Sûreté nucléaire

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La sûreté nucléaire est un terme définissant l'ensemble des activités ayant trait au maintien de l'intégrité des mécanismes, processus, outils ou instruments contenant de la matière radioactive, permettant de garantir l'absence d'effets dommageables sur les individus et l'environnement.

En France, la législation la définit plus précisément comme « 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 installations nucléaires de base, ainsi qu'au transport des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d'en limiter les effets[1] » (...) « L'État définit la réglementation en matière de sécurité nucléaire et met en œuvre les contrôles visant à l'application de cette réglementation. Il veille à l'information du public sur les risques liés aux activités nucléaires et leur impact sur la santé et la sécurité des personnes ainsi que sur l'environnement[1] ».

Histoire de la sûreté nucléaire[modifier | modifier le code]

Fin 1957, en France, le haut-commissaire Francis Perrin commence une réflexion sur l’organisation de la sûreté nucléaire.

Alimentée par les exemples américain, britannique et canadien, elle aboutit à la création, en janvier 1960, d’une Commission de sûreté des installations atomiques (CSIA), chargée d’examiner la sûreté des installations en cours et à venir du Commissariat[2]. En France, l'IRSN publie annuellement un bilan de son estimation de la sûreté nucléaire[3].

Principes[modifier | modifier le code]

Barrières de confinement[4][modifier | modifier le code]

Pour assurer le confinement de la radioactivité, un système simple et efficace fut imaginé dès la conception, consistant à interposer entre les produits radioactifs et l'environnement une série de 3 barrières physiques résistantes et étanches qui forment un triple écran contre les radiations et contiennent la radioactivité en toute circonstances :

La gaine de l'élément combustible[modifier | modifier le code]

La pastille de céramique combustible, qui retient déjà la majeure partie des produits radioactifs, est enfermée dans une gaine métallique étanche : c'est la première barrière.

L'enveloppe du circuit primaire[modifier | modifier le code]

Constituée par l'enveloppe en acier épais du circuit de refroidissement primaire qui comprend notamment la cuve principale contenant le cœur du réacteur : c'est la deuxième barrière.

L'enceinte de confinement[modifier | modifier le code]

L'ensemble du circuit primaire (ainsi que d'autres composants du réacteur) est entouré par un bâtiment en béton de forte épaisseur capable de résister à une certaine pression et à des agressions externes, c'est l'enceinte de confinement ; elle est aussi étanche et souvent double : c'est la troisième barrière.

Défense en profondeur[modifier | modifier le code]

Dans le cas des installations nucléaires, il s'agit d'un ensemble de dispositions (automatismes, systèmes ou procédures) redondantes et diversifiées permettant de limiter l'effet d'incidents ou d'accidents. L'objectif est que même en l'occurrence d'un initiateur (début d'incident ou de réaction en chaîne non contrôlée), il faille une combinaison de nombreuses défaillances pour mettre la sûreté de l'installation en péril. On distingue cinq niveaux indépendants (il ne doit pas exister de mode de défaillance commun):

  • Niveau 1 : prévention d'accidents et de conduite anormale ;
  • Niveau 2 : surveillance et détection de ce qui pourrait défaillir ;
  • Niveau 3 : contrôle d'accidents de dimensionnement ;
  • Niveau 4 : contrôle de conditions sévères d'accidents ;
  • Niveau 5 : prise en charge des risques en cas de rejets radioactifs dans l'environnement.

La probabilité de traverser plusieurs barrières nécessite un ensemble toujours croissant et défavorable d'évènements.

Le « noyau dur »[modifier | modifier le code]

Suite à l'accident nucléaire de Fukushima, une notion de « noyau dur » a été proposée et retenue en France. Le noyau dur désigne l'ensemble des systèmes techniques, des processus et des procédures devant ou pouvant assurer les fonctions vitales et la robustesse d'une installation nucléaire en difficulté extrême et en « situation extrême »(...)« de vents extrêmes, tornades, inondations extrêmes, séismes extrêmes…(...) neige, températures extrêmes, glace, frazil… »)[5].
Le noyau dur doit être dimensionné pour résister aux risques connus en considérant qu'ils peuvent exceptionnellement s'exprimer simultanément, sur plusieurs réacteurs et piscines. Il doit permettre[5] :

  1. de « stopper la réaction nucléaire et assurer le refroidissement » en visant à « évacuer durablement la puissance », ce qui nécessite des moyens d'injecter de l'eau dans le circuit primaire ;
  2. de « maitriser le confinement pour limiter les rejets » ;
  3. de « gérer la crise » éventuellement « de plus en plus dégradée ».

