À l’heure où se confirme ce que la Gazette nucléaire a déjà signalé: la présence de pièces défectueuses utilisées lors des maintenances ou pire à la construction... Il y a un commentaire prétendant que «ce ne serait pas dans des endroits sensibles des réacteurs». Facile à dire, car justement l’accident peut découler de quelques petites défaillances dont les effets superposés en entraînent le déroulement inéluctable.
     Un des articles de ce numéro de la GN démontre que ce ne sont pas seulement les éléments de la cuve qui ont été mal coulés, mais que les travaux sur site sont mal exécutés: Les inspecteurs ont procédé à un examen en salle de la documentation relative à ce procédé afin de vérifier le respect des exigences
de l’arrêté...
     Donc les agents étaient mal encadrés, le chantier a été arrêté pour prendre le temps de les former.
     Quant à Fessenheim et Bugey (surtout Bugey) l’ASN vient de demander des comptes à EDF, suite à une prescription de 2012 qui n’a pas été réalisée; il s’agit de gérer la chute d‘un assemblage et surtout d’éviter une dispersion de matériaux radioactifs dans le bâtiment combustible (4 ans et rien de concret...).
     Remarquons que la plainte suisse fait son chemin: Centrale du Bugey , Paris ouvre une enquête nucléaire, suite au dépôt d’une plainte contre X, Genève remporte une première victoire dans son combat contre la centrale nucléaire voisine: un petit pas pour Paris, un grand pas pour Genève. Au début du mois de mars, le Canton, la Ville et des privés ont déposé une plainte contre X pour «mise en danger de la vie d’autrui» et «pollution des eaux» de la centrale nucléaire du Bugey, exploitée par la société EDF à 70 km de Genève. Mercredi, le Parquet de Paris a informé que son Pôle santé publique avait été saisi et qu’«une enquête préliminaire est ouverte, l’Office central de lutte contre les atteintes à l’environnement et à la santé publique est saisi des premières investigations».

    «C’est un succès d’étape, se félicite le conseiller d’État Antonio Hodgers. Jusqu’à présent, les autorités juridiques françaises n’avaient jamais reconnu la qualité du Canton pour agir dans la procédure.» «C’est vraiment une incroyable nouvelle, poursuit Rémy Pagani, conseiller administratif de la Ville de Genève. On ne s’attendait pas à cela.»
     L’enquête préliminaire était l’un des trois scénarios possibles. Le Parquet de Paris aurait pu se contenter de classer l’affaire, mais également choisir de nommer un juge d’instruction. Il a donc opté pour la voie médiane en ouvrant «une enquête secrète et non contradictoire», précise Olivier-Georges Burri, directeur général adjoint de l’Administration municipale. Une procédure qui va prendre plusieurs mois «s’agissant d’une problématique très lourde», avertit le Parquet de Paris. À noter que, depuis mercredi également, le directeur de la centrale du Bugey a été remplacé. Il a repris un poste de cadre au sein d’EDF.»
     La Gazette espère qu’on se penchera sur certains problèmes du Bugey (enceinte fuyarde, écarts sur les maintenances, non prise en compte de prescriptions).
     Le futur du nucléaire n’est pas très certain sauf en Chine, Russie et éventuellement chez les pays émergeants. C’est la prédiction du département de l’Énergie américain (EIA – Energy Information Admistration). Mais c’est très optimiste!
     Et les déboires d’Areva ne vont pas rendre le marché plus important (tant mieux). Par contre, il est impératif que l’ASN continue à exercer son contrôle et puisse fermer un réacteur: les 58 réacteurs sont garantis jusque «40 ans» dit-on, en fait ils le sont pour une irradiation neutronique calculée par les métallurgistes des années 70: à savoir 32 années de fonctionnement à pleine puissance 80% du temps, ce qui donne 40 ans.
     Le GSIEN est très inquiet: le recours massif aux prestataires qui ne peuvent plus être formés puisque les personnes compétentes sont parties en retraite, explique des incidents (maintenance mal réalisée car chantier mal préparé).

      De plus, il y a un manque inquiétant de relais des informations: au Canada où se développe un incendie difficile à stopper dans la province Alberta, Radio Canada vient de diffuser une nouvelle à propos d’un «stockage»:
     «Selon le rapport 2013 des Laboratoires nucléaires canadiens, pas moins de 43282 mètres cubes de «déchets radioactifs de faible activité sont stockés au dépotoir de Fort McMurray. Celui-ci est situé à environ 8,5 km au sud du centre-ville». (...)
     «Selon les informations disponibles, il semble que le site ait été affecté par les feux», confirme Maude-Émilie Pagé, directrice des communications et des rapports gouvernementaux d'EACL. Ces feux, toutefois, «ne posent aucun risque immédiat pour la santé et la sécurité de la population et de l'environnement». (...)
     «Il n'y a également pas de préoccupations quant à l'intégrité physique de la cellule [où sont entreposés les déchets»], précise-t-elle. Cette cellule serait située à l'extrémité nord du dépotoir. Nous continuons à suivre la situation de près. (..) Des spécialistes viennent, enfin, d’être envoyés sur site.
     Au moins 45 centimètres de sols propres recouvrent les sols contaminés. La surface, elle, est composée principalement d'herbes. «C'est un peu l'équivalent d'un champ ou d'un jardin, explique Maude-Émilie Pagé. Bien qu'un feu puisse embraser les herbes qui les recouvrent, la terre elle-même ne s'embrase pas.»
     Les déclarations des instances canadiennes sont pour le moins surprenantes: 45 cm c’est bien peu, car sur les sites français (des mines) on penche pour environ 9 mètres pour limiter le radon.

     Bonne lecture de la Gazette et merci de vos réabonnements.

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     Quelle est la durée de vie d’un réacteur nucléaire? Peut-on être affirmatif sur ce sujet grave? D’après le journal Haaretz, pas moins de 1.537 fissures ont été détectées sur le réacteur de Dimona, grâce à la surveillance par ultrasons.
     Un nouveau rapport révélant plus de 1.500 défauts sur le cœur du principal et vieillissant réacteur israélien a provoqué l’inquiétude et soulevé des interrogations sur les limites de «l’ambiguïté nucléaire» pratiquée par Israël quant à ses activités atomiques civiles et militaires.
     Telles sont les conclusions d’un examen, rendues publiques lors d’un récent forum scientifique à Tel-Aviv, de l’installation à l’aide de techniques innovantes aux ultrasons, écrivait le journal.
     La question du vieillissement du réacteur, livré par la France à la fin des années 50 et entré en service en 1963, est posée depuis des années. La durée de vie théorique de tels réacteurs est de 40 ans.
     – Énorme dilemme –
     Outre les inquiétudes quant à la sécurité des équipements, les anomalies, dont on ignore la nature, ont généré tout un questionnement: faut-il remplacer le réacteur de Dimona? Israël en est-il capable sans participation internationale?
     Non-signataire du Traité de non-prolifération, comment pourrait-il faire appel à l’aide étrangère tout en persistant dans sa politique «d’ambiguïté nucléaire» consistant à ne confirmer ni démentir qu’il détient la bombe atomique?
     «L’heure de vérité approche pour la politique nucléaire israélienne», a résumé dans le quotidien Maariv Yossi Melman, journaliste respecté sur les questions de sécurité. Israël devra résoudre à l’avenir un «énorme dilemme en ce qui concerne sa vieille stratégie de dissuasion», dit-il.

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     Le tribunal des affaires de la Sécurité sociale (TASS) d’Evry vient de reconnaître la «faute inexcusable» d’une société  spécialiste de la maintenance nucléaire, la jugeant responsable de la maladie professionnelle qui a causé la mort d’un de ses employés.

     «Ce jugement a une importance phénoménale, lâche Philippe Billard, président de l’association Santé sous-traitance et à la CGT. Il y a 2 ans, la justice avait reconnu la faute d’EDF pour un de ses salariés travaillant en centrale. Avec la décision d’Evry, c’est la première fois que cela concerne un employé d’une société sous-traitante. Ce jugement pourrait mettre un terme au sacrifice humain. On ne peut plus accepter le risque couru par les personnes travaillant directement ou indirectement dans le nucléaire.»
     Une victoire de première instance - un appel peut être formé jusqu’au 14 mai - au goût amer car la victime, Christian Verronneau n’est plus de ce monde. Le 19 septembre 2012, cet habitant de Courcouronnes est mort à 56 ans des suites d’un cancer du poumon. Une maladie que cet agent d’Endel, une filiale du groupe Engie, a contractée pendant la trentaine d’années où il a décontaminé les piscines de nombreuses centrales nucléaires en France, trié les déchets... «Il serait heureux de cette décision de justice, confie Eugénie Verronneau, sa veuve. Car il se battait aussi pour toutes les autres victimes, qu’elles soient reconnues et surtout que cela n’arrive plus. Que toutes les sociétés faisant travailler des personnes dans le nucléaire prennent des mesures pour que plus personne ne soit malade à cause de la radioactivité.»
     «La société Endel avait conscience du risque auquel était exposé son salarié, mais n’a pas pris les mesures»
     Le TASS a estimé que la société Endel n’a produit aucun élément objectif permettant de justifier l’existence d’un «suivi rigoureux» et d’une «surveillance spéciale renforcée». «La société Endel avait conscience du risque auquel était exposé son salarié, mais n’a pas pris les mesures appropriées pour l’en préserver», conclut le tribunal.
     Un jugement que la société a du mal à digérer. «Endel n’est pas du tout indifférent à la mort d’un de ses salariés», pose en préambule Thierry Dalmasso, l’avocat de la société. Endel déplore ce décès. Mais elle ne comprend pas la décision prise par le tribunal d’Evry, qui n’a pas valeur de précédent. Nous étudions d’ailleurs très sérieusement les motivations du jugement dans la perspective d’éventuellement faire appel. Endel est une société professionnelle qui travaille dans le nucléaire depuis des années, avec un véritable souci de la santé de ses collaborateurs. Endel respecte les normes en vigueur, contrôle régulièrement la dosimétrie de ses salariés exposés à la radioactivité. Les informations collectées sont transmises à l’IRSN. Il faut rappeler que Endel est certifiée CEFRI (Comité français de certification des entreprises pour la formation et le suivi du personnel travailllant sous rayonnements ionisants), gage de sérieux.
     Clés
     19 août 1981. Christian Verronneau décroche à 26 ans un CDI en qualité d’agent logistique nucléaire chez Endel, une filiale du groupe Engie notamment en charge de la maintenance des centrales nucléaires.
     6 juillet 2009. Le médecin du travail lui diagnostique un cancer du poumon.
     15 janvier 2010. La CPAM (Caisse d’assurance primaire d’assurance maladie) prend en charge sa pathologie, reconnue maladie professionnelle.
     11 octobre 2010. Une conciliation avec Endel ayant échoué, Christian Verronneau saisit le tribunal pour faute inexcusable de son employeur.
     19 septembre 2012. Il meurt des suites de son cancer, à l’âge de 57 ans.
     1er juillet 2015. Sa veuve et sa fille demandent à la justice de poursuivre l’affaire.
     14 avril 2016. Le tribunal des affaires de la Sécurité sociale (TASS) d’Evry déclare que «la maladie professionnelle dont a été victime Monsieur Christian Verronneau est la conséquence de la faute inexcusable de son employeur  Endel».

     Commentaire
     Enfin la justice reconnaît en maladie professionnelle une exposition à des rayonnements ionisants et accuse la société de ne pas avoir effectué le suivi de cet employé.
     Espérons que ce jugement fera jurisprudence et permettra une radioprotection des travailleurs à la hauteur du risque encouru.

     Areva, en lien avec EDF, a proposé à l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) d’apporter des adaptations au programme d’essais portant sur le couvercle et le fond de cuve du réacteur EPR de Flamanville 3, tel que décidé en fin d’année 2015.
     Les premières analyses effectuées sur deux pièces analogues à celles de Flamanville 3 ont montré, sur l’une d’entre elles, une extension du phénomène de ségrégation carbone au-delà de la mi-épaisseur.
     Comme prévu, dans la démarche initiale validée par l’ASN, les prélèvements de matière et les essais associés seront étendus aux ¾ de l’épaisseur de la pièce concernée.
     Ces premières analyses ont également permis de mieux caractériser la variabilité des principaux paramètres de fabrication entre les différentes pièces. AREVA et EDF ont donc proposé d’étendre le programme d’essais à une troisième pièce pour renforcer la robustesse de la démonstration.
     Ces adaptations du programme d’essais conduisent à doubler le nombre d’éprouvettes qui seront analysées. Au total, 1.200 échantillons de matière seront prélevés, permettant de conforter le caractère représentatif des 3 pièces de forge testées, à la fois pour la teneur en carbone et les propriétés mécaniques requises.
     L’ASN a donné son accord pour intégrer cette pièce supplémentaire au programme d’essais qui se poursuivra jusqu’à la fin de l’année 2016, date à laquelle le rapport définitif lui sera remis.
     EDF et AREVA réaffirment leur confiance en leur capacité à démontrer la qualité et la sûreté de la cuve pour le démarrage du réacteur de Flamanville 3 fixé au quatrième trimestre 2018. Sur le chantier, les opérations de montage et d’essais se poursuivent conformément au planning annoncé.

     À propos du Groupe EDF
     Acteur majeur de la transition énergétique, le Groupe EDF est un énergéticien intégré, présent sur l’ensemble des métiers: la production, le transport, la distribution, le négoce, la vente d’énergies et les services énergétiques. Leader des énergies bas carbone dans le monde, le Groupe a développé un mix de production diversifié basé sur l’énergie nucléaire, l’hydraulique, les énergies nouvelles renouvelables et le thermique. Le Groupe participe à la fourniture d’énergies et de services à environ 37,8 millions de clients, dont 28,3 millions en France. Il a réalisé en 2015 un chiffre d’affaires consolidé de 75 milliards€ dont 47,2% hors de France. EDF est (était!) une entreprise cotée à la Bourse de Paris.

     À propos d’AREVA
     AREVA fournit des produits et services à très forte valeur ajoutée pour le fonctionnement du parc nucléaire mondial.
     Le groupe intervient sur l’ensemble du cycle du nucléaire, depuis la mine d’uranium jusqu’au recyclage des combustibles usés, en passant par la conception de réacteurs nucléaires et les services pour leur exploitation.
     Son expertise, sa maîtrise des procédés technologiques de pointe et son exigence absolue en matière de sûreté sont reconnues par les électriciens du monde entier.
     Les 40.000 collaborateurs d’AREVA contribuent à bâtir le modèle énergétique de demain: fournir au plus grand nombre une énergie toujours plus sûre, plus propre et plus économique.

