Questions et réponses

Question

En cas d'accident nucléaire, EDF est assuré jusque quel montant ? Si les dégâts sont plus importants, qui prend la relève de l'assurance ? L'Etat ou l'industriel ? Si par comparaison on pouvait avoir le montant équivalent dans le cas d'une marée noire (jusque quel montant l'assurance fonctionne et au-delà qui prend en charge ?)

Transmise à EDF le 30 mars 2010.

Réponse

Réponse le  08/04/2010

Votre question porte sur les assurances souscrites par EDF pour la responsabilité civile dans le cadre de l'exploitation de ses centrales nucléaires.

La responsabilité civile des exploitants nucléaires français est régie par les conventions internationales de Paris et de Bruxelles (1960 et 1963) transposées en droit français par les lois françaises des 30 octobre 1968 et 16 juin 1990, qui prévoient l'indemnisation des dommages aux personnes et aux biens causés par un rejet dans l'atmosphère d'éléments radioactifs résultant d'un accident nucléaire ; et obligent à souscrire et à maintenir une assurance ou une autre garantie financière à concurrence de 91,5 millions d'euros pour couvrir les dommages causés à des tiers pour un même accident nucléaire.
Conformément à ces lois, EDF a souscrit une police "responsabilité civile exploitant nucléaire" à hauteur de 91,5 millions d'euros.
Il convient de noter que ces polices d'assurance sont agréées par le ministre de l'économie et des finances.
Au-delà, les victimes sont indemnisées par l'Etat dans lequel se trouve l'installation nucléaire puis par les Etats signataires de la convention de Bruxelles, jusqu'à 338 millions d'euros (conditions et limites fixées par les conventions de Paris et de Bruxelles).

Les conventions de Bruxelles et de Paris ont été révisées en 2004, et ont conduit à la signature de deux protocoles le 12 février 2004, qui ont été signés et ratifiés par la France. 
Ces protocoles relèvent le montant d'indemnisation à 700 millions d'euros par l'Exploitant, et au-delà, jusqu'à  1.500 millions d'euros par les Etats signataires.
Ces protocoles entreront en vigueur lorsque deux tiers au moins des pays signataires de la Convention les auront ratifiés. A ce jour un peu moins de la moitié des Etats qui ont signé la Convention de Paris, ont transposé ou sont en train de transposer dans leur législation nationale les  dispositions du protocole d'amendement de 2004.

Indépendamment  des assurances, tout est mis en oeuvre pour assurer la sûreté des installations, dès leur conception. L'EPR qui bénéficie de l'expérience acquise sur les centrales françaises et allemandes fera encore progresser la sûreté.
Au quotidien, la sûreté est une préoccupation permanente des salariés qui mettent en œuvre leur professionnalisme en s'appuyant sur le respect rigoureux de règles et de procédures incontournables d'exploitation, ainsi que sur un système de formation en continu.

Concernant la comparaison avec une marée noire, nous n'avons pas la compétence pour répondre à cette question.

Question

Question 1 : La surveillance des sites nucléaires est forcément importante du fait de leurs sensibilités stratégiques. Est-ce que les coûts de mobilisation de ressources et équipements tels que gendarmerie, armée de l'air, bateau d'intervention, radar, etc., sont supportés par le Maître d'Ouvrage ? ou sont-ils assumés par le contribuable ?

Transmise à EDF le 30 mars 2010.

Réponse

Réponse le  09/04/2010

Votre question porte sur les mesures de surveillance des centrales nucléaires et le financement de celles-ci.

Du fait de leur sensibilité stratégique, leur surveillance est en effet nécessaire et obligatoire.

Comme tout autre exploitant d'installation à risque, EDF a l'obligation de protéger ses installations nucléaires des menaces définies par l'Etat.

En réponse à ces menaces et au regard des risques associés, EDF soumet à l'Etat (Haut Fonctionnaire  de la Défense et de la Sécurité) et met en place des parades pour protéger ses installations.

Nos sites nucléaires sont protégés en permanence contre les actes de malveillance par du personnel de gendarmerie, posté 24 heures sur 24 et 7 jours sur 7.

Comme toute autre installation à risque, les personnes qui la protègent sont financées par l'industriel qui génère le risque. EDF supporte ainsi le coût de ce personnel, les équipements et les locaux dédiés.

En dehors de ces menaces, d'autres mesures de protection incombent aux Pouvoirs Publics. Il est en effet de la responsabilité de l'Etat d'assurer la sécurité du territoire et la protection des populations. Les dispositifs correspondants concernent l'ensemble des industries à risque dont les centrales nucléaires mais s'appliquent également à d'autres lieux et espaces publics et privés comme les centres commerciaux, les aéroports, les lieux particulièrement fréquentés (stades, salles de concert...).

Question

Vice Président en charge du secteur « risques industriels » de Haute Normandie Nature Environnement, je siège au CODERST de Seine Maritime, au SPPPI de Basse Seine, dans 4 CLIC, 2 CLIS, et suis membre depuis son renouvellement de la CLI de Palluel – Penly pour FNE. L’impression qui se dégage du dossier soumis par EDF, au débat public est une absence de risque quand nous avons l’habitude avec les sites SEVESO seuil haut de considérer les risques réels qui doivent être contenus, maîtrisés à la source. Comment pourrait on se passer d « Etudes de danger pour les centrales nucléaires et ce projet en particulier» - aujourd’hui absentes des dossiers. HNNE demande que ces études soient intégrées au débat public (cf avis de ce même jour)

Transmise à EDF le 31 mars 2010.

Réponse

Réponse le  12/04/2010

Votre question porte sur l'étude des risques associés au projet EPR Penly3.
EDF est très attentif à la maîtrise des risques et des impacts associés à ses installations, et réalise des études spécifiques et détaillées en pleine conformité avec la  législation en vigueur.
Celle-ci est tout à fait comparable à celle réglementant les installations classées pour la protection de l'environnement ICPE y compris les installations SEVESO seuil haut, pour ce qui concerne les risques et impacts classiques. La réglementation propre aux installations nucléaires de base (INB) présente en outre un volet spécifique au nucléaire.

Au stade du débat public qui vient très en amont dans la vie d'un projet, le dossier du Maître d'ouvrage n'a pas vocation à présenter ces études. Le Code de l'environnement précise dans son article L121-8 :  « Le maître d'ouvrage ou la personne publique responsable du projet adresse à la commission un dossier présentant les objectifs et les principales caractéristiques du projet, ainsi que les enjeux socio-économiques, le coût estimatif et l'identification des impacts significatifs du projet sur l'environnement ou l'aménagement du territoire ».

