La construction à Marcoule (vallée du Rhône-Gard) du réacteur Astrid se prépare discrètement, et c’est cette année que l’Etat doit donner pour cela le feu vert. Or il s’agit d’un réacteur destiné à relancer la filière plutonium, de la taille de près d’un demi Superphénix.
     C’est très grave, il ne faut pas laisser faire.
     Six semaines après son élection, le président François Hollande aurait signé l’autorisation de poursuivre l’étude préliminaire à la construction du réacteur ASTRID, décision passée pratiquement inaperçue, mais d’importance considérable.   
     Quel est l’enjeu ? Il s’agit de la relance de la filière plutonium-sodium suite à Phénix et Superphenix, par la construction d’un réacteur dit de IV° génération ou  surgénérateur, ou encore réacteur à neutrons rapides (RNR), avec comme combustible du plutonium associé à l’uranium “ appauvri”, et comme fluide caloporteur le sodium liquide qui explose au contact de l’eau et s’enflamme à l’air.
     Cf http://apag2.wordpress.com/
     Ce réacteur d’une puissance de 600MW, soit quasiment un demi Superphenix, représenterait l’aboutissement de l’acharnement du C2E2A (Commissariat à l’Energie Atomique et aux énergies alternatives) dit CEA à développer une filière «française», relativement autonome vis à vis des ressources en uranium, s’appuyant sur les stocks disponibles en plutonium et uranium, et la possibilité de régénérer du plutonium.
     Il faut bloquer ce projet, mais la bataille sera dure, et c’est cette année que cela se joue, le planning prévoyant que l’Etat donne son accord en 2014. L’enjeu pour le CEA est considérable, il ne reculera devant rien pour défendre “sa”  filière qui implique la poursuite à la Hague du “retraitement” des combustibles usés pour en extraire le plutonium, et la construction de réacteurs utilisant ce combustible de la plus haute dangerosité.
     Le CEA avait perdu la bataille contre EDF avec l’abandon de la filière graphite-gaz au profit de la filière Westinghouse à eau pressurisée (réacteurs PWR de la 2ème génération, et EPR de la 3ème tournant au fiasco). Cela s’était joué en 69 et cela avait donné lieu à des grèves de protestation dans les centres et même à une grève de la faim.
     Depuis le CEA a obtenu (arbitrage Rocard) d’imposer le combustible au plutonium (MOX) dans une partie des réacteurs (les 900MW), mais surtout son influence reste suffisamment puissante pour imposer à l’Etat des investissements considérables pour le développement de la 4ième génération (Iter à Cadarache pour la fusion nucléaire, et Astrid).
     La stratégie du CEA.
     Après les difficultés de fonctionnement et les nombreuses pannes de Phénix à Marcoule, et le fiasco de Superphénix à Malville, il n’était plus possible de présenter officiellement cette filière comme celle qui assurerait l’avenir du nucléaire français. Les nucléocrates s’entêtent, ils s’appuient sur la Loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs. Ils prétendent développer le 3ème volet de la loi “Bataille”, c’est à dire celui de la “transmutation” des déchets radioactifs les plus encombrants à gérer. Ils obtiennent ainsi de l’Etat 650 millions € dans le cadre de l’Emprunt National de 2010 (Sarkozi-Rocard), pour l’étude d’un avant projet de construction à Marcoule du réacteur Astrid.  

