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COMPTE-RENDU DE LA REUNION DE LA SOUS-COMMISSION «TECHNIQUE»

DE LA CLI DE GRAVELINES DU 27 MAI 2004

Participaient à la réunion : M. DAIRIN : Président de la Commission « Technique » M. BOUCHERY : Elu Environnement – Mairie de Gravelines Mlle GUIGNARD : Mairie de Gravelines Mlle SIEJA : Mairie de Gravelines M. BLANCHARD : Maire délégué de Mardyck M. BONDUELLE : Mairie d’Armbouts Cappel M. SENAME : ADELFA M. FOURNIER : ADELFA M. CARTON : Mairie de Saint-Pol-sur-Mer M. DUPUY : Autorité de Sûreté Nucléaire M. GODIN : DRIRE - DSNR M. DUBUIS : Secrétariat de la CLI M. CATRIX : EDF - CNPE Mme LEBREUX : EDF - CNPE M. GUILLEMAIN : EDF – CNPE M. DECRIEM : EDF – CNPE M. KUSZ : EDF – CNPE M. DI MAIO : EDF – CNPE M. LHEUREUX : Secrétariat de la CLI M. DESREUMAUX : SDIS du Nord – Groupement I S’étaient excusés : M. DELEBARRE : Maire de Dunkerque M. DEROSIER : Président du Conseil Général du Nord M. DEMET : Mairie de Dunkerque M. DELALONDE : Président de la CLI M. DECOOL : Député du Nord – Maire – Conseiller Général M. le Docteur DAMIEN : CNPE de Gravelines Mme DENISE : Conseillère Générale du Canton de Bergues M. DEMOL : Département du Pas-de-Calais

- o0o - Monsieur DAIRIN accueille les participants et rappelle que la dernière réunion de la sous-commission "Technique" s'est tenue le 14 avril dernier à la DRIRE, à Gravelines. Elle a été principalement consacrée à la présentation du bilan sûreté 2003 du CNPE avec l'avis de l'Autorité de Sûreté Nucléaire. A cette occasion, plusieurs participants ont rappelé leur souhait de voir aborder le sujet de l'EPR (European Pressurized water Reactor).

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Ce sujet a donc été retenu pour la sous-commission "Technique" du 27 mai, mais en abordant uniquement les aspects techniques et de sûreté.

Avant d'aborder ce point de l'ordre du jour Monsieur DAIRIN souhaite que soit rapidement évoquées la réalisation et la diffusion prochaine du bulletin OPALE N°12.

Monsieur LHEUREUX rappelle que le dernier Bulletin d'information publié par la CLI du CNPE à l'attention des populations (OPALE) a été diffusé en novembre 2003.

Un nouveau numéro (N° 12) est en cours de préparation au secrétariat de la CLI, pour une diffusion prévue en juin.

Ce bulletin fait largement appel à la participation des membres de la CLI qui y ont rédigé des articles. En format 6 pages, ce numéro présentera :

- Le bilan environnement 2003. - Le bilan sûreté 2003. - Le bilan décennal environnement. - Un article de l'IRSN sur le modèle TRANSMER présenté en sous-commission

"Sécurité des populations" du 28 janvier 2004. - Une partie consacrée à l'exercice de crise nucléaire du 06 mai 2004 (l'avis de l'Etat,

de la ville de Gravelines, d'un membre de la CLI,…); - Des points divers : programme COWAM, participation de 2 membres de la CLI à

une inspection avec l'ASN. Le coût de la publication de ce bulletin OPALE et de sa diffusion sera pris en charge

par la DRIRE sur les crédits alloués à la CLI par la DGSNR.

Compte-rendu de la sous-commission "technique" du 14 avril 2004.

Monsieur SENAME souhaite que l'on modifie ses propos rapportés en page 12 du compte-rendu en remplaçant " Monsieur SENAME souligne la création d'une nouvelle charte entre EDF et les sous-traitants qui aurait conduit à des mouvements sociaux" par " Monsieur SENAME souligne la création d'une nouvelle charte entre EDF et les sous-traitants qui a conduit à des mouvements sociaux". Sous cette réserve, le compte-rendu est adopté.

L'EPR (European Pressurized water Reactor).

Bien que la présentation de ce jour sur l'EPR ne porte que sur les aspects techniques et les aspects « sûreté », Monsieur SENAME souligne qu'il aurait souhaité que l'on aborde ce thème de manière plus large.