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     Il y a un an, en  mai 2015, le GSIEN écrivait «le nucléaire va-t-il périr à cause de firmes incompétentes?» et dans un communiqué de presse déplorait que l’on découvre si tardivement les problèmes de la cuve de l’EPR et demandait: «Comment une telle situation a t-elle pu arriver? Les procédures de contrôle ont-elles été respectées?»
     Certes l’ASN a multiplié les actions, réclamé des tests, mais EDF et AREVA ont fait comme si tout le processus avait été surveillé sans faille. Ils ont, alors, réussi à produire le texte hallucinant (cité ci-avant) où ils prétendent avoir proposé, eux-mêmes, une stratégie pour exécuter de nouveaux tests destinés à prouver qu’ils sont les meilleurs sur le marché nucléaire. D’une part c’est faux parce que c’est le président de l’ASN, s'appuyant sur l’avis de son appui technique l’IRSN, qui avait expliqué, à propos de la responsabilité de Areva et de EDF:
     «En tout cas, pour l’anomalie de la cuve, c’est assez frappant. Les anomalies n’ont été détectées que parce que nous avons demandé des contrôles, mesures et essais supplémentaires. Areva n’était pas convaincu de leur utilité. Ils ont fini par faire les essais en affirmant qu’ils montreraient que ce n’était pas nécessaire. Pas de chance pour eux, il se trouve qu’effectivement, on a vu une anomalie. Il y a déjà eu des anomalies par le passé, ça ne me trouble pas, il faut simplement les traiter. Par contre, je constate que c’est avant tout notre système de contrôle qui a mis en évidence le problème, et pas leurs contrôles internes.»
     Et, d’autre part l’ASN vient, grâce à ses demandes d’investigations complémentaires, de permettre la mise en évidence  de «falsifications». En effet, suite aux vérifications effectuées sur les lingots* lors de leur fabrication (en usine, avant leur réception par AREVA et EDF), il avait été constaté qu’ils ne répondaient pas au cahier de charges. Qu’importe, il était possible de rendre acceptables les lingots en falsifiant les comptes-rendus des mesures. Les clients reçoivent une fiche de contrôle qui prétend le lingot parfait et bien sûr ils ne vérifient pas car ils font confiance. Mais, comme prévu par le règlement, ces rapports de contrôle sont archivés et les choses sont si bien faites qu’on archive les deux procès-verbaux le bon et le falsifié...

     Ceci prouve à l’évidence que la réglementation est parfaitement respectée (!?!), mais que le contrôle qualité que doit exercer aussi bien le constructeur AREVA que le donneur d’ordre EDF, supervisé par l’ASN est en défaut.
     Le GSIEN avait suspecté un contournement des règles, mais il était inimaginable que des défauts découverts à la forge aient fait l’objet de procès-verbaux falsifiés. Comme quoi tout s’avère possible !!!
     Encore une fois, comme il le fait depuis 40 ans, le GSIEN restera vigilant. Car, en attendant l’arrêt demandé des réacteurs, il serait souhaitable qu’ils ne nous provoquent pas un accident majeur, catastrophique pour le pays et ses voisins ; accident dont le constructeur Areva et le donneur d’ordre EDF seraient co-responsables.

     * Note
     Lingots: Les éléments de la cuve sont réalisés en acier spécial et sont coulés sous forme de lingots d’un tonnage élevé (plus de 150 t). La composition chimique est surveillée ainsi que la qualité de l’acier (tenue à la pression et au choc thermique). Pour ce faire, il est procédé à des tests: analyse de coupons de métal pour vérifier que l’acier répond à son cahier de charges.

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    Paris - La caractérisation des anomalies détectées dans le contrôle des fabrications à l'usine du groupe nucléaire Areva au Creusot (Saône-et-Loire) n'a, à ce jour, pas mis en lumière de conséquences pour les centrales françaises exploitées par EDF, a déclaré jeudi un dirigeant de l'électricien.
     À date, tant l'analyse d'Areva que celle de nos équipes spécialisées d'EDF ne conduisent (pas) à identifier un quelconque réacteur du parc en fonctionnement qui devrait être mis à l'arrêt, a indiqué Dominique Minière, directeur exécutif en charge du parc nucléaire et thermique d'EDF.
     À date, nos analyses nous conduisent à (ne) prendre aucune mesure sur le parc en exploitation aujourd'hui, a-t-il précisé, lors d'une assemblée générale des actionnaires.
     Areva avait annoncé fin avril que des anomalies avaient été détectées dans le suivi des processus de fabrication d'équipements au sein de son usine du Creusot, où a notamment été fabriquée la cuve de l'EPR de Flamanville dont l'acier présente un défaut de composition.
     Le groupe a dit ne pas exclure des falsifications.
     Selon l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), ces irrégularités concernent environ 400 pièces produites depuis 1965, dont une cinquantaine seraient en service sur le parc nucléaire français.
     Elles consistent en des incohérences, des modifications ou des omissions dans les dossiers de fabrication.
     Dominique Minière a pour sa part parlé d'une soixantaine de dossiers concernant EDF, évoquant des anomalies qui manifestement ne sont pas des pratiques conformes à l'assurance qualité requise dans le nucléaire.
     Début mai, la ministre de l'Energie, Ségolène Royal, avait affirmé que les premiers résultats des tests menés par Areva sur son usine du Creusot étaient bons, car ils montraient que les anomalies ne concernaient pas les pièces elles-mêmes. Areva a estimé que les résultats complets de son audit seraient disponibles d'ici fin mai.

     Ce communiqué est absolument incroyable: que va-t-il sortir d’une telle accumulation de contre-vérités?

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     L’avis, dans son intégralité, (n°9235) se trouve sur le site internet du Conseil Supérieur de la Santé: http://tinyurl.com/CSS-9235-fukushima.
     L’avis précédent, (n°9275), se trouve sur le site internet du Conseil Supérieur de la Santé: http://tinyurl.com/CSS-9275-Fukushima.

     Le 11 mars 2011, un tremblement de terre suivi d’un tsunami a touché le Japon, endommageant gravement la centrale nucléaire de Fukushima-Daiichi. De grandes quantités de substances radioactives ont été rejetées dans l’environnement et pas loin de 200.000 personnes ont dû être évacuées. Les conséquences auraient été bien plus graves si le vent n’avait pas soufflé la plupart du temps vers l’océan.

     Tirer toutes les leçons
     Cette catastrophe a replacé la sûreté du nucléaire au centre des discussions. Ainsi, toutes les centrales nucléaires dans l’Union européenne ont été soumises à un examen, dénommé «stress-test». celui-ci ne couvrait cependant pas les plans d’urgence externes.
     Dans cet esprit, le CSS a procédé à un examen critique du plan d’urgence belge, en tirant les leçons de l’accident de Fukushima et d’autres types d’accidents récents, nucléaires ou non. Cet examen a conduit en mars 2015 à un premier avis (CSS 9275) sur la protection de la thyroïde (par la prise de comprimés d’iode en cas d’accident). Dans le présent avis, le CSS va plus loin et émet des recommandations sur les actions nécessaires visant à prévenir ou gérer un accident nucléaire. Si l’accent est mis sur le processus de planification d’urgence, le CSS ne peut éviter de placer ses recommandations dans le cadre plus large d’une politique de sûreté nucléaire.

     Trois points clés
     * Une première conclusion, essentielle, est qu’il faut prendre conscience que, bien que très peu probable, un accident nucléaire sévère peut vraiment se produire, même dans des pays technologiquement à la pointe, et y compris en Belgique. Toutes les Autorités de sûreté européennes sont arrivées à la même conclusion dans un rapport commun récent (HERCA, WENRA, 2014).
     * Deux autres conclusions fondamentales ont rapport à l’envergure et à la durée des conséquences d’un accident nucléaire sévère, tant sur le plan de la santé (au sens large de l’OMS: physique, mentale et sociale) qu’au plan environnemental et socio-économique.
     L’idée que les conséquences d’un accident nucléaire sévère sont limitées aux environs immédiats du site (par exemple une dizaine de kilomètres pour une évacuation) est contredite par l’expérience pratique. Même pour des centrales de conception occidentale, un accident sévère peut avoir des conséquences à grande distance. Ainsi à Fukushima, malgré des circonstances météorologiques favorables, des zones situées à 30 km et plus ont dû être évacuées. À pareille distance, un accident sévère dans une centrale belge ou située à proximité de la frontière pourrait toucher jusqu’à un million de personnes et des territoires abritant d’importantes activités économiques et des nœuds de trafic européen. Par ailleurs, l’accident de Tchernobyl a démontré que des cancers de la thyroïde peuvent être provoqués, à des distances de 100 km et plus, dans les populations sensibles (fœtus, enfants) par l’iode radioactif rejeté lors d’un accident nucléaire.
     Par ailleurs, les conséquences de tels accidents peuvent durer de très nombreuses années et rendre certaines zones inhabitables pendant plusieurs générations: il faut 30 ans pour que la radioactivité du principal contaminant (Césium 137) dans l’environnement diminue de moitié. Le tissu social et économique des régions touchées serait gravement perturbé pour des dizaines d’années, avec les conséquences psychosociales qui en découlent et qui ont été observées tant à Tchernobyl qu’à Fukushima (symptômes de stress, dépressions, suicides, etc.). Celles-ci se surajoutent aux effets sanitaires à court, moyen et long termes liés directement à l’exposition aux radiations ionisantes: cancers de différents types (particulièrement chez les enfants exposés), pouvant survenir rapidement (leucémies) mais souvent des décades plus tard, effets héréditaires dans la descendance, dommages à l’embryon et au fœtus, cataractes, affections cardio-vasculaires, etc.).
     * L’essentiel des recommandations du CSS
     La planification d’urgence n’est que la dernière étape d’une politique de sûreté nucléaire. L’analyse de risque doit être élargie, en particulier aux facteurs fondamentaux de risque sous-jacents, et approfondie en vue d’aiguiser la politique de sûreté nucléaire, également dans le cadre de révisions des autorisations et des conditions d’implantation.
     Le CSS souligne dans ce cadre la nécessité de réaliser des analyses approfondies de vulnérabilité et d’en tirer les leçons au niveau de la sûreté et de la planification d’urgence. Une analyse de vulnérabilité vise à identifier tous les éléments qui peuvent jouer un rôle aggravant au cours d’un accident. Par exemple, la présence d’autres activités industrielles, les infrastructures de transport, l’impact sur des groupes de populations vulnérables (évacuation d’hôpitaux et de maisons de repos), l’approvisionnement énergétique, etc. Une telle analyse doit également envisager des scénarios très improbables mais aux conséquences lourdes.
     Par ailleurs le CSS recommande l’élargissement des zones de planification: 20 km au moins pour l’évacuation, 100 km au moins pour la distribution rapide d’iode non radioactif aux populations cibles, ainsi que pour la mise à l’abri. Il recommande aussi l’élaboration de stratégies de réhabilitation à long terme, visant à reconstruire le tissu social et économique des zones sinistrées. Tout accident sévère aura donc une dimension internationale ce qui nécessite de renforcer les accords et coordinations au niveau bilatéral et européen.
     Actuellement, les décisions sont prises dans un cercle restreint d’experts nucléaires et de décideurs. La communication avec le public a encore souvent un caractère unilatéral d’information. Le CSS prône un processus de communication transparent et structuré (comme il en existe en France par exemple) sur les questions de sûreté nucléaire et sur les processus de planification d’urgence. Tous les acteurs concernés, dont la population, doivent y participer dans un cadre légal. Une telle approche participative améliore la qualité des analyses de vulnérabilité, met en lumière les préoccupations des citoyens et permet aux populations de réagir en connaissance de cause en cas d’accident. Les nouveaux media sociaux devraient être intégrés dans cette démarche.
     Les questions sur le développement de l’énergie nucléaire, sur la sûreté des installations nucléaires et sur les conséquences d’un accident sont complexes et s’accompagnent d’incertitudes. Ces questions touchent inévitablement à des valeurs humaines qui sont appréciées de façon divergente dans la société. Dans ce contexte, le CSS prône une stratégie de précaution. Celle-ci implique de tirer lucidement les leçons des accidents passés, en intégrant des étendues territoriales et des durées de crise réalistes, ainsi qu’un impact européen transfrontalier, et en examinant en détail tous les scénarios possibles, y compris les moins probables, et les vulnérabilités.

      La centrale nucléaire de Mühleberg est située à l'ouest de Berne, à environ 14 km du centre-ville, sur le territoire de la commune de Mühleberg (canton de Berne). Il s'agit d'un réacteur à eau bouillante d'une puissance de 373 MW qui a été mis en service en 1972. En octobre 2013, BKW Energie SA a décidé que la production d'électricité de la centrale nucléaire de Mühleberg serait définitivement arrêtée fin 2019 et que la centrale serait ensuite désaffectée. Le 18 décembre 2015, BKW Energie SA a déposé auprès de l'Office fédéral de l'énergie (OFEN) le projet de désaffectation correspondant. Elle y demande que les travaux de désaffectation allant jusqu'au mesurage de libération radiologique de l'installation et du périmètre correspondant soient ordonnés. Le dossier du projet sera mis à la disposition du grand public du 4 avril au 3 mai 2016 et est également accessible en ligne: http://www.bfe.admin.ch/

     Désaffectation
     La désaffectation d'une centrale nucléaire exige la mise en œuvre d'une procédure publique définie dans la loi sur l'énergie nucléaire. Les exploitants de centrales nucléaires doivent élaborer un projet de désaffectation à cette fin et le déposer auprès de l'OFEN. En tant qu'autorité chargée de conduire la procédure, l'OFEN mène la procédure de désaffectation en y associant les services spécialisés de la Confédération et des cantons. La procédure commence par une mise à l'enquête sur le projet de désaffectation. Les personnes concernées peuvent faire opposition contre le projet de désaffectation auprès de l'OFEN. L'OFEN prépare ensuite une décision de désaffectation à l'attention du DETEC, décision par laquelle sont ordonnés les travaux de désaffectation.
     Le groupe BKW Energie SA a décidé de mettre hors service et de désaffecter la centrale nucléaire de Mühleberg à la fin de 2019.

     Cadre juridique de la mise hors service d’une centrale nucléaire
     La durée de vie d'une centrale nucléaire comprend quatre phases: la planification (autorisation générale), la construction (permis de construire), l'exploitation (autorisation d'exploiter) et la désaffectation (décision de désaffectation). Chacune de ces phases est soumise à un "régime" d'autorisation particulier. En d'autres termes, chaque phase est basée sur une autorisation ou une décision qui lui est propre et qui réglemente la phase de manière exhaustive. La loi sur l'énergie nucléaire (LENu) part du principe d'un respect scrupuleux de ce régime d'autorisation. La note interne de l'OFEN du 25 septembre 2015 porte sur cette thématique.

