactives, à l’exclusion des matières nucléaires affectées aux moyens nécessaires à la mise en œuvre de la politique de dissuasion visée à l’article L. 1333-1 du code de la défense, informent avant le 31 décembre 2012 les ministres chargés de l’énergie, de l’environnement, de la sûreté nucléaire et de la radioprotection des procédés de valorisation qu’ils envisagent ou, s’ils ont déjà fourni ces éléments, des changements envisagés ;
     Considérant que, conformément aux dispositions de l’article L.542-1-1 du code de l’environnement, une matière radioactive est une substance radioactive pour laquelle une utilisation ultérieure est prévue ou envisagée, le cas échéant après traitement ;
     Considérant que l’utilisation des matières radioactives peut être immédiate ou différée mais qu’elle doit être en tout état de cause fondée sur des hypothèses raisonnablement probables ;
     Considérant que le caractère valorisable d’une matière dépend non seulement de la maîtrise technique de son procédé de valorisation mais également des conditions économiques prévisibles, des conditions socio-politiques de leur mise en œuvre et de l’adéquation entre la quantité détenue et son flux de production et les flux prévisionnels de consommation ;

     Considérant que, pour apprécier le caractère raisonnablement valorisable de substances radioactives, il est possible de prendre en compte des utilisations potentielles hors de France mais qu’il convient alors aussi de tenir compte de l’ensemble des substances similaires disponibles sur le marché mondial ;
     Considérant que, conformément aux dispositions de l’article L. 542-1 du code de l’environnement, la recherche et la mise en œuvre des moyens nécessaires à la mise en sécurité définitive des déchets radioactifs sont entreprises afin de prévenir ou de limiter les charges qui seront supportées par les générations futures ;
     Considérant qu’à partir du moment où des doutes sérieux concernant les possibilités de valorisation d’une matière radioactive apparaissent, il est nécessaire de mettre en place les garanties nécessaires afin de s’assurer que leur charge n’incombe pas aux générations futures,
     Rend l’avis suivant:
     1. Les matières radioactives issues de la filière uranium/plutonium
     Les matières radioactives issues de la filière uranium/plutonium sont constituées :
     - des combustibles usés : la faisabilité technique et industrielle du traitement de l’essentiel des combustibles usés présents sur le sol français est démontrée, mais seuls les combustibles UOx -qui constituent le flux majoritaire- sont actuellement traités à échelle industrielle ;
     - d’uranium : 
     * l’uranium naturel, à partir duquel  l’usine d'enrichissement produit deux flux de substances : l'uranium enrichi et l'uranium appauvri ;
     * l’uranium enrichi, destiné essentiellement à la fabrication des combustibles pour la production d'électricité d'origine nucléaire ;
     * l’uranium appauvri, qui : 
    - sert à la fabrication du combustible MOx (Mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium) qui alimente 24 réacteurs d'EDF ; 
    - peut être, pour partie, ré-enrichi en isotope 235 et ainsi se substituer à de l’uranium naturel ;
   - à plus long terme, pourrait être utilisé à grande échelle dans les éventuels réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération ;
     * l’uranium de recyclage issu du traitement des combustibles usés (URT), qui est, en fonction des conditions économiques, pour partie ré-enrichi pour produire de l’uranium de recyclage enrichi utilisé pour la fabrication de combustibles pouvant alimenter, en France, les réacteurs de Cruas ;
     - de plutonium : contenu dans les assemblages de combustibles usés et extrait lors de leur traitement, il est utilisé pour la fabrication des combustibles MOx (Mélange d’oxydes d’uranium et de plutonium).
     L’usage montre la possibilité technique de traitement des combustibles usés à base d’oxyde d’uranium (UOx). L’usage montre également la possibilité technique d’utilisation, dans les conditions actuelles de production d’énergie, du plutonium issu du traitement des combustibles à base d’oxyde d’uranium (UOx), de l’uranium naturel, de l’uranium enrichi et de l’uranium de recyclage issu du traitement des combustibles usés (URT).
     L’ASN considère que l’utilisation industrielle de ces substances radioactives est possible et ne formule pas d’observations sur la stratégie présentée par leurs propriétaires afin de justifier leur statut de matières radioactives, au sens de l’article L. 542-1-1 du code de l’environnement.
     Le retour d’expérience démontre la possibilité de l’utilisation de l’uranium appauvri, dans les conditions actuelles de production d’énergie, mais cette utilisation n’est cependant pas possible à grande échelle et reste inférieure au flux de production. L’uranium appauvri pourrait également être consommé de manière plus efficace dans l’hypothèse du déploiement d’un parc de réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération en substitution aux réacteurs à eau pressurisée.
     L’ASN considère que le retour d’expérience confirme la possibilité technique de son utilisation. 
     Toutefois, l’ASN considère que son caractère effectivement valorisable doit être périodiquement réévalué en fonction des choix faits, notamment en matière de politique énergétique et estime nécessaire qu’une telle réévaluation soit remise avant le 31 décembre 2014. 
     Cette étude devra notamment présenter :
     - l’adéquation entre les quantités d’uranium appauvri détenues et à produire et les flux prévisionnels de consommation pour justifier du caractère effectivement valorisable de l’ensemble du stock ;
     - les conditions d’entreposage de ces substances en attente de leur réutilisation. 

     Le cas échéant, les propriétaires de ces substances pourront définir une quantité d’uranium appauvri effectivement valorisable.
     Sans préjuger des résultats de cette étude et dans une démarche de sûreté et de robustesse, l’ASN estime nécessaire que les propriétaires d’uranium appauvri poursuivent et remettent avant le 30 juin 2016, les études sur le stockage de l’uranium appauvri mentionnées dans l’avis de l’ASN du 26 juin 2012 susvisé.   
     Le retour d’expérience disponible montre la faisabilité technique du traitement des combustibles usés MOx, des combustibles usés à base d’URT enrichi ainsi que des combustibles usés issus des réacteurs de tests et de recherche. Ce traitement n’est pas actuellement mis en œuvre à échelle industrielle: les industriels l’envisagent dans l’hypothèse du déploiement d’un parc de réacteurs à neutrons rapides de quatrième génération.
     L’ASN considère que le retour d’expérience montre la possibilité technique d’utilisation de ces substances radioactives. Toutefois, l’ASN considère que le caractère de matière radioactive des combustibles usés MOx et URE ainsi que ceux issus des réacteurs de tests et de recherche doit être périodiquement réévalué.
     2. Les matières radioactives thorifères
     Areva, le CEA et Solvay (ex. Rhodia) sont propriétaires de substances thorifères contenant environ 8.500 tonnes de thorium, entreposées sur les sites de La Rochelle et de Cadarache.  
 L’étude relative à la valorisation des matières thorifères dresse la liste de trois procédés de valorisation envisageables, repris ci-après.  
     * L’utilisation du thorium pour la production d’énergie
     Les propriétaires de substances thorifères considèrent que les perspectives de valorisation du thorium reposent sur son utilisation, à moyen terme, dans les réacteurs à eau pressurisée et, à plus long terme, dans des réacteurs dédiés. L’ASN considère que la faisabilité industrielle d’utilisation du thorium, en complément du cycle uranium/plutonium, dans les réacteurs à eau pressurisée nécessite des travaux de recherche et de développement importants dont l’issue est plus qu’incertaine. Par ailleurs, la viabilité économique de cette utilisation n’est nullement démontrée. Enfin, les réserves en termes de sûreté et de radioprotection  formulées par l’ASN dans son avis du 25 août 2009 susvisé restent entières.  
     * La valorisation des terres rares contenues dans les substances thorifères  
     L’extraction des terres rares des matières (hydroxyde brut de thorium) et des déchets (résidus solides banalisés) thorifères permet de réduire la quantité des déchets radioactifs ultimes conformément aux objectifs visés à l’article L.542-1-2 du code de l’environnement. Cependant, il ne permet pas la qualification du thorium comme matière radioactive dès lors que le thorium n’est pas valorisé en tant que tel. L’ASN considère que la mise en œuvre d’un tel procédé nécessite encore des efforts avant son passage en phase industrielle. Ce procédé sera présenté au groupe de travail du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, avec un calendrier de mise en œuvre et une description des caractéristiques des déchets radioactifs induits.
     * La valorisation médicale du plomb 212 produit par décroissance radioactive du thorium  
Le plomb 212, obtenu par décroissance du thorium 232, est proposé pour une radiothérapie alpha ciblée de tumeurs. L’ASN considère que cette valorisation nécessite des essais cliniques visant à démontrer son bénéfice thérapeutique, justifiant ainsi sa possible commercialisation. Par ailleurs, l’extraction du plomb 212 des substances thorifères par un tel procédé ne modifie ni la quantité ni les propriétés radiologiques de ces substances (90ng de plomb 212 peuvent être extraits par tonne de nitrate de thorium, cette quantité se régénérant par décroissance radioactive après une dizaine d’années).
     Conclusions sur le statut des matières radioactives thorifères
     Aucune filière industrielle de valorisation des substances thorifères des sites de Cadarache et de La Rochelle ne sera opérationnelle à court ou moyen terme. L’ASN considère donc que les matières thorifères doivent être, dès à présent, requalifiées en déchets radioactifs afin de sécuriser le financement de leur gestion à long terme.  
     L’ASN estime nécessaire qu’Areva et Solvay poursuivent et remettent avant le 30 juin 2016 les études sur le stockage des matières thorifères mentionnées dans l’avis de l’ASN du 26 juin 2012 susvisé.
     3. Les coûts économiques associés
     Conformément aux dispositions de la directive du 19 juillet 2011 susvisée, qui prescrit une estimation des coûts du programme national de mise en œuvre de la politique en matière de gestion des déchets radioactifs et combustibles usés, et à la recommandation de l’Office parlementaire pour l’évaluation des choix scientifiques et technologiques, qui demande que le PNGMDR comporte des éléments sur les coûts, l’ASN recommande que les études demandées dans le cadre du présent avis présentent des éléments de coûts afin d'être en mesure d'en apprécier l'importance compte tenu des enjeux de sûreté et des intérêts mentionnés à l’article L.593-1 du code de l’environnement.

