G@zette 207/208

POUR LES PERSONNES INTÉRESSÉES
I - Un Petit point sur l'accident de Winscale maintenant Sellafield
Communiqué par SanRapheou@aol.com
BULLETIN ÉLECTRONIQUE DU ROYAUME-UNI de la Mission pour la Science et Technologie a Londres
Mensuel - numéro 36 (partie 2/2) - 3 juin 2003
Les défauts du graphite brisent la symétrie!

     Le 10 octobre 1957, le réacteur n° 1 de la centrale nucléaire britannique de Windscale prenait feu. Ce réacteur, conçu pour produire du plutonium destiné aux premières armes atomiques en Grande-Bretagne, était équipé de modérateurs graphite chargés de ralentir les neutrons issus de la fission et était refroidi à l'air. La cause de l'accident résidait dans le phénomène d'" énergie Wigner " : quand il est irradié à des températures assez faibles par des neutrons, le réseau cristallin du graphite se modifie par déplacements d'atomes et emmagasine de l'énergie potentielle, l'énergie "Wigner". Ces déplacements d'atomes créent des défauts ponctuels qui peuvent être des lacunes ou des atomes interstitiels.
     L'énergie "Wigner" peut être libérée par un processus de recuit ou de façon spontanée ; c'est un défaut de contrôle de la libération de l'énergie qui a conduit à l'incendie de Windscale. Si le phénomène est connu, des incertitudes demeurent quant à la nature des défauts du réseau cristallin du graphite et quant au rôle des défauts individuels dans la cinétique du dégagement d'énergie.
     Or, la compréhension fine du mécanisme de l'énergie de "Wigner" serait souhaitable car, si les piles du type de Windscale ne sont plus en activité, des difficultés peuvent apparaître au moment du déclassement des réacteurs. En outre, le développement des nouveaux matériaux à base de carbone, en particulier des fullerènes et des nanotubes, nécessité une meilleure compréhension des défauts du réseau graphite; en effet, l'introduction et le contrôle de ces défauts grâce à un faisceau d'électrons pourraient permettre l'obtention de propriétés structurales et/ou électroniques favorables.
     A partir d'un système modèle de graphite cristallin, des chercheurs de l'université de Sussex ont calcule le comportement des défauts lacunaires et interstitiels du graphite et ont obtenu des résultats surprenants. Le graphite est souvent représenté comme un empilement de plans composés d'atomes de carbone. 		 L'interaction entre deux atomes contenus dans des plans distincts est cent fois plus faible que l'interaction entre deux atomes du même plan ; c'est pourquoi on pensait, jusqu'à présent, que quand une lacune se forme dans un plan de graphite, tous les atomes restent dans le même plan sans reconstruction atomique significative et que les symétries plane et d'ordre 3 du graphite étaient conservées.
     Cette hypothèse semblait être confirmée par les observations effectuées par microscopie à effet tunnel. Les calculs des chercheurs de Sussex semblent aller à l'encontre de ces idées puisqu'ils montrent que, en présence d'une lacune, les atomes entourant la lacune se déplacent en dehors du plan, ce qui brise à la fois les symétries plane et d'ordre 3. Ils expliquent alors la symétrie d'ordre 3 observée par microscopie à effet tunnel par la rotation de la position l'atome déplacé autour de la lacune. La position en dehors du plan d'atomes avait déjà été évoquée dans le cas de nanotubes mais on pensait qu'elle était liée à la courbure de la feuille de graphite qui forme le tube.
     Allant plus loin, les scientifiques évoquent la formation de ponts entre deux feuilles de graphite qui peuvent avoir deux origines. D'une part, quand deux lacunes situées dans deux plans adjacents sont proches, les deux atomes situes en dehors de leur plan respectif peuvent former une liaison covalente créant ainsi un pont entre les deux feuilles. D'autre part, les auteurs suggèrent qu'un atome interstitiel situe entre deux plans peut former des liaisons covalentes avec chacun de ces plans. Dans un matériau parfait, l'interaction entre les deux plans de graphite est faible, des ponts entre plans créés par irradiation pourraient donc peut-être jouer un rôle dans le durcissement du graphite soumis à des radiations.
     Les résultats des chercheurs de Sussex bousculent donc les théories communément admises et devront évidemment être vérifiés par l'expérience ; toutefois, s'ils sont confirmés, ils pourraient jouer un rôle fondamental dans les problèmes de sûreté nucléaire et dans la compréhension des nouveaux matériaux à base de carbone.
p.9
Sources: Nature Materials, Vol. 2, No. 05/05/2003, p. 291 et p. 333:
http://www.nature.com/cgi-taf/DynaPage.taf?file=/nmat/journal/v2/n5/full/nmat876.html
Autorité de sûreté nucléaire: http://www.asn.gouv.fr/Publications/dossiers/c136/08.asp
II- ENQUÊTE PUBLIQUE MARS 2003
DEMANDE DE MODIFICATION DU DÉCRET D'AUTORISATION DES TRANCHES 1 À 4 DU CNPE DU TRICASTIN
Article 6 du décret du 11 décembre 1963 modifié
EXTENSION DU PÉRIMÈTRE DE L'INSTALLATION NUCLÉAIRE DE BASE N° 88 & ENTREPOSAGE DES GÉNÉRATEURS DE VAPEUR USÉS À SAINT PAUL TROIS CHÂTEAU