De l'avis associatif l'EPR, représente une politique industrielle non partagée et il n'apparaît pas aujourd'hui comme un vrai besoin. La France est en surcapacité nucléaire, l'EPR ne fait qu'accentuer cette situation dans un pays où le bilan énergétique est à 85% nucléaire.

Pour les associations, la durée de vie des réacteurs actuels a été prolongée, on n’est donc pas en situation d'urgence. La politique nucléaire semble être dirigée par l'AREVA qui souhaite un test de ce nouveau type de réacteur en France en vue d'une exploitation future (Coût de 3 à 5 milliards d'euros). Dans le même temps, ce choix bloque le développement des autres modes de production, et la maîtrise de l'énergie. Il rappelle que le budget de l'ADEME (Agence De l'Environnement et de la Maîtrise de l'Energie) est de 150 millions d'euros. Monsieur SENAME précise qu'il ne présente pas qu’une opinion personnelle mais celle de nombreux élus et conseillers qui se sont exprimés en ce sens au niveau local et national et il souligne qu'il n'y a pas eu de vrai débat au parlement.

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- EPR : Une démarche industrielle de progrès.

Histoire.

Monsieur DI MAIO - EDF Division Ingénierie Nucléaire - rappelle que l'EPR résulte du principe de conception évolutionnaire basé sur le retour d'expérience voulue par l'exploitant, le fabricant et l'ASN. L'EPR est donc basé sur l'expérience de Framatome et EDF sur les paliers N4 des réacteurs actuels et l'expérience de Siemens sur Konvoi (réacteurs PWR allemands).

L'EPR est le fruit d'un processus d'harmonisation partant de choix très différents :

L'expérience allemande (KONVOI) :

• Enceinte métallique sphérique.

• Résiste à la chute d'un avion militaire type Phantom.

• Piscine « combustible usé » dans le Bâtiment Réacteur.

• Systèmes de sauvegarde: - 4 trains 50% indépendants - pas d’aspersion enceinte

• RRA (refroidissement réacteur à l'arrêt) hors enceinte.

• Instrumentation in-core en tête.

• Salle de commande avec panneaux dédiés.

• Haut niveau d’automatisation.

• Coeur: 193 ass. 18x18.

• Coût élevé.

• Très bonne disponibilité.

L'expérience française (N4) :

•Enceinte cylindrique en béton précontraint.

• Résiste à la chute d'un avion type Cessna, Lear jet

• Bâtiment combustible séparé

• Systèmes de sauvegarde : - 2 trains 100% avec liaisons - aspersion enceinte

• RRA intérieur enceinte

• Instrumentation in-core en fond de cuve

• Salle de commande informatisée

• Priorité à l’opérateur

• Cœur: 205 ass. 17x17

• Coût contenu

•Disponibilité moyenne

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L’historique du projet EPR : 1989 : Création de NPI (filiale FRAMATOME SIEMENS KWU). 1991 : Accord EDF / Électriciens allemands « idée » d’EPR. 1993 : Recommandations communes par les autorités de sûreté franco-allemandes pour les nouveaux réacteurs nucléaires. 1995 : Engagement de l ’Avant-Projet Détaillé "Basic Design". 1999 : Fin de l'Avant-Projet Détaillé de l'Îlot Nucléaire. 2000 : Revue du "Basic Design Report" par l ’autorité de sûreté française avec la participation d'experts allemands et émission des conclusions sous forme de "Technical Guidelines".AMATOMESIEMENS-KWU en FRAMATOME ANP : Poursuite des études détaillées. 2001 : Décision finlandaise pour construire un 5ème réacteur l ’EPR proposé.

• 2002 : EPR choisi par TVO, électricien finlandais.

Bilan : plus de 2 millions d’heures d’études effectuées sur ce projet à ce jour. L'EPR est le fruit d'un processus d'harmonisation partant de réglementations distinctes :

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Prise en compte des exigences européennes EUR (Européan Utilities Requirements).

L'EPR est le résultat d’un processus “évolutionnaire” :

• Au bénéfice de la sûreté et des performances.

• L’intégration directe du retour d’expérience (REX) de conception et d’exploitation.

Qui répond aux choix de base des Autorités de Sûreté française et allemande :

• Viser dès le départ la robustesse du confinement et la capacité à résister à :

– Des accidents internes plus graves (fusion cœur).

– Des agressions externes plus sévères (chute avion).

