LA SÛRETE DES INSTALLATIONS NUCLEAIRES DE BASE
J. Peulvé
| 1. DEFENSE EN
PROFONDEUR |
| 1.1
PRINCIPE |
| 1.2 CONCEPTION
DES INSTALLATIONS |
| 1.3 MISE EN
PLACE DE MOYENS DE PROTECTION |
| 1.4 ETUDE DECHETS |
| 1.5 ETUDES DE SITE |
| 1.6 INTERVENTION EN CAS D'INCIDENT
OU D'ACCIDENT |
| 1.7 PLAN D'URGENCE INTERNE (PUI) |
| 1.8 PLAN PARTICULIER D'INTERVENTION
(PPI) |
| 1.9 RAPPORT PROVISOIRE DE SURETE
(RPS) |
| 2. DEMANDE D'AUTORISATION
DE CREATION (DAC) |
| 2.1 DEPOT DE LA DEMANDE AUPRES
DE L'ADMINISTRATION |
| 2.2 ENQUETE PUBLIQUE |
| 2.3 DECRET D'AUTORISATION DE
CREATION |
| 3. REALISATION |
| 3.1 CONSTRUCTION |
| 3.2 REGLES GENERALES D'EXPLOITATION
(RGE) |
| 3.3 AUTORISATION DE MIS EN SERVICE |
| 3.4 GROUPE PERMANENT |
| 4. CONCLUSION |
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1. DEFENSE EN PROFONDEUR
1.1 PRINCIPE
Le concept de "défense en profondeur" est universellement
adopté par les exploitants d'installations nucléaires
industrielles ou de recherche. Il repose sur l'évaluation des
risques à chaque étape de la conception, de la construction,
de la mise en service, de l'exploitation incluant le transport et
la gestion des matières nucléaires et des déchets,
de la mise à l'arrêt définitif et du démantèlement.
Pour chacune de ces étapes, la sécurisation est poussée
"aussi loin que techniquement et économiquement accessible"
vis-à-vis des risques envisageables pour les équipements,
les personnels d'exploitation, l'environnement et le public.
1.2 CONCEPTION DES INSTALLATIONS
Il s'agit d’abord de s'assurer que la fonction envisagée
pour l'activité concernée est bien indispensable sur
le plan scientifique, technique, industriel ou socio-économique
et qu'elle ne peut être assurée par des équipements
préexistants.
Intervient alors le choix des procédés dont l'analyse, au-delà
de l'efficacité, doit mettre en évidence leur fiabilité,
leur stabilité (pouvant imposer la réalisation de tests et
essais préalables ou de pilotes de démonstration), la maîtrise
de leur exploitation (mise en service, fonctionnement dégradé,
arrêt d'urgence), la maîtrise des effluents liquides et gazeux
ainsi que des résidus de fabrication et des déchets. Toutes
les hypothèses d'occurrence de circonstances pouvant générer
un quelconque risque sont identifiées et répertoriées
pour être reprises aux étapes suivantes de l'analyse de sûreté.
La prise en compte des normes, standards ou codes est rigoureuse. On peut
notamment citer : l'intégration industrielle et l'urbanisme, la sismicité,
le génie civil, l'électricité, l'incendie, etc.
Une attention toute particulière est apportée au choix des
matériaux de construction et à leur mode de mise en œuvre,
notamment pour la réalisation des équipements de sécurité,
de mesure et pour les systèmes de contrôle/commande. Tous ces
éléments sont soumis à des Plans d'Assurance Qualité.
1.3 MISE EN PLACE DE MOYENS DE PROTECTION
Les points pouvant générer un risque qui n'ont pu être
éliminés à la conception font l'objet d'études
de la mise en œuvre de moyens de protection.
A titre d'exemple : les premiers d'entre eux pour un réacteur électronucléaire
reposent sur la redondance des barrières placées entre la
matière nucléaire et l'environnement, pour en assurer le confinement
en toutes circonstances. Ces barrières sont :
• la gaine du combustible qui doit retenir les produits d'activation
(actinides, plutonium, etc. sous forme solide) et de fission (les iodes,
le césium, etc. sous forme plus ou moins volatile ou gazeuse),
• la cuve du réacteur, constituée d'une coque en acier
de très haute résistance d'une dizaine de centimètre
d'épaisseur, résistante aux chocs thermiques et de pression.,Elle
doit assurer le confinement du cœur en cas de fusion des éléments
combustibles, tout en assurant leur refroidissement,
• l'enceinte réacteur constituée d'abord d'une coque
en acier de plusieurs centimètres d'épaisseur puis d'une coque
en béton de haute qualité et fortement armé de plusieurs
dizaines de centimètres.