     En effet officiellement, Astrid est destiné à montrer la capacité à « incinérer » le plutonium et ses voisins qui l’accompagnent, les actinides dits mineurs, atomes d’extrême radiotoxicité et de très longue vie (millénaires). On voit là la subtilité rassurante du langage, car on n’incinère pas des atomes comme des ordures, ils ne brûlent pas. Par contre on peut les briser sous bombardement neutronique, c’est la « transmutation », générant de ce fait de nouveaux éléments radioactifs de durée de vie moins longue (siècles), avec inévitablement de nouvelles nuisances.
     Où en est le projet?
     Tout laisse penser qu’un accord tacite existe pour progresser subrepticement. Le calendrier prévoyait avant fin 2012 un avant-projet phase 1, permettant à l’Etat de décider de la poursuite du projet, ce qui semble bien avoir été fait discrètement: Des terrains sont retenus jouxtant Marcoule (sur la commune de Susclan); un Institut de Chimie Séparative est créé pour trier les fameux atomes actinides à briser, et annonçant oeuvrer à la préparation d’un “nucléaire durable”; dès maintenant Bouygues s’est mis sur les rangs pour la construction !
     Le planning prévoit que fin 2014 l’avant-projet soit finalisé et que l’Etat donne son accord, ensuite 2017 début de construction, pour mise en service au début de la décennie 2020.
     Des équipes bénéficiant d’un large financement travaillent donc à Saclay, Lyon, Cadarache et bien sûr Marcoule. Elles nous préparent cet avenir i-radieux dont on ne veut pas, compte-tenu des dangers encore plus importants qu’avec les centrales actuelles, d’autant que Marcoule repose sur une zone de risque sismique encadrée de deux failles actives supportant la poussée de la plaque Afrique, celle de Nîmes et d’Alès-Cévennes.
     L’arnaque. 
     Mais un rapport scientifique du Sénat avait déjà exprimé en 99, que cette voie n’était pas crédible. La multiplicité des isotopes créés par les réactions nucléaires, et leurs difficultés à capter des neutrons pour être brisés, rendent très aléatoire cette technique (tout physicien sait que la section efficace de capture d'un neutron par un noyau instable de produit de fission est dérisoire).
     La transmutation est, certes, une réalité physique, mais son utilisation à échelle industrielle se heurte à un obstacle économique rédhibitoire. Seule une partie des déchets serait ainsi transmutée à un coût exorbitant, et impliquerait d’accompagner les réacteurs à eau de la construction en France de 7 ou 8 RNR pour briser une toute petite partie des déchets... 
     Cette arnaque destinée aux politiques permet de justifier le projet et un financement public. En effet au-delà du prétexte officiel, le but inavoué est de relancer cette filière à laquelle travaille le CEA depuis plus de 50 ans, avant que tous ses acteurs ne partent à la retraite, et ainsi de la sauver. Il  s’agit bien d’une duperie, duperie lourde de conséquences. 

     Mais l’arnaque est (aussi) dénoncée par l’ASN (autorité de sûreté nucléaire).
     De l’avis n° 2013-AV-0187 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 4 juillet 2013 sur la transmutation des éléments radioactifs à vie longue, nous extrayons le texte ci-dessous:
     «Ainsi, l’ASN considère que les gains espérés de la transmutation des actinides mineurs en termes de sûreté, de radioprotection et de gestion des déchets n’apparaissent pas déterminants au vu notamment des contraintes induites sur les installations du cycle  du combustible, les réacteurs et les transports, qui devraient mettre en œuvre des matières fortement radioactives à toutes les étapes. Ceci serait tout particulièrement le cas en ce qui concerne la transmutation du curium.”
(...)
     «En conséquence, l’ASN considère que les possibilités de séparation et de transmutation des éléments radioactifs à vie longue ne devraient pas constituer un critère déterminant pour le choix des technologies examinées dans le cadre de la quatrième génération.”
     Les doutes exprimés au Sénat, la réfutation par l’ASN de justifier la construction du réacteur de 4ième génération par la transmutation des déchets les plus difficiles à gérer, enlèvent au projet Astrid toute légitimité!
     Et que dire de cet immense gâchis financier, Superphénix c’est 10 milliards € de construction, et peut-être autant pour son démantèlement. Les énormes crédits consacrés au nucléaire par l’Etat pourraient être mieux utilisés dans l’économie et la maîtrise de l’énergie, le développement des renouvelables, et ainsi à la création de nombreux emplois.

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     TSURUGA, Japan (Kyodo) – L’exploitant du prototype du surgénérateur Monju dans la province de Fukui a probablement falsifié ses rapports d’inspection fournis aux contrôleurs. En effet, ces derniers ont trouvé des pièces neuves qu’ils n’avaient pas inspectées, a rapporté la commission de régulation nucléaire.
     L’agence de l’énergie Atomique japonaise s’occupe de Monju, réacteur qui devrait produire plus de plutonium qu’il n’en consomme tout en produisant de l’électricité. Elle a pris la décision de l’arrêter en mai suite à des révélations d’inspections mal faites.
     Cette découverte et le fait que les contrôleurs n’ont pas transmis certains rapports, ont entraîné une prolongation de l’arrêt pour Monju.
     En Novembre 2012, il a été montré que 10.000 équipements de Monju n’avaient pas été inspectés.
     L’opérateur a expliqué que pour son rapport de septembre que 14.000 inspections n’avaient pas été faites. Par contre ultérieurement 47.500 équipements avaient été inspectés, incluant ceux «oubliés» précédemment.
     Mais quand les contrôleurs ont inspecté environ 80 équipements dont 9 appartenant au refroidissement secondaire n’avaient pas été inspectés. L’opérateur ne l’a pas mentionné dans son rapport.
     L’opérateur a admis ces manques dans son rapport, en accord avec les conclusions du contrôleur.. Un porte-parole de l’exploitant n’a pas voulu commenter un tel manquement.
     Il n’en reste pas moins que plus de 100 équipements ont été mal inspectés.
     Comme les contrôleurs avaient projeté d’inspecter 700 équipements, ils ont arrêté cette action après l’inspection de 80 d’entre-eux parce qu’ils ont constaté que beaucoup de ces  équipements n’avaient pas été inspectés.
M     onju est considéré comme un élément central pour qu’un pays domine le cycle du combustible qui comporte un traitement du combustible usé et une réutilisation du plutonium et de l’uranium extraits.
     Mais le réacteur a toujours été arrêté depuis son premier couplage en 1994 et cela est dû à des séries de problèmes, laissant planer des doutes sur la viabilité du projet.