• Choix qui s’oppose à l’évacuation de puissance résiduelle par convection naturelle qui implique “d’ouvrir” la paroi externe et diminue la robustesse vis-à-vis des agressions externes.et qui répond à la volonté des exploitants de limiter les risques et aléas industriels.

• Eviter des solutions très innovantes ou nécessitant beaucoup de recherches et de développement pour limiter les risques industriels.

• Réduire les risques et aléas tant en conception qu’en “licensing”.

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Les principes et objectifs de sûreté.

La sûreté : une stratégie multi-facettes : - Favoriser la prévention et réduire la probabilité d’occurrence de l’accident

grave. - Prendre en compte l’accident grave à la conception. - Prendre en compte accroissement du risque lié aux agressions internes et

externes (incendie, séisme, inondations, chute d’avions).

Stratégie 1 : amélioration du niveau de prévention : - Simplification des systèmes de sûreté. - Combinaison de la redondance multiple et de la diversification pour les

systèmes de sûreté. - Séparation physique systématique entre les redondances. - Augmentation des délais de grâce en accident par l’augmentation des

volumes des gros composants primaires. - Interface homme machine améliorée sur base du retour d’expérience. - Évaluation systématique des solutions système par des études probabilistes

de sûreté à la conception. - Considération systématique des états d’arrêt pour les analyses de risque et

les études d’accident.

Dispositions pour réduire la probabilité de fusion du cœur : Une architecture de systèmes de sûreté en 4 trains :

- Réduction des risques de mode commun par diversification :

• 2 niveaux de tension pour l’eau alimentaire de secours.

• Diversification des moyens de pompage d’eau alimentaire.

• Diversification des diesels principaux et des diesels d’ultime secours (6 diesels).

• Diversification de la source froide des pompes ISBP (Injection Sécurité Basse Pression).

• Traitement spécifique de la rupture de tubes des générateurs de vapeur : pas de risque de débordement en eau.

• Pression pompes d’injection de sécurité < pression de calage des soupapes de sûreté des générateurs vapeurs (GV).

• Isolement automatique du GV affecté.

Qualité des composants :

Lignes primaires forgées.

Suppression de l’instrumentation cuve par le bas.

Amélioration des joints des pompes primaires et dispositif d’étanchéité à l’arrêt.

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Marges :

Cœur à 241 assemblages.

Volume eau-vapeur pressuriseur et GV augmentés.

Degré d’automatisme accru et délai intervention opérateur pour les actions de sûreté à 30 mn (vs 20).

Évolution de la conduite informatisée qui intègre le retour d’expérience des tranches N4 (vision d’ensemble).

Systèmes de sauvegarde :

Stratégie 2 : mitigation des accidents graves. : - La fonction confinement doit être assurée sur le court et le long terme en

accident grave. - La stabilisation et le refroidissement du Corium (cœur fondu) doivent être

acquis sur la durée. - Pas de fuite directe vers l’environnement. - Les actions d’urgence externes au site doivent se limiter à la stricte

périphérie du site.

Les objectifs de sûreté, de radioprotection et de rejets.

SURETE : - Probabilité globale de fusion du cœur inférieure à 10-5 /réacteur.an toutes

agressions prises en compte. - Les situations accidentelles sans fusion du cœur ne doivent pas rendre

nécessaires l’évacuation ou le confinement des populations vivant au voisinage immédiat de la centrale.

- Dans les situations avec fusion du cœur, les mesures d’évacuation ou de confinement des populations doivent être limitées dans l’espace et dans le temps.

- La conception du réacteur doit pratiquement éliminer toutes les situations qui conduiraient à des rejets importants

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RADIOLOGIQUES : - Les recommandations de la CIPR 63 (Commission Internationale de

Protection Radiologique) et de l’Union Européenne pour la commercialisation des produits alimentaires ont été considérées comme critères indicatifs.

- Les premiers résultats montrent que les contre mesures, même temporaires, de confinement, d’évacuation et de relogement des populations ne seraient pas nécessaires.

- La seule restriction porterait sur la consommation de la première récolte des produits cultivés dans les 5 km2 autour de la centrale.

Les principaux systèmes de sauvegarde :

Aire d'étalement ducoeur fondu

Systèmed'évacuation de

la chaleur del'enceinte

Redondance4 trains desprincipaux

systèmes desauvegarde

Double enceinte deconfinement avecventilation et filtration

Réservoir d'eau

intérieur à l'enceinte

La troisième barrière, le confinement.

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Stratégie 3 : les agressions :

- Dimensionnement pour résister au séisme suivant spectre EUR avec accélération à 0,25 g (contre 0,15 g actuellement).