     Documents sur ce thème
     Calendrier et explications:
     - 1re procédure de désaffectation de la centrale nucléaire de Mühleberg
     - Projet de désaffectation CNM de BKW Energie SA du 18 décembre 2015
     - Introduction à la note interne de l’OFEN "Procédure de désaffectation de la centrale nucléaire

     Informations supplémentaires
     - Communiqué de presse du 4 avril 2016 - Début de la mise à l'enquête du projet de désaffectation de la centrale nucléaire de Mühleberg
     - Communiqué de presse du 29 fév 2016: Mise à l'enquête publique du projet de désaffectation du réacteur PROTEUS du PSI
     - Communiqué de presse du 18 déc 2015; BKW dépose le projet de désaffectation de la centrale nucléaire de Mühleberg

     Liens
     - Loi du 21 mars 2003 sur l’énergie nucléaire (LENu)
     - BKW - Désaffectation CNM
     - L'IFSN formule des exigences pour la période suivant l'arrêt du fonctionnement de puissance de Mühleberg
     - Centrale nucléaire de Mühleberg: l’IFSN réaffirme les mesures pour la durée d’exploitation restante dans une décision

     Les travaux menés dans le cadre de la table ronde française, sur l’application concrète de la Convention d’Aarhus aux activités nucléaires (ACN) ont montré que la participation effective des acteurs de la société au processus de décision nécessite que:
     - ces acteurs aient accès à toutes les connaissances et évaluations existantes sur un dossier au moment où elles sont disponibles,
     - un dialogue technique dans la durée soit engagé,
     - les décisions prises à chaque étape du processus soient explicitées.
     Fin 2014, AREVA a informé l’ASN d’une anomalie de la composition de l’acier dans certaines zones du couvercle et du fond de la cuve du réacteur de l’EPR de Flamanville. L’IRSN et l’ASN ont dès lors évalué la démarche de justification présentée par AREVA et ont présenté les conclusions de leur instruction conjointe le 30 septembre 2015 lors de la réunion du Groupe permanent d’experts pour les équipements sous pression nucléaires (GP ESPN), à laquelle des membres du groupe permanent pour les réacteurs participaient ainsi que des représentants du HCTISN, de l’ANCCLI et des autorités de sûreté étrangères concernées par la construction d’un EPR.
     Les suites données à ce constat d’anomalie étant à la fois un point de vigilance pour plusieurs représentants de la société civile et un exemple concret d’application d’accès à l’expertise et de la montée en compétence des acteurs, préconisés par les travaux d’ACN, l’ANCCLI, l’ASN, la CLI de Flamanville et l’IRSN proposent de mettre en place un dialogue technique sur le dossier EPR.
     Une première rencontre a ainsi été organisée le 2 décembre 2015 à Paris afin de revenir sur les enjeux de la démarche de justification de la cuve EPR, discutée lors de la réunion du GP ESPN du 30 septembre 2015, tant du point de vue des acteurs publics (ASN et IRSN) que de celui des acteurs de la société y ayant participé (ANCCLI, CLI de Flamanville...).

     Julien Collet (ASN) rappelle les enjeux forts et la durée longue de cette instruction, ce qui permettra de laisser le temps au public d’apporter sa contribution. Il indique également le souhait de l’ASN d’avoir une démarche d’ouverture et de transparence afin de permettre une montée en compétence des CLI sur un sujet complexe et d’avoir en retour des positions pertinentes et utiles.
     Monique Sené (ANCCLI) indique que cette réunion devra permettre aux instances autres qu’institutionnelles de faire part de leurs réflexions. Elle constate que le GPESPN s’est concentré sur la justification d’un état de fait. Elle regrette que les observateurs invités à la réunion du GPESPN du 30 septembre 2015 n’aient pas été écoutés. Elle soulève d’ores et déjà des questions posées par ce dossier (non-respect du 1er niveau de défense en profondeur, choix des laboratoires de tests, cuve déjà soudée et en place...).
     Jacques Lepetit (CLI de Flamanville) indique, après avoir excusé la présidente de la CLI, que la CLI de Flamanville recherche des informations simples et factuelles pour pouvoir communiquer de manière précise à la population. Il souhaite que les éléments sur la conformité et les conséquences de l’anomalie soient expliqués clairement.
     Pierre Pochitalov (HCTISN) indique qu’un groupe de suivi de la cuve EPR a été créé par le HCTISN afin de répondre aux points demandés par la saisine de la ministre de l’écologie. L’objectif est revenir sur l’historique de la cuve et de faire le point sur la transparence sur ce dossier. Il précise qu’il n’y a pas de substitution au travail de l’IRSN et de l’ASN.
     Matthieu Schuler (IRSN) indique que la journée d’échanges permettra d’aller plus en détail sur le dossier de la cuve. Il note que le processus d’ouverture de la réunion du GP n’a pas permis de répondre pleinement aux attentes de la société. Il confirme l’importance de donner des éléments de réponse et de partager ce qui sous-tend la conviction des experts et de prendre le temps d’expliquer ces éléments pendant l’instruction. Il considère d’ailleurs qu’il est important que les participants à la réunion du GPESPN du 30 septembre 2015 puissent introduire les discussions, comme cela est prévu dans l’ordre du jour de cette réunion d’échanges.

     Au cours de la réunion, Céline Fasulo (ASN), Olivier Loiseau (IRSN) et Rémy Catteau (ASN) présentent les caractéristiques de la cuve de l’EPR de Flamanville 3 et de ses calottes, l’historique de l’élaboration des calottes et des démarches de qualification, la démarche de justification des calottes (tant sur le programme d’essais que sur l’exploitation des résultats) et l’articulation de la démarche de justification avec la réglementation. Ces présentations sont entrecoupées de discussions introduites par des participants à la réunion du GPESPN, Yves Marignac (Wise Paris – membre du GPR), Raymond Sené (GSIEN), Yannick Rousselet (CLI de Flamanville) et Pierre Gaillard (ANCCLI – membre du GPR).
     Les différentes questions et réflexions abordées au cours de cette journée par les participants sont regroupées en annexe au présent compte-rendu.

     Yves Marignac salue le fonctionnement de la réunion (avec le croisement des présentations ASN-IRSN et des interventions de la société civile) et considère que cette réunion appelle une suite. En effet, des points sont à approfondir d’après lui sans attendre les résultats des essais, comme la dimension internationale (cas des autres cuves, faire appel à des experts étrangers), des questions techniques, ainsi que des questions de doctrine sur la défense en profondeur et la jurisprudence. Il considère nécessaire que la société civile ait accès aux documents techniques.
     Yannick Rousselet souhaite également la poursuite de ce dialogue. Il considère qu’une coordination est nécessaire avec le groupe de suivi du HCTISN sur ce dossier. Par ailleurs, il souligne l’importance de pouvoir communiquer et de rendre publique une partie des discussions de cette journée. Il considère que les syndicats et salariés pourraient également participer au dialogue.
     Patrick Luce considère qu’il est important pour la CLI de Flamanville d’avoir une idée du calendrier du processus, même si celui-ci doit changer.
     David Boilley considère la journée positive et se demande comment aller au-delà du cercle des participants à cette réunion. Il propose que ces présentations soient faites à la CLI de Flamanville, mais également qu’une réunion publique soit organisée en 2016 autour de Flamanville.
     Monique Sené souhaite que les questions et demandes de compléments débattues lors de cette journée soient listées et mises sur le site de l’ANCCLI. Elle souligne que la préoccupation de l’ANCCLI est de faire passer les messages vers les CLI. Elle indique qu’il faudra des points d’arrêt et qu’il sera nécessaire de prendre également en compte le personnel.
     Rémy Catteau rappelle l’importance de ce dossier pour l’ensemble des parties prenantes. Il indique que l’ASN souhaite maintenir une démarche de transparence renforcée et souligne l’intérêt des questions et débats de la journée qui correspondent pour la plupart aux préoccupations de l’ASN. Il considère que ce dialogue permet d’aider à l’appropriation des enjeux. Il indique que l’ASN est attentif aux souhaits exprimés par le groupe et s’attachera à y répondre.
     Jacques Lepetit rappelle que les essais seront déterminants et considère que l’ASN devra trouver la bonne façon de contrôler les modalités de réalisation des essais. Il compte sur la compétence de l’IRSN pour vérifier les dossiers et les calculs. Il souhaite qu’un retour soit fait à la CLI de Flamanville. Il souhaite à cet égard que l’IRSN et de l’ASN soient invités à présenter les sujets abordés pendant cette réunion devant la CLI de Flamanville. Il souhaite également qu’une nouvelle journée de dialogue soit organisée, à une échéance à définir.
     Matthieu Schuler note que cette réunion a permis d’initier un premier échange qui a bien fonctionné. Pour l’organisation de la suite, il a vu émerger plusieurs sujets dont certains pourraient faire l’objet de nouveaux échanges. Il souligne une très forte attente sur «pourquoi et comment on en est arrivé là» et sur le poids que cela peut avoir sur la décision. Il pense que le HCTISN se penchera probablement sur cette question. En attendant, l’IRSN et l’ASN se penchent sur une autre question, sur une étape majeure qui est de «faire parler la matière» (i.e. d’examiner le résultat des essais matériaux). Une autre question concerne le fait de «changer de thermomètre» (i.e. de recourir dans l’analyse de justification d’autres types d’essais mécaniques que ceux issus de la réglementation) et de savoir si cela pose problème. Il note également qu’il faudra parler des incertitudes et de la transférabilité. Une autre question concerne les scénarios à prendre en compte pour la suite, les alternatives. Et enfin, il note la question du transfert des informations au public, au-delà du cercle du dialogue ainsi initié.
     Michel Demet rappelle la demande initiale de l’ANCCLI qui était d’avoir une réponse exceptionnelle au travers de la création d’un groupe d’expert pluraliste. Il constate que le domaine à explorer est vaste. Il rappelle que le dialogue initié lors de cette réunion est complémentaire avec les travaux à venir du groupe de suivi du HCTISN. Il pense qu’il est nécessaire de se poser pour réfléchir et proposer une suite à ce dialogue. Ce sujet pourrait faire l’objet d’un livre-blanc de la part de l’ANCCLI.
     François Rollinger propose qu’une réunion de débriefing soit organisée d’ici janvier 2016 entre les quatre organisateurs, afin de définir ensemble la suite du dialogue.

     - niveau de pression sur ce dossier et importance du partage d’information et d’ouverture pour que ce dossier soit instruit de façon détachée de cette pression
     - importance de la démarche de qualification (pas l’objet de la saisine du GPESPN du 30 septembre 2015)
     - principe de défense en profondeur: 1er niveau affecté (anomalie dans la qualité de fabrication); par conception, on renonce au 3ème niveau (mitigation) pour la cuve (principe de non-rupture de la cuve); donc il ne reste plus que le 2ème niveau; dégradation de la défense en profondeur; renforcement du 2ème niveau nécessaire, mais est-ce suffisant par rapport au principe de défense en profondeur? Comment démontrer que le renforcement du 2e niveau de défense en profondeur va compenser les manques sur le 1er niveau?
     - nécessité de comprendre au-delà des aspects réglementaires (défaillances dans le processus? responsabilités AREVA et EDF? échec de la démarche qualité? accord de l’ASN pour mettre en place la cuve? absence de changement majeur de procédé?)
     - risque d’aboutir à un rapport épais d’Areva qui montrera que tout va bien et que l’ASN approuvera («nombre importants de paramètres dans les calculs, donc il apparaît facile de modifier les résultats en jouant sur les paramètres»); «on met la conclusion avant d’avoir les résultats des essais car on parle de justification»; il y a différents cas possibles, mais aucun n’évoque la possibilité de ne pas accepter la cuve; demander à Areva et à EDF ce qu’impliquerait le changement du couvercle de cuve et du fond de cuve; maintenant que la cuve est en place, est-ce que les facteurs économiques ont le même poids qu’avant?
     - nécessité d’une «conclusion à 200%»; si la décision de mettre en service cette cuve était prise, comment cela pèserait-il sur la crédibilité des institutions pour le public?
     -«changement de thermomètre maintenant que les résultats ne sont pas corrects»
     - critère définis dans la réglementation: conditions suffisantes mais pas nécessaires; processus de justification; en cas de non-respect Areva pourra demander une dérogation
     - enjeu d’une jurisprudence possible «à la baisse» (sur l’interprétation de la réglementation); possibilité de justification alternative est normalement faite a priori (au moment de la conception) et non pas a posteriori une fois qu’on a découvert un problème
     - souhait de pouvoir disposer du dossier d’Areva

     - connaissance préalable des procédés utilisés en France et au Japon pour ce type de fabrication (et sur les ségrégations induites par les différents procédés); pourquoi Areva a-t-elle choisi cette technique pour laquelle on savait qu’il y avait des problèmes d’hétérogénéité?
     - possibilité d’avoir une évolution continue entre les différentes zones et la formation d’agrégats
     - possibilité de retrouver les mêmes problèmes sur les cuves des réacteurs en fonctionnement (caractère générique? rappel que 2 couvercles déjà installés ont été fait d’une seul pièce - Chinon B3 et Cruas 3) demande à Areva de mener une revue du parc sur ces phénomènes de ségrégation (reçu pendant l’été 2015 – en cours d’instruction)
     - impact du changement de matériaux (peut-on avoir la même confiance que pour les matériaux habituellement utilisés?); risque de sortir du champ connu des connaissances (y compris pour les essais)
     - incidence possible d’autres éléments que le carbone sur le comportement de la cuve
     - théorie existe côté ductile, mais pas côté fragile; beaucoup d’inconnues dans le domaine fragile
     - impact de procédés de traitement et de fabrication (trempe, beurrage...), des zones de passage ou de soudures

     - besoin de connaître en détail l’ensemble des résultats des essais déjà réalisés (possibilité de réaliser des mesures par spectrométrie par étincelage? possibilité d’effectuer des mesures par spectrométrie dans toute la profondeur des pièces?)
     - possibilité, pour effectuer des essais, d’utiliser des «chutes» dans des zones critiques retirées lors des différentes phases du processus de fabrication (découpes...)?
     - indiquer les incertitudes sur les résultats des mesures (reproductibilité des résultats? importance du «sens du fil», besoin d’une estimation statistique du niveau d’imprédictibilité des résultats)
      - possibilité d’avoir des résultats qui diffèrent et importance d’avoir accès à des discours de différents experts (à la fois sur les résultats et leur interprétation)
     - choix des laboratoires d’essais et auto-contrôle par Areva

     - les scénarios pris pour définir les chargements pourront-ils être revus et comment? instruction en cours des scénarios de chargement
     - importance de définir une «marge significative», les coefficients de sécurité... (qu’est-ce que cela signifie? comment c’est défini?)
     - vérifier que les conséquences de la sur-ségrégation se limitent à la demi-épaisseur
     - différence entre effets des «chocs chauds» et des «chocs froids»
     - nécessité d’étudier ce qui se passerait si la cuve s’ouvrait (!!! quelles mesures correctives prévoir dans ce cas?)
     - prendre en compte le vieillissement (pression et irradiation par exemple)
     - rappel que la rupture de la cuve est exclue et ne peut pas servir de justification
     - comment prendre en compte les facteurs humains?