     Les études mentionnées dans le présent avis pourront en tant que de besoin donner lieu à des prescriptions de l’ASN dans les formes prévues par l’article 18 du décret du 2 novembre 2007 susvisé.

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     La surveillance des rejets et de l’environnement ne fait pas l’objet de la part de l’exploitant d’une demande explicite.
     Néanmoins, le Comité scientifique juge opportun de se pencher sur la question de la surveillance de l’environnement.
     1- La surveillance du milieu atmosphérique
     Surveillance atmosphérique (mesure des aérosols)
     Le protocole envisagé identique à celui qui est actuellement en cours sur les sites EDF est très insuffisant.
     Voici un commentaire figurant dans l’Avis Fessenheim, page 51 (1) :
     «Concernant la mesure de l’activité des aérosols, quatre stations implantées à 1 km sur quatre axes perpendiculaires aspirent en continu les poussières atmosphériques. L’aspiration se fait sur filtre papier, filtre qui est prélevé une fois par jour pour analyse à J+1 et J+6. Cette surveillance est insuffisante pour trois raisons :
     - par vent établi, le panache ne s’étale que sur un secteur d’environ 20°, très inférieur à l’angle de 90° existant entre deux stations ;
     - en cas d’accident, la dose due à l’inhalation d’aérosols sera très supérieure à la dose reçue par irradiation, du fait notamment du rejet d’iode gazeux qui n’est pas piégé par les filtres ;
     - il est inconcevable, en cas d’accident ou simplement en cas de simple incident avec rejet atmosphérique, de devoir aller chercher les filtres pour ensuite les analyser en laboratoire.
     Il est indispensable de disposer :
     - d’une plus grande densité de stations prélevant les poussières atmosphériques ;
     - de pièges à charbon actif ;
     - d’un système de mesure in situ et en continu de l’activité des filtres, avec transmission automatique et en temps réel des résultats au CNPE.»
     2- La surveillance des milieux terrestre et aquatique
     Même commentaire que ci-dessus, pages 51-52 (avec ajout de « lait ») :
     «La surveillance régulière (mensuelle) du milieu terrestre (herbe, lait) et du milieu aquatique (eau) est notoirement insuffisante eu égard notamment aux recommandations de l’IRSN (1)
     Une véritable surveillance passe par des mesures sur des produits d’intérêt alimentaire (lait, fruits et légumes...) et sur des bioaccumulateurs. Elle doit être réalisée avec une fréquence mensuelle. Enfin, il est souhaitable de systématiser les mesures de strontium et de tritium organiquement lié sur les matrices solides.»
     3- L’évaluation de l’évolution du marquage de l’environnement
     Il convient de demander la mise en oeuvre d’un suivi par biomarqueurs (2) (suivi de modifications biologiques susceptibles d’apparaître sur diverses matrices végétales et animales, et témoignant d’une pollution environnementale). Certes, ces éventuelles modifications biologiques ne permettent pas d’extrapoler à un effet sur l’homme, mais elles permettent d’alerter sur d’éventuels effets. De plus, leur mise en oeuvre est relativement aisée et peu coûteuse comparée à une étude épidémiologique.
     Le suivi par biomarqueurs (3) actuellement réalisé à la demande l’ASN par les exploitants se limite à quelques paramètres biotiques (essentiellement richesse et diversité spécifique) et ne porte que sur le milieu aquatique.
     4- La surveillance de la nappe phréatique  (Dossier d’Impact, Pièce II, chap.5.8.3)
     Seuils de décision
     - pour les mesures bêta globale (sur eau filtrée ou sur MES) : 0,5 Bq/L d’eau filtrée
     - pour la mesure du tritium : 10 Bq/L. (Beaucoup) trop élevé eu égard aux capacités techniques.

     Exemple du Laboratoire vétérinaire du Tarn-et-Garonne (surveillance indépendante de la nappe sous le site du CNPE) : 0,03 Bq/L et 3 Bq/L respectivement

     Notes
     (1) Chartier et al.. Guide d’examen pour l’étude de l’impact radiologique d’une installation nucléaire de base (INB) fournie à l’appui des demandes d’autorisation de rejets. Rapport IRSN/02-24,, p.37 et 47-48.
     (2) La bioaccumulation est le terme général qui désigne l’accumulation de substances données par les organismes aquatiques ou terrestres, directement à partir de l’eau, de l’air voire du sol et/ou à partir de nourriture contaminée. Cette accumulation est différente selon les radionucléides et pour les différentes espèces et les différentes parties des organismes.
     3) Un biomarqueur est une modification créée par une substance étrangère, observable à n’importe quel niveau d’organisation biologique, de la communauté d’individus à la molécule. Cette modification est portée par une population ou un individu, qualifiés de bioindicateurs
     4) Cf. Gazal S (coord.) (2014).  Les méthodes de surveillance de l’environnement et leur application aux rayonnements ionisants. EDP-Sciences, 80 p : 51-58.
     5) Richesse spécifique : nombre d’espèces différentes présentes sur une surface donnée.
 Diversité / proportion relative des différentes espèces présentes sur une surface donnée.
     6) www.cg82.fr

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     Fermetures anticipées, prolongation de la durée de vie de certains réacteurs... Quels que soient les choix opérés par le gouvernement, ceux-ci devront définir sur le long terme l'évolution du parc nucléaire français, François Hollande s'est engagé à réduire la part du nucléaire de 75 à 50% du mix électrique à l'horizon 2025. La loi de programmation sur la transition énergétique et la programmation pluriannuelle de l'énergie (PPE) préciseront le cap et le calendrier fixés. Pour l'heure, plusieurs scenarios seraient envisagés. Ces questions étaient au cœur des auditions organisées par la commission parlementaire sur les coûts du nucléaire, le 26 mars dernier.
     Vingt réacteurs fermés et les autres prolongés?
     "Aujourd'hui 63 GW sont installés. Dans l'hypothèse d'une part du nucléaire à 50% à l'horizon 2025, ce ne sont plus que 36 à 43 GW qui seront nécessaires", analyse Laurent Michel, directeur général de l'énergie au ministère de l'Ecologie. Résultat : une vingtaine de réacteurs se trouverait en "inutilité électrique" et devrait donc être fermée. Comment seront-ils choisis ? Sur des critères de sûreté nucléaire mais aussi de sécurité électrique. "Ce choix doit être fait autour des trente ans des réacteurs. En effet, un certain nombre d'investissements sont nécessaires pour prolonger la durée de vie des centrales au-delà, avec des amortissements sur vingt ou trente ans".
     Parmi les options étudiées : la fermeture à 30 ans de certains réacteurs alors que d'autres seraient prolongés jusqu'à 50 ou 60 ans. Mais si l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) s'est prononcée, sur le principe, en faveur d'une prolongation de la durée de vie à quarante ans, elle n'a pas encore tranché au-delà. Cette décision ne devrait pas intervenir avant deux ou trois ans. Autre solution envisagée : la construction de nouveaux réacteurs de type EPR en lieu et place des anciennes centrales.
     "Il faut qu'il y ait des mécanismes plus ou moins précisés par la loi ou les décrets qui amènent l'opérateur à échanger avec l'Etat et RTE pour aboutir à un plan de prolongation et/ou de fermeture. Il faut décider des caps assez vite pour mettre en œuvre une stratégie", analyse Pierre Marie Abadie, directeur de l'énergie au ministère de l'Ecologie.
     Quelle que soit l'option retenue, de nombreux réacteurs vont arriver à l'échéance des trente ans, et EDF n'est pas à l'abri d'un défaut de série qui entraîne la fermeture de plusieurs centrales sur un calendrier restreint. Cette situation doit donc être anticipée, tant d'un point de vue énergétique qu'économique.
     Fessenheim : une fermeture test
     Vers une filière du démantèlement? L’arrivée en fin de vie de nombreuses centrales pourrait créer une filière de démantèlement. Aujourd'hui, cette activité représente 8% des emplois de la filière nucléaire en France, soit 17.500 salariés (emplois directs et indirects). La valeur ajoutée de la filière est estimée à 800 M €.

