Tous mes vœux à tous. Merci pour tous les encouragements. Cela nous aide de savoir que notre Gazette sert au monde associatif.
     Je n’ai pas répondu à tout le monde, mais sachez que vos petits mots me sont très précieux et surtout n’hésitez pas à m’envoyer des nouvelles: j’essaie toujours de publier ces informations de terrain.
     Les dernières nouvelles venant de l’EPR de Flamanville (stop-epr.org) sont plutôt drôles (stop-epr.org): il est bien sûr en retard et de plus en plus. Son décret de création datant du 11 avril 3007, il doit impérativement démarrer avant le 11 avril 2017. Sinon il faut reprendre les procédures, refaire les dossiers: au moins 1 à 2 ans et cela peut ne pas aboutir. Le Canard en fait ses délices ainsi que Didier Anger.
     Normal: cet EPR (et celui de Finlande) payent les politiques de non renouvellement des ingénieurs et techniciens compétents. Le recours aux entreprises prestataires a été d’une telle ampleur qu’il a découragé les jeunes. De plus bien au chaud dans ses certitudes, EDF n’a pas réalisé que, non seulement elle diminuait ses capacités de prise en charge des diverses maintenances, mais que le même phénomène se produisait chez les prestataires, d’où le manque de robinetiers, de chaudronniers, de soudeurs...
     Quant à la Chine qui, elle, va faire diverger des EPR (latribune.fr) souhaitons que leur construction soit correcte: l’écroulement de ponts, déraillements de TGV montrent que la sûreté n’est pas toujours de mise quand on réduit trop les coûts.

     Un de nos lecteurs m’a envoyé une petite info sur Dampierre:

(suite)

     Tout cela prouve que les maintenances sont des moments où il faut des intervenants de qualité, Tout ceci explique les incidents pas toujours graves (mais qui peut savoir ce qui sera grave), et un incendie ne peut pas être négligé. Et pourquoi ne pas informer les riverains?
     Cette année 2013 commence bizarrement: un médiateur a été nommé pour préparer (?) un arrêt de Fessenheim (1 et 2) dont les réacteurs auront effectivement 40 ans en mars 1977 pour le 1 et en juin 1977 pour le 2. En ce qui concerne la Mise en Service Industrielle, ce fut respectivement en janvier 1978, puis avril 1978.
     Les réacteurs REP ont leur garantie pour un fonctionnement de 40 ans impliquant une certaine fluence (neutrons atteignant la cuve).
     La connaissance qu’on a de l'évolution des matériaux sous irradiation est encore à l'étude. Tous les modèles ne donnent que des approximations.
     De plus leur conception remonte aux années 1970 et leur maintenance devient difficile par manque de pièces (il est difficile de refaire des éléments avec nos nouvelles techniques). Les câbles vieillissent mal. On peut faire des maintenances, remplacer des tas d'éléments. Mais contrairement à certaines affirmations qui prétendent qu'alors le réacteur est bien mieux qu'à ses débuts, il a toujours des problèmes. Essayez pour voir de transformer une 2 CV en Ferrari: cela ne marche pas.
     Le GSIEN estime qu'il ne faut pas dépasser raisonnablement les fluences prévues à la conception et en conséquence il n'est pas raisonnable de prolonger la vie des réacteurs.
 

     Bon, voici la nouvelle Gazette, donc je vous ai remis quelques explications à propos de:
     * Penly d'abord une explication sur l'incident puis le rapport suite à des inspections. À vrai dire les inspecteurs ont relevé pas mal de dysfonctionnements (mauvais suivi de l'incendie du 5-04-2012, surveillance des prestataires insuffisante,...)
     * un point sur Doel et Tihange,
     * un CR de notre AG
     * La Hague qui ne vérifie pas ses appareils sous pression: les fameux évaporateurs contenant des sauces fortement radioactives d'où une mise en demeure bien méritée, car il a fallu 3 inspections pour que l'ASN se fâche.
     * Un petit rappel des problèmes des vétérans, comme les victimes de l'amiante.
     Je n'ai pas fait de petits résumés (j'y songe...). Par contre le CR de l'AG explicite pas mal de choses.
     Bonne lecture et merci pour vos réabonnements.
     Une petite pensée pour un de nos fidèles lecteurs: Constant BLUM de Uffholtz. Il a accompagné la Gazette pendant 40 ans: qu'il en soit ici remercié et que sa famille sache que nous ne l'oublierons pas.

---

[1] Et, après pourquoi pas encore une tacite reconduction? On va vous prétexter que les centrales nucléaires sont économiques et moins polluantes que les autres sources d'énergies... au fait: une augmentation de 30% est prévue sur 5 ans pour les tarifs d'électricité, et, l'on essaye de vous faire croire que l'énergie nucléaire est une énergie d'avenir... (probablement pour ceux qui ont des intérêts propres dans ces orientations, quant aux citoyens et citoyennes ils sont encore bon à plumer).

