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Une question cruciale : la sûreté des installations nucléaires


Il peut paraître surprenant d’engager une réflexion prospective sur la sûreté des installations nucléaires en faisant référence à un événement d’actualité. Notre conviction est que la réflexion prospective doit s’ancrer dans le présent et se nourrit du retour d’expérience pour tenter de discerner les lignes de force de l’avenir. C’est pourquoi le présent chapitre commencera par les enseignements à tirer de l’événement majeur en termes de sûreté nucléaire que constitue l’accident de Fukushima et par l’examen des dispositions prises à la suite de cet accident en matière d’évaluations complémentaires de sûreté du nucléaire français (2.2). Nous montrerons ensuite pourquoi Fukushima ne saurait remettre en cause ni les principes sur lesquels repose en France la sûreté du parc nucléaire en exploitation, ni les concepts qui président au développement des réacteurs de génération III, en particulier de l’EPR. Il n’en demeure pas moins que les efforts de R & D en matière de sûreté doivent se poursuivre, voire s’intensifier et que la sûreté sera au coeur de la conception des réacteurs du futur. Un autre élément important est l’évolution des techniques de contrôle-commande qui constituent le système nerveux des équipements industriels extrêmement complexes que sont les centrales nucléaires. Enfin, l’attention portée aux situations accidentelles ne doit pas faire oublier que la minimisation des atteintes à l’environnement et la maîtrise absolue des risques sanitaires en situation d’exploitation normale doivent demeurer des préoccupations majeures. Ces questions se posent en termes très spécifiques s’agissant de stockage des déchets.



Les enseignements de Fukushima


L’accident de Fukushima, qui s’est produit au Japon le 11 mars 2011, suite à la combinaison d’un séisme de magnitude 9 et du tsunami qui en est résulté, a porté au premier plan de la scène médiatique, durant de nombreuses semaines et en temps réel, les phases critiques de la gestion par les acteurs japonais d’un événement exceptionnellement grave en termes de sûreté nucléaire, au point de prendre le pas sur l’analyse des conséquences dramatiques de la catastrophe humaine et économique qu’a constitué le tsunami lui-même. L’opinion publique européenne n’a pas manqué d’être frappée par le fait qu’un accident nucléaire d’une telle gravité (niveau 7 sur l’échelle INES) ait pu survenir dans un pays réputé pour sa maîtrise des très hautes technologies.

Force est cependant de constater que les dispositions adoptées en matière de sûreté nucléaire ont dans le cas d’espèce présenté de graves lacunes :
  • s’il est vrai que les problèmes de sismicité avaient été pris en compte lors de la conception de la centrale à un niveau qui a permis un bon comportement des réacteurs face au séisme du 11 mars 2011, celle-ci avait été mal dimensionnée vis-à-vis des risques liés aux tsunamis, phénomènes pourtant courants dans cette zone géographique : la digue avait été dimensionnée pour une vague de 5,7 m, alors que le site a été frappé par une vague de 14 m environ. Il faut noter à cet égard que le référentiel d’inondation par tsunamis et les dispositions de protection n’avaient pas été analysés et approuvés par les autorités de sûreté;
  • les dispositions constructives qui auraient permis de limiter l’impact des rejets dans l’atmosphère (les circuits de dépressurisation du confinement n’étaient pas équipés de filtres) n’avaient pas été prises et la prévention du risque hydrogène par la présence d’un gaz inerte dans l’enceinte de confinement a perdu toute efficacité lorsque l’hydrogène produit par la fusion du coeur s’est répandu dans le bâtiment réacteur au lieu de se diluer dans l’atmosphère par les cheminées de rejet ;
  • la gestion locale de la crise a été particulièrement difficile. Les systèmes de communication ont été sévèrement touchés tant à l’intérieur du site qu’à l’extérieur. De plus, les difficultés d’acheminement des ressources matérielles et humaines liées à l’ampleur du phénomène et à la concomitance de la crise affectant les populations, ainsi que la perte d’accès au site par voie de terre, ont laissé l’exploitant dans un grand isolement ;
  • le défaut de positionnement clair et rapide de l’Autorité de sûreté japonaise a été un facteur défavorable tant en ce qui concerne la conduite des actions postaccidentelles que la qualité de la communication. L’articulation des décisions entre le niveau local et le niveau national semble avoir souvent mal fonctionné.
Au premier degré, on pourrait conclure qu’un tel accident ne saurait se produire en France : un tsunami de cette ampleur touchant l’un des sites de production électronucléaire français apparaît comme un événement peu imaginable, la France se situant géologiquement dans une catégorie de zone très différente du Japon.

