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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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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 20164
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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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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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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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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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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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
Glossaire
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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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Rapport d’information du site de SOMANU rédigé au titre de l’article L. 125-15 C. env.- Edition 201644
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: [email protected]@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.