OBSERVATIONS SUR LES DOSSIERS

Par Marc FAIVET et Jean-Daniel MACABET
membres des AMIS de la TERRE de Vaucluse
et membres de la CIGEET


     I - REMARQUES GÉNÉRALES :
     1 - Sur la possibilité de disposer du dossier d'enquête publique :
     À la suite de notre intervention auprès de Monsieur Jean Mouton, Président du Conseil Général de la Drôme et Président de la CIGEET, l'association " Les AMIS de la TERRE de Vaucluse " membre de la CIGEET a pu obtenir, sur sa demande, un dossier qui lui a été remis par le secrétariat de la CIGEET.
     Nous remercions Monsieur Jean Mouton, Président du Conseil Général et Président de la CIGEET qui nous a permis d'obtenir, à titre gratuit, le dossier d'enquête publique.
     2 - Remarques liminaires sur le site du Tricastin :
     Il y a sur le site du Tricastin de nombreuses INB et IPCE qui sont en fonctionnement, à l'arrêt ou en démantèlement, la liste serait longue à citer.
     L'impact de toutes ces installations sur l'environnement et la qualité de vie des habitants fait l'objet de nombreuses discussions et exige la mise en oeuvre du principe de précaution permettant de faire face aux risques nucléaires  possibles.
     Le groupement de toutes ces installations et le regroupement avec d'autres à venir inquiètent tous ceux qui veillent à la qualité de la vie autour de ce site notamment en cette période d'insécurité collective.

     DOSSIER EXTENSION INB N 88 - EXPOSÉ DES MOTIFS
     L'extension du périmètre de l'INB 88 (tranche 3 et 4) du CNPE Tricastin est demandée pour :
     - un stockage de déchets TFA équipement constitutif des INB, c'est une ICPE à autorisation
     - un bâtiment d'entreposage des générateurs usés, c'est une ICPE à autorisation.
Sont déjà construites 3 ICPE pour entreposage de générateurs de vapeur :
     - ICPE par arrêté préfectoral n°4161 du 23 juillet 1998
     - ICPE par arrêté préfectoral n°3123 du 24 juin 1996
     - ICPE par arrêté préfectoral n°013808 du 23 août 2002
     Ces bâtiments contiennent les GV sous coconnage qualifiés de sources scellées et des morceaux de canalisations également sous coconnage donc considérés comme source scellées. Cependant il peut y avoir des interventions sur GV pour vérifier leur état d'usure,  En conséquence les activités demandées sont différentes selon ou non intervention sur les GV.
     QUESTIONS:
     Quelles sont les activités des GV de Tricastin 3 qui ont été changés en 2001 et surtout ceux de Tricastin 1 et 2 qui ont été changés en 1997 et 1998?
     Comment se comparent-elles aux limites demandées?