En revanche, les études auxquelles vous faites référence font partie intégrante du dossier de demande d'autorisation de création (DAC), soumis à enquête publique.
Si  le projet est décidé à l'issue du débat public, Penly 3 fera en effet l'objet d'une instruction spécifique dans le cadre de sa demande d'autorisation de création (DAC).
Conformément à la législation (loi Transparence et sécurité nucléaire de 2006 et son décret d'application n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives), et notamment en application des articles 8 et suivants du Décret, l'instruction  porte à la fois sur la démonstration de sûreté, les risques nucléaires et conventionnels, et l'impact environnemental et sanitaire, au travers :

• du rapport préliminaire de sûreté, qui comporte l'étude de dangers (le contenu est précisé par l'article 10 et prévoit d'identifier l'ensemble des risques - nucléaires ou conventionnels - de l'installation et leurs conséquences potentielles sur l'homme et l'environnement) ;
• de l'étude de maîtrise des risques, dont le contenu est défini par l'article 11, et qui est rédigée dans des formes appropriées pour les consultations publiques ;
• de l'étude d'impact dont le contenu est défini à l'article 9.

EDF fournira l'ensemble de ces éléments à l'administration chargée d'instruire la dite demande.

La demande d'autorisation et le dossier dont elle est assortie sont soumis à enquête publique,  par le Préfet du département d'implantation de la future installation, permettant d'informer le public et de recueillir ses appréciations afin de permettre à l'autorité chargée de  l'instruction de disposer de  tous les éléments nécessaires à la prise de décision.
Suite à cette enquête, l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), ainsi que les services de l'Etat procèdent  à  l'examen technique du dossier afin de vérifier que les dispositions prises ou envisagées par l'exploitant aux stades de la conception, de la construction, de l'exploitation et du démantèlement de l'installation sont bien de nature à prévenir ou à limiter de manière satisfaisante les risques ou inconvénients que l'installation présente pour la sécurité, la santé et la salubrité publique ou la protection de la nature et de l'environnement.
C'est uniquement à l'issue de ces étapes, qu'est autorisée ou non la création de l'installation par les ministres chargés de la sûreté nucléaire (environnement et industrie).

Question

Trois agences de sécurité nucléaire (G.B., France, Finlande) ont contesté l'interconnexion des systèmes de pilotage et de contrôle de l'E.P.R. Le premier ministre a minimisé le problème et a promis que le problème  (informatique !) serait résolu d'ici la fin de l'année (2009). Nous sommes en fin mars 2010 et rien n'est encore arrivé...

Une solution a-telle été trouvée ? Quand sera-t-elle annoncée ?

Transmise à EDF le 31 mars 2010.

Réponse

Réponse le  13/04/2010

Votre question porte sur l'instruction par EDF des questions figurant dans les déclarations communes des Autorités de sûreté Finlandaise, Britannique et Française concernant le contrôle-commande de l'EPR et plus généralement sur l'instruction de ce sujet par l'Autorité de sûreté nucléaire française (ASN).

Comme toute nouvelle installation nucléaire, Flamanville 3 fait l'objet d'une instruction par l'Autorité de sûreté nucléaire en anticipation de la future demande de mise en service (cf chapitre 11 du dossier du Maître d'Ouvrage, page 140).

L'instruction de Flamanville 3 a débuté en 2007, dès l'obtention du décret d'autorisation de création (DAC), et se poursuivra jusqu'à sa mise en service. En 2009, le travail d'instruction de l'Autorité de sûreté nucléaire a porté, entre autres, sur le contrôle-commande.

Le 15 octobre 2009, l'ASN a écrit à EDF une lettre dans laquelle elle demandait notamment une évolution partielle de l'architecture du contrôle-commande de Flamanville 3 et la fourniture de justifications techniques. EDF et ses fournisseurs, AREVA et SIEMENS, se sont fortement mobilisés pour répondre aux demandes.

Dans le cadre de ce processus normal d'instruction, EDF a répondu, le 23 décembre 2009, aux demandes de l'Autorité de sûreté nucléaire. Et, conformément à ses engagements, EDF fournira des éléments techniques complémentaires avant le 30 juin 2010.

A ce jour, l'approfondissement de ces analyses techniques donne lieu à des échanges nombreux avec l'ASN et se déroule de façon satisfaisante. EDF estime pouvoir apporter les éléments techniques étayés montrant que le système de contrôle-commande sur lequel l'ASN a des interrogations satisfera complètement aux exigences de sûreté fixées pour l'EPR.

Par ailleurs, suivant les recommandations de l'ASN, EDF a défini des solutions permettant de renforcer la robustesse d'ensemble du contrôle-commande.

Jean-Christophe Niel, directeur général de l'ASN a déclaré dans son intervention du 26 janvier 2010 sur « l'évaluation par l'ASN de la sûreté du réacteur EPR » que « les premiers éléments de réponse ont été reçus par l'ASN dans les échéances prévues », et que « d'autres éléments de réponse seront transmis dans les mois qui viennent, jusqu'en juin ».

D'une façon générale, l'instruction par l'ASN est un processus itératif :

-         l'exploitant nucléaire et ses fournisseurs industriels proposent (des conceptions, des solutions,..),

-         l'ASN fait analyser ces propositions par son appui technique et prend position sur ces propositions en donnant un avis et en posant des questions,

-         l'exploitant nucléaire répond aux questions et suit les avis, ce qui peut se traduire par de nouvelles études ou par des modifications ;

-         dans certains cas ces questions peuvent amener à des évolutions de conception.

La demande  de l'ASN sur le contrôle commande de l'EPR est une étape normale dans ce processus itératif.

L'objectif d'EDF est de garantir un niveau de sûreté maximum identique pour l'ensemble de ses EPR, quel que soit le pays d'implantation. Dans cet esprit, l'établissement d'un communiqué commun aux trois Autorités de sûreté britannique, finlandaise et française constitue un point positif pour EDF qui vise, en effet, à construire des réacteurs ayant des caractéristiques techniques similaires tout en respectant les différentes réglementations nationales en matière de sûreté.

Question

Qui va assurer la centrale de Penly? Comment sont assurées les centrales nucléaires en général? Est-ce que tout les risques sont assurés?

