AREVA NP

RAPPORT D’INFORMATION DU SITE DE SOMANURÉDIGÉ AU TITRE DE L’ARTICLE L. 125-15 DU CODE DE L’ENVIRONNEMENT

EDITION 2016

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 20162

Préambule

« Tout exploitant d'une installation nucléaire de base établit chaque année un rapport qui contient des informations concernant :

1° Les dispositions prises pour prévenir ou limiter les risques et inconvénients que l'installation peut présenter pour les intérêts mentionnés à l'article L. 593-1 ;

2° Les incidents et accidents, soumis à obligation de déclaration en application de l'article L. 591-5, survenus dans le périmètre de l'installation ainsi que les mesures prises pour en limiter le développement et les conséquences sur la santé des personnes et l'environnement ;

3° La nature et les résultats des mesures des rejets radioactifs et non radioactifs de l'installation dans l'environnement ;

4° La nature et la quantité de déchets entreposés dans le périmètre de l'installation ainsi que les mesures prises pour en limiter le volume et les effets sur la santé et sur l'environnement, en particulier sur les sols et les eaux. « Le rapport mentionné à l’article L. 125-15 est soumis au comité d’hygiène, de sécurité et des conditions de travail de l’installation nucléaire de base, qui peut formuler des recommandations.

Ces recommandations sont, le cas échéant, annexées au document aux fins de publication et de transmission.

Le rapport est rendu public. Il est transmis à la commission locale d’information [...] et au Haut Comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire […] ». ».

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Avant-propos 4

L'établissement SOMANU 5

Sommaire

Situation géographique 6Historique 6Description des activités 7Présentation des installations 8

Cadre réglementaire 10

Les dispositifs prises en matière de sûreté nucléaire et de radioprotection 12Sûreté nucléaire 12Organisation de la sûreté 13Radioprotection 18Les événements nucléaires 21

La gestion des rejets et la surveillance de l'environnement 25

Les actions en matière de transparence et d'information 37

Conclusion 40

Glossaire 41

Les recommandations du CHSCT 44

Maîtrise des rejets 26Surveillance de l'environnement 33

Gestion des déchets radioactifs 31Gestion des déchets radioactifs de SOMANU 33La maîtrise des autres impacts 35

La gestion des déchets 30

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Avant-propos

L’année 2016 aura été marquée, comme l’année dernière, par une activité très soutenue au sein de l’INB SOMANU. Faire « bien du premier coup », que ce soit dans le domaine de la sécurité du personnel, la qualité de nos prestations, la propreté radiologique de nos ateliers, est notre priorité. Elle contribue à garantir un haut niveau de sûreté de notre installation que nous nous efforçons de démontrer au quotidien.

Le présent rapport d’information rédigé au titre de l’article L. 125-15 du Code de l’environnement s'inscrit dans une dynamique de transparence en apportant une vision globale des résultats de SOMANU en matière de sûreté nucléaire, de protection des personnes, de l’environnement et de la sécurité au travail.

Je vous souhaite bonne lecture et reste, avec les équipes de SOMANU, à votre disposition pour répondre à vos interrogations.

Philippe SchrefheereDirecteur de l’établissement

Atelier de maintenance de matériels provenant d’installations nucléaires

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L'établissement SOMANUAtelier de maintenance de matériels provenant d’installations nucléaires

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Situation géographique

L’établissement SOMANU est situé au cœur de l’agglomération Maubeuge – Val de Sambre, dans le département du

Nord. Le site se trouve sur la zone industrielle de Grévaux-les-Guides dans la commune de Maubeuge, à la limite des

communes de Feignies et de Neuf-Mesnil.

L’agglomération Maubeuge – Val de Sambre regroupe, dans un rayon de 5 km autour du site de SOMANU, les villes de

Hautmont et de Louvroil. Au-delà, les agglomérations les plus proches sont Jeumont, Aulnoye-Aymeries et Bavay.

La Sambre-Avesnois est encadrée par la Belgique au Nord – et plus particulièrement par la province du Hainaut dont les

villes principales sont Mons et Charleroi –, par les Ardennes à l’Est, l’Aisne au Sud et les agglomérations de Cambrai et

Valenciennes à l’Ouest.

Quelque 3.000 personnes habitent dans un rayon de 1 km autour du site, à cela s'ajoute 2.000 personnes qui travaillent

dans les usines avoisinantes (essentiellement dans l’usine de Maubeuge Construction Automobile). La population

présente dans un rayon de 10 km autour du site est d’environ 115 000 habitants.

HistoriqueCréation de la société Jeumont-

Schneider par la fusion de la société

Forges et ateliers de constructions

électriques de Jeumont (FACEJ) avec la

société Matériel électrique Schneider-

Westinghouse.

1970 Création de la société Jeumont-

Schneider par la fusion de la société

Forges et ateliers de constructions

électriques de Jeumont (FACEJ) avec la

société Matériel électrique Schneider-

Westinghouse.

1985 Création par Jeumont-Schneider

de sa filiale SOMANU dédiée à la

maintenance des matériels ayant

fonctionné en centrales nucléaires.

Octobre – Décret n° 85-120 du 18

octobre 1985 autorisant SOMANU

à créer un atelier de maintenance

nucléaire sur le territoire de la commune

de Maubeuge.

Août – Autorisation par l’arrêté

interministériel du 7 août 1986 de rejets

d’effluents liquides (Journal officiel du 28

août 1986).

Septembre – Mise en exploitation de

l’atelier SOMANU.

1986

1988 Obtention du permis de construire, dans

le périmètre de l’INB, d’un bâtiment

d’entreposage des pièces contaminées.

1993 Actionnariat unique de Framatome dans

Jeumont-Schneider qui devient Jeumont

Industrie.

Juin – édition par la DSIN (aujourd’hui

l’ASN - Autorité de Sûreté Nucléaire) des

prescriptions techniques applicables à l’INB.

1996 Janvier – Obtention du permis de

construire de l’extension du bâtiment

d’entreposage.

2001 Création d’AREVA. Jeumont Industrie

devient Jeumont SA.

2006 AREVA cède la partie électromécanique

de Jeumont SA à Altawest. Jeumont SA, la

maison-mère de SOMANU, devient JSPM.

2009 Construction du bâtiment Transit,

spécifique aux contrôles d'emballages et

d'unités de transport.

2014 SOMANU rejoint la division "Base Installée"

d'AREVA et rapporte à la ligne de produit

"Base Installée Jeumont".

1964

2016 Juillet - Deux organisations distinctes sont

mises en place au sein d’AREVA dans

le cadre du plan de restructuration du

groupe. SOMANU reste positionnée dans

la Business Unit Base Installée, rattachée

à AREVA NP, recentrée sur la chaudière

nucléaire et la fourniture d’équipements,

de services et de combustibles.

Depuis sa création, plus de 300 moteurs et 200 hydrauliques de groupes motopompes primaires (GMPP) ont été révisés dans ses ateliers

2003 Décembre – Obtention du permis de

construire d’une nouvelle extension du

bâtiment d’entreposage.

2004 Seconde extension du BEC 2.

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Description des activités

Implantée sur la zone d’activité de Grévaux-les-Guides à Maubeuge, l’INB SOMANU est une filiale d’AREVA NP. L’installation est un atelier nucléaire dit « atelier chaud ».

Elle est destinée à des activités d’inspection,

d’entretien, de maintenance, d’amélioration et

d’expertise de matériels contaminés ou activés

provenant de sites nucléaires, essentiellement des

réacteurs nucléaires, à l’exclusion des éléments

combustibles. SOMANU intervient principalement

dans la remise en état des groupes primaires des

centrales, en France et à l'étranger.

Dans cet atelier sont réalisées des opérations de

démontage et de conditionnement en vue du

démantèlement de composants.

SOMANU fournit à ses clients des prestations de :

> maintenance de matériels et d’outillages qui

peuvent conduire à des activités de démontage,

décontamination, usinage, remise en état, remontage

et essais ;

> mise à disposition de locaux confinés pour

permettre aux clients d’effectuer leurs opérations de

maintenance de matériels et d’outillages, dans des

conditions optimales de sécurité et de radioprotection ;

> entreposage de matériels et d’outillages en attente

de maintenance ou d’expédition sur un site nucléaire.

SOMANU assure également l’organisation des

transports utilisant la voie publique pour les réceptions

ou les expéditions de matériels appartenant à des

exploitants nucléaires.

Activités de maintenance et d’entreposage

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L’installation nucléaire de base SOMANU (INB n° 143) est composée d’un ensemble de bâtiments, chacun destiné à une fonction spécifique.

Atelier (dit « atelier chaud »)Maintenance des équipementsL’atelier chaud de SOMANU est une zone contrôlée de

4000 m². Il est équipé d’un parc complet de machines

d’usinage (fraiseuses, aléseuses, tours verticaux et

horizontaux…) ainsi que de machines d’équilibrage

et de soudage pouvant recevoir des pièces de

dimensions variées. L’atelier sert notamment aux

opérations d’usinage de grande précision, aux essais

de composants et aux tests d’outillages utilisés pour la

maintenance en installations nucléaires. Il dispose d’une

surface importante dédiée à la décontamination des

équipements comprenant différents matériels capables de

décontaminer des équipements de formes et d'activités

variées. L'atelier est également doté d'un microscope

électronique à balayage (MEB) pour l'analyse de la

structure des matériaux.

Mise à disposition de locaux Lorsque les clients interviennent eux-mêmes pour

maintenir leur matériel en zone contrôlée, SOMANU met à

leur disposition des locaux pour effectuer les gestes précis

d’expertise dans des conditions de travail :

> respectant des règles de sûreté pour se protéger des

différents risques ;

> dictées par une démarche volontariste en matière de

radioprotection afin de limiter l’exposition des travailleurs

aux rayonnements ionisants au niveau le plus bas possible

(principe ALARA).

Bâtiments d’entreposage chaud*(BEC)

Les bâtiments d’une

surface au sol de

3000 m² permettent

l’entreposage

temporaire :

> d’équipements

conditionnés résultant

des opérations de

maintenance en attente

de départ vers des

installations nucléaires ;

>d’équipements

conditionnés en attente

d’expertise.

Bâtiment d’entreposage froid*(BEF) Ce bâtiment d’une

surface de 1200 m²

abrite :

> les matériels et

les équipements

nécessaires au

fonctionnement du

site (consommables,

pièces de

rechange…) ;

> les archives et

le réfectoire du

personnel.

Dalle extérieure

D’une superficie

de 2500 m²,

elle permet

l’entreposage de

conteneurs de

transports vides

ou contenant des

outillages.

Bâtiment transit

D’une surface

de 250 m², ce

bâtiment est

réservé à la

réalisation des

derniers contrôles

sur les matériels et

les chargements

avant leur départ

du site.

Loge d’entréeLes gardes postés

à la loge d’entrée

ont la mission de

réaliser en continu,

24h/24h :

> une surveillance

des alarmes sur le

site ;

> un contrôle strict

des accès des

personnes.

Présentation des installations

*Nota : Le terme « chaud » est utilisé pour toute zone classée au titre de l’exposition aux rayonnements ionisants.

Le terme « froid » est utilisé pour toute zone conventionnelle.

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Loge d’entrée

Transport des matériels Le règlement de l’Agence Internationale de l’Energie

Atomique (AIEA) pour le transport de matières

radioactives, sur lequel repose le dispositif réglementaire

français, définit des standards pour réglementer les

activités internationales de transport de matières

radioactives. Ils intègrent les transports utilisant la

voie publique, pour des réceptions et des expéditions

d’équipements sur site.

Sûreté des transports de matières radioactivesLa réglementation pour la sûreté du transport de matières

radioactives s’appuie sur des dispositions à caractère

international élaborés par l’Agence internationale de

l’énergie atomique (AIEA). L’Autorité de sûreté nucléaire

(ASN) est l’autorité compétente française pour les

transports de matières radioactives à usage civil. Elle

contrôle la conformité de la conception des colis de

transport de matières radioactives ou contenant des

matières fissiles, avec l’appui technique de l’Institut de

radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), avant que

ceux-ci ne soient transportés sur la voie publique.

La sûreté du transport des matières radioactives s’appuie

sur une démarche de défense en profondeur basée sur

trois barrières successives :

> le colis constitué de la matière radioactive et de son

emballage qui doit protéger les opérateurs, le public et

l’environnement ;

> la fiabilité des moyens et des opérations de transport ;

> les moyens d’intervention mis en œuvre en

cas d’incident ou d’accident afin d’en prévenir les

conséquences.