suite:
     1 - ÉTUDE DE DANGERS   (Pièce D de l'indice D)
     Aire TFA (page D-D- 15 (= page d'indice D - de Pièce D - de page 15))
     L'aire TFA est un équipement constitutif de l'INB. Il est indiqué :
     - "D'une part, la production des déchets entreposés sur l'aire TFA est indissociable du fonctionnement des INB. La plupart des déchets entreposés sur l'aire TFA proviennent en effet de la maintenance des installations et matériels des INB. Cette maintenance est nécessaire pour assurer le bon fonctionnement des INB.. D'autres déchets comme les résines proviennent directement du fonctionnement et des procédés utilisés.
     - L'entreposage est inévitable compte tenu de l'absence temporaire de filière d'élimination adaptée pour certains déchets.
     - Aucun autre emplacement du CNPE n'est adapté en terme de surface d'entreposage et en termes de protection incendie pour recevoir ces déchets TFA.
     - L'aire TFA permet d'optimiser les évacuations de déchets en organisant et en limitant le transport des déchets (..) sur les centres comme celui de Centraco ou vers le centre de l'Aube."
     Sont admis les déchets (page 16) :
     - Huiles,
     - solvants,
     - résines APG, ferrailles et déchets métalliques non ferreux, plomb, déchets amiantifères, sable, corindon, bois, charbon actif (pièges à iode), tubes fluorescents.
     À noter (page D-D- 17) que "il est prévu à proximité de l'aire TFA de créer une installation d'entreposage de conteneurs de matériels et d'outillages ayant servi en zone nucléaire et pouvant être contaminés."
     Cette zone sera donc utilisée pour les arrêts de tranche.
     Si la surface du CNPE avait été suffisante, il n'y aurait pas eu besoin d'enquête et personne ne se serait inquiété des GV et surtout n'aurait été prévenu. En effet c'est le besoin d'étendre la zone de l'INB qui oblige à cette enquête.

     ANALYSE DE L'AIRE TFA
     Pourquoi cette aire TFA ?
     L'affirmation (page D-D- -14) selon laquelle EDF évacue ses déchets vers CENTRACO (incinération) et le site Aube ne  fut qu'un voeu pieux. Et, d'ailleurs EDF parle de ses ennuis datant des années 90 car :
     1- CENTRACO n'a démarré qu'en 1999
     2- Le site Aube (début en 1992) n'accepte pas les mêmes déchets que le site Manche (fin commencée en 1992, fermeture définitive 1994).

p.10
     LES EMBALLAGES (page D-D-19)
     EDF a donc été contrainte de revoir sa politique d'entreposage car certaines filières n'existent toujours pas:
     - résines extractrices (APG) à incinérer -> délai 10 ans au moins
     - huiles et solvants
     - boues cimentées. 
     Il s'agit tout de même d'une aire à ciel ouvert et même pour des TFA c'est une méthode peu fiable car les emballages risquent de souffrir et la reprise des colis risque d'être difficile.
     Puisqu'il s'agit d'une aire nouvelle, il faut la recouvrir comme sont recouverts au centre Aube, les alvéoles avant fermeture définitive.
     En effet il est indiqué que ce sont les colisages qui garantiront l'étanchéité mais ceci devra être démontré. Il est en effet dit (page D-D-19 § 2.3.2.1- Description des colisages) : " Les colisages présentés ci-dessous sont susceptibles d'évoluer pour répondre par exemple à des évolutions du mode de conditionnement exigé par les filières d'élimination ou la réglementation ".
     D'autre part ces colisages ne sont pas certifiés pour le transport . Il faudra donc, pour ceux à transporter ultérieurement, les reconditionner pour les mener à leur nouveau emplacement. ? Pour les autres colisages, cela signifie que cette aire TFA se transformera en stockage.