     Visite de Shinzo Abe en France : le Réseau “Sortir du nucléaire“ dénonce un projet d’accord scandaleux pour les Français et les Japonais
     Selon le Yomiori Shimbun, la France a demandé au Japon de relancer le calamiteux surgénérateur de Monju afin de pouvoir y ester les combustibles d’Astrid, prototype de réacteur développé par le CEA ! Ce projet doit être officialisé lors d’un sommet le 5 mai, à l’occasion de la visite en France du Premier ministre Abe. Le Réseau “Sortir du nucléaire“ dénonce un projet d’accord scandaleux pour les Français comme pour les Japonais et appelle les parlementaires à s’opposer à sa signature.
     La presse japonaise dévoile un accord nucléaire franco-japonais imminent
     Selon le quotidien Yomiuri Shimbun, la visite du Premier ministre japonais Shinzo Abe en France doit déboucher sur la signature lundi 5 mai d’accords de recherche dans le domaine nucléaire. Dans le cadre de ces recherches, la France ferait appel au Japon pour pouvoir utiliser le surgénérateur de Monju, à l’arrêt depuis bientôt 4 ans, afin de pouvoir y tester le combustible du prototype de réacteur dit de 4ème génération Astrid (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration).
     Selon le quotidien, pour répondre aux demandes répétées de la France, le gouvernement japonais compterait accélérer les réformes de l’Agence Japonaise de l’Énergie Atomique afin de faire en sorte que Monju passe les tests de sûreté pour être relancé.
     Un accord scandaleux pour les Français comme pour les Japonais
     Si cet accord est effectivement signé, il permettra au Commissariat à l’Énergie Atomique de pousser encore plus loin ses pions pour la réalisation d’Astrid, plaçant une nouvelle fois les Français devant le fait accompli. Sans aucune consultation et sans même qu’il en ait été question lors des débats sur la transition énergétique, l’industrie nucléaire impose en catimini le développement d’une filière dangereuse, calamiteuse et d’un coût exorbitant. Quel est le sens de la loi de transition si des projets aussi lourds sont menés en parallèle sans même être soumis au vote des députés?
     Cet accord serait tout aussi scandaleux pour les Japonais, victimes d’un accident nucléaire à qui l’on compte imposer, malgré leur opposition, le redémarrage d’un réacteur connu pour ses accidents et pannes de longue durée. L’indécence n’ayant pas de limite, sa signature surviendrait à peine quelques semaines après que l’Agence Atomique Japonaise a été suspectée de falsifier des rapports d’inspections concernant Monju. Pour les dirigeants français et japonais, satisfaire aux desiderata de l’industrie nucléaire est donc plus important que protéger les populations!
     Les surgénérateurs, une technologie à abandonner d’urgence !
     Les surgénérateurs, qui utilisent du plutonium et du sodium, constituent une technologie intrinsèquement dangereuse. La France et le Japon sont parmi les derniers pays au monde à s’entêter dans cette impasse, quoique cette filière se soit révélée catastrophique.
     Le surgénérateur de Monju, démarré en 1995, arrêté la même année suite à une fuite de sodium qui avait déclenché un grave incendie, relancé en mai 2010 et arrêté en août de la même année suite à un nouveau problème, n’a produit d’électricité que pendant une heure. Situé sur une faille sismique active, il a par ailleurs été touché en septembre 2013 par un typhon qui a mis hors d'usage son système de transfert de données. En mai 2013,  l’autorité de sûreté nucléaire japonaise avait même prohibé son redémarrage en mai 2013; celui-ci s'avèrerait donc aussi dangereux que grotesque.
     Quant à Astrid, ce prétendu réacteur de «4ème génération» n’est qu’un nouvel avatar du calamiteux Superphénix. En douze ans, celui-ci a fonctionné moins de 200 jours à pleine puissance et aura coûté 12 milliards €. À l’heure où le gouvernement français impose une politique d’austérité, il est inacceptable que de tels projets coûteux, inutiles et chimériques continuent à bénéficier d’un blanc-seing.
     Le Réseau “Sortir du nucléaire“ appelle les parlementaires français à s’opposer à la signature de cet accord inique et à empêcher la poursuite de la filière des surgénérateurs, que ce soit en France ou au Japon.