     Mais ce marché est difficile, estime Arnaud Gay du CSFN. Le manque de visibilité, le risque lié aux opérations qui ont tendance à glisser dans le temps, les faibles marges réelles rendent ce secteur peu attractif. "Les industriels ont des difficultés à industrialiser leurs processus", souligne l'expert. Pour le CSFN, plusieurs adaptations sont nécessaires pour lever les barrières : la mise en place d'un cadre réglementaire plus opérationnel, un partage du risque aléas de chantier entre exploitant et sous traitants, la structuration d'une filière de gestion des déchets. 
     Pour l'heure, la centrale de Fessenheim est la seule centrale actuellement en exploitation pour laquelle l'avenir a été tranché.
     Celle-ci devrait être fermée d'ici fin 2016, même si les modalités juridiques n'ont pas encore été précisées. Depuis fin 2012, un délégué interministériel travaille sur le terrain pour organiser la fin de vie de la centrale et trouver un protocole d'accord avec l'exploitant EDF. Celui-ci portera sur les aspects juridiques, économiques et de calendrier de la fermeture mais aussi sur l'accompagnement des salariés et plus largement du bassin économique.
     Selon Jean-Michel Malerba, le délégué interministériel, une nouvelle disposition législative sera nécessaire pour enclencher l'arrêt de Fessenheim. Et, puisque le code de l'environnement ne permet pas de justifier une décision anticipée, et que l'ASN a donné son feu vert pour une poursuite de l'exploitation des réacteurs 1 et 2 au-delà de 30 ans, l'exploitant peut demander à l'Etat une indemnisation du manque à gagner occasionné par la fermeture, "au nom du principe d'égalité devant les charges publiques". Reste à déterminer la part d'anormalité du préjudice. La question n'a pas encore été officiellement abordée. Mais le gouvernement pourrait jouer sur l'ouverture, en 2016, de l'EPR de Flamanville et la surcapacité électrique induite.
     Car du côté de la sécurité électrique, la fermeture de Fessenheim ne devrait pas poser de problème grâce à la situation géographique de cette centrale, estime RTE. Le directeur de l'énergie a validé la liste des travaux d'adaptation du réseau jugés nécessaires par le gestionnaire du réseau. Ceux-ci devraient être réalisés entre 2014 et 2016 pour un coût estimé entre 40 et 50 Milliard €. À moyen terme, RTE estime que des travaux supplémentaires seront nécessaires, pour un coût estimé à 100 M €. Le gestionnaire planche également sur la nécessité (ou pas) d'implanter une nouvelle unité de production. Sujet qui devrait faire l'objet d'une contre-expertise selon Jean-Michel Malerba.
     Quant à la question de savoir si EDF a provisionné suffisamment pour le démantèlement de ses centrales, la réactualisation (en cours) du rapport de la Cour des comptes sur le coût du nucléaire est très attendue. Mais difficile aujourd'hui d'avancer  des chiffres sur le coût réel du démantèlement.
     Organiser la reconversion des bassins d'emplois
     Les opposants à la fermeture de cette centrale dénoncent les impacts socio-économiques d'une telle décision. Pour Jean-Michel Malerba, "la fermeture anticipée avance certaines dépenses et certains impacts dans le temps". Mais finalement, un réacteur nucléaire n'étant pas éternel, ces effets auraient dû être gérés un jour ou l'autre par l'exploitant et les acteurs locaux... Une meilleure anticipation permettrait cependant une plus grande acceptation et une meilleure gestion de ces impacts.
     Selon l'Insee, 1.580 à 1.700 emplois devraient être impactés, dont 800 salariés d'EDF. Pour ces derniers, indique Jean-Michel Malerba, des reclassements sur d'autres sites devraient être organisés par l'exploitant afin d'éviter tout licenciement.
     La sous-traitance concerne 300 salariés. Une vingtaine d'entreprises pourraient être impactées au-dessus de 5% du chiffre d'affaires. "Cet effet social sera lissé sur plusieurs années. Dans les premiers temps de l'arrêt, les effectifs restent importants", note le délégué interministériel. Le démantèlement devrait permettre le maintien de 100 emplois chez EDF et de 200 chez les sous-traitants. Selon le Comité stratégique de filière nucléaire (CSFN), les ratios d'effectifs varient selon les sites et les phases du chantier, de 10 à 20% de l'effectif en exploitation, mais avec des métiers assez différents. De fait, "un projet de démantèlement ne peut se faire sereinement sans un plan RH", estime Arnaud Gay, président du groupe de travail Démantèlement au sein du CFSN. Un volet dédié à Fessenheim devrait être intégré au Contrat de plan Etat région. À titre de comparaison, les plans de reconversion de sites militaires coûtent environ 10.000€ par emploi à l'Etat... Quant aux collectivités, le manque à gagner est estimé à 12,6 M € (chiffre 2012).
http://www.actu-environnement.com/

     Le Rapport de l’ASN sur l’état de la sûreté et de la radioprotection en France en 2013 a été présenté par P.-F. Chevet, J.C. Niel et le collège de l’ASN le 15 avril 2014 au Parlement (Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques). Il a été transmis au Président de la République et au Premier ministre et publié le même jour sur le site www.asn.fr. Le président de l’ASN l’a présenté le lendemain à une quarantaine de journalistes de la presse nationale et internationale. Le président de l’ASN a jugé la situation actuelle de l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection «globalement assez satisfaisante». P.F.Chevet a notamment souligné les points suivants :
     * le caractère préoccupant de l’accroissement significatif, en 2013, de la durée des arrêts pour maintenance des réacteurs dans les centrales nucléaires d’EDF ;
     * la nécessité, pour AREVA, de garantir un conditionnement moderne et adapté pour les déchets radioactifs anciens du site de La Hague ;
     * la mise sous «contrôle renforcé» de l’établissement FBFC de Romans-sur-Isère       
     * l’importance de la réalisation exhaustive des réexamens de sûreté des installations du CEA;
     * l’importance et la complexité des études et contrôles à réaliser avant d’envisager l’éventuelle poursuite d’exploitation des centrales nucléaires au-delà de leur quatrième visite décennale ;
     * la nécessité de prendre en compte le risque lié au radon dans l’habitat collectif et privé ;
     * les progrès à accomplir dans le domaine médical en ce qui concerne la dose délivrée au patient, les contrôles qualité des équipements et le renforcement des effectifs de physiciens médicaux.
     Par ailleurs, le président de l’ASN a souligné que la maîtrise de l’ensemble des enjeux sans précédent auxquels est confrontée l’ASN appelait à  l’élargissement de ses pouvoirs de sanction ainsi qu’à l’accroissement de ses moyens d’actions.

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     CNPE  Chooz B - Réacteurs de 1.450 MWe -
     CNPE  Gravelines - Réacteurs de 900 MWe
     CNPE Cruas-Meysse - Réacteurs de 900 MWe
     CNPE Tricastin - Réacteurs de 900 MWe -
     CNPE  Cattenom - Réacteurs de 1.300 MWe -
     CNPE de Fessenheim-Réacteurs de 900 MWe
     CNPE de Belleville-sur-Loire-Réacteurs de 1.300 MWe
     CNPE de Chinon - Réacteurs de 900 MWe -
     CNPE de Dampierre-en-Burly - Réacteurs de 900 MWe -
     CNPE de St-Laurent-des-Eaux-Réacteurs de 900 MWe 
     CNPE du Blayais - Réacteurs de 900 MWe -
     Le 7 septembre 2009, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire un événement relatif à des écarts de serrage de la visserie de vannes qualifiées aux séismes sur les centrales nucléaires de 1.450 MWe. À la suite de vérifications menées sur les autres réacteurs, EDF avait mis à jour le 28 juin 2010 sa déclaration initiale en l’étendant aux réacteurs de 900 et 1.300 MWe.
     Les écarts rencontrés concernaient l’absence de dispositifs de serrage ou la présence de dispositifs inadaptés sur la visserie des vannes qualifiées au séisme. Des erreurs de montage initiales ou commises lors d’opérations de maintenance étaient à l’origine de ces anomalies. Ces anomalies étaient susceptibles de remettre en cause la qualification des vannes.
     Pour traiter ces écarts, EDF a défini un programme de contrôle en 2010 de l’ensemble des réacteurs du parc. Tout écart constaté à l’issue de ces contrôles devait être remis en conformité.
     Le 10 août 2012, l’exploitant de la centrale nucléaire de Bugey a déclaré un événement significatif à la suite de la découverte de nouveaux écarts de serrage de la visserie de vannes qualifiées. Ces écarts auraient dû être corrigés dans le cadre du programme de contrôle défini en 2010. Une surveillance insuffisante et l’utilisation de documents opératoires erronés lors du déploiement du programme de contrôle seraient à l’origine de ces écarts.
     A l’instar de Bugey, les exploitants des centrales nucléaires de Chooz, Gravelines, Dampierre, Tricastin, Cruas, Saint-Laurent, Cattenom, Fessenheim, Chinon, Belleville et Blayais ont également déclaré des événements significatifs en février, mars, juin, juillet, septembre et novembre 2013 concernant des écarts qui auraient dû être définitivement corrigés lors du programme de contrôle défini en 2010.

     EDF continue les contrôles des autres réacteurs du parc afin de vérifier si d’autres erreurs auraient pu être commises dans le cadre du programme de contrôle en 2010. L’ASN a demandé à l’exploitant de renforcer sa surveillance lors de ces nouveaux contrôles.
Cet événement significatif générique pour la sûreté n’a pas eu d’impact sur les travailleurs ni sur l’environnement, mais révèle une dégradation des dispositions de la défense en profondeur. Il a été classé par l'ASN au niveau 1 de l’échelle INES.
     COMMENTAIRE :
     Enfin l’ASN fait savoir que des incidents sur les réacteurs relevés en 2009 et correspondant à un problème bien identifié ont continué à survenir jusqu’en 2014. La formule «pas d’impact sur les travailleurs ni sur l’environnement» cache tout de même des arrêts intempestifs des réacteurs entraînant des transitoires sur le matériel donc une accumulation de «fatigue». Ce fonctionnement est préjudiciables à la bonne tenue des aciers.
     Quand sera programmée la mise en place d’un serrage efficace?

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     CNPE de Saint-Alban-Réacteurs de 1.300 MWe
     CNPE du Blayais-Réacteurs de 900 MWe -
     Le 12 mars 2014, EDF a déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire une anomalie générique affectant les capteurs utilisés pour garantir le refroidissement des circuits de protection et de sauvegarde du réacteur en cas d’arrivée massive de colmatant.
     En cas d’arrivée massive de colmatants au niveau des filtres du circuit d’eau brute secourue (SEC), ces capteurs ordonnent l’arrêt de plusieurs pompes d’aspiration, limitant ainsi le débit d’aspiration d’eau brute à un niveau suffisamment bas pour prévenir la survenue d’une situation de perte totale de la source froide.
     Les études conduites par EDF en réponse aux demandes de l’ASN, après l’épisode de froid intense de février 2012, montrent qu’en période de gel, ces capteurs sont susceptibles de ne  pas délivrer le signal de protection attendu. En l’attente de la résorption de cet écart, EDF a mis en place des dispositions matérielles compensatoires pour renforcer la protection au gel des capteurs affectés.
     La conception (technologie des filtres) et les conditions d’exploitation des circuits SEC des réacteurs n°1 et 2 de la centrale nucléaire de Saint-Alban et des réacteurs n° 3 et 4 de la centrale nucléaire du Blayais ne permettent pas de garantir, en cas de perte totale de la source froide consécutive à l’arrivée massive de colmatants, une intervention suffisamment rapide pour prévenir tout risque d’endommagement du combustible. Pour ces quatre réacteurs, l’évènement est classé au niveau 1 de l’échelle INES qui en compte 7.
     COMMENTAIRE
     Ce problème remonte à février 2012: DEUX ans pour revoir le problème évoqué et pas de solution: il s’agit pourtant de la source froide et de sa perte totale d’où possibilité d’endommagement du combustible, et probablement d’autres équipements: les pompes primaires par exemple.