     L'ACTIVITÉ RADIOLOGIQUE (page  D-D- 17)
     Cette zone est donc qualifiée de zone TFA car l'activité moyenne est de 100 Bq/g. L'inconvénient est que cette activité massique est un "seuil communément admis" mais qui n'a rien de réglementaire.
     En outre il est précisé (2.3.1.3 Caractéristiques radiologiques) " que l'activité massique moyenne globale sur chaque aire est voisine de 100 Bq/g (en activité massique bêta/gamma vie courte). Certains déchets étant très peu radioactifs, il est admis que d'autres dépassent ces 100 Bq/g pour autant que les niveaux d'irradiation émanant des conteneurs ne conduisent pas à repousser la limite réglementaire de la zone contrôlée au-delà du grillage délimitant le périmètre de l'installation."
     Comme définition de seuils, il est difficile de faire plus mauvais: en effet ces conteneurs sont destinés éventuellement à voyager, on aurait pu prendre les limites transports (2 milliSv/h au contact mais vraisemblablement ils devraient être comptabilisés dans la limite colis exemptés soit 0,005 milliSv/h).
     En conclusion non seulement les 100 Bq/g ne sont pas une limite, mais de plus on se fixe seulement comme limite d'irradiation "ne pas repousser les grillages" sans plus de précision.
     Cette zone est un équipement constitutif des INB 88 et 87. Elle relève donc de la procédure INB.
     Il y aura 3 aires (page D-D-26) :
     - N1 où seront les huiles
     - N2 où seront les solvants
     - N3 où seront les résines APG, les ferrailles et déchets métalliques non ferreux, du plomb, du bois.
     Cette aire n'acceptera pas les déchets destinés au centre Aube conditionnés en coque béton ou en fûts de 200 litres.
     Le classement en zone irradiante mais non contaminante n'est pas cohérent.
     En effet faire reposer la non-contamination sur "des programmes périodiques de contrôle de non-contamination" et ne pas "équiper l'entrée de l'installation en poste de contrôle fixe de contamination pour le personnel " coûte sûrement moins cher à EDF mais ne garantit en rien la santé des travailleurs et coûtera à la nation si on a fait une erreur de jugement.
     Mise en cohérence des DAC du CNPE et de la BCOT (Base Chaude Opérationnelle du Tricastin) ( page D-D- 49).
     La BCOT est l'INB 157
     On y effectue la maintenance de matériels radioactifs type: tubes guides de grappes, matériel bouchage des tubes de GV .

suite:
     Cette BCOT génère des déchets et des effluents radioactifs pris en charge par le CNPE.
     Elle génère des déchets solides de débit de dose supérieur à 2 mSv/h et de débit de dose inférieur à 2 mSv/h compactable ou non
     Ceci représente 2 coques béton contre 130 globalement au CNPE pour la première catégorie.
     Pour la deuxième, cela représente 280 fûts contre 1900 fûts globalement.
     Pour la troisième catégorie, il s'agit de 50 fûts contre 300 globalement.
     En ce qui concerne les déchets liquides
     Ils sont conditionnés avec les huiles et solvants du CNPE.
     Quant aux effluents liquides, ils représentent 40 m3 dans 42000 m3 d'effluents pour le CNPE (année 95).  (cf page D- D-52)
     Au fait pourquoi mentionner les valeurs de l'année 1995 alors que nous sommes en 2003? Les volumes des années 2000 rapport à ceux de 1995 ont-ils augmentés ou diminués ?
     Il est surprenant que cet atelier soit quasiment considéré comme ne faisant pas partie du CNPE.

     Risques de l'entreposage TFA (page D-D- 54 et suivantes)
     INCENDIE
     Comme on entrepose des huiles et des solvants, il existe un risque incendie et un risque explosion. Une bonne connaissance du contenu des colis, un agencement sont les plus sûrs garants pour prévenir l'incendie ou au moins le limiter.
     Il est dit page D-D-63 " L'arrêté préfectoral n°01-3808 du 23 août 2001 autorisant l'exploitation d'entreposage des GV de la tranche 3 dispose dans son article 6.5.2 qu'il est interdit de constituer à l'intérieur et à proximité de l'installation un amas de matières combustibles. L'analyse faite ci-dessus montre que le stockage envisagé de substances combustibles sur l'aire TFA est compatible avec la tenue au feu du bâtiment EGV3. Il sera demandé en temps utile une révision de cet arrêté préfectoral ".
     En temps utile et pourquoi attendre et si la révision n'a pas lieu?  Pourquoi EDF Tricastin se permettrait-il de ne pas se soumettre à la loi (dont celle des DAC) et aux arrêtés fussent-ils préfectoraux ?