     - importance de la perception de l’opinion publique; risque de défiance du public si les essais sont uniquement réalisés par Areva
     - CLI en attente d’éléments pour expliquer (exemple des cuves belges, il a fallu faire beaucoup d’explications pour faire comprendre au public); comment vulgariser suffisamment pour expliquer au public? comment expliquer que la marge qui avait été établie va être modifiée? si des valeurs sortent du nuage de points, comment cela va-t-il être expliqué?

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     EPR de Flamanville: Notre Affaire à tous et le CRILAN saisissent la justice pour éviter que le gouvernement ne valide les défauts de la cuve alors que les déclarations de la ministre de l'Environnement, Ségolène Royal, en faveur du prolongement de la durée de vie des centrales de 10 ans, s'entrechoquent avec celles du président de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), Pierre-Franck Chevet, dénonçant le manque de moyens pour assurer la sécurité du parc nucléaire, l'association Notre affaire à tous saisit la justice pour mettre un terme à une aberration introduite discrètement dans le code de l'environnement.
     En effet, l'arrêté du 30 décembre 2015 publié le 3 janvier dernier, autorise les fabricants d’appareils sous pression nucléaire à déroger à leurs obligations essentielles de sécurité. Directement concernées, les anomalies mises en évidence sur la cuve de l’EPR de Flamanville pourraient ainsi être purement et simplement validées.
     Pour l’association Notre Affaire à Tous et le CRILAN - Comité de Réflexion d'Information et de Lutte Anti-Nucléaire, acteur historique de la lutte anti-EPR, autoriser une cuve potentiellement fragilisée, c’est faire courir des risques insensés à la population.
     Au vu des récentes déclarations du président d’Electricité de France, Jean-Bernard Levy, contestant les fermetures de centrales pourtant prévues par la loi de transition énergétique, “nous sommes face à un constat sans appel”, réagit Marie Toussaint, Présidente de Notre affaire à tous. “L’industrie nucléaire se croit décidément bien au-dessus des lois! Nous devions agir, il est de notre responsabilité d’interpeller la justice pour faire respecter les droits des citoyens.”
     Pour Marine Calmet, juriste de l’association: “Cet arrêté légitime de nombreuses violations du droit international, communautaire et national. Nous demandons aux juges d’annuler ce chèque en blanc que le gouvernement vient de signer aux acteurs du nucléaire sur le dos de la sécurité des Français.”
      Alors qu’AREVA et EDF sont menacés financièrement, la politique de l’atome, incapable de reconnaître ses erreurs, entraîne le contribuable et le citoyen dans sa chute. Pour la protection des populations vivant en France, pour les générations futures mais également pour nos voisins européens, le risque pris par l’administration est injustifiable.
     Pour tourner la page du nucléaire, énergie chère et dangereuse, nous souhaitons que cet arrêté soit annulé et que, dans le respect des engagements pris à la COP 21, la France se donne les moyens de réussir la transition énergétique, écologique et sociale qu’elle mérite.

     Contacts presse
* Notre Affaire à Tous
Marie Toussaint, présidente 06 74 23 36 38
Marine Calmet, juriste référente sur le recours EPR 06 89 24 03 99
*CRILAN-Comité de Réflexion d'Information et de Lutte Anti-Nucléaire.
Paulette & Didier Anger: 02 33 52 45 59 - 06 80 23 39 45

     EDF, Areva et le Commissariat à l'énergie atomique (CEA) ont annoncé vendredi la création de la Plateforme France Nucléaire (PFN), une nouvelle instance de concertation sur les enjeux liés à cette filière industrielle.
     "La PFN visera à améliorer l'efficacité collective des trois entités, notamment pour élaborer une vision partagée des enjeux du secteur sur le moyen et le long termes", expliquent ses créateurs dans un communiqué commun.
     Au menu des discussions, EDF, Areva et le CEA prévoient de s'atteler à de nombreux chantiers comme la stratégie internationale de la filière, le projet de stockage profond de déchets Cigéo ou encore la recherche et développement sur la quatrième génération de réacteurs nucléaires.
     Les rivalités entre EDF et Areva pour s'assurer le leadership de la filière nucléaire française ont été dans le passé à l'origine de nombreuses tensions entre leur dirigeants, notamment entre Henri Proglio et Anne Lauvergeon, et pointées du doigt pour expliquer la perte du contrat des centrales nucléaires d'Abu Dhabi en 2009.
     La création du PFN intervient alors que la filière nucléaire française doit faire à de nombreux défis, comme le retard et le surcoût des chantiers des réacteurs EPR en France et en Finlande ou le financement problématique du projet de contrat d'Hinkley Point en Angleterre.
      Le coût du "grand carénage", vaste programme de maintenance des centrales nucléaires françaises ainsi que leur futur démantèlement de ces dernières posent aussi de lourds défis financiers.
      Par ailleurs, EDF doit reprendre prochainement le contrôle de la division réacteurs nucléaires d'Areva (Areva NP).

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     Le gouvernement souhaite prolonger de 10 ans la durée de vie des centrales. Or sur un plan technique, elles ont été conçues pour durer 40 ans. Pourquoi?
     - C'est une donnée indicative, il fallait se donner une durée de départ. À l’époque, les ingénieurs ont pris comme base le nombre de 40 années afin de démontrer que l'énergie nucléaire était viable sur une telle période.
     C'était une manière d'étudier par exemple le comportement d’une cuve de réacteur dans une période de temps donnée. Toutefois cette durée de vie initiale n'est pas une limite en soit. Au-delà, une maintenance est réalisée.
     Cette rallonge de l'activité des centrales "vieillissantes" trouve-t-elle son origine dans le retard de l'EPR de Flamanville?
     - Ce n'est pas directement la raison. Le parc français regroupe 58 réacteurs nucléaires, disséminés sur 19 sites différents. L’EPR de Flamanville, lui, ne représente qu'un seul réacteur, de 1.600 mégawatts, l'équivalent d'un peu moins de deux réacteurs actuels. De plus, il y a un ensemble d’installations qui existe et prend de l'âge. La première centrale à avoir 40 ans sera Fessenheim en 2019.
     Des expertises seront menées pour savoir si les différents réacteurs peuvent aller au-delà de ce seuil. C'est ce que l'on appelle le réexamen de sûreté. Effectué tous les dix ans, il est divisé en deux étapes: l'examen de conformité et la réévaluation de sûreté. La conformité consiste à comparer l’état réel de l’installation au référentiel de sûreté et à la réglementation applicable. Cela comprend notamment le décret d’autorisation de création de la centrale et les prescriptions de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN).
     De son côté, la réévaluation de sûreté s'attache tout particulièrement, lors du passage des 40 ans, à apprécier la sûreté de l’installation et à l’améliorer au regard notamment des questions sur le vieillissement et l'obsolescence des infrastructures.
     Les centrales nucléaires sont-elles toutes conçues sur le même modèle?
     - Il existe des paliers techniques différents selon la puissance des établissements. Cela peut aller de 900 megawatts (MWe) comme à Tricastin ou Saint-Laurent-des-Eaux à 1.450 MWe à Civaux. Mais de manière générale, l’avantage du parc français est sa standardisation marquée.
     Combien d'incidents connaît en moyenne le parc nucléaire français chaque année?
     - Malgré le vieillissement des infrastructures, le bilan est en baisse. Selon les derniers chiffres de l'IRSN, le nombre total d'événements significatifs pour la sûreté (ESS) en 2015 était de 591. L'année précédente les ESS se chiffraient à 646. Tous ces incidents ne comportaient que des écarts de mesures ou des anomalies.
     - Parfaitement oui. La France bénéficie dans ce domaine de l'expérience engrangée par l'Allemagne. Il existe de nombreuses opérations de démantèlement au cours de la vie d'un réacteur. Certains éléments peuvent être changés au fur et à mesure de son utilisation : le générateur de vapeur ou le couvercle de la cuve du réacteur par exemple. Il y a cependant deux limites. Dans l'état actuel de la science, nous ne pouvons pas changer, en cours d'exploitation, la cuve d'un réacteur ni l’enceinte de confinement, le grand dôme de béton qui recouvre le réacteur.
     Si ces deux derniers éléments sont étroitement surveillés lors du réexamen de sûreté, l'idée principale reste de pouvoir anticiper et démontrer que tous les 10 ans, ils pourront être toujours utilisables.
     A-t-on de la visibilité sur ce qui se passerait les 10 années suivantes? A-t-on le recul nécessaire?
     - Le nucléaire est un domaine qui demande beaucoup de temps et d'anticipation. Pour l’instant, aucune installation n’est autorisée à aller au-delà de 40 ans. La discussion sur le sujet a démarré en 2010. À cette époque, EDF a indiqué les objectifs d'améliorations que l'entreprise comptait mettre en place pour que les centrales puissent dépasser le seuil fatidique. De son côté, l’ASN a également fixé des règles à suivre.
     Ce qu'il faut savoir, c'est que les conditions du réexamen de sûreté post 40 ans sont, en 2016, toujours en négociation. L'objectif de l'ASN et d'EDF est de trouver un accord vers la fin de l'année 2018, avec pour date butoir 2019. Si un accord est trouvé, il sera appliqué, centrale après centrale. De plus, il est important de noter qu'en vertu de la loi sur la transition énergétique, tout réacteur de plus de 35 ans devra faire l'objet d'une enquête publique.

     Enfin, la catastrophe de Fukushima en 2011 a été prise en compte dans les discussions. Dorénavant, les équipements doivent pouvoir résister à un niveau d’agression plus élevé, similaire à celui subi au Japon. Ils doivent être capable d'éviter l’accident et de limiter les rejets en cas de faille.
     Quelles peuvent être les conséquences en termes de sûreté d'un allongement de la durée de vie des centrales nucléaires?
     - Il est clair qu’une installation ne pourra dépasser l'âge de 40 ans que si elle a fait un réexamen de sûreté qui répond aux objectifs fixés. Le niveau de sûreté des centrales devra être considéré comme "suffisant et acceptable". Si elles ne répondent pas aux exigences, l’ASN n'autorisera pas la prolongation de l'activité de celles incriminées.
     In fine, les centrales nucléaires ont-elles une "date de péremption"?
     - Elles n’ont pas de réelle date de péremption. On ne voit cette "hypothèse" que tous les 10 ans, lors du réexamen de sûreté. Actuellement, les experts espèrent faire fonctionner les centrales jusqu'à 60 ans. C'est leur horizon de réflexion. L'objectif ici n'est pas de rester à un niveau statique mais d’améliorer de manière continue la sûreté des centrales.

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Article 4
     Le titre XI devient le titre XII, et, avant ce titre, il est inséré un nouveau titre rédigé comme suit:
     «Titre XI: Recours à des prestataires et sous-traitants
     «Art. 63-1. — I. — Pour garantir la maîtrise par l'exploitant de la réalisation des activités importantes pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement, celui-ci limite autant que possible le nombre de niveaux de sous-traitance.
     «II. — Pour le choix des prestataires auxquels l'exploitant souhaite confier la réalisation d'activités importantes pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement, l'exploitant évalue leurs offres en tenant compte de critères accordant la priorité à la protection de ces intérêts, notamment pour ce qui est de la qualité des prestations et de la qualification des intervenants.
     «Art. 63-2. — I. — L'exploitant ne peut confier à un prestataire la responsabilité opérationnelle et le contrôle de l'exploitation de son installation nucléaire de base, ou d'une partie de celle-ci non nécessaire à son exploitation et relevant en elle-même de la nomenclature mentionnée à l'article
L. 593-2 du code de l'environnement.
     «II. — Si l'exploitant confie à un prestataire la réalisation, dans le périmètre de son installation au cours du fonctionnement ou du démantèlement de celle-ci, de prestations de service ou de travaux importants pour la protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement, elles peuvent être réalisées par des sous-traitants de rang au plus deux.
     «Toutefois, lorsque cette disposition ne peut raisonnablement être respectée pour des opérations ponctuelles ou en cas d'aléa, l'exploitant peut autoriser un prestataire à recourir à un sous-traitant de rang supérieur à deux. Il communique à l'Autorité de sûreté nucléaire, à sa demande, la liste des cas d'application du présent alinéa et leurs motivations.
     «III. — Lorsque le recours à un prestataire ou à des sous-traitants de rang supérieur à deux permettra de réaliser certaines activités dans des conditions assurant une meilleure protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593 1 du code de l'environnement, l'Autorité de sûreté nucléaire peut, par décision motivée, instituer une dérogation aux dispositions du I ou du II. L'absence de réponse de l'Autorité de sûreté nucléaire dans les six mois suivant une demande de l'exploitant tendant à instituer une telle dérogation vaut rejet de la demande.
     «Art. 63-3. — I. — L'exploitant notifie aux prestataires sa politique en matière de protection des intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 du code de l'environnement, ainsi que les dispositions contractuelles nécessaires à l'application, chacun en ce qui le concerne, des dispositions du chapitre III du titre IX du livre V de ce code, du présent décret et des textes pris pour leur application.
     «II. — La surveillance mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-6-1 du même code permet à l'exploitant de s'assurer de la qualité des prestations et du respect, par les prestataires et sous-traitants, de sa politique susmentionnée.
     «III. — La surveillance susmentionnée est proportionnée à l'importance, pour la démonstration mentionnée au deuxième alinéa de l'article L. 593-7 du même code, des activités réalisées.».

Article 5
L'article 56 est ainsi modifié :
 (...)
- Après le 9°, il est inséré des alinéas ainsi rédigés:
(...)
«13° De faire réaliser une activité mentionnée au I de l'article 63-2 en méconnaissance de l'interdiction prévue par ce I ou des dispositions du III du même article;
«14° De faire réaliser une activité mentionnée au premier alinéa du II de l'article 63-2 en méconnaissance des dispositions du II et du III du même article.».

 (...)
Article 16
Les articles 63-1 et 63-2 du décret du 2 novembre 2007 susvisé, dans sa rédaction issue du présent décret, ne s'appliquent qu'aux contrats de prestation pour lesquels l'appel d'offre a été lancé après le 1er juillet 2016, ou, à défaut d'appel d'offre, conclu après le 1er juillet 2016.

     COMMENTAIRE
     Il faut l’appliquer vite sinon d’autres «écarts» vont se produire et le risque est l’accident...

      - Dans le cadre des attributions de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base prévu à l’article L. 592-22 du code de l’environnement, une inspection réactive a eu lieu le 31 mars 2016 au CNPE de Paluel à la suite de la chute, en cours de manutention, d’un générateur de vapeur (1) dans le bâtiment du réacteur 2, qui s’est produite le jour même en début d’après-midi.