Vis de fixation du guide d’eau des GMPP
     En avril 2012, lors d’un contrôle effectué à la suite du déchargement du réacteur n°2 de Chooz, un corps migrant (CM) a été découvert coincé en pied de l’assemblage combustible (AC) FX316J. Il s’avère que ce CM est la tête d’une vis de fixation du guide d’eau, de 150 grammes (36 mm de largeur et 24 mm de hauteur), d’un groupe motopompe primaire (GMPP) n°3.
     L’examen du faciès de rupture au microscope électronique à balayage a permis de mettre en évidence un mécanisme de rupture par fatigue amorcé au droit du congé tête/fût. Au vu des dégradations (arrachement de matière constaté) de la tête de vis détectée en pied d’assemblage combustible à Chooz, l’IRSN estime que des dégradations, d’une part sur le revêtement de la cuve (dégradation de la couche de passivation de l’acier inoxydable), d’autre part sur les pénétrations de fond de cuve (PFC), ne peuvent être exclues, compte tenu des cinétiques des phénomènes physiques en cause, sur une durée d’un cycle.
     Le retour d’expérience international, évoqué dans la Régie nationale de maintenance (RNM) mentionne que «des vis et une coupelle frein sont retrouvées sur la plaque inférieure de cœur d’une centrale aux USA en 1993» [Réf. 2].
     Plusieurs problèmes de desserrage de vis de fixation de guide d’eau des GMPP ont également été constatés au Japon, en Suède et en Espagne [Réf. 3]. En France, entre 1992 et 2004, lors des inspections du freinage des vis de guide d’eau des GMPP, quelques cas de rotations de vis associés à des non-conformités de serrage des coupelles frein ont été constatés: en 1995 sur une GMPP du réacteur n°5 Gravelines où il a été observé la rotation de 3 vis (plus aucun serrage) ainsi qu’un serrage insuffisant sur 5 autres vis. À l’époque, la cause la plus probable était l’hypothèse d’un défaut de portage de la coupelle frein lors de son montage initial. Néanmoins, en mai 2006, l’exploitant de Civaux a constaté un desserrage des vis sur le GMPP 1 RCP 053 PO et une absence des coupelles frein associées. À la suite de ce constat, un contrôle de l’intégrité du freinage des vis de guide d’eau des GMPP a été rajouté dans la RNM des GMPP lors de la dépose de l’hydraulique.
     Cependant, la dépose périodique et systématique des hydrauliques des GMPP n’est pas prévue dans le cadre du programme de base de la maintenance préventive (PBMP): selon EDF, «le fait de perdre des morceaux de vis (notamment la tête de vis) paraît très difficile à envisager»[Réf. 3]. Néanmoins, la Doctrine de maintenance des composantes de la pompe primaire soumis à l’arrêté exploitation - tous paliers [Réf. 4], prescrit de réaliser une magnétoscopie des goujons de volute de la pompe primaire en cas de dépose de l’hydraulique, avec une périodicité de 10 ans environ [Réf. 5].

     Références:
Réf. 2: RNM «Pompes primaires, Palier CPO - CPV» indice 1, D4550.32-10/8127 du 27/09/2010.
Réf. 3: Note d’EDF D45500.32-06/1953 «Fiche de position 06-1938 Nocivité du desserrage des vis de guide d’eau constaté sur le GMPP CIV1 RCP 053 PO» du 29 mai 2006.
Réf. 4: Arrêté du 10 novembre 1999 relatif à la surveillance de l’exploitation du circuit primaire principal et des circuits secondaires principaux des réacteurs nucléaires à eau sous pression.
Réf. 5: Doctrine de maintenance des composants de la pompe primaire soumis à l’arrêté exploitation - Tous paliers, D4550.32-06/3783 du 23/11/2006.

(suite)

Retour Expérience Rapide de Penly du 26 juin 2012 - GMPP - fuite sur le circuit d’huile
     Le 5 avril 2012, une défaillance sur le circuit de graissage de 2 RCP 051 PO à Penly a conduit à la perte des 200 litres d’huile en 45 min. L’écoulement d’huile sur la volute du GMPP et la branche en U a provoqué deux départs de feux. Cet événement a entraîné la dégradation des patins de butée du moteur, la destruction du joint n°1 de la pompe 2 RCP 051 PO et l’endommagement de l'arbre de la pompe.
     Une tentative de réouverture de la vanne de retour du joint n°1, associée à une perte de son étanchéité interne, a provoqué l’entrée dans les procédures du chapitre VI des RGE sur critère de débit de fuite primaire supérieur à 2,3 m³/h.
     Lors des visites réalisées sur le GMPP après l’événement, il a été constaté la présence d’un joint extrudé sur le circuit huile au refoulement de la pompe de soulèvement. Le contrôle du serrage des quatre vis de la bride incriminée montre, pour une vis, un serrage insuffisant par rapport aux trois autres. Cette vis est celle située au plus près de la fuite.
     Le contrôle du joint montre qu’il est bien positionné dans sa gorge mais qu’il est sectionné avec arrachement de matière.
     Le joint s’est rompu au niveau de la vis manquant de serrage: le fonctionnement prolongé de la pompe de soulèvement concomitant avec le manque de serrage localisé a conduit à une déformation excessive du joint puis a entraîné sa rupture.
     Suite à cet événement, l’intégrité du GMPP (à l’exception de la volute) a été remplacée: moteur avec le circuit d’huile, hydraulique, logement de joint n°1, joint n°1, cartouche "joint 2-3".
     Suite à cet aléa, l’exploitant du CNPE de Penly a émis un RER date du 26 juin 2012 demandant le contrôle de serrage de l’ensemble des brides du circuit d’injection d’huile des moteurs de GMPP. Ensuite, compte tenu du REX des écarts de serrage constatés sur les CNPE suite à émission du RER de Penly, les services centraux ont formalisé une position nationale s’appuyant sur le RER de Penly.
     En résumé, EDF a proposé, pour les tranches en arrêt, de programmer un contrôle du serrage de l’ensemble des brides de soulèvement de tous les moteurs de GMPP avant leurs mises en service définitives et de les remettre en conformité si nécessaire. De plus, EDF envisage une réflexion sur les adaptations éventuelles du Programme de base de Maintenance Préventive (PBMP) suite aux constats qui seront réalisés sur l’ensemble des sites.

Procédure de contrôle:
     - Contrôle initial au droit de chaque bride du circuit de graissage,
     - Vérification absence de fuite
     - Contrôle du serrage au couple des brides
     - Si resserrage supérieur à 1/8 de tour, remplacement du joint
     - Remise en service pompe de soulèvement et contrôle d’absence de fuite après 1 heure de fonctionnement.

COMMENTAIRE IRSN:
     Suites données à l’incident survenu à Penly 2 le 5 avril 2012. L’IRSN effectue actuellement une analyse approfondie de cet incident, notamment sur les aspects «incendie, matériel, gestion de l’incident, FOH». Étant donné l’importance du sujet, le rapport de l’IRSN ne sera pas disponible avant quelques mois.
     Concernant les actions mises en œuvre pour pouvoir redémarrer le réacteur, on peut noter que:
     - toute la motorisation et les trois joints de la pompe primaire impliquée dans l’incident ont été changés;
     - les autres pompes primaires ont été contrôlées. Il a notamment été vérifié l’absence de défaut de serrage au niveau de leur circuit d’huile (un défaut de serrage d’une vis ayant été détecté sur la pompe impliquée dans l’incident). Ces contrôles n’ont pas montré de défaut sur les autres pompes primaires;
     - les équipements de la casemate sur lesquels de l’huile a été projetée, ont été nettoyés et contrôlés (à noter que ces équipements sont conçus pour résister à des conditions d’ambiance très dégradées).
     Par ailleurs, EDF a mis en œuvre un «retour d’expérience rapide» afin qu’un contrôle de l’ensemble des pompes primaires du parc français soit effectué, en tenant compte de cet incident.
     Enfin, pour information, l’ASN a mis en ligne sur son site internet une note expliquant les conditions du redémarrage du réacteur.