     SÉISME
     La zone TFA n'est pas dimensionnée au séisme.
     Cependant (page D-D- 5) : " La région du Tricastin se caractérise par des séismes dont la fréquence d'occurrence n'est pas régulière : au contraire, on constate que les événements sismiques, de par leur passé, sont très souvent apparus par périodes de crises sismiques. "
     Pour ce qui concerne la référence sismique, ne devrait-elle pas plutôt se référer au séisme du SUD-EST le plus intense de la région ? Les géologues (Muller et Nury) estiment que cela devrait être celui de Lambesc (1909, intensité IX). Or le S.M.S. pris en compte pour le site du Tricastin est un séisme d'intensité VIII MSK. Ce qui nous paraît limite.

     INTRUSION
     En ce qui concerne les risques d'intrusion: Rondes, grillage de 2 mètres. Difficile de préciser...;

     INFORMATION (page D-D- 89)
     Le PPI est vaguement évoqué: Information, secours et évacuation 4 lignes

     DÉMANTÈLEMENT (page D-D- 91)
     En quelques lignes, on apprend que le démantèlement permettra finalement de faire un parking ou un autre entreposage. Mais rien n'est dit sur le niveau prévu de ce démantèlement, sur son coût et sur son calendrier.

p.11
     ACTIVITÉS (page D-D- 92)
     Les tableaux donnent seulement des contenus moyens et une liste des radioéléments susceptibles d'être présents.
     Il ne s'agit pas d'une véritable connaissance du contenu des colis.

On estime que l'activité moyenne est la suivante :
     Déchets en Activité massique moyenne Bq/g
     Résines APG   55 Bq/g dont 5 à vie longue  dont 6% Co, 30% Cs 134 et 64% Cs 137
     Huiles             38 Bq/g dont 20 à vie longue dont 41% Co58 39% Co60 11% Ag110m
     Solvants           38 Bq/g dont 20 à vie longue   idem
     Bois                19 Bq/g dont 10 à vie longue    idem
     Charbons actifs 15 Bq/g dont 10 à vie longue dont 9%Mn54 55% Co58 23% Co60 11% Ag110m
     Sables grenailles  19 Bq/g dont 10 à vie longue dont 41% Co58 39% Co60 11% Ag110m
     Ferrailles/métalliques non ferreux : 384 Bq/g dont 200 à vie longue dont 41% Co58 39% Co60 11Ag110m
     Déchets amiantifères  192 Bq/g dont 100 à vie longue dont 41% Co58 39% Co60 11% Ag110m
Plomb  96 Bq/g dont 46 à vie longue dont 41% Co58 39% Co60 11% Ag110m

      En conséquence les 3 dernières catégories ne sont pas TFA au sens de la définition EDF sus dite en notre page 3 et page D-D- 17 du dossier de l'enquête.
      270 tonnes de ferrailles/déchets métalliques à 384 Bq/g donne 10,368 G Bq
      40 tonnes amiantifères à 192 Bq/g = 7, 686GBq
      96 tonnes de  plomb à 96 Bq/g = 7,686 GBq
         source cf page D-D- 23
     L'activité massive moyenne globale des ferrailles/déchets métalliques non ferreux, à savoir 384 Bq/g, est fort loin de l'activité moyenne retenue comme critère de qualification de zone TFA, à savoir 100 Bq/g (bêta/gamma vie courte). On n'en est même à 384 %. On est donc fort loin de tout écart-type de moyenne.
     L'activité massive moyenne globale des déchets d'amiante, à savoir 192 Bq/gest fort loin de l'activité moyenne retenue comme critère de qualification de zone TFA, à savoir 100 Bq/g (bêta/gamma vie courte). On n'en est même à 192 %. On est donc fort loin de tout écart-type de moyenne.
     Le raisonnement de l'ingénieur, sur ce point, nous semble intellectuellement malhonnête et quelque peu trompeur.
     Par ailleurs, un document émanant de l'INB MÉLOX (annexe n°1 de nos observations jointes ci-après), fait apparaître que les activités radiologiques des déchets prévus pour être entreposés sur l'aire TFA   (valeurs telles que portées au tableau T-D-01 (page D-D 92)  ne sont pas des activités TFA (Très Faibles Activités)  mais des activités MA (Moyennes Activités) comprises entre 0,37 MBq/m3 (ou par tonne)  et 1,11 GBq/m3 (ou par tonne) .
     Ces valeurs de 0,37 MBq/m3 et de 1,11 GBq/m3 ont été définies dans cette annexe par la Station des Effluents Liquides (STEL) de l'établissement COGEMA de Marcoule qui assure le traitement des effluents produits par l'INB MÉLOX avant rejet au Rhône.