     Synthèse de l’inspection
      L’inspection du 31 mars 2016 a concerné la chute en cours de manutention d’un générateur de vapeur usé, qui s’est produite dans le bâtiment du réacteur 2 le 31 mars 2016 en début d’après-midi. Ce composant était destiné à être remplacé dans le cadre de l’arrêt pour visite décennale en cours depuis mai 2015.
     Les inspecteurs se sont attachés à recueillir les premiers éléments concernant les circonstances de l’événement et sa prise en compte par EDF. La sécurisation du bâtiment réacteur étant encore en cours au moment de l’inspection, les inspecteurs ont pris connaissance de sa configuration par l’intermédiaire de moyens d’observation déportés, des caméras ayant été mises en place pour le suivi des activités de remplacement des générateurs de vapeur. Les inspecteurs ont également examiné des documents opérationnels relatifs aux activités de levage ainsi que le relevé des premières actions conduites par EDF en réponse à l’événement dans le cadre d’un plan d’appui et de mobilisation avec assistance technique des services nationaux d’EDF.
     Au terme des premiers éléments recueillis, les inspecteurs considèrent que les premières actions d’EDF à la suite de cet événement sont globalement satisfaisantes et que vous avez transmis les informations disponibles avec transparence. EDF doit poursuivre la mise en sécurité du bâtiment du réacteur 2 et conduire les investigations et analyses nécessaires pour identifier les causes et les conséquences de cet événement. EDF doit également définir un plan d’action adapté aux enjeux, dans le respect des conditions de sécurité requises pour les intervenants.

     Circonstances de survenue de l’événement
     Le réacteur 2 est à l’arrêt depuis le mois de mai 2015 pour sa troisième visite décennale. Les opérations de maintenance de grande envergure prévue au cours de cet arrêt comprennent le remplacement des quatre générateurs de vapeur du circuit primaire principal du réacteur. Les opérations prévues pour l’évacuation d’un générateur de vapeur usé depuis le bâtiment du réacteur comprennent une phase de manutention : l’équipement est placé sur un chariot qui permet sa sortie à l’extérieur du bâtiment réacteur. Il est basculé lors de cette opération de sa position verticale d’origine vers une position horizontale.
     Le 31 mars 2016, le réacteur 2 était à l’arrêt. Le combustible nucléaire était complètement déchargé de la cuve et entreposé en dehors du bâtiment réacteur, dans la piscine du bâtiment combustible. La piscine du bâtiment du réacteur était vide, et recouverte de plateaux de protection en acier pour faciliter les opérations de manutention. Le générateur de vapeur usé, référencé 2 RCP 042 GV, était en cours de manutention en vue de son évacuation; il se trouvait en position quasi-verticale, son extrémité basse reposant sur le chariot d’évacuation par l’intermédiaire de cales, et son extrémité haute étant soutenue par un dispositif constitué d’élingues reliées à un palonnier, lui-même relié à un engin de manutention par vérin à câble, monté sur le pont polaire du bâtiment du réacteur. Selon les déclarations des intervenants, peu après 13h, le générateur de vapeur a basculé de toute sa hauteur pour s’immobiliser au sol, en partie sur le béton du bâtiment du réacteur, et en partie sur les plateaux de protection de la piscine du bâtiment réacteur, qui ont pour certains été endommagés. Le palonnier de manutention a également chuté avec ses élingues.

     A Demandes d’actions correctives
     A.1 Document de suivi de montage du palonnier de manutention
     Les inspecteurs ont examiné l’annexe 12 du document référencé «IBM DC 3229» relative au suivi du montage du palonnier de levage des générateurs de vapeur (GV) sur la tête d’ancrage du vérin à câble monté sur le pont polaire du bâtiment réacteur. Ce document renseigné par les intervenants indique que la «mise en place du palonnier de relevage GV sur le tenon du vérin à câble» a été effectuée le 11 octobre 2015, et que la «vérification du bon montage de l’ensemble» a été effectuée le 20 mars 2016.
     Pour la «mise en place du palonnier de relevage GV sur le tenon du vérin à câble», le document complémentaire «IBMD DB 1248-00» est appelé comme support à l’opération. Ce document, constitué d’une unique page, présente plusieurs vues légendées du palonnier de manutention et de parties de celui-ci, ainsi qu’un texte encadré intitulé «notice d’utilisation»; son cartouche  indique que son format est «A0». Interrogés par les inspecteurs, vos représentants ont indiqué que ce document avait été fourni aux intervenants au format «A3» pour être utilisé sur le lieu et au moment de l’intervention. C’est également au format «A3» que ce document a été présenté aux inspecteurs; il apparaît que, sous ce format, le texte de la notice d’utilisation reste lisible mais toutefois difficilement.
     Je vous demande de veiller à ce que les documents nécessaires soient fournis aux intervenants lors des activités selon le format indiqué, de sorte que toutes les informations utiles soient aisément disponibles et facilement lisibles.
     Je vous demande de vous prononcer de manière argumentée sur le délai qui s’est écoulé entre la mise en place du palonnier sur le tenon du vérin à câble et la vérification du bon montage de l’ensemble, ainsi que sur l’incidence potentielle de ce délai sur la pertinence et la complétude de la vérification effectuée.

     B Compléments d’information
     B.1 Stabilité du générateur de vapeur
     Selon les déclarations des intervenants, peu après 13h, le générateur de vapeur 2 RCP 042 GV a basculé de toute sa hauteur pour s’immobiliser au sol, en partie sur le béton du bâtiment du réacteur, et en partie sur les plateaux de protection de la piscine du bâtiment du réacteur, qui ont pour certains été endommagés. Au moment de l’inspection, les services d’EDF poursuivaient des analyses pour statuer sur la stabilité du générateur de vapeur dans sa position actuelle.
     Je vous demande de vous prononcer de manière argumentée sur la stabilité du générateur de vapeur dans sa position actuelle et sur les éventuels mouvements qui ne pourraient être exclus.
     Vous m’informerez de vos conclusions à cet égard dès qu’elles seront disponibles.
     Je vous demande d’étudier, si besoin, les dispositions envisageables pour assurer l’immobilité du générateur de vapeur à moyen terme (notamment sous sollicitation sismique) et de m’en rendre compte. Vous m’informerez, préalablement à toute intervention éventuelle, des conclusions de votre analyse, ainsi que des dispositions et du mode d’intervention que vous comptez mettre en œuvre en ce sens.

      B.2 Surveillance radiologique
     En réponse au questionnement des inspecteurs, vos représentants ont précisé après l’inspection qu’une balise de mesure de la radioactivité dans l’air du bâtiment réacteur avait enregistré, tout au long de l’événement et dans la journée du vendredi 1er avril 2016, une activité radiologique correspondant au bruit de fond habituel et d’une valeur globalement constante d’environ 1 Bq/m³.
     Je vous demande de me transmettre les relevés de la balise fixe de mesure de la radioactivité dans l’air du bâtiment réacteur pour les journées du 31 mars 2016 et du 1er avril 2016. Vous m’informerez de toute évolution éventuelle de la radioactivité mesurée dans l’air du bâtiment réacteur.
     B.3 Détermination des causes de l’événement.
     Le générateur de vapeur 2 RCP 042 GV a basculé de toute sa hauteur pour s’immobiliser au sol, en partie sur le béton du bâtiment réacteur, et en partie sur les plateaux de protection de la piscine du bâtiment réacteur, qui ont pour certains été endommagés. Le palonnier de manutention a également chuté avec ses élingues. En revanche, le vérin à câble monté sur le pont polaire est resté en partie haute du bâtiment réacteur, le câble portant à son extrémité la tête d’ancrage étant visible. Une défaillance du dispositif ou des accessoires de levage apparaît ainsi s’être produite.
     Les inspecteurs ont également noté que, selon les documents opératoires présentés et les déclarations de vos représentants, le montage du palonnier sur la tête d’ancrage du vérin à câble a été uniquement vérifié le 20 mars 2016, alors que la manutention par le même dispositif et accessoires de levage de deux autres générateurs de vapeur usés dans le bâtiment du réacteur 2 s’est déroulée entre le 20 mars 2016 et le 30 mars 2016.
     Je vous demande de conduire, dans le respect des conditions de sécurité requises pour les intervenants, toutes les investigations et analyses nécessaires pour identifier les causes de la chute du générateur de vapeur 2 RCP 042 GV, tant sur les plans techniques qu’organisationnels et humains. Vous me rendrez compte de vos conclusions argumentées.
     B.4 Détermination et prise en compte des conséquences éventuelles de l’événement
     La chute du générateur de vapeur 2 RCP 042 GV dans le bâtiment réacteur a entraîné celle du mât de soutènement du pont polaire - vos représentants ont précisé que ce mât n’était pas nécessaire à l’opération au vu des caractéristiques du pont polaire du réacteur 2, mais se trouvait en phase de qualification en vue de prochaines opérations de remplacement de générateurs de vapeur sur d’autres réacteurs. La chute du générateur de vapeur a endommagé certains des plateaux de protection recouvrant la piscine du bâtiment réacteur. Le palonnier de manutention a également chuté et plusieurs débris étaient visibles au niveau de dalle «27 m» sur les images des caméras disposées en partie haute du bâtiment réacteur.
     Je vous demande de conduire, dans le respect des conditions de sécurité requises pour les intervenants, toutes les investigations et analyses nécessaires pour identifier les conséquences éventuelles de la chute du générateur de vapeur sur les structures, notamment de génie civil, et équipements du bâtiment du réacteur 2. Vous m’en rendrez compte périodiquement à mesure que vous disposerez d’éléments confirmés.
     Je vous demande de conduire, dans le respect des conditions de sécurité requises pour les intervenants, toutes les investigations nécessaires pour statuer sur l’intégrité de la paroi externe du générateur de vapeur ayant chuté ainsi que sur la tenue des obturations d’orifices mises en place sur ce générateur de vapeur. Vous me rendrez compte de votre conclusion argumentée lorsqu’elle sera disponible.
     Je vous demande de définir la prise en compte des conséquences éventuelles de l’événement mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement, de manière proportionnées aux enjeux et selon des délais et des modes d’intervention que vous justifierez le cas échéant, dans le respect des conditions de sécurité requises pour les intervenants.
     B.5 Images de la chute du générateur de vapeur
     Vos représentants ont indiqué aux inspecteurs que la chute du générateur de vapeur 2 RCP 042 GV avait été filmée par les caméras disposées dans le bâtiment du réacteur 2, mais que ces images n’avaient pas été enregistrées.
     Je vous demande de me confirmer l’enregistrement ou non des images de la chute du générateur de vapeur 2 RCP 042 GV le 31 mars 2016 captées par les caméras du bâtiment réacteur 2 et de vous prononcer de manière argumentée sur la possibilité d’enregistrer, le cas échéant selon des conditions à préciser, les images réalisées au cours des activités par les caméras disposées dans le bâtiment du réacteur 2.

     C Observations
     C.1 Sécurisation du bâtiment du réacteur 2
     Les analyses conduites par EDF en vue de la sécurisation du bâtiment réacteur se poursuivaient au moment de l’inspection.
     C.2 Déclaration d’événement significatif
     L’ASN note qu’EDF a déclaré un événement significatif relatif à la chute d’un générateur de vapeur dans le bâtiment du réacteur 2 de la centrale de Paluel le 31 mars 2016. L’instruction de cette déclaration est en cours. Conformément aux dispositions prévues, vous transmettrez à l’ASN avant le 1er juin 2016 un compte-rendu d’événement significatif formalisant les circonstances de survenue de l’événement et les éléments de retour d’expérience disponibles au vu des analyses qui auront été conduites.
     Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui n’excèdera pas un mois. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande de bien vouloir les identifier clairement et d’en préciser, pour chacun, l’échéance de réalisation.

     Notes
     1- Les générateurs de vapeur sont des composants de 22 m de hauteur et d’une masse de 465 tonnes chacun. Ces composants sont destinés à assurer le transfert de chaleur entre l’eau du circuit primaire, chauffée par la réaction nucléaire et qui circule dans des tubes métalliques de faible diamètre, et l’eau du circuit secondaire, afin de produire la vapeur utilisée par la turbine pour produire l’électricité.

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     Cette lettre confirme que l'ESS (déclaration d'événement significatif) a bien été diffusée le 31 mars, jour de l'accident. La CLI a donc reçu cet ESS. Peut-elle nous la communiquer?
     La lettre de suite ASN appelle quelques remarques:
     - aucune mention de la blessure d'un agent (* voir page suivante), ce qui pourrait peut-être faire classer l'incident niveau 1 INES.
     - les inspecteurs ASN (prétendus "gendarmes" du nucléaire) n'ont pas eu accès à la scène de crime, pour raison de sûreté sans doute. Ils n'ont pu voir l'accident qu'à travers "des moyens déportés", des caméras, qui malheureusement n'enregistrent pas!
     - Les inspecteurs n'ont donc rien vu et rien compris à l'accident, et chargent EDF d'expliquer ce qui s'est passé. Mais leur analyse de l'événement est un chef d'oeuvre de justesse et de finesse: "Une défaillance du dispositif ou des accessoires de levage apparaît ainsi s'être produite."
     - La vérification de la fixation du câble sur le vérin avait été faite le 20 mars, soit 11 jours avant l'accident. Il est étonnant que la vérification ne soit pas faite avant chaque utilisation du matériel! Et pourtant deux autres GV avaient été sortis entre le 20 et le 31 mars.
     Commentaire personnel (SCIN):
     Encore un cas où la transparence se trouve polluée par l'opacité et l'enfumage.
     S'il s'agissait d'une défaillance mécanique improbable, elle serait révélée. Le rapport ne dit pas dans quel état se trouve le câble qui relie le palonnier au vérin: est-il cassé? décroché?
     Qui peut croire que l'ASN n'a pas accès au lieu de l'accident? Si l'accès n'était pas possible le 31, il l'était certainement peu de temps après, une fois la radioactivité contrôlée négligeable ou acceptable (ils en ont l'habitude).
     Qui peut croire que les caméras vidéo n'enregistrent pas?
     Qui peut croire qu'aucune pièce mécanique défectueuse n'ait été retrouvée?
     Qui peut croire qu'aucun intervenant n'a pu dire ce qui s'est passé (le pontier, par exemple)?
     ASN charge EDF de mener l'enquête! Voilà la sagesse qui s'impose: ne rien voir, ne rien entendre, ne rien dire!
     Puisque tant de précautions sont prises pour cacher la vérité, il faut qu'il y ait une raison majeure pour ça.
     On en est réduit aux suppositions: faute grave ou sabotage ou... ?
     Encore une fois la collusion entre ASN et EDF se révèle. Pourtant cet accident purement mécanique paraît d'une grande simplicité, même si le poids de la pièce à manutentionner est important.
     Décidément, la VD3 du réacteur 2 de Paluel a du plomb dans l’aile et de ce fait sa date de fin est encore repoussée!
     Suite à la chute d’un des 4 Générateurs de Vapeur usés le 31 mars 2016, il faut ajouter 4 mois d’un coup à la durée de l’arrêt dudit réacteur ce qui nous mène à la date prévisionnelle du 31 décembre 2016.
     Le décompte donne donc du 16 mai 2015 au 31 décembre 2016 = 594 jours d’arrêt soit 19 mois et demi et 594 millions € de manque à gagner.