Transmise à EDF le 31 mars 2010

Réponse

Réponse le  14/04/2010

Votre question porte sur les assurances souscrites par EDF pour la responsabilité civile dans le cadre de l'exploitation de ses centrales nucléaires. La question N°2 porte également sur ce sujet, vous trouverez ci-après des éléments complémentaires.

La responsabilité civile des exploitants nucléaires français est régie par les conventions internationales de Paris et de Bruxelles (1960 et 1963) transposées en droit français par les lois françaises des 30 octobre 1968 et 16 juin 1990.
Conformément à la loi, c'est l'exploitant qui a l'obligation d'assurer la centrale.
EDF s'assure au travers de deux polices d'assurance "responsabilité civile exploitant nucléaire" souscrites, d'une part auprès d'AGF et d'autre part auprès d'ELINI (Mutuelle constituée d'exploitants nucléaires européens).
Les risques assurés sont ceux qui relèvent de l'application de la Convention de Paris, à savoir les dommages aux personnes et aux biens causés par un rejet dans l'atmosphère d'éléments radioactifs résultant d'un accident nucléaire.

Indépendamment des assurances, tout est mis en oeuvre pour assurer et garantir la sûreté des installations. L'EPR, bénéficiant de l'expérience acquise sur les centrales françaises et allemandes, fera encore progresser la sûreté.
Nous vous renvoyons au chapitre 4 du dossier du maître d'ouvrage qui aborde dans le détail l'ensemble des dispositifs qui sont mis en œuvre par EDF en terme de conception et d'exploitation de ses ouvrages industriels afin d'éviter les accidents avec conséquences radiologiques.

Question

L'implantation d'une usine d'engrais chimique (société ULRACHEM), de type AZF, n'ajoute-t-il pas de risques à la dangerosité de l'EPR ?

Transmise à EDF le 31 mars 2010

Réponse

Réponse le  19/04/2010

Votre question porte sur l'étude de risque de la centrale EPR et la prise en compte des risques externes dans cette étude.

D'une façon générale, l'étude de dangers d'une installation nucléaire comme le projet Penly3 est présentée à travers du « rapport préliminaire de sûreté »  (RPS), conformément à l'article 10 du Décret Procédures n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

Le RPS fait partie intégrante du dossier de demande d'autorisation de création (DAC), qui fait l'objet d'une enquête publique et d'une instruction, si le projet est décidé à l'issue du débat public.

L'étude de dangers prend en compte les causes externes, y compris les accidents ou incidents survenant sur des installations voisines et susceptibles de créer à leur tour un incident ou un accident sur l'installation nucléaire.

Le Décret du 2/11/2007 précise que le RPS « comporte l'inventaire des risques de toute origine que présente l'installation ainsi que l'analyse des dispositions prises pour prévenir ces risques et la description des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets. (...) Il expose notamment les dangers que peut présenter l'installation en cas d'accident, qu'il soit ou non de nature radiologique. A cet effet, il décrit : (...) Les accidents pouvant intervenir, que leur cause soit d'origine interne ou externe. »

Les installations prises en compte sont celles dont la proximité crée un risque réel et les installations existantes.

Pour ce faire, un recensement des installations industrielles classées pour la protection de l'environnement (ICPE) est réalisé dans un rayon de 10 km autour de la centrale. Les agressions étudiées depuis les installations industrielles sont notamment l'explosion, l'incendie, le dégagement de produits toxiques et radioactifs. Et les différentes agressions sont envisagées sur l'ensemble des bâtiments, structures et équipements nécessaires aux fonctions de sûreté de la centrale.

Dès l'autorisation de création, l'exploitant doit se tenir informé de tout projet entraînant une modification de l'environnement de son installation et en cas d'évolutions susceptibles de causer des dommages à l'installation, l'exploitant doit informer l'Autorité de sûreté nucléaire de ces projets dans les plus brefs délais et en préciser les conséquences identifiées.

Par ailleurs, à l'occasion des réexamens de sûreté décennaux, l'exploitant remet systématiquement à jour son Rapport de Sûreté.

Dans le cadre de la procédure d'autorisation de création de la centrale et si le projet Penly3 est confirmé, l'usine d'engrais chimique de la société « URALCHEM », si elle est réalisée, sera prise en compte, dans l'étude de danger de la centrale selon les modalités décrites ci-avant, et conformément à la législation.

Question

Pourquoi n'y a-t-il pas de suivi médical adapté et à vie pour les salariés de la sous-traitance exposés à 80% des rayonnements ionisants, mais aussi à 80% de tous les autres CMR (cancérogène, mutogène et reprotoxique), ACD (agents chimiques dangereux), mais aussi stress, etc. ? Serait-ce pour éviter d'être reconnu responsable ?

Transmise à EDF le 31 mars 2010.

Réponse

Réponse le  12/04/2010

Votre question porte sur le suivi médical des personnels salariés des entreprises sous-traitantes intervenant dans les centrales nucléaires.

Pour EDF, la protection des travailleurs est une préoccupation quotidienne. EDF applique strictement la réglementation dans le domaine du suivi des expositions et des aptitudes médicales. Cette réglementation est la même pour tous, aussi bien pour EDF que pour ses sous-traitants.

Le suivi médical

De manière générale, le suivi médical des travailleurs est de la responsabilité de l'employeur. Un travailleur ne peut être exposé à un risque que s'il a fait l'objet d'un examen médical attestant qu'il ne présente pas de contre-indication.

Dans le cadre de l'exposition aux rayonnements ionisants, en application du Décret 75.306 du 28 avril 75 (articles 45.1, 45.2, 45.3), le suivi médical des personnels d'entreprises extérieures intervenant dans une Installation Nucléaire de Base (INB) est assuré par le service médical de l'employeur ou par le service de médecine au travail auquel il adhère, à la condition que ce service ait été spécialement habilité. Dans le cas où le service médical du travail de l'entreprise extérieure ne dispose pas de l'habilitation, la surveillance des travailleurs liée à ce risque spécifique est exercée par le service de médecine du travail de l'INB sur laquelle intervient le travailleur.
EDF vérifie systématiquement, lors de l'accès sur site, l'attestation d'aptitude médicale des travailleurs extérieurs exposés aux rayonnements ionisants ainsi que leur suivi dosimétrique.