EDF a présenté à l'ASN ses propositions de "noyau dur" en juin 2012, sur des critères de définition définis avec l'IRSN (Le noyau dur doit prévenir toute fusion de combustible, ou en limiter la production si elle advenait et limiter les rejets massifs, tout en permettant à l'exploitant d'assurer les missions lui incombant lors d'une gestion de crise)[5].

Selon le bilan par l'IRSN de ces propositions (2013), il faut encore améliorer le lien entre Noyau dur et FARN (voir plus bas), l'instrumentation, pour mieux diagnostiquer et suivre l'évolution de la situation[6], de même pour les FOH (facteurs organisationnels[7] et humains, reconnus comme essentiels chez l'opérateur[8], mais aussi chez les travailleurs intérimaires et prestataires de service[9])[6], et selon l'IRSN encore insuffisamment pris en compte, et avec des "idées reçues" dans le domaine du nucléaire[10]. De même pour la gestion de crise[6] ; les délai de réponse, l'analyse de la faisabilité et la caractérisation des « situations à gérer » et d'éventuelles « situations de rupture » doivent être mieux anticipées, étudiés et prise en compte[6].
Il manque enfin dans la proposition d'EDF un « objectif de limitation de rejets pendant la phase “court-terme” (...) un objectif de limitation de la dose pendant la phase d’urgence » et l'IRSN a recommandé (analyse 2013) de prendre en compte des « situations non considérées (notamment, dues à des écarts de conformité, des effets induits…) » pouvant survenir conjointement à un accident grave avec fusion de coeur. Selon les calculs faits par simulateurs par l'IRSN, certaines propositions d'EDF conduisaient néanmoins « dans certains cas pour les réacteurs à 900 Mwe, à la fusion du coeur » [11]. L'IRSN constate aussi qu'il existe des « points de vue différents sur la meilleure façon d’évacuer la puissance en situation extrême »[11], mais avec des « réflexions en cours prometteuses »[11]. L'IRSN estime que le risque inondation est bien pris en compte[12], mais que « les niveaux retenus pour les sollicitations sismiques ne sont pas, pour l’ensemble des sites, significativement supérieurs à ceux retenus dans le référentiels. Ils doivent donc être revus et a minima justifiés »[12]. Des informations complémentaires sur les autres risques d'agressions, et sur certains « événements induits (chute de charge, incendie, explosion…) » doivent être fournis par EDF aux autorités de sûreté fin 2013[12]. Tous ces éléments sont étudiés par un « Groupe permanent d'experts pour les réacteurs nucléaires », au sein duquel en 2013 des discussions ont encore lieu sur le niveau de risque sismique à prendre en compte pour chaque site, et sur les méthodes d'évaluation de la tenue des structures et équipements face aux séismes selon leur type et magnitude. Ces éléments (et d'autres retours d'expérience) aident l'ASN à fixer les prescriptions aux opérateurs.

Le « noyau dur » doit être particulièrement robuste (pour cela, EDF a promis de produire un « référentiel d'exigences (conception, fabrication, suivi en exploitation) des équipements du noyau dur) »[12]. Il sera activé non pas à chaque détection d'une dérive, mais à partir du début d'un accident avec 3 éléments, en considérant trois stades de gravité qu'il faut chercher à éviter : accident sans fusion, accident avec fusion et gestion de crise[5].

Ce noyau doit être très autonome (« aussi indépendant que possible de l'existant » (notamment pour le contrôle commande et l'alimentation électrique). Il doit aussi être apte à « résister aux agressions naturelles (...) de niveau allant significativement au delà de ceux retenus pour le dimensionnement » de l'installation[5].

Il serait déployé à partir de 2018 selon le calendrier proposé par EDF, de premiers éléments pouvant être mis en place dès 2015, après une phase d'« amélioration des centrales » (de 2012 à 2015)[12].

Une Force d'action rapide du nucléaire[modifier | modifier le code]

La création de cette nouvelle « Force d’action rapide du nucléaire » dite « FARN » a été annoncée en avril 2011 par Henri Proglio ;

Elle sera composée d'un état-major parisien pilotant 4 centres régionaux dont le premier a été mise en place (à Civaux dans la Vienne) en 2012. Les autres seront installées à Dampierre (Loiret), Paluel (Seine-Maritime) et au Bugey dans l'Ain[13].