Commentaire GSIEN
     Et pourquoi tout ce cirque à propos des Groupes Motopompes Primaires: ces pompes sont certes IPS mais pas en totalité. En effet les moteurs ne sont pas IPS, donc pas de maintenance régulière: un suivi tous les 10 ans.
     Je pense que l’incident est bien pire que tout ce qui a filtré: voyez plus loin les lettres de suite d’inspection: manifestement le suivi de l’état des aciers après un feu suffisant pour «vitrifier de la laine de verre ou calorifuge» est pour le moins insuffisant.
     D’où la possibilité de problème surtout si le programme de contrôle ne prend pas en compte par un signalement particulier les envois de signaux d’alarme. Bien sûr c’est une erreur humaine, mais à la conception...
     Attendons les divers rapports!!

---

     Décision de l’Autorité de sûreté nucléaire n°2012-DC-0318 du 27 septembre 2012 fixant à Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) - une prescription applicable aux réacteurs des sites électronucléaire de Blayais, Chinon B, Cruas-Meysse, Dampierre-en-Burly, Gravelines, Saint-Laurent-des-Eaux, Tricastin, Bugey, Fessenheim, Belleville, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent, Paluel, Penly, St Alba, Chooz et Civaux au vu des conclusions de l’examen des études de prévention de la criticité en cas de dilution homogène en situation de cœur incomplet.

Le Collège
     Considérant que, conformément à l’article 45 de l’arrêté du 31 décembre 1999 susvisé, il convient de s’appuyer sur deux lignes de défense redondantes pour prévenir tout accident de criticité;
     Considérant qu’une réévaluation du rôle des chaînes de mesure du flux neutronique de niveau source a remis en cause, en situation de cœur incomplet, la capacité de ces chaînes à détecter suffisamment tôt l’approche de la criticité résultant d’une dilution du fluide primaire du réacteur conduisant à une baisse de sa concentration en bore;
     Considérant que l’installation dispose d’un seul équipement pour la mesure de la concentration en bore du fluide primaire du réacteur;
     Considérant que la démonstration de la sûreté, en cas de dilution du fluide primaire en situation de cœur incomplet, n’est plus établie avec les dispositifs existants,

Décide:
     Article 1er
     La présente décision est applicable aux réacteurs des sites électronucléaire de Blayais, Chinon B, Cruas-Meysse, Dampierre-en-Burly, Gravelines, Saint-Laurent-des-Eaux, Tricastin, Bugey, Fessenheim, Belleville, Cattenom, Flamanville, Golfech, Nogent, Paluel, Penly, St Alba, Chooz et Civaux, exploitées par Électricité de France (EDF-SA), dénommée ci-après l’exploitant
Article 2
     L’exploitant soumettra pour accord à l’ASN avant le 31 décembre 2012 une proposition de modification matérielle visant à prévenir l’apparition d’un accident de criticité faisant suite à une dilution du fluide primaire du réacteur en situation de cœur incomplet et consistant à installer un dispositif redondant, diversifié et indépendant du système actuel de mesure de la concentration en bore.
     Cette proposition sera accompagnée d’un échéancier de mise en œuvre.
Article 3
     Le directeur général de l’Autorité de sûreté nucléaire est chargé de l’exécution de la présente décision qui sera publiée au Bulletin officiel de l’Autorité de sûreté nucléaire.

(suite)

Commentaire:
     Surveillez bien vos réacteurs, un accident de criticité est gravissime pour le personnel et pour l’installation: je ne sais pas où s’en trouve l’échéancier de mise en sûreté.
     Le risque de criticité sur tous les réacteurs français en cas de dilution en situation d’arrêt pour intervention ou pour rechargement (API ou APR). En clair, l’envoi d’un volume d’eau claire ou insuffisamment borée pourrait provoquer une divergence incontrôlée sur un de nos réacteurs. Le problème n’est pas nouveau mais la surveillance actuelle pour surveiller le retour en criticité du réacteur ne semble pas en capacité à détecter assez tôt l’approche de l’état critique en API/APR. C’est ce qui expliquerait la décision sibylline de l’ASN qui est passée inaperçue malgré la gravité de la situation (Extrait de la décision ASN: "la démonstration de la sûreté, en cas de dilution du fluide primaire en situation de cœur incomplet, n’est plus établie avec les dispositifs existants"). A noter que l’article 45 de l’arrêté du 31/12/99 (dit arrêté RTGE) n’est pas respecté pour l’ensemble des tranches.

     De plus, dans ces situations d’arrêt, la cuve est ouverte et du personnel est présent dans le BR. Si le combustible devenait alors surcritique il ne ferait pas bon se trouver dans les parages... 

---

     Le rapport mensuel du CEA pour 2011 nous apprend que les rejets radioactifs liquides de Tritium du Centre de VALDUC se sont élevés à 40 GBq soit 40 milliards de becquerels en 2007, 30 GBq en 2008 et sont actuellement autour de 15 GBq.
     Par comparaison, VALDUC rejette plus de tritium sous forme liquide que les principaux Centres du CEA (Bruyères le Chatel, Grenoble, Cadarache dont les rejets sont en nette régression voir insignifiants. 

     Pourtant l’information officielle du Centre de VALDUC a toujours affirmé le contraire:
     1) Le rapport du HCEA Haut Commissariat à l’énergie Atomique d’octobre 1998 précise «Le site est vulnérable à une éventuelle contamination radioactive ou chimique vues les conditions d’écoulement des eaux souterraines. Le Centre de VALDUC n’a pas la possibilité de rejeter des effluents radioactifs liquides dans l’environnement immédiat du site par suite du faible débit des exutoires existants. Depuis le 02 Janvier 1996, aucun effluent provenant des zones nucléaires ou y ayant transité n’est rejeté dans l’environnement.» 

     2) Lors de la Commission Environnement de la SEIVA le 18/04/2003 le Directeur du Centre affirme: «Depuis 1996 le Centre fonctionne sans aucun rejet radioactif liquide.» 

