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, constituant des lignes de défense successives, et permettant de limiter l'effet d'incidents ou d'accidents. L'objectif est que, même si un évènement "initiateur" survient (début d'incident ou de réaction en chaîne non contrôlée), une combinaison de nombreuses défaillances serait nécessaire pour mettre la sûreté de l'installation en péril.

On distingue cinq niveaux indépendants :

  • 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.

Les fonctions de sûreté[modifier | modifier le code]

L'exploitation d'un réacteur nucléaire en toute sûreté nécessite de maitriser 3 fonctions de sûreté :

  • Maîtrise de la réactivité : cela consiste à maitriser en permanence la réaction en chaine se produisant dans le réacteur.
  • Refroidir le cœur nucléaire: cela consiste à maintenir une circulation forcée de l'eau de refroidissement du circuit primaire (grâce aux pompes primaires), à évacuer la puissance thermique du cœur nucléaire (notamment par les générateurs de vapeur lorsque le réacteur est en fonctionnement) et à garder un stock d'eau suffisant en secours pour pouvoir maintenir le cœur sous eau en cas d'accident.
  • Confiner les particules radioactives : cela consiste à maintenir les particules radioactives, notamment grâce aux 3 barrières de confinement.

En France, le référentiel d'exploitation d'EDF est structuré autour de ces 3 fonctions de sûreté.

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

À la suite de 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 délais de réponse, l'analyse de la faisabilité et la caractérisation des « situations à gérer » et d'éventuelles « situations de rupture » doivent être mieux anticipés, étudiés et pris 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 cœur. 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 cœur » [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 cœur 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.

Convention sur la Sûreté Nucléaire[modifier | modifier le code]

Après l’accident de Tchernobyl en 1986, les pays membres de l’AIEA ont souhaité renforcer la sûreté nucléaire au travers de la mise en œuvre de traités internationaux, dont la Convention sur la sûreté nucléaire (CSN), entrée en vigueur en 1996, qui était ratifiée au 1er février 2014 par 77 États membres, comprenant l’ensemble des pays dotés de réacteurs électronucléaires civils.

L’accident de Fukushima Daiichi, survenu en mars 2011, a conduit les États à envisager le renforcement des dispositions de la CSN. Une Conférence Diplomatique s’est tenue à Vienne le lundi 9 février 2015. L’ASN a publié un communiqué[16] constatant que « les conclusions de cette conférence se limitent à une déclaration politique qui ne renforce pas les obligations juridiques des États signataires. Les objectifs généraux de sûreté figurant dans la Convention restent en deçà des exigences, juridiquement contraignantes, de la directive européenne de 2014 sur la sûreté nucléaire. Cette situation risque de déboucher sur une sûreté nucléaire à deux vitesses dans le monde, ce qui serait néfaste à terme pour tous les pays. En tout état de cause, ce résultat n’est pas à la hauteur des enjeux rappelés par l’accident de Fukushima Daiichi ».

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 sûreté nucléaire.

En France[modifier | modifier le code]

Les organismes de régulation[modifier | modifier le code]

L’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) est une autorité administrative indépendante de l'État et des exploitants nucléaires, chargée du contrôle des activités nucléaires civiles en France (à l'exception de la sécurité nucléaire).

L’ASN est consultée sur tout projet de texte réglementaire relatif à la sécurité nucléaire, et précise les règlements et arrêtés par des décisions réglementaires à caractère technique. Elle accorde des autorisations individuelles, sauf celles relatives à la création et au démantèlement des INB (qui continuent de relever de la compétence gouvernementale). Elle contrôle les installations et activités nucléaires, prend les mesures de coercition (mise en demeure, consignation, exécution d’office de travaux, suspension de fonctionnement...) et les sanctions nécessaires et prend toute mesure d’urgence. Elle rend compte de son activité, de ses missions, de l’état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France à travers son rapport annuel, qui est transmis au Parlement, au Gouvernement et au Président de la République.

L’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), établissement public de l’État, exerce des missions d’expertise et de recherche dans les domaines de la sûreté nucléaire, de la sûreté des transports de matières radioactives et fissiles, de la protection de l’homme et de l’environnement contre les rayonnements ionisants, de la protection et le contrôle des matières nucléaires, et de la protection des installations nucléaires et des transports de matières radioactives et fissiles contre les actes de malveillance. L'IRSN est le principal appui technique de l'ASN.

Le délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les activités et installations intéressant la Défense (DSND), dépendant du ministère de la Défense et celui chargé de l'industrie, est chargé du contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection des installations nucléaires de base secrètes.

Le cadre réglementaire français[modifier | modifier le code]

Le cadre réglementaire français d'un site nucléaire est actuellement constitué principalement de la loi "TSN" et de son arrêté d'application, dit arrêté "INB".

L’adoption de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite « loi TSN ») instaure une autorité de sûreté nucléaire indépendante, alors que précédemment elle était sous tutelle des ministères chargés de l’Industrie, de l’Environnement et de la Santé. (dite « loi TSN »)[17]. Elle traite aussi de l’information du public en renforçant le droit à l’information sur les installations nucléaires, en donnant un véritable cadre légal aux Commissions Locales d’Information (CLI, mises en place en 1981 sur la base d’une simple circulaire), et en instituant un Haut comité pour la transparence, pour faire vivre le débat au niveau national, tout comme il existe déjà au niveau local au travers des CLI. Elle institue le premier régime légal complet des Installations Nucléaires de Base (INB) et des transports de matières radioactives : la loi définit maintenant l’ensemble des actes juridiques applicables à ces activités (depuis les autorisations de création jusqu’au démantèlement, en passant par les contrôles réalisés par les inspecteurs et les sanctions pénales).

À la suite de l'adoption de cette loi TSN, l’arrêté « fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base », dit arrêté « INB », a été publié au Journal Officiel le 8 février 2012[18]. Il intègre notamment dans le droit français des règles correspondant aux meilleures pratiques internationales. Les dispositions de l’arrêté INB traitent principalement de l’organisation et des responsabilités des exploitants d’INB, de la démonstration de sûreté nucléaire, de la maîtrise des nuisances et de leur impact sur la santé et l’environnement, de la gestion des déchets et de la préparation et la gestion des situations d’urgence.

Cet arrêté est complété par des décisions réglementaires à caractère technique ordonnées par l'ASN dans différents domaines liés à l'exploitation d'un site nucléaire.

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[19]. 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.

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 exploitation dans les centrales 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 Erreur de référence : Balise <ref> non valide ; le nom « LavarenneP24 » est défini plusieurs fois avec des contenus différents
  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. Conférence diplomatique de la Convention sur la Sûreté Nucléaire : l’ASN estime que les résultats ne sont pas à la hauteur des enjeux et continuera de promouvoir les plus hauts standards de sûreté, site de l'ASN, 10 février 2015.
  17. « Loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire | Legifrance », sur www.legifrance.gouv.fr (consulté le 5 avril 2016)
  18. Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base (lire en ligne)
  19. 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,‎ , p. 329-336 (DOI 10.1016/0029-5493(91)90307-4)

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