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     Conformément aux articles L.121-13 et R.121-11 du code de l'environnement, le Conseil d'administration de l'Andra s'est réuni le 5 mai 2014 pour délibérer sur les suites à donner par l'Andra au débat public sur le projet Cigéo.
     Le Conseil d'administration de l'Andra a tenu à souligner la richesse du débat, en particulier les nombreuses expressions aux niveaux national et local, tout en regrettant l'impossibilité de tenir des réunions publiques. Il a noté que le sondage réalisé en juin 2013 par TNS-Sofres  en Meuse/Haute-Marne pour la Commission nationale du débat public montre que neuf habitants des deux départements sur dix déclarent avoir entendu parler du projet de centre industriel de Bure, et cette connaissance ne se limite pas à un vague ouï-dire. Les trois- quarts des personnes interrogées affirment bien voir ce dont il s'agit.
(…)
     Considérant que la loi de programme n° 2006-739 du 28 juin 2006 a retenu le stockage réversible profond comme solution de référence pour la gestion à long terme des déchets qui ne peuvent être pour des raisons de sûreté stockés en surface ou à faible profondeur, sur la base des études conduites sur les trois axes de recherches définis par la loi n°91-1381 du 30 décembre 1991, de leurs évaluations par l'Autorité de sûreté nucléaire et la Commission nationale d’évaluation et du bilan du débat public de 2005/2006 sur la gestion des déchets radioactifs à vie longue,

     Considérant que le stockage géologique constitue la solution de référence retenue à l’international pour les déchets de haute activité et de moyenne activité à vie longue ;
     Considérant les remarques de certaines parties prenantes sur l'opportunité du projet et sur la prise en compte du débat public de 2005/2006;
     Considérant les nombreuses expressions du public en faveur de la poursuite des études sur les différentes voies de gestion des déchets radioactifs,
     Le Conseil d'administration de l'Andra
     - Décide de poursuivre le projet Cigéo, en s'appuyant notamment sur le Laboratoire souterrain en Meuse/Haute-Marne et dans la continuité de l'approche par étapes initiée par la loi du 30 décembre 1991, selon les conditions précisées dans la présente délibération.
     - Rappelle que l'autorisation de création de Cigéo relèvera d'un décret précédé du processus de consultation et de participation défini par le code de l'environnement.
     - Indique que les études et recherches sur les opérations de gestion complémentaires au stockage seront poursuivies par l'Andra et les producteurs de déchets, en vue d'une gestion optimisée des déchets radioactifs et d'une réduction de leur nocivité et volumes.
     À propos de la flexibilité de Cigéo vis-à-vts de l'inventaire des déchets à stocker
Considérant les demandes de clarification de l’inventaire à prendre en compte pour la conception de Cigéo, notamment en lien avec le devenir des combustibles usés s'ils devaient être considérés comme déchets,
     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Rappelle que le projet Cigéo est destiné aux déchets de haute activité et de moyenne activité à vie longue, ces derniers représentant près de 90% du volume de colis primaires à stocker, soit 70.000 m³, dont plus de 40.000 m³ sont déjà produits.
     - Rappelle que les études de conception ne prévoient pas le stockage des combustibles usés mais que l’Andra conçoit Cigéo pour qu'il puisse s'adapter à différents scénarios de politique énergétique et à leurs conséquences sur la nature et les volumes de déchets à stocker. La question de la prise en charge éventuelle des combustibles usés dans Cigéo, s'ils devaient être considérés comme déchets, fait l'objet d'un programme d'études dans le cadre du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, sachant que leur stockage n'interviendrait pas avant l'horizon 2080 et nécessiterait une autorisation spécifique.
     - Rappelle que l’Andra, EDF et Areva ont présenté dans le cadre du débat public une évaluation de l'impact de scénarios contrastés de trajectoire énergétique sur la production de déchets radioactifs et le stockage Cigéo.
     - Propose que le périmètre des déchets à retenir par l'Andra pour élaborer la demande d'autorisation de création de Cigéo soit fixé par l'Etat, notamment pour assurer l'articulation entre l'inventaire des déchets de Cigéo et les scénarios de politique énergétique.
     À propos de la maîtrise des risques du stockage
     Considérant que le bilan du débat public rapporte l'inquiétude de certains citoyens quant à la maîtrise des risques liés au stockage des déchets radioactifs ;
     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Rappelle que le stockage ne pourra être autorise que lorsque l'Andra aura apporté tous les éléments probants démontrant la maîtrise des risques à l'Autorité de sûreté nucléaire et à son appui technique, l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire
     - Rappelle que les colis de déchets ne pourront être stockés dans Cigéo que s'ils respectent les exigences définies par l'Andra dans les spécifications d'acceptation, élaborées au vu des objectifs de sûreté en exploitation et à long terme du stockage.
     - Rappelle que les déchets présentant des problématiques spécifiques, comme les déchets bitumés vis-à-vis du risque d'incendie par exemple, font l'objet de programmes d'essais dédiés.      Leur stockage ne pourra être autorisé par l'Autorité de sûreté nucléaire que lorsque l'Andra aura démontré qu'elle maîtrise les risques associés.
     - Décide que l'Andra remettra à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier d'options de sûreté en amont du dépôt de la demande d'autorisation de création, présentant les principales options techniques pour assurer la sûreté, ainsi qu’une version préliminaire des spécifications d'acceptation des colis de déchets.

     À propos de la progressivité du projet
     Considérant que le bilan du débat public souligne que le calendrier semble pour certains «beaucoup trop tendu» et que «l'idée d'un nouveau jalonnement du projet, intégrant une étape de stockage ‘pilote’, constituerait une avancée significative».
     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Rappelle que les études et recherches menées depuis 1994 par l'Andra ont démontré la faisabilité du stockage géologique sur le site investigué en Meuse/Haute-Marne et que les essais réalisés depuis une dizaine d'années dans le Laboratoire souterrain ont permis de tester la construction d'ouvrages souterrains dans la roche argileuse.
     - Décide de prévoir au démarrage de l'exploitation du stockage, avant l'exploitation courante, une phase industrielle pilote qui aura notamment pour objectifs de conforter en conditions réelles et en complément des essais réalisés dans le Laboratoire souterrain :
     * la maîtrise des risques dans les conditions d'exploitation,
     * les performances des équipements industriels,
     * la capacité à retirer des colis de déchets de leur alvéole de stockage,
     * la capacité à surveiller les ouvrages de stockage,
     * la capacité à sceller les alvéoles et galeries.
     Sur la base d'un inventaire représentatif des déchets de haute activité et de moyenne activité à vie longue à stocker, cette phase industrielle pilote comportera dans un premier temps des essais inactifs, puis des opérations de stockage de colis de déchets radioactifs. Des essais pourront être programmés pendant la phase industrielle pilote pour permettre de tester des pistes d'optimisation technico-économique qui pourront être mises en œuvre en exploitation courante. Le passage à l'exploitation courante interviendra  après l'établissement par l'Andra d'un bilan de cette phase industrielle pilote.
     - Propose d'instituer un plan directeur pour l'exploitation de Cigéo qui, après concertation avec les parties prenantes et approbation par l'Etat, constituerait le cahier des charges à mettre en œuvre par l'Andra. Il formaliserait notamment : 1.Les étapes de mise en œuvre du stockage, sous réserve de l'autorisation du Centre.  Le plan directeur pourrait notamment présenter le calendrier prévisionnel envisagé par l'Andra et les producteurs pour la mise en stockage des déchets selon leur nature. Il préciserait les conditions d'enclenchement des différentes phases de développement du stockage, dont la phase industrielle pilote.
     2. Le programme d'essais de la phase industrielle pilote.
     3. Les flexibilités prises en compte pour le stockage futur  éventuel de déchets autres que ceux prévus par le décret d'autorisation (combustibles usés s'ils devaient être considérés comme déchets...).
     4. Un jalonnement prévisionnel de scellement des alvéoles de stockage et des galeries souterraines, ainsi que l'échéance prévisionnelle de fermeture définitive du Centre, que seule une loi pourra autoriser conformément à la loi de programme du 28 juin 2006.
     Le plan directeur pour l'exploitation de Cigéo pourra être revu à l'issue de la phase industrielle pilote, en fonction du retour d'expérience, de l'évolution des connaissances ou des besoins de stockage, puis a minima tous les dix ans.
     À propos de la réversibilité et de la récupérabilité
     Considérant que la réversibilité contribue à la confiance du public dans le stockage profond parce qu'elle préserve une liberté de choix aux générations futures,
     Considérant que les conditions de réversibilité doivent être fixées par le Parlement;
     Considérant les demandes de clarification des conditions de réversibilité avant le dépôt de la demande d'autorisation de création de Cigéo;
     Considérant la vocation du stockage à être fermé afin d'assurer la sûreté à long terme de manière passive;
     Considérant les réflexions et recommandations sur la réversibilité et la récupérabilité conduites au niveau international par l'Agence pour l’énergie nucléaire ;
     Considérant la recommandation de l'Autorité environnementale de présenter dans l'étude d'impact des variantes sur les modalités d'exploitation et de fermeture du stockage;