La sûreté doit être assurée quelles que soient les

conditions de transport, normales mais aussi accidentelles

pour les matières les plus radioactives. De plus, il est

nécessaire de limiter l’exposition aux rayonnements

ionisants pour les employés et le public en appliquant les

meilleures pratiques.

La responsabilité de la sûreté nucléaire est confiée à

l’exploitant nucléaire expéditeur, notamment pour ce

qui concerne la conformité des colis qu’il remet aux

transporteurs, accompagnés de la documentation, des

instructions et des consignes associées. Les transporteurs

sont responsables quant à eux de la fiabilité des moyens

de transport.

Transports externes

Il s’agit des transports d’équipements arrivant sur le site

de SOMANU ou quittant celui-ci par la voie publique.

Le transport des matières radioactives est soumis à une

réglementation de sûreté et de sécurité très précise, qui

vise à :

> la protection de l’homme et de l’environnement par la

maîtrise des risques d’irradiation, de contamination ou de

criticité ;

> la protection physique de tous les types de colis, pour

empêcher les pertes, vols ou détournements de matières

radioactives.

Transports internes

LES FLUX DES TRANSPORTS EXTERNES EN 2016

Sur l’année 2016, 330 transports ont été réalisés au

départ ou a destination du site de SOMANU :

> Arrivées sur le site de SOMANU : 136 véhicules

dont 102 venaient de France et 34 de l’étranger. Ces

transports concernaient 182 colis.

> Départs du site de SOMANU : 194 véhicules dont

140 à destination de la France et 54 vers l’étranger.

Ces transports concernaient 253 colis.

Il s’agit de transferts d’emballages vides ou contenant des

matières radioactives, effectués à l’intérieur du site, sans

utilisation de la voie publique. Ces manutentions sont

réalisées avec des emballages ou des conditionnements

spécifiques sur des véhicules avec un marquage

spécifique. Il est à noter que seuls les véhicules industriels

sont autorisés à circuler dans l’enceinte de l’INB ; les

véhicules personnels sont tous stationnés à l’extérieur du

site.

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LE CADRE RÉGLEMENTAIRE

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La création, la mise en service et le fonctionnement

d’une installation nucléaire de base (INB) est soumis

à autorisation. Ainsi, chaque INB ne peut fonctionner

qu’après avoir été autorisée par un décret du Premier

ministre à la suite d’un processus administratif.

En effet, l’exploitant dépose auprès des ministres

chargés de la sûreté nucléaire et de l’Autorité de sûreté

nucléaire (ASN) une demande d’autorisation de création.

La demande est accompagnée d’un dossier complet

démontrant comment son installation fonctionnera en

limitant au maximum les impacts sur l’homme et son

environnement, et en maîtrisant les risques associés.

Après une instruction technique s’ouvre le processus

de consultation du public. Le dossier est transmis au

Préfet du ou des départements concernés. Il organise les

consultations locales et soumet la demande d’autorisation

et le dossier à enquête publique. .

Le Décret d’Autorisation de Création (DAC) fixe le

périmètre et les caractéristiques de l’installation ainsi

que les règles particulières auxquelles doit se conformer

l’exploitant. Il est complété, le cas échéant, par une

décision de l’ASN précisant les limites de prélèvements

d’eau et de rejet d’effluents dans le milieu ambiant. Les

prescriptions de l’ASN ont également pour objectif de

limiter les nuisances de l’installation pour le public et

l’environnement.

Cette décision de l’ASN est homologuée par arrêté des

ministres chargés de la sûreté nucléaire. Une nouvelle

autorisation est requise en cas de changement d’exploitant

d’une INB, en cas de modification substantielle d’une

INB, de ses modalités d’exploitation autorisées ou des

éléments ayant conduit à son autorisation. En cas de

démantèlement, les installations font l’objet d’un décret de

démantèlement.

La construction de l’atelier de SOMANU a été réalisée

conformément aux dispositions du décret n°85-1120 du

18 octobre 1985 autorisant SOMANU à créer un atelier de

maintenance nucléaire sur le territoire de la commune de

Maubeuge.

LES RÉEXAMENS PÉRIODIQUES

Les installations nucléaires de base (INB) sont encadrées par le Code de l’environnement et des décrets d’application,

notamment le décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié, relatif aux installations nucléaires de base et au

contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport des substances radioactives, dit décret Procédures.

Le réexamen périodique est un jalon important pour

le maintien au plus haut niveau de la sûreté des

installations. L’intérêt de ce processus est largement

reconnu au niveau international. L’enjeu d’un réexamen

de sûreté est fort pour l’exploitant : il conditionne les

conditions de poursuite de l’exploitation pour les dix

années à venir.

La première série de réexamens périodiques des

installations nucléaires de base (INB) du Groupe

AREVA en application de l’article L. 593-18 du Code

de l’environnement et de la réglementation technique

générale des INB est en cours de finalisation. La

deuxième série est en cours de préparation avec

notamment un ajustement des méthodes pour prendre

en compte le retour d’expérience acquis.

La mise en œuvre de ce processus, aujourd’hui inscrit

dans la durée, a conduit le groupe AREVA en 2015 à

remettre au ministre de l’Environnement, de l’Energie

et de la Mer, chargé des relations internationales sur

le climat (MEEM) deux rapports de réexamen. A ces

rapports de réexamen sont associés des dossiers

techniques conséquents instruits par l’ASN.

Le réexamen de l’installation de SOMANU s’est

déroulé en 2010-2011 avec l’émission d’un rapport

de réexamen vers l’Autorité de Sûreté Nucléaire.

L’instruction du dossier par l’ASN a eu lieu en 2014.

L’exploitant SOMANU, suite aux conclusions de cette

instruction a pris, début 2015, 36 engagements sur

plusieurs thématiques pour répondre aux attentes

de l’autorité. Ces engagements, planifiés sur 3 ans

(2015, 2016 et 2017) concernent principalement le

renforcement des études de radioprotection et la prise

en compte de l’aléa séisme pour la démonstration de

la tenue des bâtiments. Le résultat de ces études ne

met pas en évidence de manquement de l’exploitant

dans les mesures de radioprotection et démontre

que les objectifs généraux de sûreté sont assurés en

cas de séisme. Ces études ont été communiquées

aux experts l’autorité de sûreté nucléaire afin d’être

validées.

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L’article L . 591-1 du Code de l’environnement définit la

sécurité nucléaire qui comprend la sûreté nucléaire, la

radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de

malveillance, ainsi que les actions de sécurité civile en cas

d’accident.

L’approche de la sûreté nucléaire des installations est

adaptée aux spécificités des substances et aux procédés

mis en œuvre, à la maîtrise des risques associés ainsi qu’à

l’importance des conséquences qui peuvent en résulter.

Elle implique, depuis la conception des installations

jusqu’à leur démantèlement, la maîtrise d’un ensemble de

dispositions techniques et organisationnelles destinées à

assurer, en situation normale, incidentelle ou accidentelle

un fonctionnement ainsi qu’un état des installations

(incluant les transports, la gestion des effluents et déchets)

sans danger pour les travailleurs, les populations et

l’environnement et à prévenir les situations anormales ou

accidentelles pour en limiter les effets.

Sûreté nucléaireEn application de l’article L. 591-1 du Code de l’environnement, la sûreté nucléaire est «l’ensemble des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction, au fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des INB, ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les

accidents ou d’en limiter les effets». Elle repose sur le principe de défense en profondeur qui

se traduit notamment par la mise en place d’un ensemble

de dispositions, ou lignes de défense, visant à pallier les

défaillances techniques ou humaines.

Les risques peuvent être d’origine nucléaire, d’origine

interne ou externe à l’installation.

Dès la conception des installations, les différents risques

potentiels liés à chaque bâtiment sont identifiés et

analysés puis inscrits dans le rapport de sûreté :

> les risques d’origine nucléaire sont induits par la

présence d’éléments radioactifs sur les matériels en

maintenance ou entreposés. Ils peuvent être indirectement

la conséquence d’un accident classique (accident de

manutention, incendie, inondation...) ;

> les risques classiques internes trouvent leur origine dans les opérations effectuées pour l’exploitation dans l’atelier ou le bâtiment d’entreposage ;

> les risques d’origine externe reposent sur des activités humaines environnantes et des phénomènes naturels extérieurs à l’installation proprement dite.

Chacune des lignes de défense doit être la plus fiable possible. Leur superposition permet d’atteindre les probabilités d’accident extrêmement basses qu’exige la sûreté nucléaire. Au-delà, cette démarche va jusqu’à envisager la défaillance des systèmes de prévention et l’occurrence des situations accidentelles, et prévoir les moyens d’en réduire au maximum les conséquences.

Les dispositions prises en matière de prévention et de limitation des risques

Un contrôle de radioprotection

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Le système de responsabilité du site est clairement défini,

en lien avec la ligne hiérarchique opérationnelle.

Il intègre les spécificités liées aux dispositions légales et

réglementaires auxquelles l’organisation en place permet

de répondre.

Le directeur de l’établissement de SOMANU a (in fine) la

responsabilité d’exploitant nucléaire dans sa dimension la

plus opérationnelle : ceci recouvre notamment le respect

des engagements liés aux référentiels de sûreté nucléaire

de l’installation. Il s’assure que la sûreté nucléaire est

mise en œuvre sur tout le cycle de vie de l’installation qu’il

dirige.

L’organisation repose sur des départements opérationnels

et des entités fonctionnelles :

> département Exploitation - EXP (atelier, supply chain,

achats, magasin) ;

> département Maintenance, Patrimoine,

Industrialisation- MPI (études de travaux neufs,

modifications de l’installation et d’outillages, devis,

méthodes) ;

> département Qualité, Sûreté, Sécurité, Environnement

- QSSE (domaines prescrits en sûreté nucléaire, sécurité,

environnement et domaine spécifié en qualité) ;

>département Expertise Sûreté Nucléaire – ESN

(décline les règles de sûreté nucléaire, organise les

exercices de crise)

> pôle Affaires et Commerce ;

> pôle Gestion Administration.

Les prérogatives en termes de délégation de pouvoir et

de signature sont définies afin de prévoir les dispositions

appropriées pour garantir la continuité de la responsabilité

d’exploitant nucléaire ainsi que la gestion courante en

l’absence du directeur de l’établissement.

Le domaine spécifique concernant la sûreté nucléaire,

la sécurité et la protection de l’environnement a, comme

premier délégataire, le responsable du département QSSE

avec l’appui du responsable du département ESN. Les

missions de surveillance liées au domaine de la sûreté

nucléaire sont assurées par le département QSSE dont

le responsable est sous l’autorité directe du directeur de

l’établissement.

Par délégation, le responsable de l‘entité QSSE est l’interlocuteur privilégié des inspecteurs du travail. Par délégation, le responsable de l‘entité ESN est l’interlocuteur privilégié des inspecteurs de l’ASN.

Organisation de la sûreté

Charte de sûreté nucléaire AREVALe maintien du plus haut niveau de sûreté a toujours constitué pour AREVA un

impératif absolu : il en est ainsi pour la sûreté de nos produits, pour la sûreté des

solutions développées au profit de nos clients, et pour la sûreté des opérations.

La Charte de sûreté nucléaire précise les engagements du groupe dans les

domaines de la sûreté nucléaire et de la radioprotection. Elle s’applique à toutes les

phases de vie des installations et à l’ensemble des opérations associées et réalisées

par AREVA en tant qu’exploitant nucléaire, opérateur industriel ou prestataire de

services.

Cette Charte doit permettre à chacun, dans l’exercice de ses missions, de

s’engager vis-à-vis de cette exigence pour lui-même, pour l’entreprise ainsi que pour

l’ensemble des parties prenantes.

Ces engagements reposent sur des principes d’organisation, d’actions et de

transparence. Ils s’appuient sur une culture de sûreté partagée par l’ensemble du

personnel, entretenue par des formations renouvelées périodiquement. Ils sont mis

en œuvre dans les systèmes de management du groupe.

Ces engagements visent, au-delà d’un strict respect des lois et règlements en

vigueur dans les pays où opère le groupe, à développer une démarche de progrès

continu, pour améliorer en permanence la performance globale du groupe.

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Déclinaison de la politique sûreté

En complément de la Charte de sûreté nucléaire éditée

pour la première fois en 2005, AREVA a formalisé une

politique de sûreté nucléaire en 2013, qui précise les

priorités du groupe en matière de sûreté nucléaire pour

la période 2013-2016. La politique sûreté 2017 est parue

récemment.