Pour les expositions aux produits dangereux, l'employeur est responsable du suivi des expositions  (cf. art R 4412 du code du travail). Afin de limiter les expositions, EDF identifie les produits dangereux avant leur introduction sur site et vérifie que les employeurs disposent d'une notice d'utilisation de ces produits. Ces notices tiennent compte des "phases de risque" des produits, et décrivent leurs conditions d'utilisation, comme par exemple les « Eléments de Protection Collectifs ou Individuels » qui sont requis .

Pour l'exposition aux produits chimiques, après un bilan des fiches d'expositions fait conjointement par l'employeur et le médecin du travail, une attestation d'exposition est si nécessaire remise au travailleur à son départ de l'entreprise quel qu'en soit le motif. La délivrance de cette attestation permet le cas échéant la réalisation d'un suivi médical post-professionnel.

Pour l'exposition aux rayonnements ionisants, ce sont les relevés dosimétriques qui ont été transmis mensuellement au salarié qui tiennent lieu de bilan d'exposition. En outre, l'IRSN conserve à l'aide de la base de données SISERI les informations dosimétriques individuelles.

Les populations exposées

Les différences d'exposition sont liées au métier exercé et non pas au statut des salariés,  qu'ils soient employés d'EDF ou d'entreprises sous-traitantes.
Par exemple, les soudeurs font partie des populations exposées aux rayonnements ionisants. Pour les centrales en exploitation, ces opérations sont très majoritairement effectuées pendant les arrêts d'exploitation par du personnel hautement qualifié. Les intervenants sont des salariés d'entreprises extérieures spécialisées.
La robinetterie est également un métier exposé aux rayonnements ionisants, exercé à la fois par les agents EDF et les intervenants extérieurs qui, lorsqu'ils font les mêmes interventions, reçoivent des doses équivalentes.

La population la plus exposée aux produits CMR (Cancérogènes Mutagènes et Reprotoxiques) qui sont des ACD (Agents Chimiques Dangereux) utilisés dans les centrales nucléaires est celle des agents EDF, car ces produits sont utilisés dans le cadre d'activités courantes d'exploitation.

La raison de l'appel à la sous-traitance

L'appel à la sous-traitance répond à un double besoin : des compétences rares (seuls des constructeurs et des entreprises spécialisés, qui travaillent aussi pour d'autres industriels, peuvent mettre à disposition ces compétences spécialisées, acquises et entretenues en permanence), une main d'œuvre importante seulement pour une partie de l'année   (seules des entreprises spécialisées peuvent mobiliser très rapidement les compétences nécessaires pour répondre à cette demande saisonnière, mais aussi proposer, en dehors de cette période de travail pour EDF, des missions dans d'autres entreprises).

 La gestion du risque radiologique

L'objectif est que l'exposition aux rayonnements ionisants soit la plus faible possible. Tous les intervenants sont soumis aux mêmes conditions, bénéficient de la même protection vis-à-vis des risques, ont reçu des formations identiques, quel que soit leur statut. Leur suivi médical répond aux mêmes impositions réglementaires

L'exposition du personnel et du public aux rayonnements ionisants est strictement encadrée, notamment par le code du travail et le code de la santé publique.
Les exploitants nucléaires autorisés à exploiter des INB doivent appliquer deux grands principes :

-         Le principe d'optimisation technico-économique des doses reçues : ce principe est dit « ALARA » : As Low As Reasonably Achievable, ce qui signifie en français « aussi bas que raisonnablement possible ». L'exposition aux rayonnements ionisants des personnes est maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement possible d'atteindre, compte tenu de l'état des techniques, des facteurs économiques et sociaux. Ce principe est appliqué à toutes les étapes de l'installation : conception, exploitation et déconstruction.

-         Le principe de limitation des doses individuelles : le cumul des doses auxquelles peut être soumis un individu est limité. La réglementation française fixe les limites suivantes : 20 mSv (20 millièmes de Sievert) sur 12 mois consécutifs pour le travailleur, 1 mSv/an pour le public.
La réglementation française est plus sévère que les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR 60) qui depuis 1990 fixe cette limite à 100 mSv sur 5 ans, et à 50 mSv sur une année donnée. Ces limites sont également celles de la directive européenne (Euratom 96/29).

Ces principes ont montré leur efficacité : les efforts engagés par EDF, et partagés par les entreprises prestataires, se sont traduits par une réduction notable et régulière de la dosimétrie individuelle et collective. Depuis 2001, aucun intervenant, EDF ou prestataire, n'a dépassé les 20 mSv/an et depuis 2004, aucun n'a dépassé 18 mSv/an. Ces doses  individuelles continuent de décroître. Sur 43 324 personnes (EDF et prestataires), 78 % cumulent une dose inférieure à 1 mSv, et moins de 1% présentent un cumul supérieur à 10mSv. La dose moyenne annuelle est de 1,37mSv en 2009.

La gestion du risque chimique

Le processus de gestion du risque chimique est conforme à la réglementation (code du travail), qui est la même pour tous,  agents EDF et sous-traitants. Les quelques produits classés cancérogènes utilisés sur nos installations, peu nombreux, font notamment l'objet d'une gestion stricte et rigoureuse.
La réglementation (code du travail) impose d'identifier les produits et les risques liés à leur utilisation, de mettre en oeuvre le principe de substitution : "substitution d'un agent chimique dangereux par un autre agent chimique ou par un procédé non dangereux ou moins dangereux" (article R4412-15 du code du travail) ; et des parades si le risque persiste.

Question

Où trouve-t-on les cachettes de protection à l'occasion, peu probable, d'un accident nucléaire ?

Commentaire de la CPDP
Compte tenu la formulation des précisions ont été demandées par la CPDP à l’auteur. La commission est en attente de sa réponse.

Réponse

Question

Que fait le maître d'ouvrage dans la phase d'étude pour faire évoluer le site de Penly 1 et 2 ?
Exemple : Est-ce qu'il prend en compte les besoins en eau (L'Yères et la station de déminéralisation) ? Est-ce qu'il prend en compte le traitement des déchets (bâtiments spécifiques ou non ?)

Transmise à EDF le 8 avril 2010

Réponse

Réponse le  26/04/2010

Votre question est relative à l'insertion du projet Penly 3 dans le site existant.