     3) Pour les 50 ans de VALDUC le 28/09/2007, l’information est claire «le Centre de VALDUC ne rejette pas d’effluents liquides. Les effluents liquides sont traités sur place, solidifiés et envoyés à l’ANDRA selon la filière classique des déchets solides.» 

     4) En 2009, la DARPE (Demande d’Autorisation de rejets et de Prélèvement d’Eau; non soumise à enquête publique...) est très précise: «En 1997 les rejets liquides ont été éliminés par voie atmosphérique, il n’existe pas de rejets liquides depuis 1996 d’un point de vue réglementaire» p.31/132 (les rejets liquides étaient éliminés par évaporation et vaporisation). 

     Pourtant la même DARPE signale que l’eau restituée à la station d’épuration du Centre est à 139 Bq par litre en 2005, 91 Bq par litre en 2009. Rappelons que la valeur guide pour les eaux de boisson est de 100 Bq par litre pour le Tritium. 

     Le puits de captage d’eau destinée à la consommation humaine sur la commune de LERY dans le périmètre du Centre présentait une moyenne de 497 Bq par litre de Février 98 à Juin 99. En Février 98 la source R 3 sise à 200 mètres en aval de la station d’épuration contenait 385 Bq par litre, le grand étang situé dans le Centre 637 Bq par litre, le ru de NOIRVAU 443 Bq par litre (p.65/94). 

     Page 5/28: «Ceci conduit à faire évoluer la stratégie antérieure des rejets, appliquée en 1995 qui interdisait tout rejet de liquides issus de zones nucléaires.» 

     Plus clairement cela signifie que les rejets radioactifs liquides ne seront plus éliminés par voie atmosphérique mais rejoindront sources et rivières.
     Mais à la lecture de rapport 2011 du CEA on peut se demander s’ils ont vraiment été arrêtés...

p.3

     Doel 3 et Tihange 2: l’AFCN demande des informations supplémentaires à Electrabel
     Suite aux indications de défauts découvertes l’été dernier dans le matériau des cuves de réacteurs de Doel 3 et Tihange 2, l’AFCN a demandé à Electrabel de lui remettre un dossier de justification. Ce dossier a été transmis à l’AFCN le 5 décembre 2012.
     L’AFCN a demandé à sa filiale technique Bel V et l’organisme agréé AIB-Vinçotte, reconnu pour le contrôle des équipements sous pression, d’évaluer le dossier. L’AFCN s’est également entourée des experts des régulateurs d’autres pays, afin d’analyser en profondeur le rapport d’Electrabel.
     Étant donné le caractère unique de ce dossier et l’intention de l’AFCN d’augmenter au maximum l’apport scientifique, l’Agence a invité différents groupes d’experts à se joindre à l’étude du dossier de justification:
     1) un groupe d’experts internationaux présidé par le Pr. Labeau
     2) un groupe de professeurs belges mandaté par le Conseil Scientifique des rayonnements ionisants
     L’AFCN tient à signaler l’énorme travail qui a été fourni par l’exploitant qui a présenté ses réponses en toute transparence. Les rapports sont de haute qualité.
     A ce stade, l’AFCN ne voit pas d’éléments qui indiquent que les centrales doivent être mises à l’arrêt définitif. Cependant, l’agence a demandé des éléments complémentaires à l’exploitant avant de pouvoir prononcer une recommandation d’autorisation d’un éventuel redémarrage. C’est une fois qu’elle disposera de toutes les données qu’elle pourra estimer que la marge de sûreté est restée intacte.
     Comme annoncé le 7 août dernier, l’AFCN a l’intention de réunir toutes les analyses avant de formuler ses recommandations définitives, en ligne avec sa mission de contrôle de la sûreté des centrales nucléaires.
     L’Agence a dès lors demandé à Electrabel de fournir des informations supplémentaires et d’effectuer encore certains tests dans les prochaines semaines.
 

---

     Dans une note, l’AFCN fait état d’"incertitudes" à propos des explications d’Electrabel sur les défauts des cuves de Doel 3 et Tihange 2. L’agence veut des nouveaux tests. Aucun redémarrage n’est prévu avant avril.
     L’Autorité fédérale de contrôle nucléaire (AFCN) a invité Electrabel à mener des tests complémentaires sur les réacteurs nucléaires Doel 3 et Tihange 2. L’électricien mènerait ces tests d’ici fin mars. Les deux réacteurs les plus modernes du parc belge resteront encore à l’arrêt au moins jusqu’en avril. Une note technique de l’AFCN démontre que des incertitudes continuent à peser sur l’origine des défauts présents sur les cuves des réacteurs. Des incertitudes pèsent encore sur l’avenir des réacteurs nucléaires de Doel 3 et Tihange 2. Les deux unités sont à l’arrêt depuis l’été dernier, à la suite de la découverte de milliers de microfissures dans l’acier de leurs cuves. Les centrales les plus modernes du pays ne devraient pas redémarrer avant plusieurs semaines. L’Autorité fédérale de contrôle nucléaire (AFCN) a demandé une nouvelle série de tests de résistance à l’exploitant Electrabel (GDF Suez). L’électricien a déposé hier un plan d’action à l’AFCN détaillant la manière dont il compte s’y prendre. L’AFCN doit encore donner son accord sur ce plan. Selon Electrabel, les tests seraient fini fin mars. Les réacteurs nucléaires resteront donc fermés jusqu’en avril.
     En janvier dernier, la firme avait pourtant laissé entrevoir qu’elle était prête à relancer ses réacteurs. Mais l’AFCN avait refusé de donner son feu vert.
     La raison? Les explications d’Electrabel, présentées en décembre dans un rapport, ne sont pas suffisantes. Selon nos informations, les experts de Bel V et d’AIB-Vinçotte qui conseillent l’AFCN veulent plus de garanties. L’agence réclame des tests complémentaires. Ils sont détaillés dans une note technique publiée sur son site. Cette note fait état d'«incertitudes» (le mot revient plusieurs fois) quant à l’origine des microbulles d’hydrogène présentes dans l’acier de la cuve. Electrabel estime dans son rapport que ces défauts étaient présents dès la construction des centrales. Mais ce n’est pas ce que pensent les experts: «La présence d’indications de défauts depuis la phase de fabrication ne peut être confirmée» dit l’AFCN. À ce jour, nul n’est sûr ni de la nature exacte des microfissures, ni de la présence d’autres défauts non-détectés. 