Il y a cependant des enseignements à tirer, qui confortent globalement les bases de ce qu’on peut appeler notre culture de sûreté :
  • sans sous-estimer l’importance de la mise en oeuvre des technologies les plus performantes, il faut avoir conscience que, au moins autant que la technologie, c’est la manière dont on combine et gère les différentes ressources matérielles et humaines au sein de chaque centrale et au sein d’un parc de production nucléaire qui permet de bâtir les lignes de défense nécessaires à la sûreté ;
  • les critères de dimensionnement des installations face à des agressions externes (sismicité, inondations, etc.) doivent être périodiquement réévalués en fonction de l’acquisition des connaissances, et les conséquences tirées des réexamens doivent se traduire par les modifications nécessaires des installations et par la vérification régulière de leur conformité ;
  • la capacité de la centrale à revenir à une situation stable suite à un certain nombre d’événements hors dimensionnement doit également être réévaluée ;
  • la gestion du système en situation de crise avec pour objectif ultime la protection des populations doit être optimisée et périodiquement testée.


Les évaluations complémentaires de sûreté après Fukushima et les décisions de l’Autorité de sûreté nucléaire



Suite à cet accident, des évaluations complémentaires de sûreté (ECS) ont été lancées par l’ASN, à la demande du Premier ministre et du Conseil européen. Le 15 septembre 2011, les exploitants ont transmis le résultat de leurs analyses qui incluent des propositions pour renforcer la robustesse des installations aux aléas extrêmes supérieurs à ceux retenus dans le référentiel actuel. Sur cette base, l’IRSN a finalisé son rapport d’analyse qui a servi de base aux réunions des groupes permanents « Réacteurs » et « Usines » qui ont eu lieu les 8, 9 et 10 novembre 2011 et l’ASN a remis publiquement ses conclusions le 3 janvier 2012.

Après avoir constaté que « la catastrophe survenue à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi confirme que, malgré les précautions prises pour la conception, la construction et le fonctionnement des installations nucléaires, un accident ne peut jamais être exclu », l’ASN rappelle que « l’exploitant est le premier responsable de la sûreté de ses installations. L’ASN assure, au nom de l’État, le contrôle de la sûreté nucléaire, avec l’appui technique de l’IRSN et de ses groupes permanents d’experts » et précise que la démarche engagée « constitue la première étape du processus de retour d’expérience de l’accident de Fukushima, qui pourra prendre une dizaine d’années. Elle est complémentaire de la démarche de sûreté conduite de manière permanente sur la base des référentiels de sûreté applicables ».

Les conclusions de l’ASN peuvent être résumées en quelques paragraphes.

À l’issue des évaluations complémentaires de sûreté des installations nucléaires prioritaires, l’ASN considère que les installations examinées présentent un niveau de sûreté suffisant pour qu’elle ne demande l’arrêt immédiat d’aucune d’entre elles. Dans le même temps, l’ASN souligne que la poursuite de leur exploitation nécessite d’augmenter dans les meilleurs délais, au-delà des marges de sûreté dont elles disposent déjà, leur robustesse face à des situations extrêmes.

L’ASN imposera donc aux exploitants un ensemble de dispositions précisées en annexe à son avis. Elle insiste sur l’importance des mesures suivantes :
  • mise en place d’un « noyau dur » de dispositions matérielles et organisationnelles permettant de maîtriser les fonctions fondamentales de sûreté dans des situations extrêmes ;
  • pour les centrales électronucléaires : mise en place progressive, à partir de cette année, de la « Force d’action rapide nucléaire (FARN) » proposée par EDF, dispositif national d’intervention rassemblant des équipes spécialisées et des matériels, pouvant assurer la relève des équipes d’un site accidenté et mettre en oeuvre des moyens complémentaires d’intervention d’urgence en moins de 24 heures. Le dispositif sera complètement opérationnel fin 2014 ;
  • pour les piscines d’entreposage de combustible des différentes installations : mise en place de dispositions renforcées visant à réduire les risques de dénoyage du combustible ;
  • pour les centrales nucléaires et les silos de La Hague : études de faisabilité en vue de la mise en place de dispositifs techniques, de type enceinte géotechnique ou d’effet équivalent, visant à protéger les eaux souterraines et superficielles en cas d’accident grave ;
  • un certain nombre de priorités concernant les facteurs sociaux, organisationnels et humains, éléments essentiels de la sûreté (renouvellement du personnel, organisation de la sous-traitance, etc.) ;
  • l’engagement de travaux de recherche sur ces thèmes, au niveau national ou européen ;
  • le renforcement des référentiels de sûreté des installations nucléaires, en particulier sur les aspects « séisme », « inondation » et « risques liés aux autres activités industrielles ».
Ce processus post-Fukushima s’inscrit dans une démarche globale et continue de prise en compte du retour d’expérience. Cette démarche qui vise à renforcer sans cesse le niveau de sûreté suppose un réexamen permanent de l’adéquation du référentiel de sûreté. C’est à cette condition que l’on peut prétendre garantir le niveau de sûreté que nos sociétés sont en droit d’attendre. C’est sans doute ce qui a fait le plus gravement défaut au Japon.