- La prise en compte de l’incendie et de l’explosion. - Prise en compte des inondations internes et externes. - Prise en compte des liens entre agressions internes et externes. - Une vérification du bon dimensionnement des systèmes et équipements est

menée en considérant le cumul des accidents et du séisme de dimensionnement.

- Prise en compte des chutes d’avion (aviation civile et militaire). Dimensionnement conséquent de l’enceinte externe et de la coque avion pour le bâtiment combustible et les bâtiments de sauvegarde 2 & 3.

Aptitude de l'EPR à résister à des chutes d'avions lourds :

EDF prendra le cas de charge « l’impact avion lourd » dans la conception du Projet EPR avec des critères adaptés à un événement très exceptionnel.

L’approche du projet à ce cas de charge est basée sur :

La séparation géographique qui permet de limiter le nombre de divisions de sûreté perdues à au plus 2.

Un renforcement d’ampleur limitée de la coque avion (bâtiments avec double enceinte) pour résister (au sens « ruine non atteinte ») à une large gamme de couples [masse avion, vitesse impact] compatibles avec le panel d’avion en service à l’horizon 2010.

La non propagation d’un feu de grande ampleur à l’intérieur des bâtiments « rescapés » de l’îlot nucléaire.

Protection contre les agressions externes :

* Séisme : - niveau de séisme calé à 0,25 g. - Radier unique. - Prise en compte du cumul séisme + brèche primaire.

* Chute d’avion : - prise en compte de la chute d’un avion militaire. - bunkerisation du bâtiment réacteur, du bâtiment combustible et de deux

bâtiments auxiliaires de sauvegarde.

* Explosion : - onde de choc 10 kPa pendant 300ms.

Les performances techniques et environnementales.

Radioprotection des travailleurs : - Dose annuelle collective visée = 0.5 H.Sv/r.A (valeur moyennée sur 3 ans). - Approche ALARA à la conception visant à optimiser les mesures de

conception et l’organisation des chantiers par rapport à un objectif de dose individuelle.

- Processus basé sur le retour d’expérience des tranches en exploitation. - Minimisation des produits d’activation.

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Environnement: rejets d’effluents - 0,3 GBq / an / tranche de rejet liquide moyen (hors tritium et Carbone 14)

soit une réduction des rejets gazeux et liquides de 10% par rapport à la meilleure tranche 1300 Mw du parc.

- La prise en compte à la conception du retour d’expérience d’exploitation du parc avec un tri plus sélectif et un recyclage des drains résiduaires doit permettre un gain de 10% par rapport aux meilleures tranches du parc sur les rejets liquides (hors tritium).

- L’adoption du système Konvoi permet de réduire pratiquement à zéro l’activité gazeuse rejetée en fonctionnement normal (piégeage et décroissance des gaz rares sur lits de charbon actif).

Réduction des rejets et des déchets :

Déchets liés au combustible : l’utilisation de haut taux de combustion à 60 GWj / t permet une réduction de 14% des matières radiotoxiques (Pu + déchets) pour les gestions U02.

2530Plutonium résiduel

4.74.7Actinides mineurs (dont244Cm)

19002750Uranium « irradié »

570820Matériaux de gainage

150150Produits de fission

60 GWj/t45 GWj/tIrradiationEn kg/TWhe

Déchets de démantèlement :

Les dispositions seront prises lors de la réalisation pour réduire les déchets de démantèlement: - Minimisation des produits d’activation (choix des matériaux, réduction des

stellites). - Minimisation des produits d’activation dans le béton par mise en place de

revêtement de protection. - Utilisation de revêtements décontaminables, de traitement de surfaces

(électropolissage,..).

Comparaison des principales caractéristiques :

KONVOI EPR N4

Puissance thermique MWth 3850 4250-4500 4250

Puissance électrique nette MWe 1350 1550-1650 1500

Rendement % 35,4 36 35

Nb d’assemblages combustible 193 241 205

Burn up de décharge GWj/T 50 65 40

Puissance linéique W/cm 167 155 180

Pression primaire/Pression de calcul bar 158/176 155/176 155/172

Température BC max °C 324 330 329

Débit primaire m3/h 22700 28000 24800

Pression secondaire à 0 et 100% bar 80/62 84/78 81/71

Pression de calcul secondaire bar 88.3 97 91

Durée de vie prise en compte Ans 40 60 40

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Les objectifs de performance :

Disponibilité :

• Disponibilité de l'ordre de 91% sur la durée de vie :

– Moyennée sur une période de 10 ans sur la base de cycles de 18 mois:

» 5 visites partielles en 16 jours.