     L'accord a été signé précisément le lundi 5 mai 2014, en présence de MM. Abe (Premier ministre) et de François Hollande, entre le ministère japonais de l'Education, de la Culture, des Sports, des Sciences et de la Technologie (MEXT), le ministère japonais de l'Economie, du Commerce et de l'Industrie (METI) et le CEA.
     Ce partenariat avancé s'attachera à définir le cadre général de la collaboration entre les deux pays sur le projet de démonstrateur technologique de réacteur à neutrons rapides, ASTRID, piloté par le CEA. Cet accord couvre l'ensemble de la phase d'études, jusqu'à la fin de la phase d'avant-projet détaillé fin 2019.
     Par ailleurs, le JAEA (agence japonaise de l'énergie atomique) et le CEA sont encouragés à poursuivre l'élargissement de leur coopération «dans la recherche en vue du démantèlement des centrales de Fukushima-Daï-ichi (...)».
     Le projet de réacteur de quatrième génération ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration)
     ASTRID est un projet de réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium (RNR-Na), d'une capacité de 600 mégawatt suffisante pour être représentative d'un fonctionnement industriel et qualifié de démonstrateur technologique.
     Lancé en janvier 2006, à la demande du gouvernement, le projet s'inscrit dans la Loi du 28 juin 2006 relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs. Astrid bénéficie de l'expérience des RNR-Na ayant déjà fonctionné dans le monde (près de 400 années.réacteur dont 100 en exploitation industrielle), tout en s'en différenciant par des innovations technologiques majeures.
     Actuellement au stade d'avant-projet sommaire sous la responsabilité du CEA, Astrid, bénéficie d'un financement du Programme d'investissement d'Avenir (PIA).
     Le Réacteur-sodium a 5 systèmes principaux:
     * un cœur, qui produit de la chaleur à partir d’un combustible composé d’un mélange d’uranium et de plutonium;

     * deux circuits sodium permettant, pour le premier de refroidir le cœur, pour le second de transférer cette chaleur à un autre circuit.
     * Ce troisième circuit récupère la chaleur emmagasinée par le sodium et la transmet à un gaz inerte. On parle d’échangeur sodium- gaz ;
     * et enfin un système turbogénérateur, qui convertit l’énergie emmagasinée par le gaz en électricité.
     Olivier Gastaldi – Chef du projet Technologies Sodium au CEA de Cadarache
     «Au Département de Technologie Nucléaire, notre équipe travaille sur le développement de l'instrumentation fonctionnant en milieu liquide sodium, entre autres. Le milieu sodium est un milieu opaque, comme de l'aluminium fondu. De ce fait cela rend impossible l'utilisation de l'instrumentation optique classique. Et donc nous utilisons et nous développons des instruments spécifiques pour visualiser "sous" le sodium.
     Afin de voir à travers le sodium, nous développons des capteurs ultrasons, pour réaliser de l'imagerie ultrasonore comme en échographie médicale. Ces développements nous permettent de réaliser une inspection poussée et rapide des surfaces immergées et de composants ou de structures sur lesquels nous voulons détecter d'éventuelles anomalies. Et ce en milieu sodium liquide, jusqu'à 500°C.
     Nous travaillons aussi sur l'échangeur compact sodium-gaz. Pour éviter tout risque de réaction, en cas de fuite, entre le sodium et le fluide récupérant la chaleur de ce dernier, nous développons des circuits fonctionnant à l'azote, un gaz inerte et sous pression.
     Cet échangeur nécessite de grandes surfaces d'échange de chaleur. Le challenge technique réside dans le fait de rester très compact tout en assurant de grands échanges de chaleur. Et c'est ainsi que l'on pourra maîtriser les coûts d'investissement associés. Ici, nous testons des maquettes d'échangeurs compacts sodium-gaz.»
     Les réacteurs de 4ème génération sont censés apporter des améliorations importantes :
     - une gestion durable des matières en multirecyclant le plutonium issu des combustibles usés et en utilisant mieux la ressource en uranium
     - la possibilité de diminuer la quantité et la toxicité des déchets nucléaires une sûreté de fonctionnement augmentée - une meilleure résistance à la prolifération nucléaire.
     Cette génération de réacteurs, en rupture technologique totale (?!) avec les précédentes, pourrait voir un déploiement industriel à l’horizon 2040-2050.