     QUESTIONS: Est-ce que cette rectification de classement entraîne un changement catégoriel de ces déchets  et donc de leur traitement?  Ce qui, dans l'affirmative, impose une reprise de l'étude sur ce point précis avant la acceptation de cette présente enquête.

     2 - ÉTUDE D'IMPACT (De l'indice D)
        PHYSICO-CHIMIE (page D-E-7 § 1.3)
  À noter que la température de l'eau, en moyenne depuis 1980, est plus élevée (de plus de 2°C) en aval qu'en amont
     Comment peut-on parler de stabilité depuis l'étude de référence de 1977 si on ne dispose pas de courbes évolutives année par année?

     RADIOÉCOLOGIE AQUATIQUE (page D-E-10 § 1.8)
     Il serait intéressant d'indiquer l'état de référence et précisément la mesure du point zéro et de publier un tableau montrant l'évolution radioécologique année par année depuis le point zéro fait en avril 1977.

suite:
     La conclusion de l'IPSN est trop générale. Il manque ici un tableau détaillé pour ces radioéléments détectés.
Cette conclusion de l'IPSN  fait état  des radionucléides en amont du CNPE du Tricastin (137Cs, 60Co, 58Co, 134Cs), ceux des retombées des tirs nucléaires aériens (137Cs), ceux des retombées de l'accident de Tchernobyl (134Cs, 137Cs), ceux des effluents liquides radioactifs des centrales nucléaires situées en amont du site (134Cs, 137Cs, 60Co, 58Co, 110m Ag)  mais aucun  des radionucléides des effluents radioactifs des autres INB du site du Tricastin à savoir : FBFC, COGEMA, COMURHEX, EURODIF et SOCATRI qui ont  toutes des autorisations de rejets  radioactifs liquides dont notamment pour l'uranium qui n'a jamais été évoqué . (FBFC : 7 Gbq d'U, 2 Gbq sauf U), (COGEMA: 70 Gbq d'U, 20 Gbq sauf U), (COMURHEX: 185 Gbq d'U), (EURODIF + SOCATRI :  0,15 Gbq d'U).. Voir pièce n°3 en annexe.
     S'il est intéressant de parler des études de l'IPSN, Institut spécialiste du suivi radioécologique des sites électronucléaires, il serait bon d'exposer des tableaux de mesures pour permettre d'apprécier l'évolution en  nature et en quantité des radioéléments.
     De plus, il serait bon de faire cas des études des organismes indépendants comme la CRIIRAD qui a produit plusieurs dossiers sur la contamination de la vallée du Rhône.

     NATURE ET QUANTITÉ DES DÉCHETS ENTREPOSÉS (page  D-E-21)
     Les quantités portées sur la page D-E-21, sont-elles des capacités maximales des aires TFA (à re-qualifier selon sus dit MA) ?
     La fiche N°RHO I9 du Rapport de l'ANDRA 2002 (annexe n°2 de nos observations) donne des chiffres différents de ceux exposés sus dits. Pourquoi?

     JUSTIFICATION (page D-E- 40)
     RAISONS POUR LESQUELLES LE PROJET " AIRE TFA " A ÉTÉ RETENU :
     En fait la justification est le besoin d'EDF d'entreposer ses déchets. Il faut remarquer que cela permettra d'assainir le site donc c'est une opération qui peut être intéressante à condition de la mener avec rigueur.
Avec rigueur sur le plan technique, sur le plan de la  re-qualification  de ces trois aires TFA en  aires MA et de toutes les conséquences administratives de cette re-qualification.