(suite)

     «Des incertitudes existent toujours quant à la capacité des techniques d’inspection en service à détecter et caractériser correctement tous les défauts présents dans les cuves des réacteurs» lit-on encore dans la note. «Davantage de données expérimentales sur les propriétés de traction et de ténacité des matériaux sont nécessaires» souligne l’AFCN. 

Tests supplémentaires
     Electrabel devra réaliser un test de charge ("load test"). Les cuves d’acier seront mises sous pression hydraulique pour en vérifier la résistance. En même temps, un test acoustique permettra d’affiner les résultats, à l’instar du stéthoscope d’un médecin. L’énergéticien devra ensuite réaliser un nouveau test par ultrason, le même que celui qui permit de découvrir les anomalies l’été dernier. Cette fois, il s’agira de "scanner" les cuves, de manière à vérifier si les microfissures n’ont pas évolué suite au test de mise sous pression. Electrabel testera aussi la résistance d’un échantillon d’acier de la cuve. Comme il est impossible d’extraire une portion d’acier sans condamner l’ensemble, les tests seront réalisés sur un échantillon provenant d’une pièce présentant des microfissures, fournie par le constructeur de centrales Areva. L’opération soulève des doutes. «Cette pièce est récente et n’est pas identique à la cuve car elle n’a pas été soumise à la radioactivité» indique une source interne de l’AFCN. Si les tests sont concluants, l’AFCN autorisera le redémarrage des réacteurs. Mais elle avertit dans sa note qu’Electrabel devra continuer à prouver la validité des tests et à surveiller étroitement la situation. Des cuves présentant pareils défauts seraient-elles autorisées aujourd’hui à équiper de nouvelles centrales? Lorsqu’on lui pose la question, l’AFCN estime que non. «De telles cuves ne seraient pas recevables aujourd’hui» nous dit Céline Faidherbe, porte-parole de l’AFCN. Dans ce cas, la question est de savoir sur quelle base l’AFCN autoriserait Doel 3 et Tihange 2 à redémarrer.

---

     Ouvriers en combinaisons intégrales incrédules devant des bâtiments fracassés et inondés, salles de contrôle dévastées et autres scènes de désolation: près de deux ans après l’accident nucléaire de Fukushima, Tepco a publié quelque 2.145 photos inédites des premiers jours.
     Ces clichés dévoilés par la compagnie d’électricité gérant la centrale de Fukushima révèlent des vues jusqu’à présent inconnues du grand public, prises aux pires moments, entre les 15 mars et 11 avril 2011, dans le complexe atomique ravagé par le séisme et le tsunami du 11 mars.
     Ces images, tantôt sur fond de massifs nuages gris, tantôt teintées d’un magnifique ciel bleu, ou bien de nuit, confirment, s’il en était encore besoin, la gravité des dommages infligés aux bâtiments qui abritent les réacteurs 1 à 4, de loin les plus abîmés.
     Elles relatent aussi les conditions extrêmes dans lesquelles se sont débattus les techniciens de Tepco et pompiers restés sur place pour éviter de justesse que le désastre ne dégénère en "apocalypse" nucléaire.
     Elles rappellent en outre le peu de moyens dont ils disposaient face à des réacteurs emplis de combustible en fusion, des bâtiments explosés, des systèmes de refroidissement inopérants, le tout dans un environnement ravagé et sans électricité.
     Des centaines de clichés montrent aussi les abords des réacteurs, encombrés de voitures, de ferraille, de réservoirs renversés, de canalisations détruites et autres séquelles laissées par la vague de plus de 14 mètres qui s’est abattue sur le complexe du nord-est du Japon, au bord de l’océan Pacifique.
     À la vue de ces photos, l’on se remémore les différentes étapes dramatiques des premiers jours, avec les explosions successives d’hydrogène qui ont soufflé les cages des réacteurs 1, 3 et 4, la vapeur radioactive s’en échappant, les arrosages avec des lances dérisoires, les diverses interventions pour essayer de rétablir le fonctionnement de pompes à eau et autres tentatives destinées à reprendre le contrôle de la situation.
     Près de deux ans plus tard, le site géant, considéré comme stabilisé depuis décembre 2011, a en partie été déblayé et l’un des réacteurs recouvert d’une structure de protection. Mais les scènes extérieures ne sont pas très différentes, car les milliers de travailleurs se sont concentrés sur l’essentiel, invisible aux yeux du profane.
     Il faudra 40 ans pour déblayer et démanteler les lieux avec des moyens qu’il reste à inventer.

     Monsieur Ayrault, la transition énergétique doit aller au-delà des discours (Lettre ouverte publiée le 13/02/2013 sur Mediapart et signée par Christophe Aubel (Humanité et biodiversité), Marie Atinault (Effet de Serre toi-même!), Geneviève Azam (Attac), Anne Barre (WECF), Jacques Beall (Surfrider), Madeleine Charru (CLER), Hélène Connor (HELIO International), Bruno Genty (France Nature Environnement), Jean-François Julliard (Greenpeace), Martine Laplante (Les Amis de la Terre), Franck Laval (Écologie sans frontière), Stephen Kerckhove (Agir Pour l’environnement), François Mativet (Réseau Sortir du Nucléaire), Cécile Ostria (Fondation Nicolas Hulot), Pierre Perbos (Réseau Action Climat), Jean Sivardière (FNAUT).