Pour ce qui concerne plus particulièrement l'alimentation en eau douce du site, les installations de prélèvement d'eau actuelles ont été prévues pour quatre unités, il ne devrait donc pas être nécessaire de les modifier. La somme des prélèvements des unités 1, 2 et 3 resterait de l'ordre de 1 à 2 % du débit annuel moyen de l'Yères. Les prélèvements pour les trois unités resteraient inférieurs aux limites actuelles, soit 12,8 % du débit d'étiage (régime exceptionnel) et  9 600 m3/j.

Si le projet est confirmé à l'issue du débat public, le dossier de demande d'autorisation de création de Penly 3 contiendra, entre autres, la demande de prélèvement en eau douce pour les trois unités et l'étude d'impact correspondante.
Les capacités de production et de stockage d'eau déminéralisée du site seront adaptées pour couvrir les besoins des trois unités. Au stade du débat public, qui vient très en amont dans la vie d'un projet,  il n'est pas encore décidé si la capacité de la station existante sera augmentée ou si une nouvelle installation sera construite.

Pour le traitement des déchets, de la même façon, les études sur la possibilité d'utiliser tout ou partie des installations existantes des unités 1 et 2 ne sont pas encore finalisées.

Ces décisions seront prises au fur et à mesure de l'avancement des études. Elles le seront pour le dépôt du dossier de demande d'autorisation de création qui sera soumis à enquête publique, si le projet est confirmé à l'issue du débat public.

Question

Peut-on envisager d'enterrer les lignes à haute tension ?

Transmise à EDF et à RTE le 8 avril 2010.

Réponse

Réponse le  19/04/2010

La question de la mise en souterrain des lignes à haute tension est de la responsabilité de RTE (Réseau de Transport d'Electricité).

Vous trouverez un point sur cette question sur le site internet de RTE:

http://www.rte-france.com/fr/developpement-durable/nos-engagements/environnement/ecouter-et-s-engager/la-mise-en-souterrain-du-reseau-a-haute-et-tres-haute-tension-de-rte

Question

Le choix dérogatoire de la solution de la source froide en circuit ouvert plutôt qu'en circuit fermé par aéroréfrigérant conforte en particulier les critères environnementaux sanitaires (diminution du risque microbiologiques type légionnelles dans l'atmosphère) ou paysagers. En revanche, il accroît la "tâche thermique" dans la zone de rejet en mer. Comment jauge-t-on la pertinence de ces risques indépendants pour le choix de la source froide ?

Transmise à EDF et à l'ASN le 16 avril 2010.

Réponse

Réponse le  26/04/2010

Votre question porte sur l'impact de la tache thermique dans la zone de rejet en mer.

Du fait de sa situation en bord de Manche, le site de Penly dispose tout au long de l'année d'une importante capacité de refroidissement et de dilution des rejets thermiques, due aux courants marins.
C'est pourquoi  le site a été conçu en circuit ouvert.

Comme pour les unités existantes, la solution de rejet en canal des effluents thermiques a été éliminée au profit de la solution de rejet au large. Cette solution présente un double avantage :  éviter la recirculation d'eau réchauffée et minimiser l'impact environnemental.

Cette solution sera réalisée avec les dispositions suivantes :
-         réalisation d'une galerie de rejet sous-marine d'une longueur d'environ 1 km, équipée en sortie d'un diffuseur accélérant la dilution thermique,
-         positionnement du point de rejet de cette galerie étudiée pour que les effets de la tache thermique ne se cumulent pas avec celles des unités 1 et 2.

Cet éloignement des rejets thermiques permet par ailleurs de diminuer l'échauffement à la côte qui reste ainsi compatible avec les  différents peuplements (planctoniques, halieutiques et benthiques). Par ailleurs, l'absence d'effet sur la biologie et sur les habitats est vérifiée tous les ans par l'IFREMER, qui assure un suivi hydrobiologique depuis la construction de la centrale.

Pour ce qui concerne l'aspect réglementaire, cette solution a été autorisée et renouvelée pour les unités 1 et 2, par la décision n° 2008-DC-0089 de l'Autorité de sûreté nucléaire fixant les prescriptions relatives aux modalités de prélèvements et de consommation d'eau et de rejets dans l'environnement.  L'autorisation pour Penly 3 sera traitée, au titre de l'arrêté du 26/11/1999, à travers la demande d'autorisation de création (DAC), si le projet est confirmé à l'issue du Débat Public.

Question

Avec les dégâts autour des mines d'uranium sur l'environnement et les populations, l'accident de Tchernobyl, les déchets qu'on ne sait toujours pas recycler sans dégâts collatéraux, comment oser qualifier d'énergie propre le nucléaire ?

Transmise à EDF le 14 avril 2010.

Réponse

Réponse le  26/04/2010

Votre question porte sur les impacts de l'industrie nucléaire sur l'environnement. EDF peut répondre sur son domaine d'activité.

EDF n'oppose pas les types d'énergie, et met en œuvre un ensemble énergétique fondé sur les énergies renouvelables, le nucléaire et des énergies fossiles pour répondre aux besoins d'équilibre entre la production et la consommation. Cette stratégie s'accompagne d'une nécessaire maîtrise de la demande d'énergie dans laquelle EDF s'implique.

Pour EDF, l'énergie nucléaire est une réponse adaptée à la production d'électricité puisqu'elle contribue à l'indépendance énergétique du pays et a un coût inférieur en comparaison des autres sources d'énergie fossile. La filière nucléaire présente un intérêt majeur en terme de rejets de gaz à effet de serre, avec un bilan de 4,2 g de CO₂ par kWh produit par les centrales nucléaires d'EDF. Ce chiffre prend en compte tout le cycle de vie, de l'extraction de l'uranium en passant par la construction et jusqu'au démantèlement final et au stockage de tous les déchets.

Toute activité industrielle produit des déchets. La gestion des déchets des centrales nucléaires, en aval de la production d'électricité, est de la responsabilité de l'exploitant. La gestion des déchets radioactifs est encadrée par des lois spécifiques qui visent à protéger durablement l'homme et l'environnement. De plus, EDF a cherché - par ses méthodes d'exploitation et la conception de ses ouvrages - à diminuer les déchets générés par ses centrales.

Concernant votre remarque portant sur la catastrophe de Tchernobyl, un accident de cette nature ne peut pas se produire en France. En effet, les centrales françaises de type REP (réacteur à eau pressurisée) bénéficient d'une conception différente qui rend impossible un accident du type de celui de Tchernobyl. De plus, les centrales françaises sont, dès leur conception, munies de protections dont ne disposent pas les centrales RBMK (de type Tchernobyl).