     III - DOSSIER - BÂTIMENT D'ENTREPOSAGE DES GV
(Indice B)
REMARQUES GÉNÉRALES :

     Présence d'une contamination.
     Ce bâtiment servira pour la dépose des GV de Tricastin 4. Il sera aussi procédé à l'expertise d'un  des GV.
     Tous les bâtiments GV1, GV2, GV3 et GV4 resteront sous surveillance jusqu'au démantèlement du CNPE.
     "La contamination interne des générateurs de vapeur exclut leur transport à distance, l'implantation des bâtiments d'entreposage ne peut être réalisée qu'à l'intérieur du site ou à proximité" .
     On devrait préciser, à la lumière des mesures faites sur les GV1, GV2 et GV3 la contamination potentielle du GV4.
     En situation entreposage
     Dans ces bâtiments, on va entreposer les GV et les coudes moulés. Les coudes sont conditionnés pour être assimilés à des sources scellées. Les GV sont également conditionnés pour être assimilés à des sources scellées.
     En situation intervention
     On rompt l'intégrité de l'enveloppe pour pouvoir effectuer des travaux : provisoirement on se trouve avec une source non scellée. L'activité n'excède pas 370 GBq.
     Ensuite l'enveloppe est reconstituée pour revenir à la situation source scellée.
     Le bâtiment est conçu pour 3 GV en position horizontale.
     Les effluents sont éventuellement recueillis.
     Il n'y a effluent qu'en cas d'intervention sur les GV sinon ce sont des sources scellées si le conditionnement a été correctement réalisé.
     Les interventions sont réalisées en créant une zone contrôlée avec sas de confinement. Les interventions se font en tenue ventilées.
     Ce bâtiment est classé zone contrôlée.
     Il est antisismique.
     La radioactivité des GV ne permet pas leur évacuation hors du  site.

     QUESTIONS:
     A-t-on vérifié l'activité lors d'intervention sur les GV? Quelle a été l'activité des effluents?

 p.12
     Radioécologie aquatique (page  B-G-4 § 2.2.5)
     Plus de renseignements notamment sur l'évolution de l'activité radioécologie sous forme d'un tableau seraient utiles dans ce paragraphe.
     Cette conclusion de l'IPSN  fait état  des radionucléides en amont du CNPE du Tricastin (137Cs, 60Co, 58Co, 134Cs), ceux des retombées des tirs nucléaires aériens (137Cs), ceux des retombées de l'accident de Tchernobyl (134Cs, 137Cs), ceux des effluents liquides radioactifs des centrales nucléaires situées en amont du site (134Cs, 137Cs, 60Co, 58Co, 110m Ag)  mais aucun  des radionucléides des effluents radioactifs des autres INB du site du Tricastin à savoir : FBFC, COGEMA, COMURHEX, EURODIF et SOCATRI qui ont  toutes des autorisations de rejets  radioactifs liquides dont notamment pour l'uranium qui n'a jamais été évoqué . (FBFC : 7 Gbq d'U, 2 Gbq sauf U), (COGEMA: 70 Gbq d'U, 20 Gbq sauf U), (COMURHEX: 185 Gbq d'U), (EURODIF + SOCATRI :  0,15 Gbq d'U).. Voir pièce n°3 en annexe.
     S'il est intéressant de parler des études de l'IPSN, Institut spécialiste du suivi radioécologique des sites électronucléaires, il serait bon d'exposer des tableaux de mesures pour permettre d'apprécier l'évolution en  nature et en quantité des radioéléments. De plus, il serait bon de faire cas des études des organismes indépendants comme la CRIIRAD qui a produit plusieurs dossiers sur la contamination de la vallée du Rhône.

     QUESTION:
     Le suivi radioécologique présenté est insuffisant car les radioéléments ne sont pas présentés dans leur ensemble. De plus il est indispensable de pouvoir comparer les diverses analyses faites par les exploitants, par l'IRSN et par la CRIRAD. Pourquoi ces divers résultats ne sont-ils pas présentés?