     17/04/2014 09:30 Note d'information
     Actuellement dans sa phase de conception, le projet de réacteur ASTRID s’inscrit, pour le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA), dans le cadre de la préparation des réacteurs de quatrième génération. Pour l’ASN, cette nouvelle génération de réacteurs devra apporter un gain de sûreté significatif par rapport à la troisième génération de réacteurs de type « EPR » et à ce titre, ASTRID, prototype de cette filière, devra permettre de préparer et tester des options et dispositions de sûreté renforcées.  Pour l’ASN, ASTRID doit avoir un niveau de sûreté au moins équivalent à celui exigé pour les réacteurs les plus récents (génération 3) et prendre en compte tous les enseignements tirés de l’accident de Fukushima.
     En juin 2012, le CEA a transmis à l’ASN un document d’orientation de sûreté. Ce document présente les grands axes de sûreté que l’exploitant envisage pour la conception d’ASTRID; il précède la transmission éventuelle à l’ASN d’un «dossier d’options de sûreté», prévu par la réglementation des installations nucléaires de base.
     La transmission d’un document d’orientation de sûreté par le CEA anticipe les procédures réglementaires qu’il conviendra de respecter (demande d’autorisation de création d’une INB notamment) mais elle permet d’identifier dès à présent certains enjeux de sûreté déterminants dans la conception d’ASTRID. L’ASN prendra position sur la sûreté de ce projet aux étapes ultérieures du processus réglementaire: celle-ci devra être justifiée et détaillée dans le cadre d’un éventuel dossier d’options de sûreté, puis du dossier de demande d'autorisation de création à déposer par l’exploitant.
L’ASN a aussi rappelé au CEA les éléments réglementaires et les démonstrations qu’il conviendra d’apporter dans la suite de la procédure, pour qu’elle prenne position sur la sûreté du projet de réacteur ASTRID.
     Au terme de son analyse du document d’orientation de sûreté transmis par le CEA, et après avoir recueilli l’avis du groupe permanent d’experts « réacteurs » sur ce document, l’ASN considère que les orientations présentées dans ce document tiennent compte, à ce stade, de façon satisfaisante du retour d’expérience d’exploitation de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium dans le monde, ainsi que des conclusions des examens de sûreté réalisés en France sur les réacteurs de ce type.
     L’ASN n’a pas d’objection à la poursuite de son projet par le CEA, sur la base des orientations qu’il a proposées, et sous réserve du respect des engagements pris par le CEA dans le cadre de l’instruction, et de la prise en compte des demandes formulées dans le courrier de l’ASN.
     Ces demandes concernent principalement :
     * la précision des objectifs associés au réacteur ASTRID, notamment le rôle de démonstrateur de sûreté et de mise en œuvre de la transmutation des actinides mineurs ;
     * les fonctions de sûreté (maîtrise de la réactivité, refroidissement, barrières de confinement...) et les risques spécifiques liés à cette filière ;
     * la prise en compte des risques de rejets toxiques, notamment ceux liés au sodium, et les méthodes d’analyse de sûreté associées, pour permettre d’obtenir un niveau de risque aussi bas que possible ;
     * la prise en compte des agressions, notamment dans le cadre du retour d’expérience de l’accident de Fukushima ;
     * les programmes de recherche et développement nécessaires.

     Réf. : CODEP-DRC-2013-062807
     Objet : Prototype ASTRID : Document d’orientations de sûreté du prototype ASTRID
     Réf : [1] Lettre CEA référence DEN/DISN/DIR/2012-54 du 18 juin 2012
     [2] Décret no 2007-1557 du 2 novembre 2007
     [3] Avis du GP « réacteurs » référence CODEP-MEA-2013-038598 du 9 juillet 2013
     [4] Lettre CEA référence CEA/DEN/DISN/R4G du 31 mai 2013
     PJ : Demandes à prendre en compte pour la poursuite du projet et notamment dans le dossier d’options de sûreté
     Par courrier en référence [1], vous m’avez transmis un document d’orientation de sûreté (DOrS) qui préfigure les grands axes de sûreté qui vous guideront dans la conception d’ASTRID (1). Ce DOrS précède l’envoi d’un éventuel dossier d’options de sûreté prévu au chapitre I du décret en référence [2] et se situe également très en amont de la procédure de demande d’autorisation de création d’une INB prévue au chapitre II du même décret. 
     Cette démarche en amont des procédures réglementaires est positive, puisqu’elle permet d’identifier dès à présent certains points clés et enjeux de sûreté déterminants dans la conception d’ASTRID.
     Toutefois, au stade actuel de définition des orientations, le caractère synthétique et préliminaire des informations transmises ne me permet pas de prendre une position complète et définitive concernant la sûreté de votre projet qui devra être justifiée et détaillée dans le cadre du dossier d’options de sûreté puis du dossier de demande d'autorisation de création. 
     Après avoir examiné le dossier et recueilli l’avis du groupe permanent d’experts «réacteurs» en référence [3], je considère, à ce stade, que les orientations présentées dans le DOrS tiennent compte de façon satisfaisante du retour d’expérience d’exploitation de la filière RNR-Na dans le monde ainsi que des conclusions des examens de sûreté réalisés en France sur les réacteurs de ce type. Je vous informe que je n’ai pas d’objection à ce que vous poursuiviez votre projet, sur la base des orientations que vous proposez, sous réserve du respect des engagements pris dans votre courrier en référence [4] et de la prise en compte des demandes formulées en annexe. 
     Le réacteur ASTRID devra à l’évidence présenter un niveau de sûreté au moins équivalent à celui des réacteurs de type EPR et tenir compte des enseignements tirés de l’accident de Fukushima.
     Vous proposez qu’ASTRID constitue un prototype en vue d’une quatrième génération de réacteurs.
     J’insiste tout particulièrement sur la nécessité que cette quatrième génération apporte un gain de sûreté significatif par rapport à la troisième génération et qu’ASTRID permette de tester effectivement des options et dispositions de sûreté renforcées. 