» 1 visite complète décennale en 40 jours.

– Avec des marges pour prolongation d’arrêts et des provisions pour travaux lourds (remplacement GV)

• Visite partielle en 16 jours possible par conception (30 jours actuellement) :

– Mise rapide à l’arrêt à froid.

– Déchargement du combustible au plus tôt grâce au dimensionnement du système de refroidissement.

– Maintenance de deux trains en parallèle.

– Optimisation de la durée des essais physiques de redémarrage.

– Réduction des opérations de maintenance compte tenu de la maintenance tranche en marche.

• Maintenance préventive réacteur en marche :

– Conception type «N + 2».

– Accessibilité du bâtiment réacteur 7 jours avant l’arrêt et 3 jours après.

Gestion optimisée du combustible : - Cœur 241 assemblages (N4=205) avec réflecteur lourd. - Des Gestions Performantes :

• Gestions U02 5% 12 mois, 18 mois, 22 mois

• Gestions MOX 30% 18 mois et MOX 50% possible

• Souplesse sur les plans de chargement : gestions « faibles fuites »

- Des gains significatifs par rapport à N4 :

• «gros cœur», en campagne U02 18 mois, 7% économie d’uranium

• réflecteur lourd gain de 2 à 3%

• Taux de combustion à 60 GWj/t moyen gain de l’ordre de 7% - Un cœur évolutif :

• adaptable à des combustibles avancés « de demain » en fonction des besoins.

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Durée de vie à 60 ans : - Structures et composants non remplaçables conçus pour 60 ans :

– CUVE : Réflecteur lourd et gestions « faibles fuites » permettent de limiter la fluence et de baisser la RTNDT (température de transition ductile/fragile).

– ENCEINTE DE CONFINEMENT Puissance optimisée :

- Equipements principaux dimensionnés pour une puissance 4.500 MWth. - Puissance électrique nette de 1.560 MWe en bord de mer 1.520 MWe en

bord de rivière.

Panorama des réacteurs futurs. - Conception de type évolutionnaire sur base N4 et Konvoi. - Réacteur à eau pressurisée à 4 boucles primaires - 155 bars. - Fonctions de sûreté assurées par des systèmes actifs. - Durée de vie technique à la conception : 60 ans. - Puissance électrique nette: 1.550 Mwe. - Cœur comprenant 241 assemblages 17 x 17. - 4 trains de sauvegarde mécaniques et électriques. - Accidents graves traités à la conception. - Confinement à double enceinte avec liner. - Enceinte interne dimensionnée à 6,5 bars. - Coque externe protégeant l’îlot nucléaire des chutes d’avion - Concepteur : FRAMATOME ANP en collaboration avec les électriciens

français et allemands. - État de développement : Avant Projet Sommaire instruit par les Autorités de

Sûreté française et allemande. - Répond aux exigences des Autorités de Sûreté française et allemande pour

les réacteurs de 3e génération. - Bénéficie du retour d’expérience de plusieurs milliers d’années de

fonctionnement de réacteurs à eau pressurisée de seconde génération en Europe et aux Etats-Unis.

- Retenu pour la 5e tranche finlandaise.

La maîtrise des coûts. Un coût de référence du kWh EPR plus faible que celui des tranches N4 et KONVOI et compétitif avec les autres sources d’énergie.

Ce coût de référence prend en compte :

• Le coût d’investissement brut.

• Les charges financières (intérêts, etc.).

• Le coût du démantèlement.

• Le coût du combustible y compris l’aval du cycle.

• Les frais de fonctionnement et de maintenance.

Amélioration du rendement:

• Générateurs de vapeur à économiseur.

• Optimisation du circuit secondaire.

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Coût du cycle combustible en baisse :

• Réacteur propre et sobre.

• « Burn up » de décharge plus élevé (jusqu ’à 65 000 MWj / tonne d’uranium).

• Mise en œuvre d’un réflecteur lourd pour les neutrons.

• Gestions cœur à faibles fuites permettant une meilleure utilisation de l’uranium.

• La nouvelle instrumentation interne du cœur permet la mise en œuvre de stratégies de gestion combustible plus souples.

Coûts réduits pour l’exploitation et la maintenance :

• Durées d’inspection en service et arrêts périodiques réduits (par choix de conception).