Cette politique couvre les activités exercées par les

entités du groupe dans leurs responsabilités d’exploitant,

d’opérateur industriel, de prestataire de services, en

France et à l’international. Elle s’intéresse à chacune des

phases de vie des installations, de leur conception à leur

démantèlement. La sûreté nucléaire doit être intégrée

dans l'ensemble des processus, partagée en interne et par

les intervenants extérieurs. C'est là l'objectif visé par cette

politique.

> un haut niveau de sûreté est assuré pour les

installations, ainsi que pour les produits et services ;

> une solide culture de sûreté est partagée en interne et

par les intervenants extérieurs ;

> la sûreté nucléaire est intégrée dans l’ensemble des

processus.

Des actions de progrès ont ainsi été conduites pour

renforcer la performance des dispositions matérielles de

prévention des risques, le niveau de culture de sûreté des

collaborateurs AREVA, les compétences sûreté des postes

opérationnels clés, la prise en compte des exigences de

sûreté dans le processus des achats.

Le suivi de la mise œuvre de la politique sûreté nucléaire

du groupe, ainsi que des indicateurs de performance

associés permettant de s’assurer de l’efficacité des actions

engagées, est présenté de manière régulière aux plus

hautes instances de gouvernance d’AREVA.

Maîtrise des risques

La maîtrise des risques repose sur le concept de défense en profondeur. Celui-ci est mis en œuvre pour compenser

les défaillances potentielles humaines et techniques. Il se fonde sur la mise en place de plusieurs niveaux de protection

centrés sur l’introduction de barrières successives pour empêcher la dispersion de substances radioactives dans

l’environnement.

Il a pour objectif de prévenir et maîtriser les risques et de réduire au maximum les conséquences d’une éventuelle

défaillance.

Outre les barrières physiques, trois niveaux de prévention sont également appliqués :

> la prévention des risques par un haut niveau de qualité en conception, réalisation et exploitation des installations ;

> la surveillance permanente des installations pour détecter les dérives de fonctionnement et les corriger par des

systèmes automatiques ou par l’action des opérateurs ;

> la limitation des conséquences grâce une gestion des risques préventive.

Le traitement du retour d’expérience est développé à différents niveaux et sa diffusion au bénéfice de l’ensemble des

entités du groupe est à la charge du réseau de spécialistes de l’Inspection Générale d’AREVA.

Tout projet industriel, toute évolution de fonctionnement, toute modification d’une installation existante fait l’objet d’une

analyse préalable des risques associés.

Inspections et contrôlesInspections de l’ASNCréée par la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à

la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite

loi TSN), l’ASN assure, au nom de l’Etat, le contrôle de la

sûreté nucléaire et de la radioprotection pour protéger les

travailleurs, les patients, le public et l’environnement des

risques liés aux activités nucléaires. L’ASN contribue à

l’information du public.

Aux termes des articles L. 592-22 et L.592-19 du Code

de l’environnement, l’ASN assure le contrôle du respect

des règles générales et des prescriptions particulières en

matière d’Installation nucléaire de base, de transport de

substances radioactives, d’équipements sous pression

nucléaires et d’activités nucléaires mentionnées à l’article

L.1333-1 du Code de la santé publique (exposition aux

rayonnements ionisants y compris prévention et réduction

des risques).

L’ASN est représenté localement par des délégations

territoriales. S’agissant du site de SOMANU, la délégation

territoriale de l’ASN compétente est située à Lille.

Pour l’exercice de ses missions, l’ASN bénéficie de l’appui

technique de l’Institut de radioprotection et de sûreté

nucléaire (IRSN).

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 15

Le bilan 2016 des inspections de l’ASN est le suivant

Date Thème

13

avril

2016

06

juillet

2016

30

novembre

2016

Déchets (INB

n° 143)

Remarques

L’objectif de cette inspection était de vérifier les dispositions relatives à la

maîtrise de la gestion des déchets dans l'installation SOMANU. Aucun

constat notable n'a été relevé.

Les inspecteurs ont relevé que la gestion des déchets produits au

sein de la SOMANU fait l'objet d'une organisation effective qui est

documentée sous assurance de la qualité. Les filières de prise en charge

de ces déchets sont globalement bien identifiées. Les inspecteurs

estiment que la gestion des déchets est globalement acceptable.

Onze demandes d'actions correctives et 1 demande d’action

complémentaire ont été formulées. L’ASN a également formulé une

observation.

Actions mises en place

Des engagements ont

été pris pour se remettre

en conformité avec les

exigences réglementaires

et améliorer la rigueur dans

le tri des déchets

Gestion

des écarts

et suivi des

engagements

(INB n° 143)

L’objectif principal de cette inspection consistait à vérifier certaines

dispositions relatives à la maîtrise de la gestion des écarts survenant

au sein de l'installation et effectuer un bilan des engagements pris par

l'exploitant dans le respect de leurs échéances.

Les inspecteurs ont relevé que l'exploitant a mis en œuvre récemment

plusieurs actions qui ont pour objectif d'améliorer la rigueur d'exploitation

de son installation. Des mesures concrètes ont été décidées et mises

en œuvre qui donnent déjà des résultats positifs. Le personnel de

l'installation semble s'inscrire dans cette démarche.

Une organisation existe depuis de nombreuses années au sein de

l'installation afin de détecter et enregistrer les écarts survenant au cours

de l'exploitation et de mettre en œuvre des actions correctives.

L’ASN a formulé 8 demandes d’actions correctives et 1 demande

d’informations complémentaires.

Révision de la

documentation liée à

l’enregistrement des

écarts (procédure, mode

opératoire et formulaire

d’enregistrement)

Radioprotection L’inspection avait pour objectif principal de vérifier les dispositions

relatives à la maîtrise de la radioprotection au sein de l'installation. Dans

ce cadre, les inspecteurs ont effectué, de manière inopinée, un contrôle

dans l'atelier et dans plusieurs bâtiments annexes et effectué un contrôle

documentaire en salle.

Les inspecteurs ont relevé que les efforts engagés par l'exploitant

pour améliorer la rigueur d'exploitation sont maintenus dans le temps.

Toutefois, des actions dans le domaine de la radioprotection doivent être

menées, notamment pour ce qui concerne les risques liés à l'éventuelle

dispersion de substances radioactives. Les inspecteurs souhaitent, par

ailleurs, souligner que, les nombreuses mesures par frottis demandées

par les inspecteurs dans l'atelier et le bâtiment d'entreposage "chaud"

(entreposage de matériels contaminés) se sont avérées, dans leur très

grande majorité, en-dessous du bruit de fond, ce qui témoigne d'une

bonne propreté radiologique des locaux.

L’ASN a formulé 7 demandes d’actions correctives et 9 demandes

d’informations complémentaires.

L’ASN a également formulé 2 observations.

Des justifications ont

été apportées pour

confirmer que les

pratiques et lesconsignes

d’exploitation

étaient adaptées à la

radioprotection des

travailleurs et conformes

à la réglementation en

vigueur.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201616

Contrôles internesEn plus des inspections régulières de l’Autorité de sûreté

nucléaire, SOMANU réalise différents contrôles internes.

Ces derniers sont assurés par du personnel compétent et

indépendant des équipes d’exploitation.

On dénombre deux types de contrôles :

> les contrôles de « premier niveau » sont exécutés

pour le compte du directeur de l’entité et permettent de

vérifier l’application correcte du référentiel de sûreté et du

système de délégation ;

> les contrôles de « deuxième niveau » sont effectués

par le corps des inspecteurs de sûreté du groupe,

nommément désignés, pour s’assurer de l’application

de la Charte de sûreté nucléaire et détecter les signes

précurseurs de toute éventuelle dégradation des

performances en matière de sûreté nucléaire. Ils apportent

une vision transverse et conduisent à recommander des

actions correctives et des actions d’amélioration. Une

synthèse de l’ensemble de ces éléments figure dans le

rapport annuel de l’inspection générale d’AREVA.

En 2016, les contrôles dits de « premier niveau » ont concerné sept inspections sur les thèmes des transports nucléaires, de la mise en œuvre des permis de feu, des plans de prévention des risques et de la maîtrise de l’exposition aux rayonnements ionisants. Par ailleurs, d’autres contrôles relatifs à la disponibilité des fonctions importantes pour la sûreté ont représenté 147 vérifications sur l’année 2016 et n'ont pas mis en évidence de constats notables. Enfin, des contrôles spécifiques du respect des consignes liées à la sûreté de l’installation, la sécurité et la radioprotection ont été réalisés lors de visites périodiques. L’analyse des indicateurs et des résultats de ces visites montre que le système fonctionne de façon satisfaisante.

Actions mises en place

En 2016, les activités de remise en état de composants dans l’atelier ont été similaires à celles de 2015. L’année 2016 a permis de réaliser les interventions sur les hydrauliques de pompes primaires de type N4* (hydraulique de réacteur de puissance 1450 Mwth) avec un bon niveau de maîtrise, compte tenu des caractéristiques radiologiques nécessitant la mise en œuvre de dispositions de sécurité et de radioprotection particulières.

La remise en état des hydrauliques

de type N4 pour EDF a soulevé deux

problématiques sur l’établissement

de SOMANU : la prise en compte

d’une dosimétrie plus importante et la

modification de l’organisation de travail

afin d'optimiser la durée de remise en

état des équipements.

SOMANU a ainsi mis en œuvre un plan

d’action tout en veillant à maintenir un

haut niveau de sûreté de l’installation.

Organisation particulière pour la remise en état des hydrauliques N4

*Les hydrauliques des centrales nucléaires de Chooz et Tiviaux sont de type N4.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 17

Utilisation de confinements complémentaireDes surfaces de l’atelier ont été équipées de modules

de confinement rigides indépendants, ventilés de façon

autonome afin de renforcer les protections collectives par

rapport au risque de dissémination.

Externalisation du lavage du lingeL’activité dense de l’atelier a généré une augmentation

significative du linge à traiter. Afin de ne pas impacter les

opérations et de limiter la quantité d’effluents générés,

une partie du lavage du linge a été confié à une entreprise

extérieure spécialisée et expérimentée.

Utilisation de la télédosimétrieAfin d’optimiser les interventions à forts enjeux

dosimétriques, les intervenants sont équipés depuis 2014

d’un système à dosimétrie intégrée, qui leur permet de

suivre en direct les débits de dose. Accompagnée d'un

système de télécommunication et de caméras vidéo, la

télédosimétrie permet d’optimiser en temps réel la position

des intervenants et ainsi diminuer la dose intégrée. En

place chez d’autres exploitants nucléaires, notamment

EDF, cet appareil a déjà démontré son efficacité sur les

chantiers à fort débits de dose.

Formation et exercices de gestion des situations d’urgence

Exercice PUILe Plan d’urgence interne (PUI) est un document

réglementaire exigé pour toutes les INB. Il est rédigé

par l’exploitant de l’INB et doit figurer dans les dossiers

accompagnant la demande d’autorisation de création.

Il planifie et définit, en cas d’incident ou d’accident

(accident industriel conventionnel et/ou radiologique),

les méthodes d’intervention et les moyens nécessaires

à mettre en œuvre pour protéger le personnel, le public

et l’environnement et préserver ou rétablir la sûreté de

l’installation.

Le PUI décrit l’organisation de crise à mettre en place

pour gérer les accidents hypothétiques pour lesquels

l’organisation d’exploitation normale n’est plus adaptée. Il

prévoit la mise en place de postes de commandement de

gestion de crise qui proposent et mettent en œuvre des

solutions répondant à des situations non prédéterminées

par les procédures d’exploitation. Il est déclenché, en

cas de situation d’urgence, par le directeur du site ou

son représentant. Des exercices PUI sont régulièrement

réalisés pour tester tout ou partie du dispositif de gestion

de situations d’urgence.

Les moyens mis en œuvre sont : > des moyens matériels, notamment la mobilisation des

unités radiologiques d’intervention des sapeurs-pompiers ;

> des moyens humains prédéfinis et organisés,

constitués des personnes présentes sur le site, et

éventuellement complétés par d’autres personnes

soumises à un système d’astreintes.

Ces exercices PUI permettent de tester les documents

rédigés, d’en tirer des enseignements et de proposer des

actions d’amélioration afin de faciliter les actions et les

prises de décisions sur le terrain. Un « exercice PUI » a été

organisé le 8 décembre 2016. Le scénario reposait sur un

départ de feu dans le local de décontamination (local 9), .

Cet exercice nécessitait l’entrée dans l’atelier des sapeurs-

pompiers pour l’extinction du feu et le secours à victime. Il

comprenait la détérioration de la barrière de confinement

assurée par les murs et un rejet de radioéléments dans

l'environnement. Cet exercice a nécessité le gréement de

la cellule de crise de l’installation.