L'enceinte réacteur assure, en outre, des fonctions de base et une
double protection :
• en fonction de base c'est une barrière au franchissement
strictement contrôlé, une protection biologique, une ventilation
et un refroidissement des composants avec une filtration de l’air
à l’entrée des circuits de ventilation (et filtrations
associées) assurant des dépressions décroissantes dans
les locaux en partant de l'extérieur->zone verte ->zone orange
->zone rouge et une double filtration (piégeage des aérosols
et de certains gaz sur un lit de charbon actif) avant rejet à la
cheminée, dont la hauteur assure une bonne dilution dans l'atmosphère,
• une protection de l'intérieur vers l'environnement en cas
de rupture de l'étanchéité de certains composants (circuit
de refroidissement ou même cuve du réacteur) pour assurer le
confinement des rejets et leur évacuation contrôlée,
• une protection de l'extérieur vers l'intérieur contre
les agressions accidentelles (tornade, chute d'aéronef) ou délibérées
(manifestation antinucléaire, terrorisme, etc.).
Cette démarche, reproduite pour toutes les sources de risques identifiées
lors de l'analyse de sûreté, met en avant deux systèmes
de protection :
• la protection intrinsèque (ou passive) gaine du combustible,
cuve du réacteur, enceinte étanche, etc.
• la protection active : la ventilation, la détection, etc.
Le retour d'expérience sur les incidents ou accidents antérieurs
est mis à profit pour le renforcement de l'analyse des moyens de
protection à prendre en compte dès la conception de l'installation.
C'est ainsi que, suite à des événements survenus, les
relations homme/machine pour la conduite de l'installation ont été
complètement réexaminées et les équipements
considérablement modernisés.
1.4 ETUDE DECHETS
La démarche consiste à limiter strictement les déchets,
en quantité mais également en nocivité, et de
les caractériser du fait même de la connaissance de la
source dont ils proviennent.
Pour ce faire l'installation est partagée en "zones déchets"
selon les grandes catégories suivantes :
• les déchets industriels banals destinés à l'incinération
ou à la mise en décharge de classe A. Cette zone recouvre
les locaux annexes, les bureaux, les aires de circulation, les magasins,
la salle de commande, etc .En cas d'incident de contamination (fuite d'une
canalisation isolée) l'espace concerné est classé en
catégorie supérieure, pour la durée de la décontamination,
• les déchets d'exploitation (correspondant à la zone
contrôlée "verte"). Ils regroupent de l'outil à
la tenue de travail en passant par la pièce de rechange. Une politique
de rigueur en a baissé la quantité d'un facteur 100 en 25
ans, interdiction d'accès sur la zone des emballages, notices, accessoires
de montage, limitation d'accès du personnel (automatisation, intervention
à distance, etc.). Ces déchets sont stockés définitivement
sur le centre "très faible activité" (TFA) ou sur
celui de "faible et moyenne activité" (FAMA) à vie
courte de l'ANDRA,
• les déchets de procédé, qui sont inhérents
aux bases physicochimiques de la production et englobent les composants
issus des maintenances lourdes ou de grosses modifications. Le choix du
procédé et les conditions de sa mise en œuvre ont permis
d'en réduire considérablement la quantité (ainsi que
les rejets), ils sont conditionnés, caractérisés et
entreposés sur les installations en attendant la mise en service
du stockage profond,
• les déchets de démantèlement, après
enlèvement des composants soumis aux règles ci-dessus sont
classés, en fonction du zonage, en industriels banals, TFA ou FAMA.
Tous ces déchets sont identifiés, caractérisés
et conditionnés en vue de leur transport selon des règles
très sévères.
1.5 ETUDES DE SITE
Le choix du site d'implantation des installations fait l'objet d'une
procédure particulière comportant notamment des études
géologiques (définition des fondations en fonction du
risque sismique), d'impact industriel (route d'accès, ponts,
lignes de haute tension), socioéconomique (emploi, logement,
transports en commun) et sur l'environnement. Sur la base des autorisations
de rejets atmosphériques ou liquides qui seront sollicitées,
l'étude vérifie que les règles d'exposition des
populations seront respectées.