• Redondance à 4 trains permettant la maintenance en puissance - Disponibilité accrue.

• Durée d’arrêt pour rechargement réduite (arrêt en 16 jours).

• Campagne de combustible allongée.

• Réduction du nombre d’arrêts fortuits (système de limitation).

• Automatisation dès que le gain est justifié par la sûreté ou le facteur humain.

• Durée de vie accrue à 60 ans

- EPR : l'avis de l'ASN.

Monsieur DUPUY de la DGSNR (Direction Générale de la Sûreté Nucléaire et de la Radioprotection) rappelle que les missions de l'Autorité de Sûreté Nucléaire sont de réglementer, autoriser, contrôler, gérer les situations d'urgence, informer. Il rappelle qu'au jour d'aujourd'hui aucune demande d'autorisation relative au projet EPR n'a été déposée en France. Vis à vis du projet EPR, l'Autorité de Sûreté Nucléaire a pour rôle de :

- Fixer les objectifs de sûreté et de radioprotection. - Piloter le cas échéant la procédure d’instruction de demande d’autorisation

de création. - Se prononcer sur l’acceptabilité du niveau de sûreté et de radioprotection de

l’installation.

L’ASN n’a pas pour rôle de se prononcer sur l'opportunité (économique, énergétique,…) d’EPR. Les objectifs généraux de sûreté fixe à EDF :

- Des objectifs issus d’une collaboration entre Autorités de sûreté franco-allemande.

- Des objectifs visant des réacteurs susceptibles d’être construits au début du XXIe siècle.

- Une approche reposant sur une conception « évolutionnaire » prenant en compte l’expérience d’exploitation des réacteurs en service.

- Le nombre des incidents doit diminuer, notamment par l'amélioration de la fiabilité des systèmes et par une meilleure prise en compte dès la conception des facteurs humains.

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- Le risque de fusion du cœur, en tenant compte de tous les types de défaillances et d’agressions, doit être réduit (10-5/réacteur.an, en tenant compte des conjonctions d'incidents).

Les rejets radioactifs pouvant résulter de tous les accidents concevables doivent être

réduits : - Pour les accidents sans fusion du cœur, des mesures de protection des

populations vivant dans le voisinage de la centrale concernée ne doivent pas être nécessaires.

- Les accidents susceptibles de conduire à des rejets radioactifs précoces importants doivent être «pratiquement éliminés».

- Pour les accidents avec fusion du cœur à basse pression, les mesures de protection des populations doivent être très limitées en termes d'étendue et de durée.

Prendre en compte, dès la conception, les contraintes d'exploitation et les facteurs

humains, dans le but : - D'améliorer la radioprotection des travailleurs. - De limiter les rejets radioactifs d’exploitation. - De réduire la quantité et l'activité des déchets d’exploitation produits.

La position de l'ASN.

Après examen, l’ASN considère que les options de sûreté du projet EPR répondent

globalement aux objectifs fixés.

Ceci devra être vérifié et approfondi pendant l’instruction, en cours, des études détaillées du projet.

Dans le cadre de la démarche continue d’amélioration de la sûreté : - La prise en compte des événements récents concernant les réacteurs en exploitation

est demandée par l’ASN à EDF au niveau de la conception du projet EPR. - Le réexamen de sûreté des réacteurs de 900 MWe à l’occasion des VD3 (Visite

Décennale) s’appuie notamment sur les exigences fixées au projet EPR ainsi que sur les résultats des programmes de Recherche et Développement associés.

Le projet EPR : une occasion d’harmoniser les approches de sûreté entre pays européens.

1993 : définition par les Autorités de sûreté française et allemande des objectifs de

sûreté. Jusqu’à fin 1998 : examen, positions et demandes communes des Autorités de

sûreté française et allemande. Depuis 1999 : retrait de l’Autorité allemande, mais poursuite de la participation

d’experts allemands à l’instruction technique. Depuis 2004 : mise en place d’une collaboration entre les Autorités de sûreté

française et finlandaise. La prise en compte du projet EPR - Finlandais.

Mise en place d’une collaboration entre les autorités de sûreté française et finlandaise :

- Transmission à STUK des rapports techniques de l’instruction déjà réalisée en France sur le projet EPR.

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- Comparaison des exigences de sûreté respectives ; - Instructions en parallèle des sujets importants afin d’harmoniser autant que possible les prises de positions. - Nomination d’un expert finlandais au sein du Groupe permanent d’experts en charge des réacteurs de puissance.