Les interfaces externes avec les pompiers, la préfecture,

l’ASN, l’IRSN, la presse et le centre hospitalier ont été

simulées.

Exercices d’évacuationDes évacuations de la zone contrôlée de l’atelier, d’une

part, et du bâtiment administratif, d’autre part, ont

également été réalisées en 2016.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201618

Radioprotection

La radioprotection est la protection contre les rayonnements ionisants, c’est-à-dire l’ensemble des règles, des procédures, des moyens de prévention et de surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits sur les personnes, directement ou indirectement, y compris par les atteintes portées à l’environnement.

Le fondement de la radioprotection est basé sur trois grands principes

> La justification des activités comportant un risque

d’exposition aux rayonnements ionisants : les pratiques

utilisant la radioactivité doivent apporter plus d’avantages

que d’inconvénients, et toute activité liée doit être justifiée.

> L’optimisation des expositions aux rayonnements

ionisants au niveau le plus faible possible compte tenu des

contraintes techniques et économiques du moment : le

principe ALARA (« As Low As Reasonnable Achievable »,

soit en français « aussi bas que raisonnablement possible

»).

> La limitation des doses d’exposition individuelle aux

rayonnements ionisants : celles-ci doivent être maintenues

en-dessous des limites réglementaires.

Les limites réglementaires d’exposition aux rayonnements ionisants

En France, les pouvoirs publics élaborent la

réglementation et l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

effectuent des contrôles pour s’assurer de la bonne

application de la radioprotection dans les Installations

nucléaires de base (INB).

Les limites réglementaires d’exposition aux rayonnements

ionisants sont des limites de sécurité, bien inférieures aux

limites de danger.

La protection vis-à-vis des rayonnements ionisants des

travailleurs, salariés du groupe ou intervenants externes,

est une priorité clairement affichée du groupe AREVA qui

s’est engagé dans une démarche volontariste en matière

de radioprotection avec pour objectif de limiter l’exposition

des travailleurs aux rayonnements ionisants au niveau le

plus bas qu’il est raisonnablement possible d’atteindre.

La limite réglementaire applicable aux travailleurs est un

maximum de 20 mSv sur 12 mois consécutifs maximum

pour la dose individuelle.

Afin de suivre la bonne réalisation de ses objectifs, l’entité de

radioprotection du site a pour mission de réaliser un suivi dosimétrique

individuel et d’analyser les postes de travail, en collaboration avec les

responsables des autres entités du site impliquées et des entreprises

extérieures.

En application de la réglementation, l’entité de radioprotection de

SOMANU établit une évaluation prévisionnelle des doses collectives et

individuelles.

Par ailleurs, cette entité assure le suivi et l’optimisation des interventions

sur la base de l’évaluation prévisionnelle. Elle définit les conditions

de travail à respecter afin d’atteindre l’objectif dosimétrique fixé pour

chaque intervention.

Gestion de la radioprotection sur le site

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 19

La protection des salariés

Suivi dosimétrique du personnelLa mesure de la dose absorbée par une personne

exposée à des rayonnements ionisants est appelée

« dosimétrie ». Elle fait l’objet d’une surveillance très

stricte, qui concerne aussi bien le personnel de SOMANU

que celui des entreprises extérieures. Cette surveillance

est effectuée sous le contrôle de l’ASN et répond à des

exigences réglementaires précises.

On distingue pour les personnes travaillant en zone contrôlée : > la dosimétrie opérationnelle, qui vise à informer en

temps réel la personne exposée au cours d’une séance

de travail et qui permet la gestion et le suivi des doses

par l’entité de radioprotection. Le dosimètre opérationnel

électronique permet la programmation d’alarmes pour un

meilleur suivi de l’opération. Grâce à la base de données

de l’entité radioprotection, le dosimètre électronique est en

mesure d’autoriser ou non l’accès en zone contrôlée.

> la dosimétrie passive, qui comptabilise l’ensemble

des doses reçues par le personnel tous les mois.

Conformément à la réglementation, la dosimétrie passive

de SOMANU est réalisée par un laboratoire agréé, en

l’occurrence le laboratoire de l’IRSN. Pour le personnel

des entreprises extérieures, le dosimètre passif est délivré

par l’employeur.

En application du Code du travail, chaque travailleur

amené à entrer en zone contrôlée doit obligatoirement

porter un dosimètre réglementaire individuel nominatif.

La recherche d’un bilan dosimétrique du personnel le

plus optimisé possible ainsi que la garantie du concept

« propreté radiologique de l’atelier » sont deux objectifs

permanents sur le site de SOMANU.

Les effets de rayonnements ionisants sur l’organisme

sont très variables selon la dose reçue, le temps, le mode

d’exposition et la nature du radioélément impliqué. Les

voies d’atteinte de l’homme sont l’exposition externe et

l’exposition interne. Lorsqu’il se trouve sur la trajectoire des

rayonnements ou s’il touche une substance radioactive,

l’homme est exposé de manière externe. Lorsqu’il respire

ou avale une substance radioactive, ou lorsqu’il se blesse,

l’homme est exposé de manière interne. Ces effets se

mesurent en Sievert (Sv). Il s’agit d’une unité de mesure

universelle, utilisée par les radioprotectionnistes. Elle

s’exprime en « dose efficace » et prend en compte les

caractéristiques du rayonnement et de l’organe irradié.

Toute personne travaillant dans les installations du site, qu’elle soit salariée du groupe ou intervenant extérieur, est informée des risques inhérents à son activité et des dispositions prises pour les prévenir. Elle est impliquée dans la mise en œuvre des actions de prévention et d’amélioration. Elle a un devoir d’alerte si elle constate un dysfonctionnement caractérisé ou un manquement à une obligation légale.

Le nombre de pommes qui tombent peut

se comparer au Becquerel (nombre de

désintégrations par seconde).

Le nombre de pommes reçues par le dormeur

peut se comparer au Gray (dose absorbée).

L’effet laissé sur son corps selon le poids

ou la taille des pommes peut se comparer

au Sievert (effet produit).

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201620

L’application du principe ALARA1 sur le site permet

d’obtenir des résultats 2016 se situant bien en-dessous de

la limite réglementaire de 20 mSv sur 12 mois consécutifs

pour les personnels de SOMANU et des entreprises

extérieures.

En 2016, la dose individuelle moyenne du personnel

surveillé a été de 2,790 mSv pour le personnel SOMANU

et de 0,346 mSv pour le personnel des entreprises

extérieures. La dose individuelle maximale a été de

11,2 mSv pour le personnel de SOMANU et de 10,2 mSv

pour le personnel des entreprises extérieures.

La dose horaire moyenne est de 4,33 µSv/h. Cette valeur,

en baisse pour la troisième année consécutive (6,3 µSv/h

en 2013, 5.71 µSv/h en 2014 et 4,58 en 2015), s’explique

par une amélioration en continu de la gestion de la

radioprotection des interventions sur les hydrauliques des

groupes moto-pompes primaires de type N4.

La répartition du personnel intervenant sur le site de

SOMANU (SOMANU et entreprises extérieures –EE-)

par tranche dosimétrique est indiquée dans le tableau

ci-après.

L’application des procédures de suivi de la dosimétrie impose la réalisation d’analyses de poste,

de prévisions de dose par opération (dossier d’intervention en milieu radioactif : DIMR). Avant

l’enclenchement du travail sur le chantier, les données de base pour la prévision sont vérifiées

par des mesures radiologiques validées par l’entité en charge de la radioprotection. En fin de

chantier, une comparaison entre la dose réelle intégrée et la dose prévue est réalisée pour

analyse d’éventuelles dérives. En 2016, l’écart entre la dose réelle intégrée et la prévision de

dose est inférieur à 9%.

Evolution des référentielsEntamée avec la publication en 2006 de la loi TSN codifiée dans le Code de l’environnement, l’évolution de la réglementation des INB s’est notamment renforcée en 2016 avec de nouvelles dispositions légales et réglementaires. La mise en œuvre de ces dispositions requiert un travail important d’appropriation et de mise à jour des référentiels internes aussi bien au niveau central d’AREVA qu’au niveau de chaque exploitant et installation.

L’année 2015 a été notamment marquée par la publication

de la loi n° 2015-992 du 17 août 2015 relative à la

transition énergétique pour la croissance verte (loi TECV)

et de décisions de l’Autorité de sûreté nucléaire.

En 2016, ont été publiés l’ordonnance du 10 fevrier

portant diverses dispositions en matière nucléaire ainsi

que le decret du 28 juin venant modifier le decret du

2 novembre 2007 relatif au controle des installations

nucleaires de base (decret ≪"Procedures") applicables a

SOMANU.

Le référentiel interne du groupe du domaine sûreté s’est

notamment enrichi en 2016 d’une directive relative à

l’organisation à mettre en œuvre pour réaliser un réexamen

de sûreté, de la révision de deux procédures relatives aux

systèmes d’autorisation interne et aux actions de contrôles

techniques, de vérification et de surveillance et de la

création de guides (relatifs à la rédaction des rapports

de sûreté, la définition et la gestion des Equipements

Importants pour la Protection, la rédaction des études

d’impact).

Les documents constituant le référentiel de sûreté de

chaque installation sont quant à eux mis à jour dans le

cadre du processus de gestion des modifications. Des

analyses de la conformité réglementaire sont par ailleurs

documentées et permettent de compléter les plans

d’actions de déclinaison de la réglementation.

1 ALARA (As Low As Reasonably Achievable) En français, l’expression signifie « le niveau le plus faible qu’il soit raisonnablement

possible d’atteindre ». Ce principe est utilisé pour maintenir l’exposition du personnel aux rayonnements ionisants au niveau le plus faible

qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, en tenant compte des facteurs économiques et sociaux

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 21

Les événements nucléaires

L’échelle INES (International Nuclear and Radiological Event Scale) est un outil de communication permettant de faciliter la perception par le public de la gravité des incidents et accidents survenant dans les INB ou lors des transports des substances radioactives. L’échelle comprend huit niveaux de gravité croissante, graduée de 0 à 7. Utilisée à l’échelon international depuis 1991, elle s’appuie sur des critères à la fois objectifs et subjectifs fondés sur les conséquences de l’événement à l’extérieur comme à l’intérieur du site et sur la dégradation des lignes de défense de l’installation interposées entre les substances radioactives.

Le processus de déclarationL’industrie nucléaire est une des industries les plus surveillées au monde. Comme dans toute installation industrielle, des anomalies et des incidents de fonctionnement peuvent se produire. Dans le secteur nucléaire, ceux-ci font l’objet d’une déclaration systématique auprès de l’ASN et d’une information au public.

Ces déclarations sont intégrées dans la démarche de

progrès continu du groupe AREVA et font l’objet d’un

retour d’expérience afin d’améliorer constamment la

sûreté des installations. L’attitude interrogative que suscite

cette remise en cause permanente est un élément clé

de la culture de sûreté. La communication sur les écarts

de fonctionnement crée des occasions d’échanges au

sein d’AREVA et avec les autres acteurs du nucléaire

(exploitants et autorités).

Elle permet la mise à

jour du fonctionnement

de l’installation comme

de l’organisation et

d’anticiper d’autres

dysfonctionnements pour

prévenir un impact sur la

santé et/ ou l’environnement. C’est l’occasion d’analyses

plus objectives et plus complètes, et donc d’actions de

progrès plus efficaces.

Par ailleurs, la déclaration d’incidents et d’accidents

risquant d’avoir des conséquences notables sur la sûreté

de l’installation ou de porter atteinte, par exposition

significative aux rayonnements ionisants, aux personnes,

aux biens ou à l’environnement est une obligation légale

prévue par l’article L. 591-5 du Code de l’environnement.

Le classement sur l’échelle INES effectué par l’ASN

relève, quant à lui, d’une volonté d’information du public.

Cette volonté de transparence conduit à publier des

informations relatives à des événements relevant de

l’écart, du presqu’événement ou de l’anomalie n’ayant pas

nécessairement d’impact sur la santé et l’environnement.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201622

INES, une échelle pour faciliter la communicationL’échelle INES a été conçue par l’AIEA (Agence

internationale pour l’énergie atomique) pour faciliter la

communication sur les événements nucléaires avec

les médias et le public, en leur permettant de disposer

d’éléments de comparaison, et d’ainsi mieux juger de leur

gravité. Elle est appliquée au niveau international depuis

1991. Elle a été étendue aux éléments radiologiques

concernant les sources et à ceux relatifs aux transports

de matières radioactives en 2004. Si, d’un premier

abord, la méthode paraît simple, l’exploitant peut

cependant rencontrer quelques difficultés pour proposer

le classement d’un événement, et ceci d’autant plus

que l’on se situe dans les tous premiers niveaux de

l’échelle (ce qui est le cas le plus fréquent). Un guide

de l’ASN vise à lui faciliter la tâche et tout classement

nécessite un questionnement détaillé sur les causes et les

conséquences de l’événement.