Concernant le combustible usé, la stratégie mise en place par EDF est le retraitement. Le retraitement permet de séparer les matières valorisables contenues dans les combustibles usés (plutonium et uranium) et de les recycler. Les matières non valorisables sont quant à elles conditionnées en toute sûreté par vitrification avant leur futur stockage.

Question

Le reportage de France 3 "Pièces à conviction" de 2009 dresse un constat accablant sur la gestion des déchets nucléaires et des anciennes exploitations minières d'uranium en France. Qu'en est-il réellement de la dangerosité de ces déchets sur la population, et s'agit-il réellement de déchets nucléaires non surveillés ?

Transmise à AREVA le 22 avril 2010.

Réponse

Réponse le  03/06/2010

Réponse d'Areva :

Le groupe Areva assure depuis une quinzaine d'années le réaménagement et la surveillance de l'ensemble des 215 anciens sites miniers français, dont seulement moins de la moitié a été exploitée par lui ou ses filiales. Le groupe fait ainsi œuvre de service public, sous contrôle des autorités (DRIRE/DREAL).

Pour ces réaménagements, Areva poursuivi les objectifs suivants : la suppression de tout risque au titre de la sécurité publique (tenue des digues), la protection des personnes et de l'environnement par la réduction aussi bas que raisonnablement possible des impacts résiduels, l'intégration harmonieuse des sites dans le paysage. Pionnier dans le réaménagement des mines d'uranium, Areva s'est associée à de nombreux organismes scientifiques pour mener à bien ces actions.

Plus de 15 ans après la fin de l'exploitation des dernières mines, Areva continue d'assurer la surveillance et le contrôle radiologique et environnementale des sites. A cette fin, un service dédié a été mis en place à Bessines (Haute Vienne), sur les lieux mêmes d'une partie des anciennes activités du groupe. Au total, une équipe de 100 spécialistes d'Areva (santé, radioprotection, géologie, environnement) est entièrement dédiée à l'activité de suivi environnemental des anciens sites. Le budget de réaménagement est de l'ordre de 10 millions d'euros par an.

Le réaménagement et le suivi environnemental des anciennes mines sont effectués suivant une méthodologie rigoureuse, dans le respect de la réglementation en vigueur et font l'objet de contrôles réguliers des autorités. L'activité de suivi environnemental mise en place par Areva est certifiée ISO 14101, ce qui constitue une première mondiale.

Les rapports et études réalisés jusqu'à aujourd'hui par des organismes indépendants sous le contrôle des autorités, n'ont jamais relevé de problème sanitaire ou environnemental entraînant une remise en cause du réaménagement des sites et de leur surveillance.

Sur certains de ces sites sont stockés des résidus d'extraction et de traitement miniers, issus des activités minières de l'uranium. Ces résidus sont parfaitement connus, localisés et surveillés et figurent à l'inventaire de l'ANDRA (www.andra.fr) en tant que résidus d'extraction minière (il ne s'agit pas de « déchets nucléaires »).  Ces sites bénéficient du statut d'ICPE (Installations Classées pour la Protection de l'Environnement), régi par arrêté préfectoral. Ils font l'objet d'une surveillance permanente, sous le contrôle des autorités.

Au-delà des exigences réglementaires, Areva s'est attaché dès l'origine à mener ses opérations de réaménagement des mines comme l'ensemble de ses activités en concertation avec les parties prenantes qui le souhaitaient. Areva s'est notamment fortement impliqué durant plus de trois ans dans les travaux du GEP (Groupe d'expertise pluraliste) dont les travaux arrivent à leur terme.

Dans la continuité des actions de réaménagement réalisées au niveau local depuis plus d'une dizaine d'années, Areva a renouvelé, en 2009, son engagement à mettre en œuvre les actions suivantes :

            - renforcer la prévention des intrusions sur les anciens sites miniers ;

- améliorer la connaissance des sites et, si nécessaire, de leurs impacts environnementaux

            - renforcer l'information et la concertation.

Antérieure au texte, l'action du groupe Areva répond à l'esprit de la circulaire du MEEDDM et de l'ASN du 22 juillet 2009 relative au recensement et à la gestion des anciennes mines d'uranium et des stériles miniers à laquelle s'adosse un plan d'actions proposé par Areva pour améliorer la surveillance des lieux concernés. En particulier, des opérations de recensement aérien héliporté ont démarré fin 2009 en région Limousin et s'étendent progressivement à tout le territoire national, permettant ainsi d'identifier les lieux de réutilisation d'anciens stériles miniers issus de l'industrie uranifère. L'action d'Areva vient ainsi préciser et compléter d'autres actions comme celles déployées dans le cadre du Plan national de gestion des matières et déchets radioactifs (PNGMDR) et de MIMAUSA.

Commentaire de la CPDP : Des compléments d'information ont été demandés au groupe Areva.

Question

Ce 2ème EPR est-il prévu pour fonctionner suivant les règles du secteur privé ? La rentabilité et le profit pour les actionnaires prime-t-elle sur la sécurité et la sureté de fonctionnement du réacteur EPR ? La prise de risques non controlés est-elle envisageable pour améliorer le profit et la rentabilité ?

Transmise à EDF le 19 avril 2010.

Réponse

Réponse le  26/04/2010

Votre question porte sur le respect de la sûreté nucléaire au regard du statut des exploitants nucléaires.

Le respect de la sûreté nucléaire n'est pas dépendant du statut des organismes qui exploitent les installations.

Les exigences de sûreté sont définies par l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Et l'application de ces exigences par l'exploitant se fait sous le contrôle de l'ASN, quelque soit l'exploitant et son statut.

Question

Est-il possible dans l'exploitation de l'EPR, de contourner ou détourner les procédures de sécurité de fonctionnement ou est-ce strictement impossible ?

Transmise à EDF le 22 avril 2010.

Réponse

Réponse le  09/06/2010

En résumé, il n'est jamais strictement impossible de détourner les procédures d'exploitation dans une installation industrielle ; cependant, de très nombreuses parades existent pour rendre ce risque extrêmement faible dans une centrale nucléaire, et particulièrement de type EPR :

-        les protections automatiques (qui ne peuvent pas être contournées),

-         la sélection et la formation des opérateurs (sur la durée),

-        le travail en équipe de conduite (les opérateurs et la supervision),

-        enfin, au delà de la protection contre les erreurs, il y a les mesures de protection du site contre les actes de malveillance ; qui, pour des raisons que vous comprendrez aisément, ne sont pas publiques, mais qui existent et sont évaluées par l'autorité de surveillance compétente.