Monsieur le Premier Ministre,
     Le Président de la République a présenté à maintes reprises la transition énergétique comme une priorité de la nouvelle mandature. Le 14 septembre, à l’ouverture de la conférence environnementale, il déclarait ainsi:
     «La France, et j’en prends ici l’engagement, se mobilisera dans la transition énergétique. Voilà le cap, la transition. Cette stratégie, elle est fondée sur deux principes: l’efficacité énergétique d’une part, et la priorité donnée aux énergies renouvelables d’autre part.»
     Cette voie de la transition énergétique est défendue depuis toujours par nos associations. Cependant, votre gouvernement a pris depuis un certain nombre de décisions qui vont en sens inverse et creusent l’écart entre l’ambition affichée et la réalité.
     Pour ne citer que quelques exemples:
     Le Président de la République s’est engagé à réduire de 75% à 50% la part du nucléaire dans la production d’électricité d’ici à 2025. Vous avez vous-même exprimé la nécessité de rompre avec le tout nucléaire, le jugeant antinomique avec cette société de la sobriété que nous voulons promouvoir.
     - Dès lors, comment justifier que la première action de la Banque publique d’investissement, soutenue à hauteur de 50 millions € par l’État, consiste à soutenir la filière du nucléaire? La BPI n’a-t-elle pas été désignée par le Président de la République comme "la Banque de la transition écologique"?
     - Par ailleurs, si la France souhaite réduire la part du nucléaire, pourquoi continue-t-elle à l’étranger de promouvoir cette filière comme "une filière d’avenir", par la voix du Président de la République, de la ministre au Commerce extérieur et du ministre du Redressement productif? La volonté de l’État d’engager la transition énergétique s’arrête-t-elle aux frontières du pays?
     Alors que la transition énergétique suppose de sortir de notre dépendance aux énergies fossiles, votre ministre du Redressement productif a dernièrement laissé entendre que la France allait se lancer dans l’exploitation du gaz de houille en Lorraine. La recherche d’un nouvel eldorado fossile n’est-elle pas incompatible avec la nécessité d’engager la transition énergétique? Nos associations vous rappellent que l’Agence internationale de l’énergie préconise de laisser près d’un tiers des réserves prouvées de fossiles dans le sol d’ici à 2050 afin de limiter le réchauffement de la planète en deçà du seuil dangereux de 2°C. Il n’est nullement question ici de technique de fracturation hydraulique mais de l’enjeu global de lutte contre le dérèglement climatique qui nous interdit d’exploiter les énergies fossiles non conventionnelles.
     Alors que le secteur des transports dépend pour près de 100% du pétrole et alourdit d’année en année notre facture énergétique, plusieurs décisions sont intervenues pour privilégier le transport routier et aérien au détriment des autres modes de transports moins polluants. Devons-nous en déduire que les transports sont exclus du périmètre de la transition énergétique?
     Monsieur le Premier ministre, vous l’aurez noté, le message que nous vous adressons aujourd’hui est ponctué d’interrogations légitimes face à une politique qui a largement dévié du cap annoncé lors de la conférence environnementale. Nous attendons dès lors que vous clarifiez au plus vite la politique de votre gouvernement en matière de transition énergétique et nous souhaiterions, à ce sujet, être reçus par vous dans les plus brefs délais.
     Un cap a été fixé, encore faut-il s’y tenir.
     Nous vous prions de croire, Monsieur le Premier Ministre, en l’assurance de notre plus haute considération.

---

     JOINVILLE (France/Haute-Marne) - L’évêque de Troyes, Mgr Marc Stenger, a pointé jeudi à Joinville (Haute-Marne) le danger moral lié à l’enfouissement des déchets radioactifs à l’occasion d’un débat sur le futur centre de stockage de Bure (Meuse).
     Quelles garanties peut-on donner aux générations à venir de la validité des systèmes techniques actuels? s’est interrogé l’évêque, président de Pax Christi-France, qui pilote depuis 2011 un groupe de réflexion de onze contributeurs sur les enjeux éthiques de la gestion des déchets nucléaires.

(suite)

     Le choix de l’enfouissement pose la question hautement éthique de ce que nous faisons du monde, il me semble que le principe de précaution doit s’imposer, a-t-il poursuivi devant une centaine de personnes réunies dans la salle des fêtes de Joinville (Haute-Marne), qui ont toutes exprimé leurs inquiétudes face au projet du futur centre de stockage, distant de quelques kilomètres.
     L’homme a tendance à être un apprenti sorcier et nous ne sommes pas omnipotents, il y a des conséquences énormes des choix faits aujourd’hui, est-ce qu’on les maîtrise? s’est encore questionné Mgr Stenger.
     L’Agence nationale pour la gestion des déchets nucléaires (Andra) développe depuis 1998 dans son laboratoire de Bure (Meuse) un projet controversé de tombeau des déchets radioactifs les plus dangereux produits en France par le nucléaire civil et militaire et qui doit être mis en service à l’horizon 2025 pour un coût estimé à 35 milliards €.
     Le centre industriel de stockage géologique (Cigéo), piloté par l’Andra, doit concevoir un modèle de stockage réversible pour confiner à 500 mètres sous terre quelque 100.000 m³ de déchets nucléaires à haute et moyenne activité et à vie longue (HA/MA-VL), qui sont actuellement entreposés en surface sur les différents sites nucléaires.
     Ces déchets HA/MA-VL, d’une extrême nocivité, émettent pendant des dizaines de milliers d’années entre 100.000 et 10 milliards de becquerels par gramme. Parmi ceux-ci, le plutonium présent dans le combustible usé des centrales nucléaires qui a une demi-vie de 24.000 ans (temps pour perdre la moitié de sa radioactivité).
     À partir de mars 2013, la Commission nationale du débat public (CNDP) doit organiser une série de débats sur le projet du centre de stockage de Bure.

Commentaire
     L’Éthique a été invitée dans les débats: ce n’est pas une mauvaise chose, mais il convient de remarquer que cette question de leg aux générations futures n’est pas nouvelle: sommes-nous si sûrs d’avoir une bonne solution? Il est plus acceptable d’accepter nos ignorances, de faire en sorte que les déchets existants soient correctement éloignés des humains et de leur environnement. Par contre nos connaissances sont trop fragmentaires pour concocter un stockage où l’on ne peut plus intervenir: laissons à nos successeurs la possibilité de réparer nos erreurs. Le passé nous a enseigné que c’est la seule attitude ne gageant pas l’avenir. Pourquoi «faire plus confiance à la géologie qu’aux humains eux-mêmes»? Nous n’avons pas de «boule de cristal» nous permettant de prédire l’avenir surtout sur des millénaires.