     1 - ÉTUDE D'IMPACT (Pièce B-H) :
     Radiologie du milieu aquatique et terrestre
S'il est intéressant de développer la conclusion de l'IRSN Institut spécialiste du suivi radioécologique des sites électronucléaires sur un bilan annuel 2000 et les suivis des années antérieures, il serait bon d'exposer des tableaux de mesures pour permettre d'apprécier l'évolution en  nature et en quantité des radioéléments.
     Page B-H-16 § 2/2/6 Impact radiologique:
     À propos de la dimension des parois du bâtiment, on cite les prescriptions de la directive européenne 96/29 Euratom et  un décret. Il serait bon que ces documents figurent dans le dossier en annexe.
     Page B-H-18 : raisons pour lesquelles le projet a été retenu :
     "La contamination interne des générateurs de vapeur exclut leur transport hors du site ; l'implantation de l'installation d'entreposage ne peut être réalisée qu'à l'intérieur du site ou d'une extension contiguë  à celui-ci ".
     À ce propos,  il est à observer que dans tout le dossier il n'a jamais été fait état de la durée minimale d'entreposage nécessaire à la désactivation progressive de cette contamination interne.

suite:
     Également, il  n'a pas été fait état du seuil de radioactivité qui permettra le transport hors site ultérieur des coudes et des GV usés.
     Par ailleurs, il n'a pas été fait état d'une quelconque prise en compte des effets négatifs de cette durée d'immobilisation technique pour l'environnement temporel des lieux.

     QUESTIONS:
     D'après le dossier le démantèlement des GV ne se fera que lors du démantèlement du site après arrêt des réacteurs. Cet entreposage de longue durée sera-t-il revu périodiquement? Peut-on assurer qu'il n'y aura pas détérioration des barrières sur un temps non connu mais qui peut être supérieur à 50 ans?

     2 - ÉTUDE DE DANGERS (Pièce B-I) :
     Chute d'avion
     "Le bâtiment, eu égard à sa faible surface au sol, n'est pas dimensionné contre les chutes d'avions"
Sans commentaire !

CONCLUSION GÉNÉRALE

     Des observations faites sur le dossier d'enquête publique déposé par EDF TRICASTIN pour obtenir une extension du périmètre de l'installation nucléaire et pour la création d'un bâtiment d'entreposage des générateurs de vapeur usés.
     Le bâtiment GV4 qui s'ajoute à 3 autres bâtiments est un entreposage de GV et de pièces irradiantes et contaminées des réacteurs. La durée de vie de ces entreposages n'est pas spécifiée. Il faudrait donner des autorisations révisables pour obliger à un véritable suivi de tels entreposages.
     Le CNPE (Centre Nucléaire de Production d'Électricité) du Tricastin se voit contraint, pour assurer le bon fonctionnement de l'INB 88, de créer à proximité un bâtiment d'entreposage de déchets TFA.
     Une fois de plus, la gestion des déchets radioactifs pose un problème capital dans le système nucléaire français pour l'évacuation, l'élimination de ses déchets radioactifs. CENTRACO et le site de l'AUBE ne peuvent actuellement recevoir ces déchets.
     Les Amis de la Terre de Vaucluse constatent que la gestion des déchets radioactifs est insuffisante et qu'elle peut avoir des conséquences importantes sur la sûreté des installations et la sécurité des travailleurs et des populations.
     L'activité radiologique dans l'aire TFA est qualifiée en moyenne de 100 Bq/g. Mais le dossier reconnaît que certains déchets dépassent 100 Bq/g. Ce qui est préoccupant.
     De plus, cette aire ne sera pas classée ZONE CONTAMINANTE mais simplement IRRADIANTE et ne disposera pas d'équipement fixe à l'entrée de l'installation pour contrôler l'activité radiologique.
Les Amis de la Terre de Vaucluse, tout en admettant la nécessité de trouver des solutions à l'élimination des déchets, ne peuvent accepter l'entreposage proposé et donnent un avis défavorable à cette demande d'autorisation d'extension du périmètre de l'INB 88 et de la création d'un bâtiment d'entreposage.
Fait le 20 avril 2003
p.13

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