     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Propose, en vue de la loi qui fixera les conditions de réversibilité du stockage, les définitions suivantes:
     * Réversibilité : capacité à offrir à la génération suivante des choix sur la gestion à long terme des déchets radioactifs, incluant notamment le scellement d'ouvrages de stockage où la récupération de colis de déchets: cette capacité est notamment assurée par un développement progressif et flexible du stockage.
     *Récupérabilité: capacité à retirer des colis de déchets stockés en formation géologique profonde.
     Retient, pour élaborer la demande d'autorisation de création de Cigéo, la démarche par étapes suivantes pour répondre à la demande de réversibilité :
     * poursuite des études de conception de Cigéo avec l'objectif de laisser la possibilité, pendant la période d'exploitation d'une centaine d'années, de retirer les colis de déchets stockés,
     * définition, dans le plan directeur pour l'exploitation de Cigéo, de points de décision pour un scellement plus ou moins progressif des ouvrages de stockage, après la phase industrielle pilote,
     * réalisation d'essais de retrait et de tests de scellement pendant la phase industrielle pilote,
     * révision du plan directeur pour l'exploitation de Cigéo en vue de l'exploitation courante pour intégrer le retour d'expérience de la phase industrielle pilote.
     - Décide que l'Andra remettra à l'Autorité de sûreté nucléaire, en amont du dépôt de la demande d'autorisation de création, un dossier présentant les principales options techniques permettant d'assurer la récupération des colis de déchets stockés.
     À propos du calendrier du projet
     Considérant le niveau de détail des études attendues par l'Autorité de sûreté nucléaire pour instruire la demande d'autorisation de création, depuis la publication du décret n'2007-1557 du 2 novembre 2007;
     Considérant le calendrier des études de conception industrielle, qui prévoit de terminer l'avant-projet sommaire en 2015 et l'avant-projet définitif en 2017,
     Considérant que l'autorisation de création de Cigéo ne pourra être délivrée qu’après la promulgation d'une loi fixant les conditions de réversibilité,
     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Rappelle que la loi de programme du 28 juin 2006 fixe comme objectifs pour le stockage réversible en couche géologique profonde l'instruction de la demande d'autorisation de création en 2015 et, sous réserve de cette autorisation, la mise en exploitation du Centre en 2025.
     - Indique que l'Andra remettra en 2015 à l'Etat une proposition de plan directeur pour l'exploitation de Cigéo et à l'Autorité de sûreté nucléaire un dossier d'options de sûreté et un dossier d'options techniques de récupérabilité pour préparer l'instruction de la demande d'autorisation de création de Cigéo.
     Sur la base de ces éléments et des études d'avant-projet définitif, l'Andra finalisera la demande d'autorisation de création fin 2017, en vue de l'obtention du décret d'autorisation de création a l'horizon 2020.
     Sous réserve de l'obtention des autorisations nécessaires, propose de retenir le calendrier prévisionnel suivant :
     * à partir de 2015, préparation des aménagements au niveau local (création d'un poste électrique, aménagements de certaines routes, embranchement ferroviaire du site, alimentation en eau...),
     * 2020, démarrage de la construction du stockage,
     * 2025, démarrage de l'installation par la phase industrielle pilote.
     À propos de la mémoire du stockage
     Considérant les interrogations du public quant à la capacité de maintien d'une mémoire sur de longues échelles de temps ;
     Le Conseil d'administration de l'Andra
     - Rappelle que la sûreté du stockage profond à très long terme doit être assurée de manière passive, sans dépendre d'actions humaines même en cas d'oubli du site. Ainsi, lors des études de conception, des scénarios d'intrusion humaine involontaire dans le stockage, par exemple pour accéder à d'éventuelles ressources souterraines, sont évalués afin de vérifier que le stockage conserverait de bonnes capacités de confinement.
     - Décide cependant de garder comme objectif de maintenir la mémoire le plus longtemps possible. À cette fin, l'Andra poursuivra son programme de recherches pluridisciplinaires sur la mémoire du stockage afin de favoriser sa transmission de génération en génération.
     À propos des coûts et du financement
     Considérant la demande de la Commission nationale du débat public d'apporter au public des informations sur les coûts et les financements.
     Le Conseil d'administration de l'Andra:
     - Rappelle que les documents sur le coût et le financement du projet, consultables sur Internet, vont au-delà du niveau d'évaluation habituellement mis en oeuvre sur les projets soumis au débat public.
     - Rappelle que pour chiffrer le coût de Cigéo, l’Andra doit évaluer sur plus d'un siècle toutes les dépenses liées au projet. Ce travail concerne notamment les études et les investissements initiaux (construction des installations en surface et des premiers ouvrages souterrains), puis les dépenses annuelles liées à l'exploitation et au développement du stockage (construction de nouveaux ouvrages, personnel, maintenance...), aux assurances, aux impôts et aux taxes, la définition des règles d'actualisation ne relevant pas de l’Andra.

     - S'engage, conformément à la demande de l’Etat, à lui communiquer une mise à jour du chiffrage en 2014, après prise en compte des suites du débat public et des études d'optimisation en cours.
     - Rappelle que la loi de programme du 28 juin 2006 prévoit que réévaluation du coût du stockage est arrêtée et rendue publique par le ministre chargé de l’énergie, sur la base de l'évaluation proposée par l'Andra et après avoir recueilli l'avis de l'Autorité de sûreté nucléaire et les observations des producteurs de déchets qui financent ces dépenses. Des mises à jour régulières du chiffrage sont prévues pour prendre en compte les résultats des études menées par l’Andra.
     - Réaffirme la volonté de l’Andra d'optimiser le coût du stockage, sans réduire le niveau de sûreté et de sécurité qui  reste la priorité absolue.
     À propos du transport des colis de déchets radioactifs
     Considérant la préférence du public et des parties prenantes pour un transport des colis de déchets radioactifs par voie ferrée et un embranchement direct sur le site de Cigéo,
     Considérant la demande d'un renforcement de l'information autour de ces transports;
     Le Conseil d'administration de l'Andra:
     - Rappelle que le transport des déchets radioactifs vers Cigéo relève de la responsabilité des producteurs de déchets.
     - Indique qu'Areva, le CEA et EDF sont convenus avec l'Andra d'élaborer, avant le dépôt de la demande d'autorisation de création de Cigéo, un schéma directeur pour le transport des déchets radioactifs jusqu’à Cigéo, et de saisir sur cette base le Haut Comité pour la transparence et l'information sur la sécurité nucléaire.
     Décide le raccordement du site au réseau ferré national, pour permettre l'acheminement des colis de déchets par le rail jusqu’à Cigéo.
     À propos de l'insertion du projet dans le territoire
      Considérant les nombreuses expressions des acteurs locaux (élus, collectivités, entreprises, syndicats, organisations professionnelles, associations...) sur le développement, l'aménagement et la préservation du territoire,
     Le Conseil d'administration de l'Andra:
     -Réaffirme son engagement, dans le cadre du développement de sa politique de responsabilité sociétale (RSE), de rester à l'écoute des acteurs locaux et des habitants de Meuse et de Haute-Marne et de veiller, en vue d'une bonne insertion du projet dans le territoire, à ce que la conception, la construction et l'exploitation de Cigéo:
     * limitent les impacts sur l'homme et l'environnement, et respectent la qualité de vie locale,
     * favorisent au niveau local le développement de l'activité économique et de l'emploi, et contribuent à l'amélioration de l'offre de services.
     - S'engage à contribuer aux côtés de l'Etat et des collectivités territoriales à la planification des aménagements nécessaires aux travaux de construction de Cigéo puis à sa mise en service, en leur fournissant notamment les éléments techniques nécessaires.
     - S'engage à contribuer activement à toute initiative destinée à évaluer l'impact socio- économique de Cigéo sur le territoire.
     - Décide d'étudier une demande de label type Grand chantier pour le projet Cigéo.
     À propos de l'implication de la société civile dans le projet
     Considérant les demandes du public d'une plus grande information sur le projet Cigéo;
     Considérant les demandes en faveur du développement d'une expertise plus pluraliste et d'une gouvernance renouvelée,
     Le Conseil d'administration de l'Andra :
     - Décide, en vue du dépôt de la demande d'autorisation de création de Cigéo et pour identifier les sujets de préoccupation, d'élargir l'information et de favoriser les échanges et la concertation entre l'Andra, les experts et le public sur le projet Cigéo et ses impacts, sur la maîtrise des risques, la réversibilité et l'insertion du projet dans le territoire.
     - Décide de mener une concertation avec les parties prenantes locales et nationales pour l'élaboration du plan directeur pour l'exploitation de Cigéo et ses révisions.
     - Décide de consulter le Comité local d'information et de suivi du Laboratoire souterrain pour définir de nouvelles modalités d'échanges adaptées au stade d'avancement actuel du projet industriel et, à ce titre, propose de planifier avec lui les échanges sur les dossiers transmis pour évaluation à l'Autorité de sûreté nucléaire.
     - Propose, en complément des travaux du Haut Comité pour la transparence et l'information sur la sécurité nucléaire et du Groupe de travail du Plan national de gestion des matières et des déchets radioactifs, de contribuer au développement de l'expertise pluraliste sur la gestion des déchets radioactifs, notamment en participant activement à la démarche dialogue MA-HAVL lancée par l'Association nationale des comites et commissions locale d'information, le Comité local d'information et de suivi du Laboratoire souterrain et l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire.
     - Décide d'étudier les modalités d'ouverture de l'Observatoire pérenne de l'environnement aux parties prenantes locales.
     - Décide de renforcer les liens entre l'Andra et la société civile en se dotant d'un comité pluraliste chargé de l'éclairer sur la prise en compte des enjeux sociétaux dans les activités de l'Agence.