     Objectifs associés au réacteur ASTRID
     Demande n° 1 : rôle de démonstrateur de sûreté
     L’ASN estime nécessaire que la quatrième génération de réacteur apporte un gain significatif de sûreté par rapport à la troisième génération. ASTRID doit donc permettre de tester effectivement des options et dispositions de sûreté renforcées. Je vous demande, au stade du dossier d’options de sûreté (DOS), de me faire part de vos propositions sur ce point.
     Demande n° 2 : objectifs de sûreté
     Les objectifs généraux de sûreté du réacteur ASTRID, qui seront précisés au stade du DOS, doivent assurer un niveau de sûreté au moins équivalent à celui des réacteurs de type EPR, et tenir compte des enseignements tirés de l’accident de Fukushima, avec les adaptations nécessaires aux réacteurs de type RNR-Na. 
     Demande n° 3 : essais de transmutation d’actinides mineurs
Je vous demande de préciser, au stade du DOS, si vous envisagez la mise en œuvre d’essais de transmutation d’actinides mineurs et d’évaluer l’impact de ces essais sur les objectifs généraux de sûreté.
 
     Référentiel réglementaire 
     Demande n° 4 : référentiels réglementaire applicables
     Je vous demande de mener, au stade du DOS, un examen détaillé des référentiels réglementaires et para-réglementaires applicables. 
     Demande n° 5 : risques de rejets toxiques
     En ce qui concerne les risques toxiques liés à l’utilisation du sodium, la démarche mise en œuvre doit permettre d’atteindre un niveau de risque aussi bas que possible dans des conditions économiquement acceptables. Je vous demande, au stade du DOS, de démontrer la sûreté de votre installation vis-à-vis des risques de rejets toxiques selon une approche déterministe prudente, fondée sur le principe de défense en profondeur, tel qu’il est prévu à l’article 3.1 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié, et de compléter cette approche par des analyses probabilistes. 

     Démarche de conception : classement des situations et méthodes d’analyse 
     Demande n°6 : classement des situations de fonctionnement et les règles d’analyse associées
     Pour les risques radiologiques, les principes de classement des situations de fonctionnement et les règles d’analyse associées, largement reconduits des réacteurs précédents, sont satisfaisants tels qu’exposés dans le DOrS. Je vous demande de présenter les règles d’analyse de manière plus détaillée dans le DOS.
     Pour une même famille d’événements, vous définirez des situations classées dans les différentes catégories de conditions de fonctionnement jusqu’au domaine dit «hypothétique», permettant ainsi une progressivité dans la définition des dispositions de limitation des conséquences d’un incident ou accident.
     Demande n° 7 : utilisation des études probabilistes de sûreté
     Je note que vous cherchez à développer votre démarche de défense en profondeur au moyen de la méthode des lignes de défense et de mitigation : les lignes de défense visent à prévenir les accidents graves, les lignes de mitigation visent à limiter les conséquences de tels accidents. L’utilisation de la méthode des lignes de défense et de mitigation à la conception permet d’orienter certains choix ; je vous demande néanmoins de développer de façon plus systématique votre démonstration de sûreté et de l’étayer, notamment par des études probabilistes de niveaux 1 et 2.