Trois types de critères sont à prendre en compte :

> ceux liés aux conséquences hors du site, telles les

doses absorbées par les personnes (travailleurs ou public)

ainsi que les rejets radioactifs dans l’environnement ;

> ceux liés aux conséquences sur le site, telles les

contaminations et les débits de doses anormaux ;

> ceux liés à la défense en profondeur, il s’agit de

prendre en compte les différentes barrières de protection

destinées à prévenir et limiter les conséquences de

l’événement. Il faut souligner qu'en application du concept

de défense en profondeur, la mise en place

concrète de plusieurs « lignes de défenses »

successives est une action préventive qui joue

un rôle déterminant.

L’analyse de l’événement faite, l’exploitant doit

formaliser les éléments qui sous-tendent sa

proposition et les transmettre à l’ASN. Au final,

celle-ci peut requalifier le niveau de l’événement

en prenant en compte l’analyse de ses causes profondes

et le nombre de barrières de défense en profondeur qui

subsistent.

En France, chaque année, quelques centaines d’écarts ou

anomalies sans conséquence sur la sûreté sont classées

au niveau 0 ou 1. Deux à trois incidents sont classés au

niveau 2 chaque année. Un seul événement avait dépassé

le niveau 3, en mars 1980, sur un réacteur UNGG -

Uranium Naturel Graphite Gaz - en fin de vie (St Laurent

A2, événement classé niveau 4).

Tous les événements significatifs concernant la sûreté

nucléaire sont déclarés par les exploitants dans les

meilleurs délais à l’ASN, avec une proposition de

classement sur l’échelle INES que l’ASN valide ou

amende. Tous les incidents classés au niveau 1 sur

l’échelle INES et au-delà font systématiquement l’objet

d’une information sur le site internet de l’ASN. Les

incidents de niveau 2 et au-delà sont signalés à l’attention

des journalistes par envoi de communiqués de presse

et contacts téléphoniques. Les incidents de niveau 0 ne

sont pas systématiquement rendus publics par l’ASN mais

peuvent faire l’objet d’une information s’ils présentent un

intérêt pour le public.

En pratique, AREVA émet un communiqué de presse pour

tout incident supérieur au niveau 1 sur l’échelle INES ou

de niveau 0 impliquant une personne.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 23

Événements survenus en 2016Concernant l’établissement SOMANU, quatre événements significatifs identifiés en 2016 ont été déclarés à l’ASN sur la

base du courrier ASN-DEP-SD4-1129-2005 du 24 octobre 2005 « Modalités de déclaration et codification des critères

relatifs aux évènements impliquant la sûreté, la radioprotection ou l’environnement ». Ces événements ont été classés

niveau 0 sur l’échelle INES.

Date de la détection

Evènements significatifs et conséquences

18 janvier 2016 Suspicion de marquage dans la matrice des végétaux du site suite aux résultats d’analyses radiochimiques du laboratoire

par détection de Cobalt 60 et de Césium 137.

Les analyses menées permettent de ne pas retenir l’hypothèse d’un marquage chronique, hypothèse qui est vérifiée par

un très faible nombre de mesures au-dessus du seuil de décision sur le rejet à l’émissaire gazeux. En effet, les terres

ne sont pas marquées par le cobalt, le toit du bâtiment administratif, sous le vent dominant, n’est marqué par aucun

des radioéléments et le point de retombée maximum ne présente pas non plus de marquage cobalt ou césium sur le

prélèvement herbeux réalisé.

Cet événement n’a eu aucun impact sur l’environnement (100.000 fois inférieur à la limite annuelle d’exposition du public

fixée à 1mSv).

Des actions concernant la propreté radiologique et les prélèvements de l’environnement ont été prises pour sécuriser

l’intégrité des échantillons.

14 mars 2016 Présence de traces de cobalt (0,041 Bq/échantillon) dans les effluents gazeux rejetés à la cheminée de l’atelier : mise en

évidence par spectrométrie gamma de résultats en cobalt au-dessus du seuil de décision sur le filtre fixe de prélèvement

du système de surveillance des rejets gazeux.

Il n’y a pas d’indication qui permet d’établir un lien de cause à effet entre les opérations d’exploitation et la valeur relevée

sur le filtre à la cheminée.

Les traces de radionucléides artificiels ne sont pas liées à des modes dégradés : les fonctions de sûreté sont restées

effectives et il n’y a pas eu d’impact pour les personnes et l’environnement.

18 octobre

2016

Arrêt de la ventilation du bâtiment atelier suite à la détection d’une montée de contamination par la balise de contrôle à

l’émissaire gazeux.

La ventilation s’est arrêtée suite à l’apparition de l’alarme « contamination cheminée ». Cette alarme est apparue sur l’écran

de surveillance de la loge des gardes et s’est arrêtée dans la même seconde. L’expertise menée montre qu’il n’y a pas eu

de montée de contamination au niveau de la balise de contrôle. La recherche des causes a consisté à identifier l’origine du

déclenchement de l’alarme :

≪ > par un contrôle exhaustif de la partie câblage entre la balise de contrôle, les reports d’alarmes et l’asservissement de

l’arrêt de la ventilation sur déclenchement de l’alarme contamination cheminée. Cette vérification a permis de confirmer

que l’ensemble des reports et des asservissements est correctement câblé.

≪ > par la vérification, de façon programmée, du bon fonctionnement de la chaîne fonctionnelle notamment la partie

relayage. Cette vérification confirme que la chaîne fonctionnelle est conforme aux exigences définies.

L’origine de l’alarme s’oriente vers le fonctionnement intrinsèque de la balise de mesure en continu de la radioactivité :

celle-ci pourrait générer des signaux électriques parasites qui ne sont pas en lien avec une contamination avérée et qui

auraient pour conséquence le changement d’état du relais associé à l’alarme « contamination cheminée » entraînant l’arrêt

de la ventilation.

La mise en place d’une temporisation de quelques secondes entre la sortie du relais de la balise de mesure en continu et

la commande d’arrêt de la ventilation est à l’étude.

07 décembre

2016

Le 06/12/2016 à 22h53mn, l’alarme 84 « défaut technique installation de ventilation » s’est déclenchée à cause du

franchissement de la limite basse (-80Pa) de la dépression du bâtiment atelier. La dépression a pour objectif de confiner

les particules radioactives présentes sous forme de contamination surfacique non fixée des composants.

L’astreinte sûreté a confirmé que le bâtiment était bien en dépression mais en dessous du domaine prescrit par les

règles générales d’exploitation. Elle a remis en condition nominale d’exploitation la ventilation par réinitialisation du

programme. Les conclusions de l’analyse n’ont pas permis d’identifier le ou les éléments pouvant être défaillants. En effet,

l’instrumentation permettant les mesures de débit et de delta de pression utilisées par l’automate fonctionne correctement.

L’analyse de l’historique des variateurs des moteurs de soufflage et d’extraction ne met pas en évidence d’alarme sur

dépassement de critères de bon fonctionnement (intensité, fréquence, puissance, communication avec le moteur, …). Les

paramètres de l’automate ont également été vérifiés (points de consignes, contrôle commande et alarme sur dépassement

de seuil) et ne font pas apparaître de dysfonctionnement.

Une analyse plus complète du programme de l’automate de régulation de la ventilation est programmée pour 2017 afin

d’identifier et corriger les éventuelles anomalies.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201624

Les événements déclarés au niveau 0 de l’échelle INES

sont des écarts sans impact sur la sûreté, mais qui

constituent des « signaux faibles », dont la prise en compte

est essentielle à une démarche de progrès continu pour

une meilleure maîtrise des activités.

Afin de continuer à encourager la remontée des « signaux

faibles » et le partage d’expérience, le groupe AREVA a

instauré à la fin de l’année 2011 un indicateur calculé sur

la base d’un ratio entre le nombre d’événements de niveau

1 et le nombre d’événements de niveau 0.

En 2016, ce « Taux de Prévention des Evénements »

(TPE) est constant par rapport à 2015, et atteint 0,12

avec un nombre stable d’événements de niveau 1 et une

diminution significative (-12) d’évènements de niveau 0. Ce

résultat est en cohérence avec le but recherché d’analyser

les causes d’un maximum d’écarts sans importance afin

de mieux se prémunir de toutes les situations pouvant

avoir des conséquences plus importantes.

L’objectif du groupe AREVA est de détecter, déclarer et

traiter au plus juste les écarts et anomalies survenant dans

le cadre des activités du groupe.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 25

LA GESTION DES REJETS ET LA SURVEILLANCE ENVIRONNEMENTALE

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201626

Le niveau des rejets radioactifs des installations du groupe

se situe très en-deçà des limites réglementaires. L’impact

dosimétrique sur l’environnement lié aux rejets du site de

SOMANU est inférieur au seuil de 1 mSv/an prévu par le

Code de la santé publique.

De façon générale, les INB sont conçues, exploitées

et entretenues de manière à limiter les rejets et les

prélèvements d’eau dans l’environnement. Ceux-ci

sont encadrés par une réglementation rigoureuse et

très surveillée. Les rejets doivent, dans la mesure du

possible, être captés à la source, canalisés et, si besoin,

être traités. Tout rejet issu d’une INB doit être autorisé

par une décision de l’ASN homologuée par un arrêté du

ministre chargé de la sûreté nucléaire. La décision fixe

des limites de rejet sur la base de l’emploi des meilleures

technologies disponibles à un coût économiquement

acceptable et en fonction des caractéristiques particulières

de l’environnement du site.

L’arrêté du 7 août 1986 relatif à l’autorisation de rejet

d’effluents radioactifs liquides par SOMANU, modifié

notamment par l’arrêté du 16 février 2005, autorise

la prestation d’analyses sur les prélèvements pour la

surveillance de l’environnement par un laboratoire agréé

(laboratoire de radiologie et de chimie de l’environnement

du CEA).

Les autorisations de rejets ou les prescriptions sont

accordées par l’ASN après l’examen du dossier technique

présenté par l’exploitant de l’INB. Les autorisations de

rejets, les prélèvements d’eau dans l’environnement et

les prescriptions sont délivrés pour chaque type de rejet,

chaque radioélément et chaque INB. L’ASN soumet le

projet de prescriptions relatives aux rejets d’une INB au

Préfet. Ce dernier saisit ensuite le Conseil départemental

de l’environnement et des risques sanitaires et

technologiques(CODERST) et la Commission Locale

d’Information (CLI) afin que ces deux instances rendent

un avis.

Pour réduire autant que possible les rejets liquides et

gazeux de ses installations, AREVA identifie et caractérise

toutes les sources de rejets, tant sur leurs débits que sur

la nature et les quantités des effluents rejetés. Le débit

et le niveau de radioactivité des rejets sont contrôlés en

permanence par des mesures en continu, mais aussi par

des mesures différées effectuées en laboratoire à partir

d’échantillons prélevés dans l’environnement autour des

installations. Chaque site se fixe des objectifs pluriannuels

de réduction des rejets. Les nouveaux investissements

prennent en compte la diminution des effluents liquides

dans les critères de choix technologiques et privilégient

les solutions sans impact significatif pour le public et

l’environnement.

Maîtrise des rejets

Les effluents liquides à contrôler doivent respecter les limites et seuils rappelés ci-après :

> activité volumique rejetée 1 kBq/l ;

> activité annuelle rejetée 400 MBq ;

> activité volumique ajoutée dans la Flamenne calculée après dilution totale des effluents en valeur moyenne

hebdomadaire 0,4 Bq/l ;

> activité volumique du tritium dans la Flamenne en aval du point de rejet 40 Bq/l ;

> absence d’émetteurs alpha, • débit de rejet 2,5 m3/h.

Une des priorités d’AREVA est de limiter le plus possible l’impact environnemental de ses activités. Cela passe par le

maintien des rejets de ses installations à un niveau aussi faible que possible en assurant une surveillance rigoureuse

de l’environnement. Le développement industriel et économique doit aller de pair avec la préservation de la santé

des personnes et la protection de l’environnement. AREVA rend compte de ses engagements par une politique de

transparence de l’information en mettant à disposition du public les résultats de la surveillance de l’environnement.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 27

Rejets liquidesSOMANU s’attache à préserver la qualité des milieux aquatiques en s’équipant de dispositifs de traitement adaptés et en contrôlant la qualité de ses effluents.