     Des résultats d’un nouveau test de résistance sont non conformes aux attentes des experts.
     «Par mesure de précaution, Electrabel a décidé d’anticiper les arrêts programmés des deux réacteurs dès aujourd’hui, dans l’attente de résultats complémentaires», précise le groupe dans un communiqué.
     Les deux réacteurs sont ceux de Doël 3, en Flandre (nord) et de Tihange 2, en Wallonie (sud), qui avaient déjà été mis à l’arrêt pendant près d’un an après la découverte de milliers de microfissures sur leurs cuves en acier, qui avait causé une vive inquiétude au-delà des frontières belges.
     Des tests avaient conclu que les défauts étaient vraisemblablement présents depuis la construction des cuves dans les années 1970 par la société néerlandaise Rotterdamsche Droogdok Maatschappij (RDM), aujourd’hui disparue, et qu’elles ne présentaient pas de danger.
     Des examens approfondis ultérieurs des structures avaient finalement conclu à une absence de risque et les réacteurs avaient été relancés en juin 2013.
     Doël 3 et Tihange 2 auraient en principe dû être arrêtés pour maintenance pendant six semaines, le premier à partir du 26 avril, le second à partir du 31 mai.
     Mais de nouveaux tests ont été réalisés par l’entreprise, conformément à l’engagement qu’Electrabel avait pris auprès des autorités belges de sûreté nucléaire (AFCN), en préalable aux travaux de maintenance, pour «évaluer le comportement dans la durée des cuves concernées par les défauts dus à l’hydrogène», explique le groupe belge.
     «Sur l’ensemble des tests réalisés, l’un d’entre eux portant sur la résistance mécanique d’un échantillon analogue à la composition de cuves concernées ne donne pas de résultats conformes aux attentes des experts», poursuit le communiqué.
     «Il a été effectué après irradiation accélérée dans un réacteur de recherche du Centre d’Etude Nucléaire de Mol (nord). De nouveau tests vont être conduits», précise encore Electrabel.

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     Lille - Quatre des six réacteurs de la centrale nucléaire de Gravelines (Nord) étaient à l'arrêt, dont deux en raison de problèmes techniques sans gravité, a-t-on appris vendredi auprès de la direction de la centrale, confirmant une information de 20 Minutes.
     Le réacteur numéro 3 est à l'arrêt depuis mercredi (23-04-14) en raison d'une baisse de pression dans un circuit d'huile utilisé sur l'alternateur, et le numéro 6 depuis le 19 avril suite à la fermeture inappropriée d'une vanne (qui) a entraîné un échauffement d'une partie de l'alternateur, est-il expliqué sur le site internet d'EDF.
     Ces deux (incidents) fortuits techniques dans la partie non nucléaire des installations s'ajoutent à l'arrêt programmé des unités de production numéros 1 et 4 de la centrale, l'un pour une visite décennale, l'autre pour un simple rechargement du combustible, a précisé une porte-parole de la direction de la centrale.
     Il n'y a aucune conséquence sur la sûreté des installations, aucun danger. On espère un redémarrage rapide sur le réseau, c'est une histoire d'heures, a-t-elle ajouté. La centrale nucléaire de Gravelines est la plus importante de France, avec 6 réacteurs de 900 MW.

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     Les événements significatifs de radioprotection (ESR) déclarés à l’ASN entre 2007 et 2013 ainsi que les constats des inspections réalisées dans le domaine de la radiologie interventionnelle conduisent l’ASN à alerter de nouveau l’ensemble des acteurs sur les enjeux forts de radioprotection pour les patients et pour les travailleurs.

     En effet, cette analyse a révélé que la majorité de ces ESR résultent d’un défaut de culture de radioprotection, lié notamment à une méconnaissance des doses délivrées aux patients ou reçues par les praticiens, et à une méconnaissance des risques sanitaires imputables à une exposition aux rayonnements ionisants. Ils auraient pu être évités.
     À la suite d’un événement de neuroradiologie interventionnelle survenu en 2009, l’ASN avait en effet adressé aux chefs de services de neuroradiologie vasculaire interventionnelle et aux directeurs généraux des hôpitaux régionaux et universitaires une lettre circulaire rappelant les obligations réglementaires relatives notamment à :
     * l’application du principe d’optimisation ;
     * la formation des personnels ;
     * la rédaction de protocoles radiologiques ;
     * l’intervention d’une personne spécialisée en radiophysique médicale (PSRPM) pour participer à l’optimisation des procédures radiologiques.
     Dans la lettre-circulaire qu’elle a adressée le 24 mars 2014 à l’ensemble des services pratiquant la radiologie interventionnelle et des actes radioguidés, l’ASN formule de nouvelles recommandations qui portent sur :
     * la nécessité de procéder à une évaluation des risques pour le patient et les professionnels ;
     * la nécessité d’identifier les actes à risque et de définir les modalités de suivi des patients à risque ;
     * les besoins en radiophysiciens et en «personnes compétentes en radioprotection» (PCR) ;
     * la formation du personnel à la radioprotection des travailleurs, des patients et à l’utilisation des équipements ;
     * l’anticipation des changements techniques et organisationnels ;
     * la nécessité d’évaluer sa pratique au regard des bonnes pratiques identifiées ;
     * l’appropriation des référentiels existants portant sur la justification et l’optimisation des actes.
     Élaborées en concertation avec les professionnels concernés et l’IRSN, ces recommandations présentent les enseignements tirés de l’analyse des ESR déclarés à l’ASN entre juillet 2007 (date de la mise en œuvre du système de déclaration des ESR à l’ASN) et décembre 2013. Sur cette période, ont été déclarés :
     - 67 événements par des services réalisant des actes radioguidés ;
     - 25 événements par des praticiens de radiologie interventionnelle, dont 18 ont entraîné des lésions radio-induites chez des patients (érythème, radionécroses, alopécies...) et 7 ont conduit à des dépassements de limites de dose (dose corps entier et doses équivalentes aux extrémités)
     L'ASN maintient la radiologie interventionnelle comme priorité d’inspection.

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 Objet :   Enseignements des événements déclarés à l’ASN en radiologie interventionnelle et lors des actes radioguidés 
Référence :  Lettre circulaire du 17 décembre 2009 adressée aux chefs de services de neuroradiologie (1)
 Madame, Monsieur,
Les événements récents déclarés à l’ASN ainsi que les constats des inspections réalisées dans le domaine de la radiologie interventionnelle (2) me conduisent à alerter à nouveau (3) l’ensemble des acteurs sur les enjeux forts de radioprotection tant pour les patients que pour les travailleurs.
 Depuis la mise en place du système de déclaration des événements à l’ASN en juillet 2007, l’ASN a recensé au 31 décembre 2013, 67 ESR déclarés par des services réalisant des actes radioguidés, 18 événements ayant entraîné des lésions radio-induites (érythème, radionécroses, alopécies,.. ) chez des patients et 7 événements ayant conduit à des dépassements de limites de dose (dose efficace et doses équivalentes aux extrémités) chez des praticiens de radiologie interventionnelle en rhumatologie, en gastro-entérologie, en orthopédie, en neurologie, en gynécologie et en cardiologie. Ces dépassements de limites de dose peuvent avoir des répercussions importantes sur l’organisation des soins. En effet, dès lors que les opérateurs et notamment les praticiens ont dépassé les limites réglementaires annuelles de doses [validées par le médecin de santé au travail de leur employeur], ils ne sont plus aptes à occuper des postes de travail les exposant aux rayonnements ionisants.

     Les enseignements issus de l’analyse de ces événements ont révélé que la majorité d’entre eux sont évitables et qu’ils résultent d’un défaut de culture de radioprotection, lié notamment à une méconnaissance des doses délivrées aux patients ou reçues par les praticiens et des risques d’exposition aux rayonnements ionisants. L’absence de généralisation du suivi des patients ayant bénéficié d’un acte de radiologie interventionnelle, et pour lesquels des effets tissulaires sont probables pour les procédures les plus exposantes, ainsi que l’absence de suivi dosimétrique pour les travailleurs, particulièrement des extrémités (mains) des praticiens, suggèrent selon toute vraisemblance que ces événements dans le domaine de la radiologie interventionnelle sont plus nombreux que ceux déclarés à l’ASN. S’agissant des événements impliquant un patient, les effets déterministes (brûlures, alopécies, ...) sont le plus souvent diagnostiqués à distance de l’événement après la sortie de l’hôpital, par le patient lui-même ou par un autre médecin (dermatologue, professionnel de service des grands brûlés,...).
     Je souhaite porter à votre connaissance les enseignements issus de ces événements déclarés à l’ASN ainsi que les recommandations qui en découlent élaborées en concertation avec les catégories de professionnelles concernées et l’IRSN. Aussi, vous trouverez en annexe 1 un bilan détaillé des événements en radiologie interventionnelle déclarés à l’ASN depuis la mise en place du système de déclaration en juillet 2007.
     1. Les constats
     Les événements déclarés ont permis de constater :
    - Un manque de personnes ressources et de moyens dans le domaine de la radioprotection des patients et du personnel
     L’analyse des événements déclarés révèle fréquemment que la personne spécialisée en radiophysique médicale (PSRPM) pour la radioprotection des patients et la personne compétente en radioprotection (PCR) pour la radioprotection du personnel n’étaient pas ou peu impliquées ou ne disposaient pas des moyens suffisants. Ces acteurs incontournables de la radioprotection ont un rôle déterminant pour l’optimisation de la radioprotection des patients et du personnel.  
     - Un management des risques et une prise en compte de la radioprotection peu développée
     Ce constat se traduit par un défaut de réflexion sur les actes à risque et les lignes de défense à mettre en place. Ainsi, les doses reçues par les patients et les travailleurs sont sous-estimées, quand elles ne sont pas méconnues. Les évaluations des risques pour les travailleurs, obligatoires en application de l’article R 4451-18 du code du travail, ne sont pas réalisées alors qu’elles sont indispensables pour évaluer les doses susceptibles d’être reçues et définir pour le personnel un suivi dosimétrique adapté.
     L’analyse des événements a mis en évidence que des actes longs et complexes étaient réalisés avec des équipements ne permettant pas d’optimiser les doses : absence de scopie pulsée, de filtres additionnels ou d’indicateur de dose. Une réflexion doit ainsi être conduite sur le type de dispositif médical à utiliser en fonction des actes à réaliser.
     Ce manque de culture de gestion du risque se traduit par le fait que les changements organisationnels ou techniques (équipements ou pratiques) ne sont pas suffisamment anticipés et évalués en amont de leur mise en œuvre, ce qui permettrait d’élaborer des procédures de travail et de prise en charge des patients justifiées et optimisées.
     Les changements de techniques et/ou de pratiques ont, en effet, été des facteurs contributifs dans la survenue des événements parce qu’ils n’avaient pas fait l’objet d’une réflexion en amont alors qu’ils avaient un impact sur les processus de travail. C’est notamment le cas lors du passage d’un amplificateur de luminance cathodique à un capteur plan ou lors d’un changement de dispositif où les grandeurs dosimétriques et les unités disponibles différaient selon les constructeurs.
     Des lacunes en matière de gestion des doses délivrées aux patients et reçues par les travailleurs associées à l’absence de démarches d’évaluation des pratiques professionnelles
     Concernant la radioprotection des patients, les lacunes en matière de gestion des doses se traduisent notamment par l’absence :
     * de prise en compte du risque radiologique dans la décision thérapeutique ;
     * l’utilisation d’un dispositif médical ne disposant pas d’un indicateur de dose pour la réalisation des actes à risque ou pour des patients à risque pour lesquels des niveaux de doses élevés sont prévisibles ; 