Nous détaillons ci-après les principes de base de la sûreté nucléaire, et de la contribution des opérateurs dans ce domaine.

Pour EDF, ainsi que pour les pouvoirs publics, la sûreté est une priorité absolue, afin que la production d'électricité nucléaire ait l'incidence la plus faible possible sur l'homme et l'environnement.

La sûreté regroupe l'ensemble des dispositions mises en œuvre dès la conception d'une centrale, puis lors de sa construction, de son exploitation et jusqu'à sa déconstruction pour éviter la dispersion de produits radioactifs.

Des dispositions techniques, humaines et organisationnelles sont mises en œuvre à tous les stades de la vie des centrales nucléaires pour garantir la sûreté.

Pour l'EPR, au même titre que pour les centrales actuellement en exploitation, la prévention des risques s'appuie sur la défense en profondeur de l'installation, qui  consistent à prendre en compte de façon systématique les défaillances possibles des matériels ou des hommes et à s'en prémunir par des lignes de défense successives (systèmes de sûreté, procédures, contrôles techniques et administratifs).

La défense en profondeur s'appuie sur trois lignes distinctes : la prévention qui doit permettre d'éviter les défaillances, la surveillance dont l'objectif est d'anticiper la défaillance technique ou humaine ou de la détecter immédiatement, et enfin, les actions pour limiter les conséquences d'une défaillance.

Ces principes dictent l'exploitation d'une centrale. Concrètement, les opérateurs en salle de commande qui pilotent l'unité de production, doivent respecter les règles d'exploitation. En cas d'événements fortuits, des systèmes automatiques ramènent le réacteur dans son domaine de fonctionnement et les opérateurs disposent, en temps réel, des informations leur permettant d'agir en complément, quand cela est nécessaire.

Ainsi, si pour une raison ou une autre, l'installation sort de son domaine normal de fonctionnement (température d'eau du circuit du réacteur trop élevée ou niveau d'eau d'un générateur de vapeur  trop bas par exemple), un premier niveau d'automatisme informe les opérateurs du dysfonctionnement. Ils ont alors la possibilité d'intervenir pour corriger le défaut toujours en appliquant les procédures de conduite de l'installation.

Si le défaut s'aggrave, les protections du réacteur sont alors activées et conduisent à l'arrêt automatique  du réacteur. Ces actions sont entièrement automatiques.

Les protections du réacteur permettent de retrouver un nouveau domaine de fonctionnement sûr. En effet, quand le réacteur est à l'arrêt, les opérateurs doivent également le maintenir dans ce nouveau domaine de fonctionnement qui va jusqu'à sa dépressurisation et son refroidissement, puis son ouverture pour permettre le déchargement des assemblages de combustible. D'autres protections existent, garde-fous pour chacun de ces domaines de fonctionnement.

Ces protections sont nombreuses, diversifiées et redondantes. Par exemple chaque générateur de vapeur est équipé de 4 capteurs de niveau indépendants. En cas de niveau très bas, chacun de ces 4 capteurs envoie l'information à son système de protection, 4 ordres de déclenchement  du réacteur seront donc émis en parallèle, donnant au système un haut niveau de sécurisation.

Les automatismes sont  réalisés à l'aide de systèmes de contrôle-commande qui se trouvent dans des locaux différents, en dehors du bâtiment réacteur.

Dans ces locaux, comme pour la salle de commande, ne peuvent pénétrer que des personnes habilitées. Elles doivent avoir au préalable franchi tous les contrôles à chaque changement de zone entre l'entrée de la centrale et ces locaux.

Des actions manuelles par les opérateurs en dehors des procédures normales de conduite de l'installation, qu'elles soient volontaires ou involontaires, auront donc pour conséquence à plus ou moins long terme une sortie du domaine normal de fonctionnement et l'activation des protections automatiques du réacteur.

Atteindre les objectifs de sûreté et de disponibilité adoptés pour l'EPR, exige une maîtrise technique de la conception et signifie également l'étude, dès le départ, du rôle joué par les opérateurs humains pendant l'exploitation des installations. En effet, les opérateurs, indispensables dans nos installations mais potentiellement faillibles, sont des facteurs essentiels de performance et de sûreté, surtout pour la gestion des situations imprévues et l'optimisation quotidienne, lorsqu'ils sont intégrés à un environnement de travail adapté.

L'ingénierie ne conçoit pas uniquement des dispositifs techniques, mais plus fondamentalement, des situations de travail où agissent des hommes et des femmes. Les sources de progrès en termes de sûreté et de disponibilité ne dépendent pas uniquement de la sophistication de ces dispositifs techniques mais également de la prise en compte anticipée de l'activité humaine qu'ils génèrent. Le principal objectif vise à tirer avantage des capacités humaines tout en minimisant les possibilités d'erreurs humaines et en réduisant l'impact de ces erreurs sur la centrale, en se concentrant sur les aspects liés à la sûreté.

La prévention de « l'erreur humaine » est une dimension prise en compte dès la conception de l'EPR, à travers les moyens suivants : l'application des réglementations et des normes ergonomiques internationales, la bonne répartition des activités entre les opérateurs et les systèmes automatiques, la pertinence des informations fournies au personnel d'exploitation., les dispositions d'organisation et d'affectation du personnel (redondance humaine).

Rendre la tranche encore moins sensible aux erreurs humaines est un des objectifs de l'EPR. Des dispositions de conception permettent ainsi de limiter les conséquences en cas d'oubli d'action ou d'erreur dans la réalisation d'actions, notamment par l'autonomie de la tranche en situation d'accident, assurant 30 minutes sans actions humaines après apparition d'une information significative.

En terme d'organisation, un opérateur n'est jamais seul : la centrale est exploitée par deux opérateurs et un superviseur. Cette organisation est identique à toutes les autres centrales nucléaires françaises. Grâce à cette organisation, une redondance humaine en cas d'événement est garantie et un personnel suffisant est disponible en cas de défaillances multiples.

La formation de ces opérateurs est essentielle pour leur permettre de réagir opportunément en cas d'accident. Cela suppose l'apprentissage de l'imprévu qui ne peut pas s'acquérir dans la vie quotidienne de la centrale. Des stages de recyclage réguliers sur des simulateurs, capables de reproduire des accidents multiples et complexes, permettent aux opérateurs d'acquérir et d'entretenir ces réflexes. Chaque centrale nucléaire d'EDF est dotée d'un simulateur de ce type. Pour le parc actuel, en 2009, 1 800 000 heures de formation ont été dispensées.