Suite à l'établissement d'un bilan du biotope environnant
un programme de contrôle et de surveillance est mis en place avec
la définition des procédures de contrôle atmosphérique,
hydraulique et de la nappe phréatique, comportant des mesures en
continu et des prélèvements analysés en laboratoire.
Tous les résultats sont publiés, transmis à l'Administration
et aux élus locaux via la Commission Locale d'Information (CLI).
1.6 INTERVENTION EN CAS D'INCIDENT OU D'ACCIDENT
Par principe des défaillances de conception et de protection
sont admises. La sûreté repose alors sur des moyens d'intervention
immédiatement mobilisables, à tous les niveaux :
• la maîtrise de la conduite des installations permettant d'en
réduire l'activité, jusqu'à l'arrêt d'urgence,
A titre d'exemple : une ventilation comporte trois modules (comprenant chacun
: gaine, ventilateur, filtre, point de rejet à la cheminée)
deux sont normalement en fonctionnement, un en secours. Si un des modules
en service est défaillant, les opérateurs basculent sur le
secours. Si un deuxième module venait à être défaillant
alors que le précédent n'aurait pu, déjà, être
réparé les caractéristiques des modules sont telles
qu'ils assurent la sûreté de l'installation après réduction
de puissance ou mise en sommeil partiel.
• la protection du personnel avec port d'équipements spéciaux
(tenues étanches) ou même évacuation des lieux de travail
;
• l'intervention des équipes de secours sur les installations
(dépannage, incendie, inondation) ;
• l'évacuation du personnel exposé au risque (annonces
et consignes, ouverture des issues de secours, encadrement, etc.).
• déclenchement du plan d'urgence interne (PUI) puis du Plan
Particulier d'Intervention (PPI).
1.7 PLAN D'URGENCE INTERNE (PUI)
L'ensemble du personnel affecté à l'Installation peut
être mobilisé en cas d'incident ou d'accident pour constituer
les équipes d'intervention spécialisées : radioprotection,
confinement, décontamination (des locaux et du personnel),
incendie, distribution électrique et des fluides, inondation,
etc. Le plan prévoit de faire appel à des compétences
extérieures rapidement mobilisables : services publics ou entreprises.
1.8 PLAN PARTICULIER D'INTERVENTION (PPI)
Lorsque les conséquences de situations incidentelles ou accidentelles
risquent d'affecter le public, le Préfet prend en charge la
gestion des interventions des services publics à l'extérieur
de l'installation : protection civile, gendarmerie, service d'urgence
hospitaliers, transports en commun, etc. L'application du PPI peut
conduire à l'évacuation du public sur les zones qui
risquent d'être exposées aux contaminations.
1.9 RAPPORT PROVISOIRE DE SURETE (RPS)
Cette étape d'ingéniérie se termine par la rédaction
du Rapport Préliminaire de Sûreté qui établit
un résumé du résultat des études décrites
ci-dessus, en trois chapitres :
- description des installations et de leur fonction,
- mode d'exploitation, moyens techniques et humains mis en œuvre, équipes
de sécurité,
- analyse de sûreté : évaluation des risques, moyens
de prévention et de protection, moyens et procédures d'intervention.
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2. DEMANDE D'AUTORISATION DE CREATION (DAC)
2.1 DEPOT DE LA DEMANDE AUPRES DE L'ADMINISTRATION
La réalisation d'une Installation Nucléaire de Base
(INB) est obligatoirement précédée par un acte
administratif fondamental : la Demande d'Autorisation de Création
(DAC), déposée par l'Exploitant Nucléaire auprès
de l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN).
Cette demande est accompagnée d'une cinquantaine d'exemplaires
des documents décrits ci-dessus : Rapport Provisoire de Sûreté,
Etude Déchets, Etudes de site, projets de PUI et PPI, etc.
L'ensemble de ces documents est transmis à chacun des services compétents
d'une quinzaine de ministères et à la préfecture concernée
pour analyse et vérification de leur conformité avec les réglementations
nationales et internationales. Après satisfaction des demandes d'explication,
d'ajustement et de compléments éventuels la demande est reconnue
acceptable. La procédure se poursuit alors par l'Enquête publique.