     * d’exploitation des informations dosimétriques en cours et après une procédure, lorsque le dispositif dispose de ces fonctionnalités, permettant à l’opérateur de modifier les paramètres d’exposition lorsque cela est possible et d’analyser a posteriori les relevés dosimétriques ;
     * de prise en compte des historiques des doses délivrées aux patients ;
     * de démarche d’élaboration de niveaux de référence dosimétriques locaux permettant d’évaluer sa pratique ; 
     * de démarche de suivi des patients alors que les niveaux d’exposition sont compatibles avec la survenue d’effets tissulaires.
     Il apparaît ainsi que la démarche d’optimisation, qui est un principe fondamental de la radioprotection, n’est pas une notion suffisamment connue et assimilée en radiologie interventionnelle. La maîtrise des équipements, la gestion des doses délivrées et le suivi des complications iatrogènes doivent être au cœur des démarches d’évaluations des pratiques, lesquelles s’imposent en application de l’article R. 1333-73 du code de la santé publique. 
     Le retour d’expérience révèle des marges de progrès considérables en matière de réduction de  dose pour les patients (gain de plus de 50% de réduction de la dose reçue par le patient), sans compromettre l’efficacité du guidage des actes interventionnels.
     S’agissant de la radioprotection des travailleurs, l’analyse des événements déclarés montre que les moyens dosimétriques mis à la disposition des travailleurs sont incomplets ou absents. Lorsqu’ils existent, l’absence de suivi des doses des praticiens interventionnels, par défaut de surveillance médicale, a laissé perdurer des situations d’exposition inacceptables.
      Une formation insuffisante des opérateurs
     La majorité des événements mettent en évidence des défaillances dans la formation des opérateurs : formation à la radioprotection des patients (4), des travailleurs et également à l’utilisation des dispositifs médicaux afin de limiter les doses.
     Ce manque de formation se traduit notamment par une utilisation non optimisée (cadence d’images trop rapide, protocole non adapté, non adjonction de filtre,...) voire inappropriée des  dispositifs médicaux et des équipements de protection (dispositifs médicaux, équipements de protection individuels (EPI) ou collectifs), ainsi que des comportements inadaptés du fait d’une méconnaissance des risques encourus (non-respect des règles de base de radioprotection telles que le port de la dosimétrie passive et/ou opérationnelle et/ou des EPI). 
     Des lacunes dans la maîtrise des opérations sous-traitées 
     Les enseignements issus des événements déclarés permettent également d’alerter sur les risques liés à la sous-traitance d’opérations ainsi qu’à la co-activité d’entreprises lorsque les conditions d’intervention ne sont pas maîtrisées. Il en est ainsi des opérations de maintenance et/ou de mise à jour de logiciel sur les dispositifs médicaux et les changements d’équipements radiogènes utilisés habituellement par les opérateurs qui doivent faire l’objet d’un suivi rigoureux et de traçabilité, de sorte que l’impact des modifications opérées puisse être évalué en matière de radioprotection. Pour ces situations, les modalités de recours à la personne spécialisée en radiophysique médicale (PSRPM) et à la personne compétente en radioprotection (PCR) doivent être définies, formalisées et mises en œuvre.
     2. Les recommandations
     Sur la base de ces constats, les recommandations suivantes peuvent être formulées afin d’améliorer la radioprotection des patients et des personnels dans le domaine de la radiologie interventionnelle.
     * Dimensionner les besoins en radiophysique médicale. Au rang des acteurs majeurs de la radioprotection du patient, la PSRPM participe au choix des équipements émetteurs de rayons X lors de leur acquisition ainsi qu’au processus contractuel de réception, à l’élaboration et à l’optimisation des protocoles et des procédures avant leur mise en application et en routine, et est garante de la qualité d’image à travers le contrôle de qualité des équipements. La PSRPM intervient régulièrement dans le processus de formation continue des opérateurs propre à chaque installation. Le manipulateur en électroradiologie médicale (MERM) joue également un rôle important dans l’utilisation quotidienne des équipements, le réglage des paramètres en particulier. Le guide élaboré par l’ASN et la Société Française de Physique Médicale (SFPM) intitulé «Besoins, conditions d’intervention et effectifs en physique médicale, en imagerie médicale», édité en juin 2013, pourra utilement être consulté afin d’aider les administrations, les exploitants, les services de soins à identifier leurs besoins et dimensionner leurs effectifs de physique médicale en conséquence. Ce guide est disponible sur leurs sites internet respectifs (www.asn.fr et www.sfpm.asso.fr).

     * Identifier les actes à risques et les patients à risques (obésité, diabète, traitements en cours...) et définir les modalités de suivi des patients bénéficiant d’actes susceptibles d’entraîner des effets tissulaires.  Les «solutions pour la sécurité des patients» (5) (SSP) relatives au suivi des patients après un acte interventionnel, publiées par la HAS en lien avec l’ASN, élaborées sur la base du retour d’expérience des centres ayant déclaré des effets tissulaires à l’ASN, constituent, en ce sens, une aide pour les -établissements. Il est ainsi nécessaire de :
     - conduire une réflexion en amont sur le type d’appareil utilisé en fonction des actes à réaliser; 
     - définir des seuils de dose afin de mettre en place un suivi des patients lorsque des effets tissulaires sont prévisibles ou anticipés ;
     - assurer la prise en charge et le suivi des patients dans une démarche pluridisciplinaire en prenant en compte, le cas échéant, les interventions précédemment réalisées.
     - Mettre en place une démarche d’évaluation des pratiques professionnelles (EPP) pour répondre aux enjeux de sécurité des patients. À cet effet, les doses délivrées aux patients doivent faire l’objet d’une évaluation sur la base de niveaux de référence dosimétriques locaux qu’il appartient à chaque établissement de définir. Le guide méthodologique (6) de la HAS sur la radioprotection du patient, élaboré en partenariat avec l’ASN et avec les professionnels concernés, met à disposition des outils pratiques.
     Ainsi, il est important :
     - de disposer en temps réel des informations dosimétriques ;
    - d’établir des seuils d’alerte opérationnels en cours d’intervention afin d’attirer la vigilance de l’opérateur sur le niveau de dose atteint et de modifier les paramètres d’exposition, lorsque cela est possible ;
     - de réaliser une impression et/ou un enregistrement informatisé systématique des relevés des indicateurs dosimétriques disponibles qui doivent être intégrés au dossier du patient lorsque l’installation le permet, et d’en effectuer une analyse systématique régulière en lien avec le PSRPM ;
     - d’établir des niveaux de référence dosimétriques locaux, en termes de produit dose surface (PDS), de temps de scopie, de dose au point de référence (Air Kerma), du nombre de séquences et du nombre d’images en graphie servant d’outils à l’optimisation des procédures réalisées et à l’évaluation des pratiques ;
     * Conserver les données dosimétriques nécessaires à l’estimation des doses dans les dossiers des patients, tels que les rapports de dose lorsque ces derniers sont disponibles, les paramètres d’acquisition, la durée totale de l’opération, les temps de scopie et le nombre d’images en graphie ainsi que les incidences principales.
     * Renforcer et entretenir la formation technique des opérateurs à l’utilisation des installations en lien avec le constructeur et la PSRPM. Cette formation devra préciser tous les moyens d’optimisation de la dose disponibles sur l’installation.
     * Assurer la maîtrise des opérations sous-traitées et en particulier celles concernant la maintenance des équipements afin de palier aux dérives éventuelles pouvant être liées à ces opérations (modifications des protocoles, mise à jour, réinitialisation du logiciel...) en procédant, par exemple, à des tests post maintenance.
     * Anticiper les changements techniques et organisationnels en analysant leurs impacts en termes de risque pour les patients et les travailleurs et identifier les changements à opérer sur les processus de travail. 