     Demande n° 8 : situations à «éliminer  pratiquement»
     Les démarches de prise en compte des accidents graves et d’«élimination pratique» des situations susceptibles de conduire à des rejets importants ou précoces présentées dans le DOrS sont satisfaisantes. Néanmoins, conformément à l’article 3.9 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié fixant les règles générales relatives aux INB, je vous demande de justifier l’élimination pratique de telles situations, y compris concernant les rejets non radiologiques, de préférence par des impossibilités physiques. En tout état de cause, les dispositions visant à prévenir ces situations doivent répondre à des exigences fortes de conception et d’exploitation. 
      Demande n° 9 : classement de sûreté
Concernant la démarche de classement de sûreté, je vous demande, dans le DOS, de détailler l’ensemble des règles permettant d’attribuer des classes de sûreté aux systèmes, structures et composants (SSC) ainsi que les exigences associées à chacune de ces classes. 
      Demande n° 10 : situations de fonctionnement
Afin que les agressions externes n’augmentent pas significativement le risque de fusion du cœur, je vous demande de spécifier  les agressions et cumuls d’agressions à prendre en compte respectivement pour le domaine de «dimensionnement de référence» et pour les aléas au-delà de ce domaine.
     Demande n°11 : agressions externes au-delà du «dimensionnement de référence» 
     Je vous demande :
     - de définir, au stade du DOS, la liste des structures, systèmes et composants (SSC) nécessaires à la gestion des situations au-delà du dimensionnement de référence de façon à éviter les rejets précoces importants, 
-de considérer les situations au-delà du dimensionnement de référence comme des situations normales pour le dimensionnement de ces SSC et d’adopter des critères adaptés à leurs exigences fonctionnelles. 
     Demande n° 12 : démarche de prise en compte des agressions
Conformément à l’article 3.2 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié, je vous demande de considérer les agressions retenues pour dimensionner l’installation pour l’ensemble des états possibles de l’installation, qu’ils soient permanents ou transitoires.
 
     Critères de sûreté relatifs au combustible et à la première barrière 
     Demande n° 13 : intégrité de la première barrière
     Les critères de sûreté définis pour la première barrière doivent, en particulier, permettre de déterminer les limites à respecter sur le combustible au cours de son irradiation et d’éviter sa fusion dans les aiguilles pour les conditions de fonctionnement de catégories 1 à 3. Concernant les critères de sûreté qui s’appliquent lors des périodes de manutention, je vous demande, au-delà de la conservation d’une géométrie refroidissable des assemblages dans les conditions accidentelles, de rechercher le maintien de l’intégrité des gaines pour les conditions de fonctionnement de catégories 1 à 4.
 
     Fonctions de sûreté et aux risques liés au sodium 
     Demande n° 14 : risques spécifiques liés aux RNR-Na 
     Je vous demande, dans le DOS, de démontrer des gains de sûreté significatifs par rapport aux précédents réacteurs RNR-Na concernant :
     - les risques d’interaction sodium-eau (notamment dans un générateur de vapeur),
     - l’inspectabilité et l’inspection en service des équipements en particulier ceux sous sodium,
     - la tenue, en cas de séisme, des équipements dont l’épaisseur est relativement faible.

     Demande n° 15 : effets de vide locaux
     Le concept de cœur dit «hétérogène» décrit dans le DOrS et visant à limiter l’effet de réactivité positif d’une vidange accidentelle du sodium du cœur («effet de vide») devrait entraîner une modification sensible de la phénoménologie accidentelle, difficilement modélisable par les outils actuellement disponibles. Cette réduction de l’effet de réactivité positif de la vidange globale du cœur ne permettant de renforcer la prévention et la limitation des conséquences que pour certains accidents, je vous demande d’examiner également les effets de vide locaux. 
     Demande n° 16 : évacuation de la puissance résiduelle
     Concernant l’évacuation de la puissance résiduelle (EPuR), vous avez retenu la mise en place de circuits diversifiés dédiés, capables de fonctionner en cas de fusion du cœur. Je vous demande de viser à ce que les situations résultant d’une perte définitive de la fonction EPuR soient «pratiquement éliminées». 
     Demande n° 17 : barrières de confinement
     Je vous demande, concernant le confinement des substances dangereuses, de décrire précisément les barrières de confinement pour lesquelles j’ai noté que vous visiez à limiter les risques de bipasse. 
     Demande n° 18 : séparation des zones 
     Je vous demande de développer, dans le DOS, les dispositions de séparation des zones de l’installation présentant des risques radiologiques de celles qui contiennent du sodium non radioactif, dans l’objectif d’éviter l’agression de l’enceinte de confinement par un feu de sodium provenant d’un circuit intermédiaire. 
 