---

     Depuis plusieurs années, l’IRSN conduit des travaux sur le coût économique des accidents nucléaires entraînant des rejets radioactifs dans l’environnement.
     Le récent rapport de la Cour des Comptes relatif aux coûts de la filière nucléaire [1] fait mention de ces travaux, qui ont fait l’objet de présentations synthétiques au forum Eurosafe à Bruxelles en novembre 2012. La présente note vise à présenter quelques résultats de ces études, et à en faire une brève analyse.
    Aux États-Unis, l’évaluation du rapport bénéfice/coût des mesures fait partie de la culture de l’administration. Dans le domaine nucléaire, cette approche nécessite d’évaluer notamment le coût d’un accident, ainsi que de retenir une hypothèse sur sa probabilité d’occurrence. Les premières estimations mondiales de coût d’accident ont été publiées aux USA en 1990 [2] dans le sillage de l’accident majeur de Tchernobyl et représentaient un saut qualitatif dans la compréhension des accidents nucléaires. Utilisant par ailleurs les estimations de probabilité d’accident issues des études probabilistes de sûreté, les États-Unis se sont forgé progressivement une doctrine en matière d’analyse coûts-bénéfices, qui continue d’évoluer au fur et à mesure de l’acquisition de nouvelles connaissances.
     En France, c’est en 2005 que l’ASN a demandé à l’IRSN d’analyser la pertinence d’une telle démarche, à la suite de l’intérêt manifesté par EDF à évaluer et hiérarchiser par une approche coût/bénéfice les nouvelles mesures destinées à renforcer la sûreté envisagées dans le cadre du processus de réexamen décennal de la sûreté des réacteurs du parc électronucléaire.
     À la suite de ces travaux d’expertise, l’IRSN a entrepris de réaliser ses propres recherches sur le coût de l’accident. En cette matière, il est important qu’aucun élément notable de coût ne soit laissé de côté. En effet, l’oubli d’un de ces éléments importants pourrait conduire à fausser le raisonnement permettant de hiérarchiser entre elles des propositions de mesures de prévention, voire à amoindrir dans l’esprit des décideurs la valeur de la prévention.
     En quelques années, l’IRSN a ainsi construit les bases d’une approche économique des enjeux de sûreté nucléaire adaptée aux caractéristiques particulières de la France. Les résultats obtenus ont donné lieu à des échanges avec les experts américains du sujet, confirmant la qualité des travaux de l’Institut, malgré des différences importantes liées notamment à l’histoire réglementaire aux États-Unis.

     L’approche adoptée notamment aux États-Unis évalue les coûts radiologiques «hors site», c’est-à-dire le coût des conséquences radiologiques directes et des mesures prises pour les réduire, essentiellement les interdictions alimentaires [3]. Outre ces éléments, l’IRSN juge nécessaire de retenir quatre autres grandes catégories de coûts, à savoir:
     * les coûts «sur site», liés notamment à la perte du (ou des) réacteur(s), aux frais de décontamination du site, etc.;
     * les coûts d’image, c’est-à-dire les pertes économiques à prévoir sur la non-vente de denrées ou autres biens de consommation parfaitement sains, du fait d’un boycott par les distributeurs ou les consommateurs (syndrome du concombre espagnol), les effets négatifs majeurs sur le tourisme, domaine particulièrement important pour la France et la réduction d’autres exportations;
     * le coût des effets collatéraux sur le parc électronucléaire national qui pourrait voir sa production réduite en raison des remises en question et des exigences nouvelles exprimées par les différents acteurs de la société (politique, autorités, pression internationale...) (cf. situation actuelle au Japon);
     * les coûts liés aux modifications des conditions de vie et des facteurs socio-économiques dans les territoires contaminés, qui peuvent être fortes (zones d’exclusion) ou plus modérées (zones contaminées habitées sous condition de surveillance ou de restriction).
     Pour construire ses évaluations, l’IRSN a estimé les conséquences de plusieurs types de scénarios d’accident sur un réacteur typique du parc français (900 MWe), entraînant des contaminations radiologiques plus ou moins graves. Ces scénarios ont été appliqués à plusieurs sites nucléaires français, en tenant compte de leur environnement géographique et économique, ainsi que des conditions météorologiques vraisemblables, ces dernières jouant un rôle majeur sur l’étendue des conséquences environnementales, comme l’accident de Fukushima l’a montré. Les études ainsi menées permettent d’estimer des valeurs du coût d’un accident – représentatives d’une gamme étendue d’accidents nucléaires majeurs avec rejets radioactifs.
     Si tout accident nucléaire présente, quelles que soient les conséquences, des dimensions historique et symbolique d’autant plus notables qu’il fait l’objet d’une forte médiatisation, les études de l’IRSN confirment qu’il est nécessaire de différencier deux grandes familles d’accidents nucléaires, toutes deux impliquant la fusion du cœur d’un réacteur français de production d’électricité, mais dont les conséquences sont d’une ampleur très différente. Par convention de langage, l’accident dit «grave» comporte des rejets radioactifs importants, mais différés et partiellement filtrés, permettant donc la mise en œuvre efficace de mesures de protection des populations concernées, alors que l’accident dit «majeur» provoque des rejets massifs précoces et non filtrés.
     Selon les évaluations réalisées par l’IRSN, un accident grave représentatif engendrerait un coût global de quelque 120 milliards € (avec une fourchette entre 50 et 240 milliards €). Ces pertes représentent de l’ordre de 6% du PIB français annuel. Ces chiffres sont très supérieurs à ceux relatifs aux coûts d’accidents industriels majeurs comme celui du naufrage de l’Erica (1980), de l’explosion de l’usine AZF (2001), ou de l’incendie de la plateforme de forage BP dans le golfe du Mexique (2011).
     Pour ce type d’accident, les coûts purement «radiologiques» représenteraient moins de 20% du total (coûts radiologiques hors-site, y compris la gestion des territoires contaminés). Le nombre de «réfugiés radiologiques» (personnes éloignées des territoires les plus contaminés) pourrait être de l’ordre de quelques milliers de personnes [4], une situation qu’un pays comme la France pourrait surmonter par un effort de solidarité. Le caractère différé des rejets par rapport aux événements initiateurs de l’accident permettrait la mise en place de mesures de protection des populations et des travailleurs sur le site. L’impact environnemental des rejets pourrait être important, mais les conséquences sanitaires pourraient être restreintes en comparaison. Cependant, l’impact sur l’opinion publique serait élevé, nécessitant une capacité d’excellence en termes de communication publique et de gestion, sur une longue période, de l’ensemble des moyens publics mobilisés.
     Par comparaison, un accident majeur provoquerait une catastrophe de nettement plus grande ampleur. Les coûts liés aux seules conséquences radiologiques pourraient s’élever à plus de 160 milliards €, soit plus que le coût total d’un accident grave du type évoqué précédemment. L’ampleur de la contamination aurait pour conséquence de devoir prendre en charge un nombre de «réfugiés radiologiques» c’est-à-dire la population des zones d’exclusion qui aurait besoin d’être relogée définitivement qui pourrait être de l’ordre de 100.000 personnes [5].
     Contrairement au cas précédent, les conséquences sanitaires pour la population directement imputables à l’exposition aux rayonnements ionisants pourraient être importantes et clairement identifiables au plan épidémiologique, en fonction des circonstances de l’accident. Les quantités de produits agricoles devant être éliminées seraient considérables. La gestion des territoires contaminés et des zones d’exclusion resterait un défi permanent durant de nombreuses années, et des pays voisins pourraient être également affectés par la contamination et par des soupçons sur leurs produits.