Les effluents liquides sont classés en trois catégories

distinctes :

> des effluents radioactifs d’exploitation dans l’atelier,

provenant de la décontamination des matériels ou

résultant de différentes phases de travaux sur matériels. Ils

subissent des opérations de déminéralisation et filtration

avant d’être évacués en citerne vers un site de traitement

dédié ;

> des effluents à vérifier, dont l’origine peut laisser

supposer une radioactivité (lavage des sols et du linge,

points d’eau de l’atelier). Ils sont collectés dans des cuves

et font l’objet d’un contrôle de leur « qualité » par mesures

d’un laboratoire agréé du CEA avant d’être rejetés,

conformément à l’arrêté ministériel du 16 février 2005 ;

> des effluents non radioactifs constitués des eaux

pluviales et des eaux de drainage du terrain. Ces eaux

sont rejetées dans la canalisation du réseau qui rejoint, au

Nord-Est du terrain, les réseaux de la zone industrielle et

l’affluent de la Sambre (La Flamenne) au lieu-dit Douzies.

La Flamenne se jette en rive gauche de la Sambre après

2.500 mètres en zone semi-urbaine.

La déclaration des rejets est réalisée au travers des

registres adressés mensuellement à l’ASN.

AU COURS DE L’ANNÉE 2016

les effluents ont été rejetés dans le respect des procédures de prélèvement et de contrôle : une analyse est effectuée avant chaque rejet pour autoriser leur déversement. En tout, SOMANU atteint 1,5 % de l'autorisation annuelle de rejet, soit le contenu de 10 cuves avec une activité totale de 5,85 MBq (sur 400 MBq autorisés). L'activité volumique moyenne rejetée est de l’ordre de 0,031 kBq/l (la limite est fixée à 1 kBq/l).

Rejets gazeuxSOMANU accorde une attention particulière au contrôle de ses rejets atmosphériques et s’assure de l’efficacité du laveur de gaz et des systèmes de filtres à très haute efficacité (THE) permettant d’arrêter les éléments radioactifs éventuellement présents dans les rejets gazeux avant leur rejet à la cheminée.

Ainsi, la qualité des rejets est contrôlée en permanence

par des mesures en continu et des mesures différées : > la mesure en continu remplit une mission d’alarme

et permet à tout instant de détecter un changement d’état

dans la surveillance des rejets de l’installation entraînant

ainsi des actions immédiates.

> la mesure en différé est réalisée en laboratoire

sur des prélèvements continus pour une recherche de

radionucléides artificiels avec des seuils très bas.

Grâce aux mesures effectuées à la cheminée, SOMANU

peut démontrer que les analyses sont des limites

de détection ou proches (a posteriori) ou que les

radionucléides artificiels rejetés sont très faibles.

il n’a pas été mis en évidence de rejet gazeux pouvant avoir un impact sur l’environnement.

EN 2016,

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201628

La connaissance du milieu permet de choisir le lieu et le

nombre de points de mesure garantissant que l’ensemble

du processus est contrôlé :

> surveillance atmosphérique : radioactivité de l’air à

l’extérieur du site, irradiation ambiante ;

> surveillance terrestre : végétation ;

> surveillance hydrologique : ruisseau, nappe

phréatique.

Le programme annuel de surveillance est établi sous

le contrôle de l’ASN qui fixe la nature, la fréquence et la

localisation des mesures.

L’établissement SOMANU fait appel au laboratoire

d’analyse des échantillons de l’environnement du CEA

Saclay conformément à l’arrêté du 16 février 2005. Tous

les ans, il est vérifié que le laboratoire a obtenu de l’ASN

l’agrément nécessaire après avoir apporté la preuve de sa

capacité à fournir les résultats dans les délais impartis et le

cadre imposé.

Surveillance de l’environnement

La protection de l’environnement fait partie intégrante des pratiques professionnelles quotidiennes sur le site de

SOMANU.

Afin de pouvoir évaluer l’impact réel de SOMANU, une surveillance basée sur des prélèvements d’échantillons est

effectuée dans les différents écosystèmes et tout au long des chaînes de transfert jusqu’à l’homme.

Air atelier

Laveur de buées• Piégeage particules• Rectification pH

Filtration Très Haute Efficacité

Cheminée

Contrôle radiologique en continuEffluents de

décontamination

Solutions de décontamination

F Filtrations

F

Filière de traitement dédiée

Eau usée : lavage des sols et du linge

A

A

A Analyses

Réseau d’eaux uséesA

F

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 29

EN 2016,la surveillance de l’environnement a représenté environ 518 prélèvements répartis comme suit : > 83 % pour la surveillance atmosphérique ; >1,5 % pour la surveillance terrestre ; > 15,5 % pour la surveillance hydrologique.

Ces prélèvements ont donné lieu à environ 1964 analyses.

La mise en place de réseaux de surveillance de

l’environnement autour des INB permet de s’assurer

de l’efficacité des actions du programme annuel

de surveillance. Les résultats des 100.000 mesures

effectuées à partir d’un millier de points de prélèvement

en France sont communiqués régulièrement aux

autorités et aux parties prenantes (riverains, associations,

commissions d’information, élus…).

Surveillance de l’air à l’extérieur du siteUne station à proximité du site assure un prélèvement

d’air en continu sur filtre fixe. Une mesure de l’activité des

poussières de l’air (aérosols) est réalisée par le laboratoire

du CEA Saclay sur chaque filtre relevé quotidiennement.

En 2016, les mesures ne mettent pas en évidence un marquage significatif de l’environnement perceptible.

Surveillance du débit de dose sur le siteUne dosimétrie d’ambiance

est effectuée en périmètre de

l’établissement. Cette mesure est

réalisée à l’aide de dosimètres

intégrateurs mensuels. Elle permet

de mesurer le rayonnement gamma.

En 2016, elle ne met pas en évidence

de valeur supérieure à la radioactivité

naturelle du site.

Surveillance terrestre : herbesLa mesure de la radioactivité des végétaux permet

d’évaluer les dépôts d’éventuels rejets gazeux.

Des échantillons d’herbe prélevés mensuellement sur le site de SOMANU font l’objet de mesures. Les principaux radioéléments observés dans l’herbe en 2016 sont d’origine naturelle : le potassium 40 et le béryllium 7.Un événement a été déclaré sur l’échelle INES pour une

valeur très légèrement supérieure à la limite de détection.

Cette très faible valeur de présence de radioélément

(cobalt 60) est sans conséquence pour l’environnement.

Surveillance hydrologique: nappe phréatique et ruisseauLa nappe phréatique fait l’objet d’un suivi régulier grâce à

quatre piézomètres répartis sur le site de SOMANU.

En 2016, les mesures sur les échantillons d’eau souterraine ne montrent aucune évolution des teneurs contrôlées.

Les eaux du ruisseau « La Flamenne » prélevées

mensuellement et à mi-rejet montrent en 2016 des

résultats de mesure inférieurs aux seuils définis dans

l’arrêté d’autorisation de rejet du site de SOMANU. Les

rejets autorisés sont réalisés par bâche (cuve) pendant une

durée de l’ordre de neuf heures. Le mi-rejet correspond

à un prélèvement effectué au bout de quatre heures et

demi au niveau d’un point situé à quelques kilomètres de

SOMANU .

Un site internet piloté par l’ASN et l’IRSN met à disposition

du public l’ensemble des données fournies par l’ensemble

des acteurs du nucléaire au réseau national de mesures

de la radioactivité de l’environnement (RNME). L’ensemble

des installations nucléaires d'AREVA contribue à cette

action : le site de SOMANU renseigne ce réseau avec les

résultats de mesure dans l’environnement.

Site RNME : http://mesure-radioactivite.fr

La surveillance atmosphérique dans l’environnement

Un prélèvement dans la nappe phréatique

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201630

LA GESTION DES DÉCHETS

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 31

Gestion des déchets radioactifs

En France, la gestion des déchets radioactifs est mise en œuvre par l’application du plan national de gestion des matières

et des déchets radioactifs (PNGMDR) mis à jour tous les trois ans par le gouvernement sur la base des recommandations

d’un groupe de travail pluraliste constitué d’associations de protection de l’environnement, d’élus, des autorités

d’évaluation et de contrôle et des principaux acteurs du nucléaire.

L’ANDRA, l’Agence nationale pour la gestion des déchets

radioactifs, est chargée du stockage des déchets

radioactifs à long terme dans des structures conçues pour

préserver la santé des populations et l’environnement.

L’ANDRA établit et met à jour tous les trois ans l’inventaire

national des matières et déchets radioactifs présents sur le

territoire national.

La dernière édition de cet inventaire date de 2015. Cette

édition donne des informations sur les quantités et la

localisation de l’ensemble des déchets radioactifs produits

en France à fin 2010, ainsi que des prévisions à fin 2020

et fin 2030.

Les données concernant SOMANU sont intégrées dans

cet inventaire.

La gestion des déchets radioactifs repose sur des principes généraux définis dans le Code de l’environnement qui disposent que : > la gestion durable des déchets radioactifs de toute

nature est assurée dans le respect des intérêts mentionnés

à l’article L. 593-1 du Code de l’environnement ;

> les producteurs de déchets radioactifs sont

responsables de ces substances.

Ils mettent en œuvre des solutions pour :

> prévenir et réduire à la source, autant que

raisonnablement possible, la production et la nocivité

des déchets, notamment par un tri, un traitement et un

conditionnement appropriés et par le recyclage des

combustibles usés ;

> privilégier autant que possible une stratégie de

confinement/ concentration ;

> organiser les transports de déchets de manière à

limiter les volumes de déchets transportés et les distances

parcourues ;

> favoriser une économie circulaire en recyclant au

maximum les déchets afin de limiter la production de

déchets non-réutilisables ;

> informer le public des effets potentiels sur

l’environnement ou la santé des opérations de production

et de gestion à long terme des déchets.

(Source : chapitre Ier du titre IV du livre V du Code de

l’environnement)

L’article L. 542-1-1 du Code de l’environnement précise les définitions suivantes : > une substance radioactive est une substance

qui contient des radionucléides, naturels ou artificiels,

dont l’activité ou la concentration justifie un contrôle de

radioprotection,

> une matière radioactive est une substance radioactive

pour laquelle une utilisation ultérieure est prévue ou

envisagée, le cas échéant après traitement

> les déchets radioactifs sont des substances

radioactives pour lesquelles aucune utilisation ultérieure

n’est prévue ou envisagée ou qui ont été requalifiées

comme tels par l'autorité administrative en application de

l'article L. 542-13-2,

> les déchets radioactifs ultimes sont des déchets

radioactifs qui ne peuvent plus être traités dans les

LE CADRE RÉGLEMENTAIRE POUR LA GESTION DES DÉCHETS RADIOACTIFS

Le plan national de gestion des matières et des déchets

radioactifs (PNGMDR) constitue un outil privilégié pour

mettre en œuvre ces principes dans la durée, selon le

cadre fixé par la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 de

programme relative à la gestion durable des matières

et des déchets radioactifs, codifiée dans le Code de

l’environnement. Il vise principalement à :

> dresser un bilan régulier de la politique de gestion

de ces substances radioactives ;

> évaluer les besoins nouveaux ;

> à déterminer les objectifs à atteindre à l’avenir,

notamment en termes d’études et de recherches. Son

bien-fondé a été confirmé au niveau européen par la

directive établissant un cadre communautaire pour la

gestion responsable et sûre du combustible usé et des

déchets radioactifs, adoptée le 19 juillet 2011.

L’édition 2016-2018 du PNGMDR poursuit et étend

les actions engagées dans la précédente version.

Elle s’appuie notamment sur l’inventaire national des

matières et des déchets radioactifs publié en 2015 par

l’ANDRA, qui évalue les perspectives de production de

déchets dans les prochaines décennies ainsi que les

besoins en capacités d’entreposage.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201632

conditions techniques et économiques du moment,

notamment par extraction de leur part valorisable ou par

réduction de leur caractère polluant ou dangereux.