DISCUSSION Monsieur SEANAME signale que le projet EPR semble pour l'instant franco-finlandais et non européen. Il souligne quelques points qui lui semblent importants :

- Le délai d'évacuation du combustible (MOX) qui présente une forte chaleur. - La tenue des matériaux à l'irradiation. - La puissance installée va être augmentée ; va-t-elle entraîner une

modification du réseau ? - Le prototype actuel est finlandais, mais en France 3 sites semblent avoir été

retenu : Tricastin, Flamenville, Penly. - Pour les centrales en bord de mer, on retrouve le problème récurrent des

risques de marées noires. - Le traitement des déchets.

Le Commandant DESRUMAUX s'interroge sur l'application des exigences fixées pour

l'EPR aux installations existantes, même si l'EPR n'est pas construit. Monsieur DUPUY souligne que pour la DGSNR, l'EPR n'existe pas ; ce qui existe c'est le projet EPR, mais effectivement, dans le cadre de la préparation des VD3, l'ASN a fixé, dans le cadre de la réévaluation de sûreté, les objectifs établis dans le cadre du projet EPR. Concernant les remarques formulées par Monsieur SENAME, Monsieur DI MAIO rappelle que le traitement des déchets en aval n'est pas réalisé par EDF. En revanche, dans le cadre du projet, l'EPR devrait permettre, dès la conception, de diminuer la production globale de déchets. Le MOX sera l'un des combustibles possibles à utiliser, mais il ne changera en rien sur les durées d'arrêt. La compression des arrêts de réacteur à 16 jours est liée à des techniques de mise à l'arrêt plus performante et efficace et des maintenances en marche plus évoluées. L'augmentation de puissance ne modifiera en rien le réseau puisque certaines centrales présentent déjà des réacteurs de 1.500 MW ; en revanche, le choix du site, lui, est important. Il porte prioritairement sur un bord de mer, et bien évidemment le risque marée noire est examiné avec attention. Concernant les 2 circuits d'eau, il est précisé que ce choix technique existe déjà il permet de palier à l'absence ponctuelle d'une des sources froides de refroidissement des réacteurs (mer, ou fleuve).

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La radioprotection et le suivi des personnels EDF et des prestataires. Monsieur DECRIEM présente l'organisation du CNPE dans le suivi de la radioprotection de ses personnels et prestataires.

1 – Les formalités de contrôle de l’accès sur le CNPE : - L’entreprise qualifiée par EDF si elle est certifiée CEFRI (Comité Français

de Certification des Entreprises). - L’intervenant : habilitations, formation, respect du 16mSv/an.

Il est rappelé que, réglementairement, la dose admissible par an par travailleur (EDF

ou prestataire) est passée de 50mSv à 20 mSv en 2003. Un graphique (ci-dessous) montre que depuis 2003, au niveau national, plus aucun personnel (EDF ou intervenant) ne présente une dose supérieure à 18mSv. Les personnels présentant une dose comprise entre 16 et 18 mSv sont en baisse sensible depuis 2003.

Nombre de personnes MAX > à 16 et 18 mSv

0

20

40

60

80

100

2001 2002 2003 2004

valeur max

mensuel

>16 mSv

valeur max

mensuel

>18 mSv

Sur 30 000 personnes travaillant sur le parc EDF (personnels EDF et externes), on a observé en 2004, 5 personnes qui ont présenté une dosimétrie supérieure à 16mSv. Il est précisé que ces valeurs fixées réglementairement sont bien inférieures à ce qu'un particulier peut recevoir lors d'un acte de médecine nucléaire.

2 - Le suivi dosimétrique des agents. - Le traitement est identique entre les agents EDF et celui des entreprises. - Port du film dosimétrique (dosimétrie passive) et du dosimétre électronique

(dosimétrie active). - Anthropogammamétrie en entrée et sortie de site.

EDF a signé des conventions (120) avec des services médicaux inter entreprises (ex.

CIMOT).

Le suivi médical des agents d’entreprises est à la charge d’EDF.

Le suivi médical est le même pour les agents EDF que pour les agents des entreprises extérieures. Les médecins du travail passent 1/3 de leur temps à examiner les travailleurs dans leurs conditions de travail

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3 – Le management de la radioprotection sur le CNPE. - Le permis radiologique (EDP - Evaluation Dosimétrique Prévisionnelle,

optimisation de la RP, suivi dosimétrique, retour d’expérience). - Le contrôle terrain : la CERP - fiches de constat, observation des écarts ou

améliorations. - Les barrières de contrôles en zone contrôlée (à la sortie des chantiers,

vérification de la contamination sur les individus, contrôle en sortie de site).