(suite)

     Compte tenu de l’ampleur de ces conséquences radiologiques et de leur incidence forte sur un grand nombre de personnes, les effets psychologiques et sociétaux seraient très importants, et les coûts associés pourraient représenter jusqu’à 40 % du coût total de l’accident.
     Les autres coûts sont plus diffus et sont répartis sur l’ensemble des activités du pays; on pourrait les qualifier «d’économiques». Ils comprennent principalement les coûts d’image (par exemple la perte de revenus liés au tourisme, ou à la baisse des exportations de certains produits pourtant non contaminés) et les coûts liés à la production d’électricité. Les coûts d’image pourraient dépasser plus de 160 milliards €, soit autant que les coûts radiologiques. La couverture médiatique rendrait les problèmes d’image plus aigus dans l’immédiate après-crise, mais aussi chaque année aux dates anniversaires, entraînant la persistance des difficultés pour les activités économiques et humaines concernées et pour les revenus des personnes qui en vivent.
Au total, un accident majeur pourrait coûter plus de 400 milliards €, soit plus de 20% du PIB français annuel. Le pays serait durablement et fortement traumatisé, car deux impacts se combineraient: il faudrait faire face simultanément à des conséquences radiologiques sévères sur une partie du territoire, et à de très lourdes pertes économiques, sociétales, ayant des conséquences internationales.
     L’Union Européenne serait affectée, et l’histoire garderait pendant longtemps la mémoire de la catastrophe.
     Bien entendu, ces évaluations très élevées du coût d’un accident nucléaire sont à mettre en regard de probabilités très faibles d’occurrence de tels événements, grâce à la compétence des opérateurs dans les centrales nucléaires et à un effort permanent de maintien et d’amélioration de la sûreté des installations. De manière générale, l’intérêt de disposer de telles études n’est pas seulement de mieux connaître quel pourrait être le coût vraisemblable d’un tel type d’accident, mais surtout d’en tirer parti pour valider les modalités de gestion des risques.
Quatre types de considérations notamment peuvent être discutés à la lumière de ces études:
     * Elles permettent la mise en regard, sur un plan économique, de l’investissement exigé d’EDF à la suite des analyses complémentaires de sûreté post-Fukushima, d’un montant qui pourrait être de l’ordre de 10 milliards € et des évaluations menées dans les études économiques menées. Cette mise en regard peut même être précisée en y ajoutant l’éclairage des objectifs généraux de sûreté usuellement attribués aux réacteurs en termes de probabilité de fusion du cœur.
     * Elles soulignent l’importance de disposer d’une capacité robuste de gestion de crise. Tout d’abord, l’écart considérable de l’ordre de grandeur des coûts entre un accident grave avec des rejets maîtrisés et limités d’une part, et un accident majeur avec des rejets incontrôlés précoces invite aussi à recommander les investissements évoqués ci-dessus (principe du «noyau dur» défini par l’IRSN suite à l’accident de Fukushima, destiné à conserver le contrôle des fonctions ultimes de sûreté d’un réacteur, même dans des conditions très dégradées). Au-delà, ces résultats invitent également à considérer comme prioritaire la préparation à la gestion de tels événements et de leurs conséquences post-accidentelles qui, bien que très improbables, pourraient néanmoins survenir sur le territoire national.
     En effet, la gestion de la phase d’urgence de l’accident est cruciale puisqu’elle vise à l’adoption de mesures de conduite de l’installation destinées à prévenir la fusion du cœur, retarder et limiter les rejets radioactifs dans l’environnement. Pendant et après la phase de rejets, la gestion de l’accident vise à assurer la protection des populations par des mesures de sécurité civile appropriées, puis à maîtriser l’impact radiologique sur les productions agricoles et les autres activités économiques impactées.
     La qualité de ces mesures de gestion, et de la communication publique associée est un paramètre majeur, qui influe considérablement sur le coût global de l’accident. C’est ce que vise notamment l’élaboration d’éléments de doctrine pour la gestion de la situation post-accidentelle (travaux du CODIRPA conduits par l’ASN avec un ensemble d’administrations et de parties prenantes concernées). L’IRSN pour sa part a rénové sa propre structure de gestion de crise. Cependant, la nécessaire préparation préalable au niveau des territoires reste un défi du fait de la réticence de nombreux acteurs locaux à aborder ce thème. Au Royaume-Uni, le développement de l’initiative dite «UK resilience policy» destinée à développer la capacité locale à surmonter une situation de crise est une expérience intéressante à suivre.
     * Elles renouvellent la question de l’indemnisation des dommages. Historiquement, la doctrine relative à l’indemnisation des dommages associés à un accident nucléaire, largement forgée par les États-Unis et codifiée dans des traités internationaux, limite la responsabilité des opérateurs nucléaires sans prendre en compte les coûts environnementaux. À la suite de l’accident de Fukushima, une réflexion internationale complémentaire serait utile. Elle pourrait avoir lieu notamment dans le cadre de l’Agence pour l’Énergie Nucléaire de l’OCDE, et les études menées par l’IRSN contribueront à éclairer cette problématique.
     * Elles éclairent l’avenir à long terme du nucléaire. Ces études fournissent enfin un éclairage complémentaire pour la discussion relative à l’avenir à plus long terme du recours à l’énergie électronucléaire. L’importance des coûts d’accidents milite en effet pour la mise au point de nouveaux types de réacteurs qui non seulement présentent des probabilités plus faibles qu’aujourd’hui de causer un accident grave, mais permettraient aussi de par leur conception d’arriver à une «élimination pratique» de ce type de scénario accidentel conduisant à des rejets très importants.
Pour en savoir plus:
     Lire l’article de Patrick Momal et Ludivine Pascucci-Cahen publié à l’occasion du Forum Eurosafe de novembre 2012:
     En version française: Les rejets radiologiques massifs diffèrent profondément des rejets contrôlés (pdf) sur le site IRSN.