     L’un des quatre générateurs du réacteur 2 de la centrale nucléaire de Paluel (Seine-Maritime) s’est effondré, jeudi, lors d’opérations de maintenance. (Robert François/AFP)
     Erreur humaine ou problème matériel? La question se pose après la chute, jeudi, d'un générateur de vapeur dans la centrale nucléaire de Paluel, en Seine-Maritime. Alors que d'importantes opérations de maintenance étaient en cours sur le réacteur 2, l'un de ses quatre générateurs, haut de 22 mètres, a basculé lors de sa manutention. D'un coup, les 465 tonnes de ce monstre sont passées d'une position quasi verticale à... l'horizontale, s'affalant sur le plancher en béton. Les plateaux de protection de la piscine de la cuve -vide lors de ces travaux -, ont en partie été endommagés. Trois intervenants ont été choqués, dont * un légèrement blessé.

     Certes, rappelle EDF, le réacteur 2 de Paluel est, depuis son arrêt en mai 2015 pour une visite décennale, déchargé de son combustible nucléaire. "L'événement n'a aucun impact, ni sur la sûreté des installations ni sur l'environnement", assurait dès vendredi l'électricien, qui exploite la centrale. "Aucune fuite radioactive ne peut avoir lieu", affirme au JDD Jacques Repussard, directeur général de l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN). Il n'empêche... Cet incident inédit pourrait, compte tenu du poids du générateur, avoir causé de sérieux dégâts. Les vibrations qui se sont propagées dans la structure du bâtiment réacteur ont pu ébranler celle-ci; le radier lui-même, ce support en béton très épais placé sous le réacteur a peut-être été fragilisé. La piscine, qui sert lors des opérations de transfert du combustible nucléaire, devra, elle aussi, être examinée de près. À la différence des générateurs de vapeur, le réacteur et son bâtiment ne peuvent être changés avant le redémarrage de la tranche 2. Une relance qui, en tout état de cause, va prendre du retard.
     Un tel incident a-t-il été anticipé?
     EDF, évidemment, cherche à connaître les causes de la chute du générateur et l'étendue des dommages. «Il y a eu manifestement une défaillance du dispositif de levage au sens large, mais il est trop tôt pour se prononcer de façon précise», a constaté Guillaume Bouyt, responsable régional de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) en Normandie.
     EDF devra fournir un rapport à l'ASN, qui, elle-même, fera connaître dans les prochains jours les résultats de sa première inspection à Paluel, menée jeudi. Mais déjà se pose une question :un tel incident a-t-il été anticipé? «Lors de la conception des réacteurs, dans les années 1990, l'IRSN a souhaité que le scénario de la chute d'un générateur de vapeur soit explicitement pris en compte afin de démontrer que cela n'aurait pas de conséquences sur le bâtiment, rappelle Jacques Repussard. Mais EDF n'a pas donné suite, considérant qu'un tel scénario était impossible, les matériels de manutention étant justement conçus pour qu'un tel événement n'arrive jamais.» Sauf que cela vient d'arriver...
     Chez EDF, on remarquait simplement samedi qu'un bâtiment-réacteur était conçu pour résister à un séisme majeur, donc à «un choc bien plus important que celui consécutif à l'accident de manutention de Paluel».

     Le 31 mars 2016, un accident industriel significatif s’est produit à l’occasion des opérations de «techniques et humaines a entraîné la chute en cours de manutention d’un générateur de vapeur (GV) dans le bâtiment du réacteur n°2.
     Alors que la piscine du bâtiment-réacteur était vide, cet imposant équipement sous pression a basculé de toute sa hauteur (22 m) pour s’immobiliser au sol, en partie sur le béton du bâtiment du réacteur, et en partie sur les plateaux de protection de la piscine du bâtiment du réacteur. La chute du GV s’est produite alors qu’il était en «position quasi-verticale, son extrémité basse reposant sur le chariot d’évacuation par l’intermédiaire de cales, et son extrémité haute étant soutenue par un dispositif constitué d’élingues reliées à un palonnier, lui-même relié à un engin de manutention fixé sur le pont polaire du bâtiment du réacteur [1].
     Si les conséquences humaines ont été limitées (deux agents choqués et un blessé), nous sommes en droit de nous interroger sur les conséquences matérielles de cet événement dont les causes et les mécanismes restent à établir.
     Nous exigeons que toute la lumière soit faite sur cet événement qui donne à voir l’incapacité technique d’EDF à mener à son terme le programme de Grand Carénage.
     Le Collectif STOP-EPR ni à Penly ni ailleurs, association représentant le Collège associatif au bureau de la CLIN Paluel-Penly, demande, au vu de l’importance de l’accident survenu le 31 mars 2016 à Paluel, conformément au IV et au VI de l’article 123 de la Loi de Transition énergétique pour la Croissance verte et à l’article L. 125-17 du Code de l’environnement, que:
     La Commission locale d’information (CLI) auprès des centrales de Paluel et Penly demande à l’exploitant d’organiser dans les plus brefs délais une visite du bâtiment-réacteur de la tranche n°2 du CNPE de Paluel afin que soit présentés à ses membres:
     * Les événements ayant entraîné la chute du GV,
     * Les conséquences directes et indirectes de cette chute dans le bâtiment-réacteur et plus particulièrement sur les équipements sous pressions,
     * Le retour d’expérience provisoire établi à l’issue de cet accident,
     * Les mesures mises en œuvre pour Eviter, Réduire et Compenser les conséquences de la chute,
     * Les dispositions qui vont être prises pour garantir l’évacuation des GV lors des Opérations de «Grand Carénage» vers les installations conçues pour leur entreposage sur site.
     La Commission locale d’information auprès des centrales de Paluel et Penly auditionne le Comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) du CNPE de Paluel afin de:
     * Recueillir les témoignages des élus du personnel du CNPE de Paluel sur la chute du GV dans le bâtiment-réacteur de la tranche n°2 le jeudi 31 mars 2016,
     * Comprendre les raisons qui ont amené la CGT-FNME à mettre en cause dans un communiqué publié le 31 mars 2016 «la capacité de l’entreprise en charge du montage des structures de levage à atteindre la qualité d’ouvrage nécessaire à une entreprise travaillant dans le nucléaire [2].
     * Déterminer avec les agents du CNPE de Paluel non seulement quelles auraient pu être les défaillances techniques qui ont entraîné la chute du GV, mais aussi quels facteurs organisationnels et humains pourraient être à l’origine de ce qui s’est passé gans le bâtiment-réacteur de la tranche n°2.
     * Proposer à l’exploitant des mesures immédiates afin que l’évacuation des autres générateurs de vapeur à l’occasion du «Grand Crénage» voire de démantèlements d’installations nucléaires se déroulent dans les meilleures conditions de sécurité pour les personnels et les installations.

      Et que la Commission locale d’information soit associée au dialogue technique et réglementaire entre l’exploitant nucléaire et l’Autorité de sûreté nucléaire, c’est-à-dire qu’elle:
     * Participe aux visites et inspections de l’ASN sur les chantiers du «Grand Carénage» du CNPE de Paluel,
     * Soit destinataire des courriers de l’exploitant et de l’ASN, ainsi que des expertises de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), concernant plus particulièrement la chute du générateur de vapeur survenue le 31 mars 2016 dans le bâtiment-réacteur de la tranche n°2,
     * Soit consultée par l’ASN afin de contribuer l’élaboration des décisions et autres prescriptions adressées à l’exploitant pour garantir la sécurité, la fiabilité et l’efficience des équipements de manutentions des CNPE de Paluel et Penly.
     Une telle démarche implique qu’au plus tôt une commission technique spécifique de la Commission locale d’information soit organisée pour initier ce travail en commun avec l’exploitant, les salariés de Paluel et l’Autorité de sûreté conformément aux orientations proposées par la Loi du 13 juin 2006 relative la transparence et la sécurité en matière nucléaire et la loi du 17 août 2015 relative à la transition énergétique pour la croissance verte.
     La Chute d’un générateur de vapeur dans un bâtiment réacteur, événement considéré jusque-là comme impossible par EDF [3], est un fait suffisamment grave pour déterminer une intervention résolue de la Commission Locale d’Information auprès des centrales de Paluel et Penly.
     Dans le cadre des missions définies par la réglementation en vigueur, la Commission locale d’information peut saisir l’opportunité de cet accident significatif afin de renforcer son image auprès du public et des pouvoirs publics. Pilier essentiel de la sûreté nucléaire en France, la Commission locale d’information doit contribuer à une meilleure transparence en matière nucléaire et à une réelle information du public.
     Il convient que toute la lumière soit faite sur cet événement avant d’entamer les opérations de «Grand Carénage» sur le réacteur n°1 du CNPE de Paluel, programmé le 9 avril 2016.
     EDF ne saurait commencer les travaux sans qu’un retour d’expérience du chantier de Paluel n°2 n’ait été établi de façon pluraliste.

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     Objet: REP – Centrale nucléaire de  Paluel (INB 103) Paluel – INB 103
Réacteur n°1 - Programme des travaux et contrôles prévus lors de la 3e visite décennale de 2016.
     Réf. : [1] Saisine ASN - DEP/SD2/010-2006 du 17 février 2006.
            [2] Lettre ASN – CODEP-CAE-2015-050740 du 11 janvier 2016.
            [3] Avis IRSN - 2015-00323 du 12 octobre 2015.
            [4] Saisine ASN - Dép-DCN-264-2009 du 5 juin 2009.
     Conformément à la demande formulée par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) [1], l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN) a évalué le programme des travaux et contrôles prévus en 2016 à l’occasion de la 3e visite décennale (VD3) du réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Paluel.
     Cette évaluation prend en compte les éléments fournis par l’exploitant dans son dossier de présentation de l’arrêt, dans son bilan de l’arrêt pour rechargement précédent, ainsi que les informations complémentaires apportées au cours de la réunion de présentation de l’arrêt. Elle s’appuie également sur les enseignements tirés par l’IRSN du retour d’expérience local et national.
     Au terme de son analyse, l’IRSN estime que le programme des travaux et des contrôles est globalement satisfaisant. Toutefois, l’IRSN a identifié des points de nature à améliorer la sûreté qui nécessitent la réalisation d’opérations complémentaires à celles prévues par l’exploitant.
     Lors de l’inspection de revue sur le site de Paluel en novembre 2014, il avait constaté un retard sur la transmission par les services centraux d’EDF de certains documents prescriptifs au site de Paluel en amont de la troisième visite décennale (VD3) de 2015 du réacteur n°2, «tête de série» des troisièmes visites décennales (VD3) du palier 1300 MWe. Ce retard concernait notamment le Recueil des prescriptions liées à la pérennité de la qualification aux conditions accidentelles (RPMQ) et les éventuelles Fiches d’amendement (FA) associées applicables pour le palier technique P4–Lot VD3. À ce jour, en amont de la troisième visite décennale de 2016 du réacteur n°1, leur déclinaison en local est encore inachevée, certaines gammes de maintenance n’étant pas rédigées. Ce point fait l’objet de la recommandation n°1 en annexe 1.

     En février 2015, lors de l’arrêt du réacteur n°3 de la centrale nucléaire de Paluel, dans le cadre du tubage d’un tronçon de la voie B du circuit d’eau brute secourue (SEC), l’exploitant a réalisé l’ouverture d’un tampon d’accès sur le tronçon adjacent afin d’avoir accès au circuit. Il a alors constaté une absence de matière sur la face interne de la bride du tampon d’accès laissant apparaître l’âme en tôle de la Canalisation béton à âme tôle (CBAT). Ce défaut aurait pu conduire à une corrosion rapide de la bride et à une rupture circonférentielle du tampon d’accès provoquant la perte de la voie SEC, ainsi que l’inondation de la galerie concernée. À ce titre, l’IRSN rappelle l’évènement du 25 août 2004 sur le réacteur n°2 de la centrale nucléaire de Vandellos (Espagne), de conception similaire aux réacteurs à eau pressurisée français, sur lequel le démarrage de la pompe de la voie B du circuit SEC a conduit à la rupture circonférentielle d’un tampon d’accès d’une tuyauterie de ce circuit. L’origine de la rupture provenait d’une corrosion importante du tampon d’accès. Concernant le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Paluel, l’exploitant indique que de simples visites externes des CBAT ont été réalisées conformément au programme national de maintenance préventive. Cependant, aucune visite complémentaire n'est prévue à ce jour sur les tampons d'accès SEC du réacteur n°1 lors de la visite décennale. Néanmoins, il précise qu’en fonction des éventuels désordres observés au cours de l’arrêt du réacteur n°4 de 2016 lors des ouvertures des tampons d'accès SEC demandées par l’ASN [2], des visites complémentaires pourraient être engagées sur le réacteur n°1. L’IRSN considère que ces contrôles ne doivent pas être conditionnés par les résultats des visites réalisées sur le réacteur n°4. Ce point fait l’objet de la recommandation n°2 en annexe 1.
     En mars 2014, l’exploitant de Paluel a enregistré un Événement intéressant la sûreté (EIS) relatif à un défaut d’alimentation électrique sur le  tableau de distribution 380 V secouru «LLI» sur le réacteur n°1 provoquant six indisponibilités simultanées sur le système d’étanchéité et de contrôle des fuites de l’enceinte (EPP), le circuit d’aspersion d’eau dans l’enceinte de confinement (EAS), le circuit d’injection de sécurité (RIS) et le circuit de contrôle chimique et volumétrique du circuit primaire (RCV). Un câble trouvé débranché, privant d’alimentation plusieurs liaisons 125 V des colonnes «Auxigaine®» de ce tableau électrique, est à l’origine de ces indisponibilités. Cette déconnexion s'est produite au niveau d'un raccord communément appelé «cosse Faston®», qui présentait une résistance au débranchement quasiment nulle. Le fil a rapidement été rebranché en toute sécurité. Selon l’exploitant, la concomitance de la «cosse Faston®» mal embrochée, de la traction exercée par le toron de câbles et du contact manuel d’un intervenant avec les câbles est à l’origine de ce débranchement. L’exploitant n’a pas effectué de contrôle lors du précédent arrêt sur le réacteur n°1 considérant qu’il s’agissait d’un cas isolé dû à ces trois actions concomitantes. Toutefois, EDF a procédé, pendant la troisième visite décennale du réacteur n°2, à un contrôle visuel et à une vérification par sondage de l’embrochage des cosses sur les liaisons 125 V des colonnes des tableaux de distribution 380 V alimentant des vannes secourues. L’exploitant indique que ces contrôles n'ont révélé aucune anomalie. Par conséquent, aucun contrôle associé à cet événement n'est prévu par EDF lors de la VD3 du réacteur n°1.
     Pour l’IRSN, cet événement n’est pas dû à trois actions concomitantes. Celui-ci a simplement mis en évidence un défaut latent découvert lors d’une intervention de recherche de défaut d'isolement sur ce tableau. À cet égard, une résistance au débranchement quasiment nulle aurait pu mettre en cause en cas de séisme l’alimentation électrique de ce tableau. Aucun contrôle de ces cosses n’est actuellement prévu dans le programme de maintenance préventive, ce qui confère à cet écart un caractère potentiellement générique. En conséquence, compte tenu de l’ampleur des conséquences sur la sûreté et  dans la mesure où aucun contrôle n’a été réalisé sur le réacteur n°1 consécutivement à cet événement et que les contrôles déjà réalisés sur le réacteur n°2 ne sont pas exhaustifs, l’IRSN considère que des actions complémentaires sont à menées par EDF. Ce point fait l’objet de la recommandation n°3 en annexe 1. Enfin, la présence potentielle de ce type d’écart sur d’autres réacteurs du parc électronucléaire est à investiguer.
     Depuis 2011, l’exploitant de Paluel constate des niveaux vibratoires dépassant le critère d’alarme sur le moteur d’une pompe du circuit de distribution d’eau incendie (JPD). Après remplacement des roulements du moteur et requalification de celui-ci, les phénomènes vibratoires persistent lors des essais périodiques entraînant le dépassement du critère de type B (1) du chapitre IX des Règles générales d’exploitation (RGE). Ce dépassement a fait l’objet de l’ouverture, en 2011, d’une fiche d’écart. Dans cette fiche d’écart, l’exploitant indique devoir mener des investigations complémentaires afin d’identifier l’origine de ces phénomènes. Cet écart, présent sur la centrale nucléaire de Paluel, concerne six des huit pompes du site.