La FARN doit pouvoir assister l'opérateur d'une centrale en difficulté dans les 24 heures suivant un début d'accident grave[13]. l'intervention se ferait en deux équipes : la première évaluant en 24 h au maximum les dégâts, et la seconde apportant dans les jours suivant aux équipes locales et éventuellement renforcées, les moyens de secours demandés par la première.
Selon EDF, chacune des 4 équipes pourra intervenir sur deux réacteurs à la fois (à Fukushima lors de l'inondation de la centrale nucléaire du Blayais (Gironde) en décembre 1999, ce sont respectivement 4 et 3 réacteurs qui ont été concernés[13],[5].

Elle devrait regrouper près de 300 personnes environ en 2015)[14], probablement bientôt équipée d’hélicoptère(s), et devant être capable de subvenir à des besoins urgents :

Difficultés particulières[modifier | modifier le code]

Pour des raisons physiques et biologiques évidentes, l'intérieur d'un cœur de réacteur en fonctionnement n'est pas directement accessible à l'observation de l'opérateur. Ce dernier ne connait donc la situation du coeur ou de certains organes que de manière médiée par divers capteurs et sondes (thermiques, de pression, de niveau d'eau, de radioactivité, etc.), ou éventuellement pour ce qui concerne certains éléments extérieur de son environnement par caméra vidéo. Le bon fonctionnement de ces organes d'observation et de diagnostic dépend de la qualité des instruments et de leur alimentation électrique. La perte totale d'alimentation électrique, telle que vécue lors de la catastrophe de Fukushima, a été l'origine d'une succession de problèmes, et d'une erreur d'appréciation du risque et des réactions techniques à enclencher (ex : dysfonctionnement grave, mais non perçu avant plusieurs heures, du condenseur d'isolation de l'unité n°1 de la Centrale nucléaire de Fukushima Daiichi).

Le diagnostic uniquement médié de l'intérieur d'éléments vitaux de la centrale, ou à des pièces (tuyauteries, câblages, etc) noyés dans le béton s'appuie sur des modèles et des guides, mais il reste une source possible de difficulté de maintenance préventive ou corrective des installations[15]. Le diagnostic médié rend également difficile le dimensionnement précis des besoins de décrassement (décolmatage) ou au contraire de colmatage (en cas de fuite/corrosion), l'opérateur devant en outre programmer ses travaux de maintenance en fonction d'une évaluation hiérarchisée des risques et de l'urgence plus ou moins importante des réparations, tout en anticipant correctement les moyens à y consacrer[15]. Les problèmes de corrosion et de colmatage devraient augmenter avec la prolongation de la « durée de vie » en service (ou en pré-démantèlement) des installations.

Réglementation et contrôles[modifier | modifier le code]

Dans la plupart des pays, les pouvoirs publics coordonnent les actions relatives à la sûreté nucléaire.

Aux États-Unis[modifier | modifier le code]

Le département de l'Énergie des États-Unis est chargé de la réglementation et des actions concernant la sureté nucléaire.

En France[modifier | modifier le code]

En France, l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), appuyée par ses experts techniques, assure au nom de l'État le contrôle des installations nucléaires de base. Ses inspecteurs vérifient entre autres le respect par les exploitants des règles d'exploitation. L'ASN peut ordonner la fermeture de tout équipement dont la sûreté n'apparaît pas garantie[16].

L'ASN est indépendante du gouvernement et des exploitants nucléaires.

Au Japon[modifier | modifier le code]

Une règle en vigueur au Japon pour les centrales nucléaires est le « zéro-défaut technique » ; qui n'exige pas d'informations détaillées sur les dimensions et la géométrie des défauts, ni de compréhension ou évaluation fine de la mécanique de la rupture, mais exige une réparation immédiate de tout défaut[17]. La sûreté des centrales nucléaires a cependant plusieurs fois été mise en défaut, concernant la gestion de la sûreté par l'opérateur, et une prise en compte insuffisante du risque sismique dès la conception.

Disciplines rattachées à la sûreté nucléaire[modifier | modifier le code]

Parmi les disciplines rattachées à la sûreté nucléaire, la radioprotection permet de limiter l'exposition aux rayonnements ionisants.