     Les événements déclarés à l’ASN ont mis en évidence que les différentes grandeurs dosimétriques et unités affichées sur les appareils, variables d’un constructeur à un autre, peuvent être des facteurs contributifs dans la survenue des événements. Je souhaite ainsi porter à votre connaissance que, en janvier 2013, l’ASN et les autorités européennes de radioprotection membres de HERCA (7) ont alerté les constructeurs (via le COCIR- Coordination Industries Committee for the Radiological-) et la Commission Electro-technique Internationale (CEI) sur le besoin d’harmonisation et de normalisation des grandeurs dosimétriques et des unités associées, mises à la disposition des utilisateurs (8). Au niveau national, l’Agence nationale de sécurité du médicament et des produits de santé (ANSM) œuvre sur la mise à jour des prescriptions en matière de contrôle de la qualité des appareils de radiologie utilisés pour les actes de radiologie interventionnelle radioguidés.
     Les déclarations soulignent l’esprit de responsabilité des professionnels dans l’exercice de leurs fonctions et permettent de faire progresser collectivement la sécurité et la qualité des soins.
     Je vous invite à me faire connaître les suites que vous donnerez à ce courrier, les difficultés que vous rencontrez ainsi que toute initiative locale telle que l’établissement et l’utilisation pour la dosimétrie des patients de niveaux de référence dosimétriques locaux spécifiques à la radiologie interventionnelle, qu’il vous paraît utile de porter à ma connaissance dans l’objectif de faire progresser collectivement la radioprotection. 

Notes
     1- http://www.asn.fr/
     2- La radiologie interventionnelle est définie par l’ensemble des actes médicaux invasifs diagnostiques ou thérapeutiques ainsi que les actes chirurgicaux médicaux utilisant des rayonnements ionisants à visée de guidage «per-procédure», y compris le contrôle.
     3- Courrier de l’ASN adressé aux directeurs généraux des hôpitaux régionaux et universitaires en date du 17 décembre 2009 référencé DEP-DIS-N°0535-2009.
     4- Articles R.4451-47 et R.4451-50 du code du travail, articles L.1333-11 du code de la santé publique relatifs aux formations des utilisateurs et arrêté du 18 mai 2004 relatif aux programmes de formation portant sur la radioprotection des patients exposés aux rayonnements ionisants.
     5- Document élaboré par la HAS intitulé «Méthode Solutions pour la Sécurité du Patient (SSP)» disponible sur leur site internet (www.has-sante.fr)
     6- Guide élaboré par la HAS intitulé «Radioprotection du patient et analyse des pratiques DPC et certification des établissements de santé» disponible sur leur site internet (www.has-sante.fr)
     7- HERCA, association des responsables des Autorités compétentes en radioprotection en Europe, est une association volontaire, créée en 2007, qui rassemble 49 autorités de radioprotection de 31 pays européens, dans laquelle les chefs d'Autorités de radioprotection travaillent ensemble afin d'identifier les problèmes communs et de proposer des solutions pratiques à ces problèmes.
     8- http://www.herca.org/herca_news.asp?newsID=23 

     Les déclarations d’ESR en radiologie interventionnelle représentent 3% de l’ensemble des événements déclarés toutes spécialités médicales confondues, soient 78 déclarations au 31 décembre 2013 :
     * 32 déclarations ont concerné des travailleurs ;
     * 34 déclarations ont concerné des patients ;
     * 11 déclarations ont concerné l’exposition de patientes ignorant leur état de grossesse au moment de l’examen ;
     * 1 déclaration a concerné la perte ou le vol d’un arceau mobile de radiologie.
     Les événements dont les conséquences potentielles ou réelles pourraient s’avérer être plus importantes pour les patients ou pour les travailleurs (5  pour les patients et 7 pour les travailleurs) ont donné lieu à la publication d’un avis d’incident sur le site www.asn.fr dont 4 en 2012.
     Depuis 2007, l’ASN observe une augmentation du nombre des déclarations, bien qu’elle estime qu’il y a une sous-déclaration des événements, principalement dû au fait que les événements ne sont pas identifiés par les services réalisateurs des actes par absence de gestion des doses et de suivi des patients. Une méconnaissance des obligations réglementaires de déclaration peut expliquer également cette sous-déclaration.
     Événements concernant les travailleurs

Nombre de déclarations enregistrées par l’ASN par année :  2007  2008  2009  2010  2011 2012  2013   0          1       3        6        5       11      6

     Description (typologie) : Spécialités concernées, actes réalisés
     Les événements déclarés concernant les travailleurs sont principalement survenus dans les blocs opératoires ou en salle de radiologie interventionnelle pendant des procédures radioguidées. Ils concernent les procédures suivantes : drainage biliaire, chimio-embolisation, embolisation d’artères en chirurgie digestive, vertébroplastie, kyphoplastie, infiltration en chirurgie orthopédique.
     Découverte (faits déclencheurs de la déclaration)
     Le retour d'expérience montre que le déclenchement du processus de déclaration est souvent consécutif à la prise de connaissance des résultats de la dosimétrie passive par le médecin du travail ou par la PCR, parfois à la suite d’une anomalie de fonctionnement constatée lors de l’utilisation de l’appareil d’imagerie. 
     Dosimétrie des opérateurs 
     Le résultat des dosimètres passifs et le cumul de doses enregistrées ont montré pour certains praticiens, soit des expositions anormalement élevées eu égard à l’exposition prévisionnelle attendue à leur poste de travail, soit un dépassement des limites réglementaires annuelles.
     Les doses les plus élevées enregistrées sur les dosimètres passifs portés à la poitrine ont été de  21 mSv sur trois mois pour un infirmier de bloc opératoire et de 27 mSv et 25 mSv sur douze mois pour des chirurgiens orthopédistes.
     Par ailleurs, les surexpositions des praticiens réalisant des procédures radioguidées concernent plus particulièrement les extrémités. Les mesures de doses les plus élevées avec dépassement des limites annuelles admissibles ont été de :
     * 540 mSv sur 4 mois pour un radiologue, ce dernier réalisant environ 15 infiltrations par mois; 
     * 570 mSv reçus sur la main gauche et 870 mSv reçus sur la main droite sur 12 mois, pour un radiologue réalisant des procédures digestives.

    Événements concernant des patients

Nombre de déclarations enregistrées par l’ASN par année 2007   2008   2009  2010   2011  2012   2013    1         2         5        4         2        8         14

     Description (typologie): spécialités, actes réalisés
     Les événements déclarés concernant les patients se sont déroulés lors de la réalisation de procédures radioguidées en cardiologie (pose de défibrillateur, angioplastie d’occlusions coronaires chroniques -OCT), en neuroradiologie (embolisation de malformation artérioveineuse, hémangiome) et en radiologie vasculaire (embolisation du tronc cœliaque, embolisation utérine). 
     Découverte (faits déclencheurs de la déclaration)
     Le retour d’expérience montre que pour la plupart des événements, le patient découvre sa lésion et consulte un médecin en dehors de la structure ayant réalisé l’acte de radiologie (dermatologue, médecin d’un service des grands brûlés) ou bien il consulte de lui-même le praticien ayant réalisé l’acte. L’analyse de ces déclarations témoigne d’une insuffisance dans le suivi des doses délivrées aux patients et dans la surveillance médicale post-interventionnelle des patients. 
     Des événements pourraient être portés à la connaissance de l’ASN, a posteriori, à la suite d’une revue dosimétrique, par exemple, réalisée par le service dans le cadre d’une démarche d’optimisation des pratiques, ce qui constituerait, en l’occurrence, une bonne pratique.
     Information sur les doses reçues par les patients
     Les doses reçues par les patients ont été calculées et estimées a posteriori avec les informations disponibles au moment de la détection de la surexposition.
     Les informations recueillies peuvent être très différentes en fonction de la machine utilisée, de sa mémoire de stockage et des pratiques des services. Ainsi, l’estimation des doses reçues peut s’avérer difficile.
     Le retour d’expérience révèle que, dans la majorité des cas, les informations dosimétriques nécessaires à l’estimation des doses étaient disponibles au moment de l’événement mais qu’elles n’ont pas été conservées. Il est ainsi nécessaire de recueillir pour chaque patient le maximum de données, de conserver les relevés dosimétriques détaillés comportant les incidences pour pouvoir estimer les doses susceptibles d’entraîner des effets radio induits.
     Les ESR déclarés les plus graves ont eu lieu lors d’actes de :
     Cardiologie
     - Pose d’un défibrillateur : la dose à la peau du patient a été de l’ordre de 16 Gy et les poumons du patient ont reçu une dose avoisinant 8 Gy.
     - Traitement d’une occlusion coronaire totale (OCT) (6 angioplasties successives en 10 mois) : les doses cumulées ont été estimées de 35 à 60 Gy pour la peau, de 1 à 3 Gy pour les poumons et de 2 Gy pour le cœur.
     - Pose d’un défibrillateur triple chambre (réalisation difficile en particulier pour la mise en place de la troisième sonde) : le temps de scopie a été estimé à 3 heures et une dose à la peau du patient calculée de 30 Gy. 
     Neuroradiologie
     - Cohorte de 16 patients : alopécies transitoires observées sur 6 patients ayant reçu une dose inférieure à 14 Gy et, pour deux patients, une dose de l’ordre de 17 Gy sur des petites surfaces. La capacité de stockage de la machine a permis de calculer la dose pour seulement 8 patients.
     Cet incident a notamment fait l’objet d’une lettre circulaire envoyée aux services de radiologie et de neuroradiologie en 2009 et d’un rapport en mars 2010, tous deux consultables sur le site internet de l’ASN (www.asn.fr).
     Gastroentérologie :
     - Angioplastie du tronc cœliaque et embolisation de l’arcade gastroduodénale (2 interventions à 7 jours d’intervalle) : la dose estimée est comprise entre 17 Gy et 23 Gy à la peau du patient.