      L’exploitant a diagnostiqué trois origines possibles:
     - des guidages défectueux du moteur;
     - un accouplement trop peu filtrant;
     - une souplesse excessive de la béquille de la pompe.
     Un moteur prototype comportant des guidages optimisés est en cours de fabrication. L’exploitant avait initialement prévu de réaliser, début 2015, des essais sur ce prototype avec un accouplement plus filtrant et après avoir rigidifié la béquille de la pompe pour valider la pertinence de la solution retenue. Toutefois, à la suite d’une avarie technique survenue récemment sur le banc d’essai, la programmation de ces essais pourrait prendre du retard. Ce point fait l’objet de l’observation en annexe 3.
     Le 21 mai 2015, sur le réacteur n°1 de la centrale nucléaire de Flamanville, un support glissant ancré par quatre chevilles à expansion s’est désolidarisé du sol. Cet événement s’est produit lors du démontage des tuyauteries en acier, revêtues de néoprène, de la voie A du SEC dans le cadre des contrôles de ce revêtement interne. Par la suite, des contrôles ont été réalisés sur l’ensemble des supports SEC des deux réacteurs du site. Ceux-ci ont mis évidence de nombreux ancrages rompus. La corrosion est à l’origine de leur dégradation. Les remises en état ont été réalisées. Au moment de l’événement, aucun contrôle n’avait été réalisé au titre du programme de maintenance préventive, bien que celui-ci date de 2011. De manière générale, l’IRSN constate que les exploitants ne mettent pas en œuvre les nouveaux programmes de maintenance préventive dès que possible, mais attendent régulièrement la date limite prescrite par les services centraux d’EDF pour réaliser l’activité de maintenance. Cette pratique contestable peut faire perdre le bénéfice du caractère préventif d’une maintenance sur des matériels important pour la sûreté, en regard notamment des cinétiques des phénomènes de vieillissement redoutés.
     À la suite de cet événement, une des actions correctives prévues par EDF est de contrôler les ancrages des matériels du circuit sur les sites de Paluel, de Penly, de Gravelines et du Blayais, situés en «bord de mer... Cependant, à ce jour, aucune échéance de contrôle n’a été portée à la connaissance de l’IRSN.
     Par ailleurs, le 22 juin 2015, l’exploitant du réacteur n°6 de Gravelines a constaté la rupture d’une des tiges filetées utilisées pour l’ancrage au génie civil d’une tuyauterie du circuit SEC située en aval des échangeurs avec le circuit de réfrigération intermédiaire (RRI) du réacteur n°6. En cas de séisme, cet écart aurait pu entraîner des déformations menant à l’apparition d’une fuite, puis potentiellement à l’inondation de la galerie SEC en voie A. Cet écart est lié à l’atmosphère marine de la centrale.
     Par conséquent, au vu du retour d’expérience des sites de Flamanville et de Gravelines, des enjeux de sûreté associés à la défaillance d’un ou plusieurs ancrages et du manque d’anticipation général des actions préventives de maintenance sur ces matériels, l’IRSN estime nécessaire que, dans le cadre d’une visite décennale, les actions nécessaires soient mises en œuvre par EDF. Ce point fait l’objet de la recommandation n°4 en annexe 1. Enfin, la présence potentielle de ce type d’écart sur d’autres réacteurs du parc électronucléaire est en cours d’instruction.
     Depuis mai 2014, des dysfonctionnements, sur les positionneurs «série 7400» des vannes réglantes du système d’Alimentation de secours des générateurs de vapeur (ASG), ont été observés sur les réacteurs de la centrale nucléaire de Nogent-sur-Seine. La majorité de ces écarts est imputée à une défaillance du pilote d'ancienne génération des positionneurs des vannes réglantes. Un dysfonctionnement du pilote du positionneur empêche la manœuvre de la vanne réglante depuis la salle de commande. Lors de l’arrêt de 2016, l’exploitant de la centrale nucléaire de Paluel a prévu de remplacer uniquement les positionneurs «série 7400» du circuit de contournement vapeur de la turbine par des positionneurs «série 7800», mais l’exploitant n’a pas indiqué quelles étaient les autres vannes importantes pour la sûreté équipées de positionneurs «série 7400» qui ne seront pas remplacés pendant l’arrêt. Sur ce point, l’IRSN a émis deux recommandations, dans son avis [3] applicables lors de la VD3 du réacteur n°1, rappelées en annexe 2.
     En outre, l’IRSN rappelle que l’exploitant doit formaliser son analyse de l’absence d’impact pour la sûreté pour tout report de modifications matérielles de l’installation au sens de l’article 26 du décret 2007-1557 du 2 novembre 2007.
     En conclusion de cette évaluation, et sous réserve de la prise en compte des recommandations formulées en annexes, l’IRSN considère que le programme des travaux et des contrôles prévus par EDF au cours de la troisième visite décennale du réacteur n°1 de Paluel est acceptable...

     Recommandation n°1
     Retard dans l’intégration documentaire et la déclinaison matérielle des prescriptions du RPMQ
     L’IRSN recommande que l’exploitant de Paluel justifie l’acceptabilité pour la sûreté en cas de déclinaison partielle des prescriptions applicables du RPMQ-Lot- VD3 lors de l’arrêt décennal de 2016.
     Recommandation n°2
     Défaut sur la face de bride d’un tampon d’accès d’une tuyauterie SEC
     L’IRSN recommande qu’EDF contrôle, lors de la visite décennale de 2016 du réacteur n°1, l’ensemble des brides des trous d’homme des canalisations en béton à âme tôle du circuit d’eau brute secourue sur les deux voies.
     Recommandation n°3
     Déconnexion d’une cosse «Faston®» sur un tableau de distribution 380 V secouru
     L’IRSN recommande que l’exploitant réalise, au plus tard au cours de la 3e visite décennale du réacteur n°1, le contrôle exhaustif des cosses Faston® sur les liaisons 125 V des colonnes Auxigaine® des tableaux 380 V secouru LLA 001 TB, LLB 001 TB, LLI 001 TB, LLJ 001 TB.
     Par ailleurs, le réacteur n°2 de Paluel étant toujours en cours de visite décennale, cette recommandation est également applicable à ce dernier sur lequel les contrôles réalisés n’ont pas été  exhaustifs.
     Recommandation n°4
     Détérioration due à la corrosion d’ancrages de tuyauteries SEC
     L’IRSN recommande que l’exploitant du réacteur n°1 de Paluel s’assure de l’intégrité des ancrages des matériels du circuit SEC (voie A et voie B) du réacteur n°1 et procède si nécessaire à leur remise en conformité au plus tard au cours de sa 3e visite décennale.
     Par ailleurs, le réacteur n°2 de Paluel étant toujours en cours de visite décennale, cette recommandation est également applicable à ce dernier.

     Recommandation n°2
     L’IRSN recommande qu’EDF recense l’ensemble des vannes réglantes équipées de positionneurs «série 7400» installées sur le système ASG des réacteurs du parc électronucléaire français et procède, le cas échéant, au remplacement des pilotes d’ancienne génération par des pilotes de nouvelle génération lors du prochain arrêt pour rechargement des réacteurs concernés.
     Recommandation n°3
     L’IRSN recommande qu’EDF recense l’ensemble des vannes réglantes importantes pour la sûreté équipées de positionneurs «série 7400» présentes sur les réacteurs du parc et procède, selon un échéancier adapté aux enjeux de sûreté, à un remplacement des pilotes d’ancienne génération par des pilotes de nouvelle génération.

     Phénomènes vibratoires persistants sur le moteur d’une pompe du circuit de distribution d’eau incendie potentiellement génériques
     L’IRSN considère qu’EDF devrait présenter les résultats des essais réalisés sur le prototype de moteur de remplacement dès qu’ils seront terminés, ses conclusions quant à la pertinence de la solution retenue ainsi que l’échéance de mise à disposition de ces nouveaux matériels sur le site de Paluel.
     Notes
     Un critère de type B est un critère d’essais dont l’évolution est caractéristique de la dégradation d’un équipement ou d’une fonction sans pour cela que ses performances ou sa disponibilité soient, après analyse, systématiquement remises en cause pendant la durée de mission.

     La chute d’un générateur de vapeur dans le bâtiment-réacteur numéro 2 de la centrale nucléaire de Paluel ne sera pas sans conséquences. Les travaux du programme «Grand carénage» sont stoppés dans cette partie de la centrale. Pour plusieurs semaines au minimum. Peut-être pour plusieurs mois.
     Une pièce de 400 tonnes
     Un prestataire d’EDF préparait l’évacuation du troisième des quatre générateurs de vapeur du bâtiment, jeudi, quand la pièce, lourde de 400 tonnes, a basculé de sa hauteur (22 m).
     «Le générateur était suspendu à des élingues, des fils métalliques, reliés à un palonnier (une pièce de levage) lui-même relié à un engin de manutention fixé sur le pont polaire du bâtiment. Le générateur se trouvait en position verticale quand il a basculé. Le palonnier de manutention a également chuté», indique Guillaume Bouyt, responsable de l’antenne régionale de l’autorité de sûreté nucléaire de Caen.
     Une cellule d'accompagnement pour les salariés
     Les 34 personnes qui se trouvaient à l’intérieur du bâtiment ont été évacuées. Trois salariés prestataires ont été pris en charge par le service médical du site. Touché au thorax, l’un d’eux a été admis à l’hôpital de Dieppe d’où il est sorti hier. Une cellule d’accompagnement a été ouverte pour les salariés du site.
     Le temps des expertises
     Les inspecteurs de l’ASN ont procédé à une inspection de sûreté nucléaire et d’inspection du travail dès jeudi après-midi. «Le générateur repose actuellement à l’horizontal, pour partie sur la dalle de béton et pour partie sur le bord de la piscine du réacteur», explique EDF qui a lancé une expertise pour connaître les causes de l’accident et son impact sur l’état de la structure. S’ils se poursuivent dans les autres unités de la centrale, les travaux ne pourront reprendre qu’après analyse des risques dans le bâtiment n°2, afin de permettre l’évacuation du générateur «dans des conditions de sécurité satisfaisantes». Sans doute pas avant plusieurs mois.

     Jeudi 31 mars, EDF a annoncé qu'un générateur de vapeur a basculé de sa hauteur lors d'une opération de manutention à la centrale nucléaire de Paluel (Seine-Maritime). L'équipement, haut de 22 mètres et pesant 465 tonnes, "a basculé sur la dalle en béton du bâtiment réacteur", explique l'entreprise. L'accident a eu lieu à 13h.
     Une personne a été légèrement blessée et deux autres ont été choquées. Selon l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), l'accident a endommagé des équipements de la piscine du bâtiment réacteur. Elle explique que le "générateur de vapeur a basculé de toute sa hauteur pour s'immobiliser au sol, en partie sur le béton du bâtiment du réacteur, et en partie sur les plateaux de protection de la piscine du bâtiment du réacteur, qui ont pour certains été endommagés". La piscine du bâtiment-réacteur est un équipement utilisé notamment lors des opérations de maintenance. Elle est composée de deux bassins séparés par une cloison amovible: le premier contient la cuve du réacteur et le second permet de stocker les composants internes de la cuve lors des arrêts du réacteur.
     L'équipement qui a chuté est un des quatre anciens générateurs de vapeur qui doivent être remplacés dans le cadre de la troisième visite décennale du réacteur 2 de la centrale. L'accident a eu lieu lors de l'opération de basculement à l'horizontal du générateur de vapeur et de son placement sur le chariot qui permet sa sortie à l'extérieur du bâtiment réacteur, précise L'ASN. Lors de l'accident, le générateur de vapeur était "en position quasi-verticale, son extrémité basse reposant sur le chariot d'évacuation par l'intermédiaire de cales, et son extrémité haute étant soutenue par un dispositif constitué d'élingues reliées à un palonnier, lui-même relié à un engin de manutention fixé sur le pont polaire du bâtiment du réacteur". Le palonnier de manutention a également chuté.

     Doutes sur la capacité du sous-traitant
     La Fédération nationale des mines et de l'énergie CGT (FNME-CGT) déplore l'accident et se dit «peu étonnée de sa survenue». «Les représentants CGT au comité d'hygiène de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) avaient alerté les responsables d'EDF à de multiples reprises à propos des salariés prestataires intervenant sur le chantier de remplacement des générateurs de vapeur», explique le syndicat, précisant que le comité a relevé «des témoignages de donneurs d'alerte issus de l'entreprise, des exemples précis de mise en danger d'autrui (...) des incidents et des presqu'accidents de sécurité».
     Le syndicat avait émis des doutes sur  «la capacité de l'entreprise en charge du montage des structures de levage à atteindre la qualité d'ouvrage nécessaire à une entreprise travaillant dans le nucléaire» et demandé d'écarter cette entreprise du chantier. La FNME-CGT «[avait] essuyé une fin de non-recevoir». Cette dernière pointe aussi des «conditions de travail déplorables dues à la pression temporelle pour respecter les délais et les coûts, des dépassements horaires à répétition [à l'origine de] malfaçons et de pratiques à risques».
     Enfin, la FNME-CGT considère que «cet accident aura des conséquences lourdes sur la durée de l'arrêt de tranche» pour sa troisième visite décennale qui a débuté en mai 2015.