2.2 ENQUETE PUBLIQUE
Une synthèse des documents précédents est déposée
dans la mairie de la commune de la future implantation de l'INB et
de toutes les communes environnantes pour l'information du public.
Durant un mois des représentants de l'Administration et de l'Exploitant
Nucléaire sont chargés de répondre aux questions et
d'apporter les informations complémentaires. Les interrogations et
les observations sont transmises à l'ASN et sont prises en compte,
autant que faire se peut, par l'exploitant nucléaire. De fortes oppositions
(en général suscitées par des organisations) ont conduit
à abandonner définitivement des projets, au prix de dommages
socioéconomiques pour la population locale et la Nation.
2.3 DECRET D'AUTORISATION DE CREATION
La procédure se termine (au bout d'un an et demi à deux
ans) par la publication au Journal Officiel du décret d'Autorisation
de Création.
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3. REALISATION
3.1 CONSTRUCTION
Les travaux débutent par l'aménagement des accès
routiers et se terminent au bout de quatre à six ans par
la mise en service provisoire pour une période de tests et
d'essais de fonctionnement. La phase de réalisation, sur
le terrain ainsi que chez les fabricants des composants, est soumise
à l'application d'un Programme d'Assurance Qualité
(PAQ) couvrant toute la chaîne de production depuis la sélection
et le contrôle des matières premières jusqu'aux
finitions et à la réception finale après montage
et essais. Sévèrement surveillée par l'Exploitant
Nucléaire avec l'aide de l'ingénierie, la réalisation
comporte de nombreux points d'arrêts permettant de poursuivre
son avancement par étapes, sur des bases validées.
3.2 REGLES GENERALES D'EXPLOITATION
(RGE)
Au cours de la période de réalisation l'Exploitant
Nucléaire procède à la mise en place de la
future équipe d'exploitation. Elle débute par la nomination
du Chef d'Installation, qui assume, par délégation
de l'Exploitant Nucléaire les responsabilités de sûreté
et de sécurité,, ainsi que celles des différents
services : contrôles d'accès, Ingénieur de sécurité,
pompiers et sauveteurs, radioprotection, opérateurs, etc.,
Au fur et à mesure de l'avancement du montage des équipements
les opérateurs en prennent possession. Débute alors
la rédaction des consignes d'exploitation et d'intervention
qui conduit à l'établissement des Règles Générales
d'Exploitation qui devront être présentées à
l'ASN en vue de la délivrance de l'Autorisation de Mise en
Service.
3.3 AUTORISATION DE MIS EN SERVICE
A l'issue de la phase d'essais toutes les installations, après
ajustement et adaptation éventuelles, sont déclarées
"bonnes pour le service". Tous les documents sont révisés
et mis à jour. C'est ainsi que le Rapport Provisoire de Sûreté
devient le Rapport de Sûreté. Les équipes d'exploitation,
de surveillance et d'intervention, sortant de leur ultime formation,
sont totalement qualifiées et opérationnelles. L'exploitant
adresse à l'ASN la demande d'autorisation de Mise en Service.
Au vu des rapports positifs de ses inspecteurs l'ASN transmet son
accord au Ministre de l'Industrie qui publie un décret au
Journal Officiel.
3.4 GROUPE PERMANENT
Périodiquement ou lors de modifications importantes dans
l'installation, l'autorisation d'exploiter est renouvelée
après mise à jour des documents de sécurité.
Une commission spéciale dite"Groupe Permanent"
composée des représentants de l'autorité de
sûreté et des ministères concernés (DRIRE)
se réunit en présence de l'exploitant. Elle examine
les documents et s'assure que toutes les questions de sûreté
et de sécurité ont été résolues.
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4. CONCLUSION
Nous avons tenté de décrire succinctement la démarche
de sûreté appliquée pour la mise en service d'une
Installation Nucléaire de Base. Naturellement elle ne s'arrête
pas là. Des procédures, contrôles et inspections
se poursuivent tout au long de la vie .de l’installation D'autres
interviennent pour la Cessation d'Exploitation, sa Mise à l'Arrêt
Définitif et son démantèlement, que vous pouvez
découvrir dans les rubriques correspondantes.
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