Sûreté nucléaire et perception par le grand public[modifier | modifier le code]

En vue d'améliorer la connaissance du public vis-à-vis de la filière nucléaire, et plus spécifiquement de la sûreté nucléaire, une loi relative à la transparence et à la sûreté en matière nucléaire a vu le jour en 2006[18].

Notes et références[modifier | modifier le code]

  1. a et b Loi no 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire
  2. (fr) http://histoire-cnrs.revues.org/document1549.html
  3. IRSN - MARS 2011 L'état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France en 2010
  4. Bertrand Barré et Pierre-René Bauquis, L'Énergie nucléaire, Éditions Hirle, 2008.
  5. a, b, c, d, e, f, g, h, i, j, k, l et m Caroline Lavarenne (2013) Définitions, principes et périmètres des noyaux durs ; IRSN/ANCCLI, Présentation PDF2 de 52 Mo ; voir p 6 et 7/30 et suivantes
  6. a, b, c et d Caroline Lavarenne (2013) Définitions, principes et périmètres des noyaux durs ; IRSN/ANCCLI, Présentation PDF2 de 52 Mo ;voir page 22/30
  7. Bourrier, M., Le nucléaire à l'épreuve de l'organisation, Paris, PUF, 1999
  8. AIEA INSAG 13, Management de la sûreté en ex ploitation dans les cent rales nucléaires, 1999
  9. [http://prestataires-nucleaire.edf.com/download.php?coe_i_id=605291&tag=PDF "Les facteurs « organisationnels et humains » dans le domaine de la Radioprotection" BOURMAUD Laure FUCKS & Isabelle 19 octobre 2011 ; Tutoriale Club RP, PDF 24 p
  10. IRSN (2011), Rapport « Les Facteurs Organisationnels et Humains de la gestion des risques : idées reçues, idées déçues », IRSN, Direction de la sûreté des réacteurs ; Rapport DSR N°438 du 22 septembre 2011, publié 2011-12-21, consulté 2013-07-13 (résumé/présentation du PDF de 34 p)
  11. a, b et c Caroline Lavarenne (2013) Définitions, principes et périmètres des noyaux durs ; IRSN/ANCCLI, Présentation PDF2 de 52 Mo ;voir page 22/30
  12. a, b, c, d et e Caroline Lavarenne (2013) Définitions, principes et périmètres des noyaux durs ; IRSN/ANCCLI, Présentation PDF2 de 52 Mo ;voir page 24/30
  13. a, b et c Philippe Collet (2012) EDF lève le voile sur la future Force d'action rapide nucléaire ; Actu-Environnement (2012-03-23, consulté 2013-07-
  14. AFP La voix du Nord (2013) Les urgentistes du nucléaire s’exercent contre un Fukushima français, 2013-06-26, consulté 2013-06-11
  15. a et b Sylvain Girard; Thomas Romary; Jean-Melaine Favennec; Pascal Stabat; Hans Wackernagel (2013) Sensitivity analysis and dimension reduction of a steam generator model for clogging diagnosisReliability Engineering and System Safety (May 2013), 113, Complete, pg. 143-153
  16. (fr) http://www.asn.fr
  17. N. Maeda et G. Yagawa, « Some experiences and development in Japan related to nondestructive examination and fracture mechanics in structural integrity assessment of nuclear power plant components », Nuclear Engineering and Design, vol. 131, no 3,‎ 2 novembre 1991, p. 329-336 (DOI 10.1016/0029-5493(91)90307-4)
  18. (fr) http://www.senat.fr/dossierleg/pjl01-326.html

Voir aussi[modifier | modifier le code]

Articles connexes[modifier | modifier le code]

Liens externes[modifier | modifier le code]

Bibliographie[modifier | modifier le code]

  • Rolina Grégory (2008), Prescrire la sûreté, négocier l’expertise: la fabrique de l’expertise des facteurs humains de la sûreté nucléaire, Thèse de doctorat de Sciences de Gestion, Université Paris Dauphine (résumé 11p)
  • Rochlin GI & Von Meier A (1994), Nuclear power operations : a cross-cultural perspective, Annual review of energy and the environment (19), pp. 153-187,
  • Bonnaud (L.) (2002), Experts et contrôleurs d'État : les inspecteurs des installations classées de 1810 à nos jours, Sciences sociales , Cachan, École normale supérieure de Cachan