L’accident de Fukushima étaie les standards retenus pour la conception des réacteurs de génération III, en particulier l’EPR



L’accident de Fukushima conforte, s’il en était besoin, la décision prise par la France, dans les années 1990, de s’engager résolument dans la voie de réacteurs de génération III (EPR, ATMEA1), domaine où notre pays fait partie des précurseurs et des leaders au plan mondial. Dans son rapport précité, l’ASN souligne que « ce réacteur a intégré dès sa conception des dispositions pour faire face à l’éventualité d’accidents avec fusion du coeur et à la combinaison d’agressions. De plus, l’ensemble des systèmes nécessaires à la gestion des situations accidentelles, y compris graves, est prévu pour rester opérationnel pour un séisme ou une inondation pris en compte dans le référentiel de sûreté ».

En particulier, trois caractéristiques majeures de l’EPR (reprises dans ATMEA1) répondent aux situations telles que celles rencontrées par la centrale de Fukushima :
  • une protection renforcée contre les agressions externes de tout type, qui aurait dans ce cas précis apporté une protection efficace contre le tsunami (diesel opérationnels) ;
  • une redondance augmentée, des fonctions de sûreté dont la séparation et la protection sont accrues ;
  • la prise en compte des accidents graves dans le dimensionnement du réacteur : enceinte renforcée, apportant une grande autonomie sans rejets en cas de fusion du coeur, conception évitant l’endommagement de l’enceinte par risque hydrogène, récupérateur de corium. Il est à noter que ces dispositifs sont passifs ou disposent d’une autonomie de refroidissement de 24 heures.
Bien entendu, l’accident de Fukushima donne lieu à un retour d’expérience au profit de l’EPR, en cours d’examen, et qui porte en particulier sur les points suivants :
  • renforcement supplémentaire de certains locaux ou fonctions vis-à-vis de l’inondation ;
  • adjonction de moyens mobiles de pompage et de production électrique, stockés dans des lieux protégés de manière à accroître la durée d’autonomie ;
  • renforcement de la sûreté ultime des piscines de stockage du combustible.


La R & D en sûreté nucléaire en soutien aux réacteurs actuels et en construction



Les événements de Fukushima mettent en relief des besoins pérennes de R & D en sûreté nucléaire. Les cycles de développement de l’industrie nucléaire étant longs, il importe de mettre en place dès maintenant les programmes de R & D qui alimenteront les études de conception de réacteur dans les prochaines décennies. Les résultats de ces programmes permettent aussi d’améliorer encore la sûreté des réacteurs actuels, notamment dans le cadre de la prolongation de leur durée de fonctionnement. Ils contribuent enfin à développer une capacité d’expertise et à la maintenir dans la durée aussi bien du côté des concepteurs (AREVA, EDF, CEA) que des experts en sûreté nucléaire (IRSN). Les programmes de R & D s’appuient largement sur des installations expérimentales dont il convient d’assurer la pérennité, à un niveau qui peut être européen ou mondial.

À titre d’exemples, on citera ici :
  • les études de comportement des structures en cas de séisme : la quantification des marges est un point essentiel de la démonstration de robustesse des installations et de l’amélioration de l’appréciation de leur sûreté. Ce champ de R & D s’appuie sur une démarche expérimentale et sur la simulation numérique ;
  • les études concernant le comportement des réacteurs en cas d’accident grave avec fusion du coeur et la limitation de ses conséquences. Elles concernent essentiellement le risque hydrogène, la préservation de l’enceinte de confinement avec le maintien en cuve du corium et l’évitement de la percée du radier par ce corium, la limitation des rejets de produits de fission par un accroissement des performances de filtration de la ligne d’éventage de l’enceinte) ;
  • l’étude des effets sur l’homme et l’environnement de l’exposition chronique à des rayonnements ionisants à de faibles doses.


La sûreté des réacteurs de quatrième génération : le cas des réacteurs rapides refroidis au sodium



Les études de sûreté sont au coeur des travaux de conception de ces réacteurs du futur. Les réacteurs rapides refroidis au sodium présentent a priori un certain nombre d’avantages importants en matière de sûreté nucléaire : le circuit primaire (coeur, pompes primaires, échangeurs intermédiaires) est entièrement contenu dans la cuve principale et n’est pas pressurisé ; la grande quantité de sodium primaire donne au réacteur une inertie thermique très forte qui augmente le « délai de grâce » en cas de perte de refroidissement ; l’architecture du RNR-Na assure une très bonne mise en route de la circulation naturelle, ce qui permet de concevoir des systèmes passifs d’évacuation de la chaleur résiduelle.