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     Alors que les expertises sont en cours suite à la chute d'un générateur de vapeur dans la centrale de Paluel, Gilles Reynaud, syndicaliste et fondateur de l'association "Ma Zone contrôlée" revient pour Actu-environnement sur la situation des sous-traitants du nucléaire en France.
     Actu-environnement: Votre syndicat a pris position sur l'incident qui s'est produit sur le site de Paluel la semaine dernière, pourquoi?
     Gilles Reynaud: La CGT et le comité d'hygiène de sécurité et des conditions de travail (CHSCT) avaient alerté la direction d'EDF de Paluel sur les défaillances relevées concernant les personnes chargées de la mise en configuration du pont pour lever les charges. Mais, malheureusement, ces alertes n'ont pas abouti et la direction a laissé travailler ces personnes.
     Le résultat aujourd'hui, c'est que le réacteur 2 de Paluel, dans lequel s'est produit l'incident, sera arrêté pour un bon moment. L'ASN va réclamer tellement de contrôles sur le site que son redémarrage semble compromis. En effet, lorsque le générateur de vapeur est tombé, des secousses ont été ressenties à l'extérieur du bâtiment. Dans ce cas, les capteurs sismiques doivent normalement déclencher l'arrêt automatique des autres tranches du site, comme en cas de tremblement de terre. Il faudra donc mettre au clair s'il y a eu un bon fonctionnement des matériels et des procédures de sécurité et quelles sont les installations qui ont été endommagées.
     Quand on sait que le programme de maintenance des centrales représente un budget de plus de 100 milliards selon la Cour des comptes et que l'ASN dénonce un manque de moyens humains pour réaliser sa mission de contrôle, la question de la qualité du personnel d'entreprises extérieures intervenant sur l'ensemble des sites nucléaires est, elle aussi primordiale, puisque plus de 80% des activités sont aujourd'hui sous-traitées.
     AE: Concrètement quel est le poids des syndicats dans ce genre de situation?
     GR: En tant que salariés de la sous-traitance, nous ne sommes pas représentés. Nous devons faire appel au syndicat du donneur d'ordre. En fonction du site où l'on est affecté, les syndicats sont inégalement impliqués. On a donc un soutien qui est plus ou moins fort lorsque l'on sollicite ces syndicats.
     AE: Y a-t'il des évolutions légales en cours?
     GR: La loi de transition énergétique pour la croissance verte a prévu une limitation à deux ou trois niveaux de sous-traitance. C'est encore beaucoup trop! Il ne devrait tout simplement pas y avoir de cascade de sous-traitants. Car celui qui sous-traite réalise une marge économique et celle-ci est ensuite répercutée et affecte les conditions de travail de l'entreprise sous-traitante.

      AE: Allez-vous essayer de re-négocier le nombre de paliers de sous-traitance?
     GR: Un rapport d'enquête, remis à la ministre Ségolène Royal à l'occasion de la commission parlementaire sur le coût passé présent et futur de la filière nucléaire, préconise la création d'une "convention collective propre aux métiers du nucléaire".
     Mais ce rapport date déjà de 2014 et le gouvernement fait l'autruche depuis. Nous demandons aujourd'hui la mise en place de cette convention collective spécifique pour les travailleurs du nucléaire. Actuellement, un mouvement de grève a été lancé car certains salariés sous-traitants se voient appliquer le régime de la convention collective destinée aux ingénieurs et aux bureaux d'études. Sauf que nos métiers n'ont rien à voir avec ce type d'activités. Afin d'éviter que les employeurs aient la possibilité de mettre les salariés sous-traitants en concurrence, il est donc impératif qu'il n'y ait qu'une seule convention applicable à tous les travailleurs. Les exploitants choisiraient alors les sous-traitants selon leurs compétences techniques, sachant que la qualité, la sécurité, la sûreté ont un coût incompressible.
     AE: Quelle était la situation à Paluel?
     GR: Sur le site de Paluel, EDF a mis en place ce qu'on appelle une "prestation globale d'assistance chantier" (PGAC). Ce mécanisme permet l'existence d'un détenteur unique du contrat. Celui-ci doit réaliser l'ensemble des activités sur le site, et pour cela il est autorisé à sous-traiter. C'est là qu'entrent en jeu les conditions de ces contrats passés entre les sous-traitants et le donneur d'ordre, ce que nous dénonçons, car la PGAC dégrade dangereusement les conditions d'intervention des travailleurs.
     AE: Mais alors, pour quelle raison une PGAC est-elle autorisée?
     GR: Ce mécanisme est possible parce que malheureusement, personne n'a encore soulevé ce problème. Même au niveau syndical, EDF y trouve son compte, puisqu'il n'a plus qu'un seul interlocuteur alors qu'une multitude d'entreprises interviennent sur le chantier. Cet interlocuteur va, en fonction des missions qui lui sont confiées, les sous-traiter à différents intervenants. Cela a également des répercussions directes sur les exigences de sécurité et de sûreté vis-à-vis des populations.
     AE: Qui est responsable en cas d'incident comme celui qui s'est produit sur le site de Paluel?
     GR: Dans le cas de Paluel, EDF va sûrement faire valoir la responsabilité de l'entreprise sous-traitante qui a monté le pont pour les opérations de manutention.
     C'est le problème de ces contrats en cascade: plus il y a d'intervenants, plus il y a une dilution de la responsabilité de l'exploitant nucléaire qui peut se décharger sur une entreprise extérieure.
     AE: Vous dénoncez aussi une "perte de compétence", de quoi s'agit-il?
     GR: Ces chaînes de sous-traitance et le mécanisme des travailleurs détachés au sein de l'Europe permettent de faire du dumping social. Un exploitant nucléaire recherche à payer le moins cher possible, ce qui conduit à brader les métiers et les compétences.
     Ce qu'il faut comprendre par "perte de compétences", c'est qu'aujourd'hui un grand nombre de salariés des donneurs d'ordre partent à la retraite et que la transmission de leurs savoirs n'a pas été anticipée. Quand on a passé toute sa carrière sur une installation, on la connaît sur le bout des doigts. Ces connaissances seront fondamentales lorsqu'il s'agira de procéder au démantèlement des installations nucléaires. C'est seulement depuis une dizaine d'années que tout événement survenu sur un site nucléaire est signalé, tracé et acté. On peut alors parler d'un retour d'expérience.
     AE: Comment faut-il envisager le futur des métiers du nucléaire?
     GR: On ne pourra pas délocaliser nos sites et il faudra bien qu'ils soient démontés à un moment donné. Afin que des jeunes soient intéressés par cette industrie, il faut leur promettre de bonnes garanties sociales. Le démantèlement promet encore au moins 100 ans d'activité dans le nucléaire sans aucun problème, mais celui-ci doit se faire dans de bonnes conditions avec des travailleurs formés et compétents. Il faut évidemment que les installations qui continueront à fonctionner soient en état de le faire, mais pour l'Association Ma Zone contrôlée, il devient capital de mettre un terme au dumping social synonyme d'une industrie nucléaire low-cost et des risques associés.

     Commentaire Gazette
    Ce témoignage sur l’incident de chute de GV le 31 mars 2016 à Paluel met en évidence comment ce recours aux prestataires  peut se révéler pervers: personnel sous pression, encadrement insuffisant, fiches de chantiers mal rédigées, réunions de chantier ne s’attardant pas sur la cohésion et surtout la compréhension du rôle de chacun par les membres de l’équipe.

     Normalement AREVA étant la firme ayant obtenu le contrat, sa responsabilité est entière, mais ceci ne diminue pas celle d’EDF qui aurait dû également encadrer les travaux. La formation des intervenants n’a pas été faite d’où des manquements dans la mise en place des chantiers entraînant des risques pour le personnel ET l’installation et en heureusement l’incident est limité au bâtiment réacteur, ce qui permet de tester en interne la chute d’une pièce lourde: le GV a donc «volé»?!!

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     Les salariés de l'entreprise NUVIA (plus de cent salariés) sont en grève depuis 40 jours! La Direction de NUVIA laisse traîner les choses et ne négocie pas!
     Et pour cause, rien ne presse, puisqu'EDF autorise à du personnel précaire le remplacement des grévistes!
     Cela est en total désaccord avec la loi qui interdit cette pratique, le droit de grève étant un droit constitutionnel!
     Il a été dressé un droit d'alerte CHSCT sur cette situation qui met en danger les intervenants, puisque ceux-ci sont sollicités, malgré leur contrat temporaire, en zone nucléaire éventuellement zone orange, ce qui est interdit.
     Ils sont souvent primo intervenants, non formés et donc avec des risques majorés d'accidents pour eux même et pour autrui.
     Certains ont déclaré n'avoir même pas de contrat de travail, ce qui est illégal, le contrat devant de plus être vérifié par EDF pour l’accès en zone nucléaire. Qui plus est, un salarié temporaire aurait été sollicité et envoyé dans le Bâtiment Réacteur en fonctionnement à basse charge, bâtiment-réacteur non déséclusé, ayant des zones orange et soumis à risques majorés d'anoxie, d'où port d'un appareil de protection respiratoire.
     Ce salarié n'aurait ni la formation, ni le contrat pour réaliser cette intervention.
     Affaire à suivre, l'intervention de l'inspection du travail est attendue sur ce point de droit et les risques encourus par le personnel.
     EDF, jusqu'ici victime du chantage financier de la Direction de NUVIA, qui a laissé traîné le conflit pour mettre la pression sur l'arrêt décennal, deviendrait aujourd’hui complice pour casser les salariés grévistes et leur représentation syndicale.
     Le personnel d'EDF, lui-même soumis à une demande d'austérité gouvernementale, à la casse de leur entreprise et à des réductions d'effectif, se trouve contraint d'accompagner cette démarche illégale et de remplacer les salariés grévistes sur des postes de travail sur lesquels ils n'ont plus travaillé depuis des années et n'ont pas eu de maintien de compétences!
     Après le scandale des travailleurs détachés sur l'EPR, il se fait jour de pratiques d'une autre époque que nous pensions révolue...
     Une marche de protestation a été organisée entre Meysse et le Centre Nucléaire de Production d'Electricité EDF de Cruas-Meysse ce 24 mars à 06h00.

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     Point de vue d’un inspecteur du travail
     Dans un CNPE, c'est l’ASN qui fait fonction d' inspection de travail et c'est l'arrêté du 1er mars 2004 qui définit les conditions de vérification des appareils de levage et de leurs accessoires (tels que câbles et palonniers): en résumé, tous les ans, vérification et essais par une personne qualifiée appartenant ou non à l'entreprise, avec un rapport écrit.
     De par les articles L 4722-1 et R 4722.5 et suivants du Code du travail, l'inspecteur du travail peut en outre demander à l'employeur de faire vérifier ces équipements  par un organisme "accrédité" (APPAVE, VERITAS et autres.) ce qu'on fait généralement après un accident...
https://www.legifrance.gouv.fr/
     En cas de chute d'un appareil de levage ou de sa charge, voir:
     - Formation du pontier, instructions données pour la manoeuvre - écart entre les instructions et la réalité de la manoeuvre - rapport de vérification de l'appareil et de ses accessoires (annuel et sur mise en demeure), état de l'appareil,
     - Adéquation entre les capacités de l'appareil, les instructions données et la tâche à accomplir

     Après la réunion entre représentants d'EDF, de l'ASN et de la Commission locale d'information nucléaire, on ignore toujours ce qui a provoqué la chute du générateur de vapeur dans la centrale normande.
     La réunion du mardi 3 mai 2016 consacrée à la centrale nucléaire de Paluel, avec des représentants d’EDF, de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et la Commission locale d’information nucléaire (CLIN), était ouverte aux journalistes.
     - Y a-t-il un "problème de radioactivité" dans la centrale nucléaire de Paluel?
     "Le réacteur n°2 de la centrale de Paluel ne redémarrera pas avant mars 2017", a déclaré Brice Farineau, directeur de la centrale, lors de la réunion qui s’est tenue ce mardi 3 mai 2016, avec des représentants d’EDF, de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) et la Commission locale d’information nucléaire (CLIN), réunion ouverte aux journalistes, c’est une première,et dont Sciences et Avenir avait annoncé la tenue. Comprendre et remédier à la chute d’un générateur de vapeur (22 mètres de hauteur, 465 tonnes) usagé, comme elle s’est produite le 31 mars dernier, lors de manœuvres de manutention pour l’évacuer du bâtiment réacteur, ne peut pas être réglé en un clin d’œil. Et le moins qu’on puisse dire est que les informations précises, suite aux demandes faites par l’ASN à EDF, ne sont toujours pas au rendez-vous. C’est ce qui ressort de la réunion d’aujourd’hui, que notre confrère Ouest-France n’hésite pas à qualifier de «dialogue de sourds».

     «Tout au long de l’événement, la sûreté nucléaire est restée assurée. Le combustible nucléaire se trouvait dans un autre bâtiment» a déclaré Guillaume Bouyt de l’ASN de Caen à nos confrères de France3 Haute-Normandie, précisant par ailleurs qu’«EDF a indiqué et transmis à l’ASN les enregistrements de mesure de l’air du bâtiment réacteur. Ces mesures étaient normales, selon EDF». Rappelons que cette demande d’assurance du «confinement des substances radioactives» avait été expressément requise par l’ASN dans sa lettre au directeur de la centrale, la question de la sécurité étant d’importance pour tous ceux qui ont eu et auront à intervenir sur les lieux. Pour ce qui est la cause de la chute, force est de constater qu’on ne la connaît toujours pas, même si les regards se tournent vers le palonnier, dispositif qui permet l’accrochage et le levage de la lourde charge que constitue le générateur de vapeur. «Impossible de conclure pour l’instant», constate le directeur de la centrale.
     "S'il n'y a rien à cacher, pourquoi ne pas montrer les relevés effectués à Paluel?"
     Ces précisions sont cependant indispensables, ne serait-ce que pour établir les exactes responsabilités des différentes parties prenantes lors de cette manœuvre de manutention. Si EDF est maître d’ouvrage de l’opération, cette dernière qui «ne s’improvise pas, a été confiée à des entreprises» spécialisées, a rappelé Brice Farineau. À noter qu’une expertise judiciaire est en cours, justement pour préciser ce qui s’est passé - avocats et huissiers se sont déjà réunis le 20 avril à ce sujet. Pas plus de détails, ce qui agace fortement la CLIN et les associations présentes à la réunion (France Environnement, Stop EPR Penly...), sur les éventuels dégâts que cet énorme appareillage aurait pu causer à la dalle en béton lors de sa chute. Selon EDF, l’incident aurait été mineur, après mesure par sismographes et accéléromètres de l’ébranlement qu’il a engendré. Ces derniers «ont détecté une accélération de 0,01G (1), nous a-t-il été dit», précise Alain Correa, membre de la CLIN. «Mais notre demande d’obtenir les relevés précis ne semble pas avoir été entendue. S’il n’y a rien à cacher, pourquoi ne pas nous les montrer?» s’insurge-t-il.
     1) Un centième de l’accélération de la pesanteur