     R&D en support à la sûreté 
     Demande n° 19 : qualification et validation des outils de calculs 
     Je note que vous avez identifié les domaines pour lesquels des programmes de recherche et développement sont nécessaires pour la conception du réacteur ASTRID, mais les éléments fournis ne me permettent pas de me prononcer au stade actuel sur la suffisance, la cohérence et les délais de votre programme de R&D. 
     Néanmoins, conformément à l’article 3.9 de l’arrêté du 7 février 2012 modifié, je vous demande que les outils de calcul utilisés en support à la conception du cœur, y compris pour le domaine accidentel, fassent l’objet d’une qualification et d’une validation aussi complètes que possible.
 
     Retour d’expérience des réacteurs RNR-Na
     Demande n° 20 : retour d’expériences et solutions technologiques à l’étude 
     Les orientations présentées dans le DOrS tiennent compte de façon satisfaisante des principaux éléments du retour d’expérience des réacteurs RNR-Na, ainsi que des études et des analyses de sûreté réalisées pour ces réacteurs. Sur le plan des principes, la démarche de conception présentée et les principales pistes d’améliorations de la sûreté sont globalement satisfaisantes. Je vous demande de préciser ces aspects dans le DOS et d’apporter des éléments complémentaires concernant les solutions technologiques actuellement à l’étude, pour me permettre d’apprécier leur faisabilité ou leur caractère suffisant en termes de sûreté.

     Le CEA essaie de relancer les réacteurs à Neutrons Rapides  (RNR) refroidis au sodium. Cette idée date des années 1960. Elle a été appliquée, mais sans réussite réelle :
     - Rapsodie le prototype (1967-1983). Il est en cours de démantèlement, car en 1994 pour les derniers 100 litres de sodium à  convertir en soude une explosion chimique entraîne le décès de l’ingénieur R. Allègre. Celui-ci s’est aperçu que la réaction s’emballait et a prévenu ses collaborateurs qui ont pu sortir avant l’effondrement d’une dalle de béton. En 2004 des experts nommés par le juge mettent en cause la responsabilité du CEA qui est condamné, mais en 2005 le juge prononce finalement un non-lieu pour le CEA.
     La famille de R. Allègre a cependant relancé la procédure n’acceptant pas, avec raison, cette mise en cause injustifiée.
     D’autre part la cuve de ce petit réacteur présentait des défauts.
    - Phénix 250 MWé (1973-2010) il s’agissait d’un réacteur destiné à la recherche. Il a eu différents ennuis, mais il a été possible d’y développer des expérimentations.
     - Superphénix 1.200 MWé (1986-1996-arrêt définitif  1998) Il s’agissait de la tête de série éventuelle, mais il a eu des problèmes dès sa conception : il a fallu rajouter un échangeur pour évacuer la chaleur, le barillet où l’on pouvait transférer un cœur a présenté une fuite impossible à réparer. Il a fallu se résoudre à manipuler les assemblages un par un, ce qui ralentissait fortement ce poste. Il a présenté de nombreux défauts : en 10 ans il a fonctionné l’équivalent d’une année et encore en étant optimiste. La bataille contre Superphénix a duré quelque 20 ans dont 10 pendant lesquels il est passé de pannes en pannes. Quant sa sûreté, il a été nécessaire de l’améliorer sans cesse et ce parfois sans corriger le risque. La décision d’arrêt bien sûr politique reposait sur un dossier technique très peu favorable au « bel oiseau » que vantait le CEA.
     Donc, même si quelques prototypes ont existé, aucun n’a vraiment donné satisfaction. Les RNR russes ou indiens existent, mais ont présenté des incidents graves comme le japonais Monju. Quant au Américains ils ont abandonné Clinch River parce qu’il s ne pouvait démontrer  que le réacteur répondait  aux critères de sûreté exigés pat la commission s’occupant de la sûreté.
     L’ASN a posé son diagnostic et réclamé :
     « Je vous informe que je n’ai pas d’objection à ce que vous poursuiviez votre projet, sur la base des orientations que vous proposez, sous réserve du respect des engagements pris dans votre courrier en référence [4] et de la prise en compte des demandes formulées en annexe. 
     Le réacteur ASTRID devra à l’évidence présenter un niveau de sûreté au moins équivalent à celui des réacteurs de type EPR et tenir compte des enseignements tirés de l’accident de Fukushima.
     Vous proposez qu’ASTRID constitue un prototype en vue d’une quatrième génération de réacteurs.
     J’insiste tout particulièrement sur la nécessité que cette quatrième génération apporte un gain de sûreté significatif par rapport à la troisième génération et qu’ASTRID permette de tester effectivement des options et dispositions de sûreté renforcées.»
     Donc à suivre...