Les travaux en cours sur ASTRID portent, en particulier, sur la maîtrise de la réactivité en cas de perte du refroidissement par le sodium (coeur à coefficient de vidange négatif), la récupération du corium en cas d’accident grave, l’élimination de toute possibilité d’une réaction sodium-eau, mettant ce réacteur en rupture totale par rapport à tous les RNR-Na antérieurs.

Les systèmes d’information et de contrôle-commande méritent une attention toute particulière



Les systèmes d’information, de communication et de contrôle-commande attachés à une installation nucléaire complexe en constituent le centre nerveux et conditionnent au plus haut point la bonne marche des dispositifs, en situation d’exploitation normale comme en situation anormale : saisie et intégration des données d’exploitation (lien direct avec la métrologie), interprétation des données en temps réel, commande des dispositifs d’exploitation normale et commande des dispositifs d’urgence, gestion des automatismes, conduite des vérifications et check-lists périodiques, gestion et interprétation des interfaces homme-machine, tenue des journaux d’exploitation, conduite des actions de maintenance, traçabilité, assistance à la gestion d’incidents et de crise. Ils connaissent des perfectionnements continus favorables à la sûreté de l’exploitation mais présentent comme tout système informatique deux types de risques : des défauts de mode commun qui peuvent conduire à les doubler pour quelques fonctions essentielles par des méthodes « câblées » en apparence quelque peu archaïques et des risques d’intrusion malveillante qu’il faudra savoir maîtriser dès lors qu’une ouverture plus ou moins grande de ces systèmes sur l’extérieur s’imposera.

La protection, le suivi de l’environnement et l’absence de risques sanitaires en situation d’exploitation normale



Un des enjeux en matière de maîtrise des processus intervenant dans l’environnement des installations nucléaires est de compléter les données et modèles pour les analyses de sûreté par des expérimentations in situ représentatives des impacts potentiels, prenant en compte la réalité du terrain et reposant sur un contrôle strict des paramètres environnementaux. On vise ainsi à mieux caractériser la réactivité et les potentielles modifications des compartiments physiques et biologiques des écosystèmes sous différents forçages liés aux activités du cycle électronucléaire, dont la dissémination d’éléments radioactifs. On pourra retenir plusieurs orientations scientifiques notamment :
  • déterminer les marqueurs environnementaux les plus pertinents pour l’évaluation des impacts ;
  • évaluer les mécanismes de transfert au sein de la zone critique et des organismes vivants ;
  • étudier le fonctionnement des écosystèmes au travers du suivi d’éléments liés aux problématiques du cycle en parallèle à celui des cycles majeurs (H2O, C, N, etc.) ;
  • développer des capteurs durables (physiques ou biologiques) permettant un accès aux flux et concentrations des éléments d’intérêt ;
  • intégrer le contexte socioéconomique (évolutions démographique et sociologique, occupation des sols, habitudes alimentaires, etc.).
Pour mener à bien ces travaux, il faudra disposer de sites densément équipés permettant de développer des programmes expérimentaux sur le long terme.

L’approche de sûreté spécifique au stockage des déchets


Les installations de stockage des déchets radioactifs présentent des enjeux de sûreté spécifiques liés à la protection de l’homme et de l’environnement sur des périodes de temps extrêmement longues, allant jusqu’à des centaines de milliers d’années. La maîtrise de la sûreté après fermeture repose sur la capacité à décrire l’ensemble des processus qui contribueront à l’évolution du stockage, qu’ils soient externes (géodynamique, climat), ou internes (processus thermiques, hydrauliques, mécaniques, chimiques et radiologiques), puis à élaborer des scénarios d’évolution. La sûreté dépend de la capacité des éléments ouvragés et de la barrière géologique à atténuer et retarder de manière passive le relâchement de radionucléides vers l’environnement. Leur performance peut être qualifiée à partir de scénarios d’évolution du stockage sur de grandes échelles de temps.

Les colis de déchets eux-mêmes constituent une première barrière de confinement. Des développements technologiques sont attendus d’une part pour améliorer la connaissance du comportement des colis ainsi que leur auscultation, d’autre part pour développer des traitements innovants (incinération, stabilisation, etc.) qui stabilisent au maximum les déchets avant leur stockage.

Dans le cas du stockage géologique profond, des enjeux particuliers apparaissent dès la période d’exploitation, liés à la réversibilité exigée du stockage et à la longue durée d’exploitation. Cela impose de développer des technologies pour construire des ouvrages de durabilité séculaire, manipuler les colis, et observer de manière non intrusive l’évolution dans le temps du stockage.