4 – La politique industrielle à EDF. - Recentrage de la politique du savoir faire sur le cœur de métier, (conduite,

activités stratégiques, ingénierie, coordination, planification, contrôle, manutention du combustible).

- La sous-traitance : 80% du reste des activités qui ne sont ni cœur du métier ni stratégiques et 20 % pour garder la compétence, notamment en intervention d’astreinte.

Dosimétrie GRA en H.Sv/tr

1,180,93

0,84

1,39

1,17

0,98

1,41

0

0,5

1

1,5

2

2,5

3

1993 1994 1995 1996 1997 1998 1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008

2003 : 1VD+5VP+1ASR+caniveaux

2004 : 1VP+5ASR+caniveaux

2005 : 5VP+1ASR+fin caniveaux

annuelle

glissant 3ans

Monsieur DECRIEM présente la dosimétrie annuelle par catégorie de métiers pour le personnel EDF et pour les prestataires.

Dose individuelle moyenne - Agents EDF

0,00

0,20

0,40

0,60

0,80

1,00

1,20

1,40

1,60

1,80

2,00

CALO

RIF

UGEUR

SOUDEU

R

VISIT

EUR -

AUDIT

QUALIT

E

INFO

RM

ATIQ

UE

ADM

INIS

TRAC

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MECA

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CHAUDR

ONNER

IE

SERVIT

UDES -

ECHAFA

UDA

GES

Do

se

en

mS

v

18

Dose individuelle moyenne - Agents prestataires

0,00

0,50

1,00

1,50

2,00

2,50

3,00

3,50

VISIT

EUR -

AUDIT

QUALI

TE

ADM

INIS

TRAC

TION -

PROTE

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ECHAFA

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Do

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Sv

La politique d'EDF est de s'assurer que le personnel, qu'il soit EDF ou prestataire, prenne le moins de dose possible dans le cadre de son activité professionnelle.

DISCUSSION Monsieur SENAME ne doute pas du contrôle, du suivi de la radioprotection et de la volonté d'EDF à faire subir à ces personnels les doses les moins fortes possibles, néanmoins, il précise que 80% des tâches les plus pénalisantes sont quand même réalisées par des personnels extérieurs. Monsieur GUILMAIN souligne qu'EDF fait appel, pour les opérations contraignantes, à des entreprises spécialisées, reconnues sur le territoire et qui connaissent bien leur métier. Ces sociétés peuvent faire appel ponctuellement à des salariés intérimaires mais cela représente moins de 1% du personnel. Dans tous les cas, ces agents intérimaires ont obligation de satisfaire aux agréments et accréditations délivrés par EDF. Monsieur GODIN s'interroge sur la capacité d'EDF à connaître les doses prises par des personnels ayant participé à d'autres chantiers à l'étranger. Monsieur GUILMAIN rappelle que l'employeur à la responsabilité de ses salariés et qu'il doit connaître les doses reçues par ses personnels sur les différents chantiers qu'ils pourraient faire à l'étranger ou ailleurs. Ces contraintes de suivi dosimétrique font partie des exigences de la certification CEFRI des entreprises extérieures. Sur le CNPE de Gravelines, où l'on compte près de 2.500 agents extérieurs, on ne dénombre qu’un agent qui présente actuellement une dose comprise entre 16 et 18 mSv. Monsieur GODIN souligne que l'ASN pourra lors d'une prochaine réunion de cette sous-commission présenter le travail de l'autorité de sûreté nucléaire sur ce thème de la radioprotection. Il est précisé qu'aujourd'hui il n'y a pas de classement des ESR (Evènement Significatif de Radioprotection) ; c'est en phase expérimentale.

19

Monsieur CATRIX rappelle que la liste de l'ensemble des événements significatifs de sûreté (ESS), de radioprotection (ESR), de transport (EST) et environnement (ESE), sont publiés par le CNPE dans le cadre des différents documents d'information transmis aux membres de la CLI (« Au cœur de l'info » - « Au cœur de l'environnement »). Monsieur GODIN propose qu'à l'occasion d’une prochaine réunion, l'ASN présente son action sur le thème de la radioprotection et que l'on aborde l'aspect « transport » via des informations sur le terminal BNFL (British Nuclear Fuel), avec visite du bateau en charge du transport des combustibles usés, à partir de Dunkerque.