Classification des déchets radioactifsIl convient de rappeler deux aspects importants concernant la classification des déchets radioactifs : > il n’existe pas de critère de classement unique

permettant de déterminer la classe d’un déchet. Il est en

effet nécessaire d’étudier la radioactivité des différents

radionucléides présents dans le déchet pour le positionner

dans la classification. Cependant, à défaut d’un critère

unique, les déchets de chaque catégorie se situent en

général dans une gamme de radioactivité massique ;

> un déchet peut relever d’une catégorie définie

mais ne pas être accepté dans la filière de gestion

correspondante du fait d’autres caractéristiques (sa

composition chimique, par exemple). En conséquence, la

catégorie du déchet n’est pas obligatoirement assimilée à

sa filière de gestion.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 2016 33

Gestion des déchets radioactifs de SOMANU

Les déchets radioactifs issus des activités réalisées

en zone contrôlée se classent en différentes familles :

technologiques, métalliques, liquides et autres déchets

particuliers. Ils sont traités suivant trois critères : le débit de

dose, la nature du déchet et leur propriétaire. Les déchets

radioactifs générés dans les installations de SOMANU sont

des déchets de faible activité.

Leur évacuation s’effectue vers les filières agréées de

traitement, sous usage exclusif selon l’ADR (Accord

européen relatif au transport international des

marchandises dangereuses par route – arrêté du 29 mai

2009 relatif au transport de marchandises dangereuses

par voie terrestre, dit « arrêté TMD »).

SOMANU met à disposition de ses clients des locaux

confinés et accueille des équipes du monde entier. Ces

équipes de travail externes au personnel de SOMANU

effectuent leurs propres gestes de maintenance sur leurs

équipements. Ces opérations génèrent des déchets

identifiés dès leur production et récupérés par les

producteurs pour être joints et évacués avec les matériels.

Pour ce faire, toutes les dispositions utiles et nécessaires

sont prises sur le site pour assurer la séparation, le tri et le

suivi de ces déchets.

FAMILLES DE DÉCHETS

Déchets technologiques Des réceptacles

permettent au personnel

de procéder à un tri

sélectif des déchets

produits (chiffons, vinyles,

cartons…). Ces déchets

sont ensuite conditionnés

en fûts à fermeture

étanche.

Les matières cellulosiques

imbibées d’huile ou de

graisse sont séparées dans

le cadre de la maîtrise des

risques liés à un départ de

feu. Elles sont déposées

dans des réceptacles

appropriés spécifiques.

Ces déchets sont, selon

les cas, incinérés au

centre de traitement et

de conditionnement de

déchets de faible activité

(Centraco) ou stockés

sur le site de l’ANDRA

dans l’Aube ou renvoyés

aux propriétaires des

équipements qui les ont

générés.

Déchets métalliques Les déchets métalliques

collectés sont envoyés

du centre de fusion de

CENTRACO.

Ceci permet le recyclage

ainsi que la valorisation de

ces métaux.

Si les déchets métalliques

sont de très faible activité,

ils seront expédiés sous

forme de lingots au centre

de stockage des déchets

de très faible activité de

l’ANDRA.

Ils sont également, selon

les cas, conditionnés en

fûts et stockés sur le site

de l’ANDRA ou renvoyés

aux propriétaires des

équipements qui les ont

générés.

Déchets irradiants Ces déchets proviennent

des postes de travail situés

en zone contrôlée et de

la filtration des effluents

de décontamination. Des

pièces rebutées dépassant

exceptionnellement les

2 mSv/h au contact, sont

également concernées.

Leur niveau d’activité

nécessite l’utilisation de

protections biologiques

pour leur manutention

(port de gants, port de

protection respiratoire...) et

leur transport.

Les déchets irradiants

sont conditionnés dans

des emballages avec

protection biologique

ou en coques béton et

caisson. Ils sont ensuite

retournés au propriétaire

du matériel concerné ou à

une installation désignée

par celui-ci.

Résines échangeuses d’ionsEn fonction de leurs

caractéristiques, les

effluents issus de la

décontamination des

différents composants

sont filtrés sur des

résines échangeuses

d’ions afin de piéger leur

activité. Ces résines sont

ensuite conditionnées en

conteneur spécifique et

transférées vers des filières

agréées ou vers la centrale

d’origine.

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201634

Évolutions technologiques visant à diminuer la quantité de déchetsUne politique de réduction systématique des volumes de déchets est engagée depuis plusieurs années.Les efforts portent sur l’application des trois principes suivants : > la gestion des consommables, afin de n’utiliser que le

strict nécessaire ;

> le tri à la source, pour séparer les déchets par nature

et par activité ;

> la traçabilité, permettant la gestion et le contrôle de

ces déchets.

Les déchets sont gérés par filière, suivant leur nature:

filière de stockage à l’ANDRA, filière d’incinération

(Centraco) ou filière de fusion (SOCODEI).

L’objectif de réduire le volume des déchets, de les recycler

lorsque c’est possible et de les conditionner sous forme

de déchets ultimes est permanent et fait l’objet de plans

d’actions.

Bilan des déchets solidesLe tableau ci-après prend en compte les déchets

d’exploitation du site de SOMANU et les déchets générés

par des équipements de sites français.

Gestion des déchets conventionnelsDes déchets conventionnels sont générés dans des

zones où ils ne sont pas susceptibles d’être contaminés.

Ils font l’objet de collectes spécifiques effectuées par des

collecteurs agréés pour être éliminés dans des centres de

traitement autorisés.

Nature du déchet

Quantité produite (tonnes)

2015 2016

Quantité évacuée (tonnes)

2016

Reliquat entreprosé*(tonnes)

Filière d'élimination

Matières cellulosiques

Plastiques

Filtres

Bois

Métaux

Déchets irradiants (>mSv/h)

2016

5,6

3,7

0,2

0,3

14,7

3 coquesbéton

10,1

5,2

0,1

0,324,5

1 coquebéton

11,8

6,1

0,0

0,131,2

2 coquesbéton

4,0

2,9

0,2

0,5

151,62 coques

béton

CENTRACO

CENTRACO

CENTRACO

CENTRACO

CENTRACO

ANDRA

* Un plan d'actions se poursuit afin d'évacuer au maximum les reliquats de pièces rebutées entreposées et les déchets.

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MAÎTRISE DES AUTRES IMPACTS

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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201636

La maîtrise des autres impacts

Outre les rejets liquides et gazeux, les activités du site génèrent d’autres impacts qui, eux-aussi, font l’objet d’une

surveillance très rigoureuse.

Des prélèvements pour mesurer la concentration

en légionnelles sont effectués annuellement dans le

réseau d’eau d’alimentation des douches. Ces mesures

sont confiées à un laboratoire accrédité COFRAC

conformément aux exigences réglementaires relatives

aux installations. Les derniers résultats de mesures présentaient des résultats conformes.

A l’occasion de la constitution, du traitement et du suivi

des dossiers de demandes de permis de construire, de

permis de démolir et de déclaration de travaux sur le site,

une procédure interne pour le traitement des demandes

d’autorisation d’urbanisme prévoit la production des

documents présentant l’insertion du projet dans son

environnement (loi n° 93-24 du 8 janvier 1993 sur la

protection et la mise en valeur des paysages, codifiée dans

le Code de l’urbanisme). L’impact visuel des bâtiments de

SOMANU est négligeable. En effet, la hauteur maximale

des bâtiments du site est de l’ordre de 17 mètres, hauteur

inférieure à celle des bâtiments environnants de la zone

industrielle.

La réglementation en matière de limitation du bruit des INB

est prise en compte grâce aux campagnes d’évaluation

dans les zones à émergence réglementée autour du site.

La réglementation impose qu’en limite de propriété, les

seuils suivants ne soient pas dépassés :

> 70 dB le jour,

> 60 dB la nuit.

Les résultats de la dernière campagne de mesure n’ont

pas mis en évidence d’émergences sonores significatives

imputables à l’activité industrielle du site. Aucun bruit à

tonalité marquée n’a été décelé. Cette expertise a permis

de répondre positivement à la conformité réglementaire du

site de SOMANU.

Impacts bactériologiques

Impacts visuels et architectural

Impacts sonores

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LES ACTIONS EN MATIÈRE DE TRANSPARENCE ET D’INFORMATION

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AREVA met en œuvre au travers de ses différentes implantations toutes les actions nécessaires pour apporter à ses parties prenantes une information complète et pédagogique tant sur ses activités que sur les mesures de surveillance de l’environnement effectuées autour de ses sites. En France, AREVA est membre des commissions locales d’information (CLI) mises en place par les pouvoirs publics à proximité des INB.

La politique de transparence AREVA Dans le cadre de sa politique de transparence, AREVA

diffuse systématiquement un communiqué de presse pour

tout événement à partir du niveau 1 de l’échelle INES. Le

groupe communique en outre régulièrement les résultats

des mesures effectuées dans l’environnement sous le

contrôle de l’ASN à travers le site animé par le réseau

national de mesures de la radioactivité de l’environnement

(http://mesure-radioactivite.fr).

AREVA publie par ailleurs des brochures sur ses activités.

Ces documents sont accessibles au public via le site

Internet d’AREVA ou sur simple demande auprès de ses

établissements.

Par ailleurs, des visites ciblées des parties prenantes

sont organisées périodiquement (services de secours du

Centre d’Incendie et de Secours de Maubeuge, centre

hospitalier de Maubeuge, les élus locaux).

InformerAu titre de l’article L. 125-10 du Code de l’environnement,

toute personne a le droit d’obtenir les informations

détenues par l’exploitant d’une installation nucléaire de

base et par le responsable d’un transport de substances

radioactives, lorsque les quantités en sont supérieures

à des seuils au-delà desquels, en application des

conventions et règlements internationaux régissant le

transport de marchandises dangereuses, du Code des

transports et des textes pris pour leur application, ce

transport est soumis à la délivrance, par l’Autorité de

sûreté nucléaire ou par une autorité étrangère compétente

dans le domaine du transport de substances radioactives,

d’un agrément du modèle de colis de transport ou d’une

approbation d’expédition, y compris sous arrangement

spécial.

Ces informations portent sur les risques ou inconvénients

que l’installation ou le transport peuvent présenter pour

les intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 et sur les

mesures prises pour prévenir ou réduire ces risques ou

inconvénient, dans les conditions définies aux articles L.

124-1 à L. 124-6 du Code. À ce titre, en 2016, SOMANU

n’a pas reçu de demande d’information complémentaire.

Être acteur des CLIsLa CLI est chargée d’une mission générale de suivi,

d’information et de concertation en matière de sûreté

nucléaire, de radioprotection et d’impact des activités

nucléaires sur les personnes et l’environnement pour ce

qui concerne les installations nucléaires de base.

La réunion annuelle de la CLI de SOMANU, organisée

par le Conseil général du Nord et présidée par Monsieur

Joël Wilmotte, s’est tenue le 14 juin 2016. Elle compte

parmi ses membres des élus locaux, des représentants

d’associations, des syndicats et des pouvoirs publics.

Lors de la réunion, le site de SOMANU a dressé le bilan

d’exploitation et a confirmé l’absence d’impact significatif

de ses activités sur l’environnement grâce à un contrôle

systématique de la qualité des différents écosystèmes de

proximité. Ce bilan a été complété par celui de l’ASN qui

estime que l’exploitation des installations est satisfaisante

et apprécie la transparence et la qualité des échanges

réguliers entre l’ASN et SOMANU.

Échanger avec le monde de la santéNos échanges avec les professionnels de la santé du

Centre hospitalier de Maubeuge se poursuivent et

donnent l’occasion de visiter les installations respectives.

Ces visites ont pour objectif de présenter aux intervenants

comment s’organise la gestion d’un blessé contaminé

avec les moyens disponibles et en fonction des lieux.

Rencontrer les entreprises extérieuresLe 8 mars 2016, a eu lieu la 3ème édition de la journée

« intervenant ». Le but de cette journée était de partager

les objectifs de sûreté et de sécurité de SOMANU, de

communiquer aux directions des entreprises extérieures

les résultats sécurité, santé, sûreté et environnement. Les

exigences applicables dans le cadre de toute intervention

sur le site et d’en présenter les modalités de mise en

œuvre.

La formation d’accueil site, le cahier des clauses

applicables aux entreprises, le processus de

renseignement d’un plan de prévention, le répertoire des

consignes de sûreté-santé-sécurité-environnement, la

mise en application de l’Arrêté INB du 7 février 2012 et de

l’Arrêté Certification du 27 novembre 2013 ont fait l’objet

de présentations.

La journée a remporté un grand succès auprès des intervenants extérieurs et des échanges ont eu lieu sur : > les contraintes d’accès et de sécurité nécessaires

dans des situations de travail avec une forte coactivité tout

en partageant l’objectif commun du « Zéro accident » ;

> des sujets d’importance comme la certification des

entreprises extérieures pour exercer des activités dans le

périmètre d’une INB.

Une visite de l’atelier a aussi permis une meilleure

compréhension de la configuration des interventions en

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milieu nucléaire.

Ce rendez-vous pérenne se déroule à une fréquence

d’environ 18 mois.

Une politique volontariste d’alternance Le site accueille régulièrement des jeunes en stage et en

contrat d’alternance accompagnés d’un tuteur durant leur

présence sur le site.

Autres informations sur la sûreté, la radioprotection et l’environnement > Portail du groupe AREVA : www.areva.com

> Site internet AREVA NP : www.areva-np.com

> Conseil général du Nord – information sur la

Commission locale d’information de la SOMANU :

www.lenord.fr

> Réseau national de mesures de la radioactivité de

l’environnement : www.mesure-radioactivite.fr

> Autorité de sûreté nucléaire : www.asn.fr

> Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire :

www.irsn.fr

EN 2016,4 étudiants ingénieurs ont découvert l’activité de SOMANU au travers d’un contrat d’alternance de 3 ans et se forment au travail en milieu industriel et nucléaire.

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Conclusion

En 2016, l’ensemble du personnel s’est fortement mobilisé pour satisfaire les clients et tenir les engagements contractuels, tout en veillant à maintenir le niveau le plus élevé de sûreté de l’installation.

Le bilan de 2016 montre, au travers des thèmes abordés et des actions mises en œuvre sur l’installation, notre volonté de nous améliorer de manière durable en matière de sûreté nucléaire.

En 2017, nous resterons attentifs afin que soient maintenues des relations de qualité et de transparence avec l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), l’ensemble des parties prenantes internes et externes et la Commission Locale d’Information (CLI). Les échanges constructifs participeront à notre démarche d’écoute et de dialogue engagé.

A

ALARA (As Low As Reasonably Achievable) En français, l’expression signifie « le niveau le plus

faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre

». Ce principe est utilisé pour maintenir l’exposition du

personnel aux rayonnements ionisants au niveau le plus

faible qu’il soit raisonnablement possible d’atteindre, en

tenant compte des facteurs économiques et sociaux.

ANDRA (Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs) Etablissement public industriel et commercial (EPIC) créé

par la loi du 30 décembre 1991, chargé des opérations

de gestion à long terme et du stockage des déchets

radioactifs.

ASN (Autorité de Sûreté Nucléaire) Autorité

administrative indépendante qui assure au nom de

l’Etat français le contrôle de la sûreté nucléaire et de

la radioprotection et l’information du public dans ces

domaines.

C

CEA (Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives) Le CEA, établissement de recherche scientifique,

technique et industriel, relève de la classification des

EPIC et constitue à lui seul une catégorie distincte

d’établissement public de l’état. Le CEA intervient dans

trois grands domaines : la Défense et la sécurité globale,

les énergies non émettrices de gaz à effet de serre et les

technologies pour l’information et la santé. Il est chargé

de promouvoir l’utilisation de l’énergie nucléaire dans les

sciences, l’industrie et pour la Défense Nationale.

CLI (commission locale d’information) Commission instituée auprès de tout site comprenant

une ou plusieurs INB, la CLI est chargée d’une mission

générale de suivi, d’information et de concertation

en matière de sûreté nucléaire, de radioprotection et

d’impact des activités nucléaires sur les personnes et

l’environnement pour ce qui concerne les installations du

site. La CLI assure une large diffusion des résultats de ses

travaux sous une forme accessible au public.

Confinement Dispositif de protection qui consiste à contenir les produits

radioactifs à l’intérieur d’un périmètre déterminé fermé.

Contamination Présence indésirable à un niveau significatif de

substances radioactives (poussières ou liquides) à

la surface ou à l’intérieur d’un milieu. Pour l’homme,

la contamination peut être externe (sur la peau) ou

interne à l’organisme (par respiration, ingestion ou voie

transcutanée).

D

Déchets radioactifs Les déchets radioactifs sont des substances radioactives

pour lesquelles aucune utilisation ultérieure n’est prévue

ou envisagée ou qui ont été requalifiés comme tels par

l’autorité administrative en application de l’article L. 542-

13-2 du Code de l’environnement.

Déchets radioactifs ultimes Les déchets radioactifs ultimes sont des déchets

radioactifs qui ne peuvent plus être traités dans les

conditions techniques et économiques du moment,

notamment par extraction de leur part valorisable ou par

réduction de leur caractère polluant ou dangereux.

Décontamination La décontamination est une opération physique, chimique

ou mécanique destinée à éliminer ou réduire la présence

de matières radioactives ou chimiques déposées sur

une installation, un espace découvert, un matériel ou du

personnel.

Démantèlement Ensemble des opérations techniques et réglementaires

qui suivent la mise à l’arrêt définitif d’une installation,

effectuées en vue d’atteindre un état final défini permettant

le déclassement. Le démantèlement inclut le démontage

physique et la décontamination de tous les appareils

et équipements et la gestion des déchets radioactifs

associés.

Dose Mesure de l’exposition d’un individu à des rayonnements

ionisants (énergie reçue et effets liés à la nature des

rayonnements). La dose se mesure en mSv, sous-unité

du Sv (1 Sv = 1 000 mSv). La dose moyenne d’exposition

d’origine naturelle d’un individu en France est de 2,4 mSv/

an.

Dosimètre Instrument permettant de mesurer des doses reçues par

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un individu ou par des organes de cet individu.

DREAL Direction régionale de l’environnement, de l’aménagement

et du logement. Créé en 2007, cet échelon déconcentré

du ministère de l’environnement pilote les politiques

développement durable résultant notamment des

engagements du Grenelle Environnement ainsi que celles

du logement et de la ville.

E

Echelle INES (international nuclear event scale) échelle internationale de communication définissant la

gravité d’un événement nucléaire survenant dans une

installation ou lors d’un transport de matières radioactives.

Elle est graduée de 0 (écart sans importance pour la

sûreté) à 7 (accident majeur avec conséquence durable à

l’extérieur du site).

Entreposage L’entreposage de matières ou de déchets radioactifs

est l’opération consistant à placer ces substances à titre

temporaire dans une installation spécialement aménagée

en surface ou en faible profondeur à cet effet, dans

l’attente de les récupérer (article L. 542-1-1 du code de

l’environnement).

Exposition Exposition d’un organisme ou d’un organe à une source

de rayonnements ionisants caractérisée par la dose reçue.

G

GMPP (Groupe MotoPompe Primaire) Le GMPP fait circuler l’eau du circuit primaire à travers le

cœur du réacteur pour le refroidir et transporter le liquide

caloporteur vers le générateur de vapeur.

H

HCTISN (Haut comité pour la transparence et l’information sur la sécurité nucléaire) Le HCTISN est une instance d’information, de concertation

et de débat sur les risques liés aux activités nucléaires

et l’impact de ces activités sur la santé des personnes,

sur l’environnement et sur la sécurité nucléaire. À ce

titre, il peut émettre un avis sur toute question dans ces

domaines, ainsi que sur les contrôles et l’information qui

s’y rapportent. Il peut également se saisir de toute question

relative à l’accessibilité de l’information en matière de

sécurité nucléaire et proposer toute mesure de nature

à garantir ou à améliorer la transparence en matière

nucléaire.

I

INB (installation nucléaire de base) En France, installation qui, par sa nature, ou en raison

de la quantité ou de l’activité de toutes les substances

radioactives qu’elle contient visée par la nomenclature INB,

est codifiée dans le code de l’environnement, relatif à la

transparence et à la sécurité en matière nucléaire et ses

textes d’application. La surveillance des INB est exercée

par des inspecteurs de l’ASN. Un réacteur nucléaire est

une INB.

Irradiation Exposition d’un organisme ou d’un organe à un

rayonnement ionisant lorsque la source de rayonnement

est à l’extérieur de l’organisme.

IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) établissement public à caractère industriel et commercial

qui a notamment pour mission de réaliser des recherches

et des expertises dans les domaines de la sûreté nucléaire,

de la protection de l’homme et de l’environnement

contre les rayonnements ionisants et du contrôle et de

la protection des matières nucléaires. L’IRSN intervient

comme appui technique de l’ASN.

P

PUI (Plan d’Urgence Interne) Le PUI décrit l’organisation et les moyens destinés à

faire face aux différents types d’événements (incident

ou accident) de nature à porter atteinte à la santé des

personnes par exposition aux rayonnements ionisants.

R

Radioactivité Phénomène de transformation d’un nucléide avec

émission de rayonnements ionisants. La radioactivité peut

être naturelle ou artificielle. La radioactivité d’un élément

diminue avec le temps, au fur et à mesure que les noyaux

instables disparaissent.

Radionucléide

Ensemble d‘atomes émetteurs de rayonnements ionisants.

Radioprotection Ensemble des règles, des procédures

et des moyens de prévention et de surveillance visant à

empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements

ionisants produits sur les personnes, directement ou

indirectement, y compris par les atteintes portées à

l’environnement.

Rayonnement ionisant Flux d’ondes électromagnétiques (comme les ondes

radio, les ondes lumineuses, les rayons UV ou X, les

rayons cosmiques, ...), de particules de matière (électrons,

protons, neutrons, ...), ou de groupement de ces particules.

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Ces flux portent une énergie proportionnelle à la fréquence

des ondes ou à la vitesse des particules. L’effet des

rayonnements ionisants sur les objets ou les organismes

vivants est souvent un arrachement d’électrons des atomes

constituant la matière (inerte ou vivante), laissant sur

leur trajectoire des atomes ionisés (porteurs de charges

électriques) d’où leur nom générique de rayonnements

ionisants.

S

Sécurité nucléaire La sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la

radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de

malveillance, ainsi que les actions de sécurité civile en cas

d’accident.

Stockage de déchets radioactifs Le stockage de déchets radioactifs est l’opération

consistant à placer des substances radioactives dans une

installation spécialement aménagée pour les conserver de

façon définitive dans le respect des principes énoncés par

le code de l’environnement.

Substances radioactives Une substance radioactive émet des rayonnements

ionisants pour laquelle une utilisation ultérieure est prévue

ou envisagée, le cas échéant après traitement.

Sûreté nucléaire La sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions

techniques et des mesures d’organisation relatives à la

conception, à la construction, au fonctionnement, à la

mise à l’arrêt et au démantèlement des INB, ainsi qu’au

transport des substances radioactives, prises en vue de

prévenir les accidents ou d’en limiter les effets.

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Les recommandations du Comité d’Hygiène, de Sécurité et des Conditions de Travail (CHSCT)

Le CHSCT, institution de l’entreprise représentative

du personnel, est dotée de pouvoirs délibératifs pour

l’ensemble des questions de santé, de sécurité et de

qualité de vie au travail.

Depuis septembre 2013, un CHSCT a été mis en place

en SOMANU et a donc repris cette fonction qui était

dévolue aux délégués du personnel de SOMANU. Suite

aux actions menées en 2016 , les membres du CHSCT

ont formulé les recommandations ci-après.

En 2016, malgré la charge importante des activités

réalisées en SOMANU, les résultats obtenus en terme

de sécurité, sûreté et radioprotection pour le personnel

SOMANU se sont encore améliorés . Il faut cependant

rester vigilant concernant les activités réalisées sur

notre site par les Entreprises Extérieures (Clients et

Fournisseurs).

En 2017, l’activité à réaliser en SOMANU sera encore

soutenue. Nous devons maintenir notre vigilance et

notre présence sur le terrain afin de pérenniser les

résultats de 2016 sur les prochaines années que ce soit

en matière de sécurité, d’hygiène, ou des conditions

de travail .Malgré une conjoncture incertaine au

sein du groupe AREVA ainsi que des annonces de

restriction budgétaire, il sera nécessaire de maintenir

une organisation adaptée afin de respecter les objectifs

en termes de sûreté, sécurité, radioprotection, santé et

environnement.

Contacts: contactpmo-arevanp@areva.comcommunication-arevanp@areva.comhttp://www.areva.com/

AREVA NPTour AREVA. 1 Place Jean Millier92400 Courbevoie. France

AREVA NP est un acteur international majeur de la filière nucléaire reconnu pour ses solutions innovantes et ses technologies à forte valeur ajoutée pour la conception, la construction, la maintenance et le développement du parc nucléaire mondial. L’entreprise concoit et fabrique des composants, du combustible et offre toute une gamme de services destinés aux réacteurs. Grâce à ses 14 000 collaborateurs à travers le monde, AREVA NP met chaque jour son expertise au service de ses clients pour leur permettre d’améliorer la sûreté et la performance de leurs centrales nucléaires et de contribuer à atteindre leurs objectifs économiques et sociétaux. AREVA NP est une filiale du groupe AREVA.