Nous rappelons que l'autorisation de construire une installation nucléaire est soumise à une évaluation de sa sûreté : cette « analyse de sûreté » doit être approuvée par l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) qui est une Autorité administrative indépendante. Celle-ci permet de garantir que toutes les dispositions techniques et humaines sont prises pour assurer le fonctionnement normal des installations, pour prévenir les risques et, dans l'éventualité d'une défaillance,  pour en limiter les conséquences.

Question

Quels impacts ont Penly 1 et Penly 2 sur le milieu marin ?

 Question transmise le 29 avril à EDF, IRSN et IFREMER

Réponse

Réponse le  07/05/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte sur l'impact des tranches de Penly1 et 2 sur le milieu marin.

Concernant l'impact radiologique des rejets, le suivi de l'environnement réalisé depuis l'ouverture du site de Penly n'a pas mis en évidence de perturbation significative de l'écosystème marin due au fonctionnement des unités 1 et 2.
La radioactivité autour du site est contrôlée en permanence par le CNPE de Penly. Les lieux et fréquences de prélèvement dans l'environnement font l'objet d'un programme réglementaire, assurant le suivi régulier, et notamment du milieu aquatique : eau de mer réceptrice, eau de mer au large, eau souterraine. En plus de ces contrôles réglementaires, des campagnes de mesures dans l'environnement sont réalisées à l'initiative d'EDF par des organismes extérieurs sur un rythme annuel, afin de suivre l'évolution de la radioactivité. Ce suivi radio-écologique annuel est complété par un bilan global réalisé tous les 10 ans.
Depuis la mise en service industrielle du parc nucléaire de production électrique, des contrôles permanents et périodiques sont effectués également par les autorités publiques  sur la radioactivité dans l'environnement de chaque installation. Leur objectif est d'estimer l'impact radiologique  des centrales nucléaires sur l'environnement. Des études radio-écologiques sont réalisées, depuis la fin des années 70, par l'IRSN (précédemment IPSN) selon une méthode générale optimisée au fil des ans. Les résultats de ces suivis radio-écologiques n'ont pas mis en évidence d'impact radiologique significatif sur l'écosystème lié au fonctionnement des installations.

Concernant l'impact des rejets chimiques liquides sur l'environnement, un suivi hydro-écologique est effectué annuellement par l'IFREMER (Institut français pour la recherche et l'exploitation de la mer) au large du site de Penly. Il permet d'identifier l'évolution des caractéristiques physico-chimiques ou biologiques de la Manche dans ce secteur et d'établir dans quelle mesure les évolutions constatées peuvent être liées au fonctionnement du CNPE.
Le suivi hydro-écologique réalisé jusqu'à ce jour pour les deux unités déjà en exploitation n'a pas mis en évidence d'altération du milieu.
Une synthèse des données de suivi des différentes populations (phytoplancton, zooplancton, poissons...) dans l'environnement du site a été réalisée en 2005 sur la période 1975-2003. Celle ci montre qu'aucune évolution spécifique liée au fonctionnement de la centrale de Penly n'est visible. Les mesures effectuées depuis 2003, dans le cadre du programme de surveillance annuel du site, confirment chaque année cette analyse.

De même, concernant l'impact des rejets thermiques, le suivi hydrobiologique, réalisé par l'IFREMER depuis la construction de la centrale sur la zone proche des rejets de Penly 1 et 2, ne montre pas d'impact particulier sur la faune et la flore marines.

Enfin, nous vous signalons que le site de la centrale de Penly accessible via le site «www.edf.fr » met en ligne des informations relatives aux rejets et au suivi de l'environnement. Sur la page http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/presentation-45979.html vous pourrez notamment télécharger le rapport « TSN ».
Sur la page  http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/surveillance-de-l-environnement-45948.html vous pourrez accéder aux indicateurs environnementaux  (radioactivité ambiante, des eaux souterraines, des végétaux et du lait) et aux rejets liquides et gazeux.

Commentaire de la CPDP :
Les réponses complémentaires seront mises en ligne dès réception

Question

Quels impacts prévisibles aura Penly 3 sur le milieu marin ?

Transmise à EDF le 29 avril

Réponse

Réponse le  15/05/2010

Votre question porte sur les impacts prévisionnels de Penly3 sur le milieu marin.

En ce qui concerne l'impact environnemental des rejets radioactifs, le suivi de l'environnement réalisé depuis l'ouverture du site de Penly n'a pas mis en évidence de perturbation significative (voir nota) des écosystèmes due au fonctionnement des unités 1 et 2.  Les rejets radioactifs de Penly 3 cumulés à ceux produits par les unités 1 et 2  n'auraient pas d'impact significatif sur l'environnement.
Dans le cadre du projet de Flamanville 3, l'impact cumulé des trois unités de production du site a été étudié. Compte tenu des conditions de dilution en mer, les rejets radioactifs ne seront pas de nature à modifier significativement l'état radio-écologique de l'environnement, ni la qualité des produits issus des activités humaines (pêche, ...).
Les suivis radio-écologiques sur des centrales nucléaires à 4 ou 6 unités arrivent aux mêmes conclusions.
Pour le site de Penly, les rejets radioactifs feront l'objet d'évaluations complémentaires spécifiques au site. Selon la réglementation en vigueur, des études d'impact environnemental seront effectuées. Elles permettront d'identifier l'impact radiologique de la future installation sur les écosystèmes terrestre et marin par rapport à un état de référence donné.  Présentées dans le dossier de demande d'autorisation de création, elles seront, le moment venu, soumises à enquête publique, si le projet est confirmé à l'issue du débat public.
En première approche, les résultats devraient être voisins de ceux des études menées pour Flamanville.

En ce qui concerne les impacts chimiques, les concentrations maximales susceptibles d'être rejetées n'occasionneront pas d'impact significatif sur l'écosystème marin : en effet, soit les quantités rejetées ne représentent qu'un faible pourcentage de la concentration naturellement présente dans le milieu, soit dans le cas contraire une analyse fine est réalisée et l'impact environnemental est déterminé par comparaison avec celui de valeurs de référence. Le rejet n'est envisagé que si l'impact est acceptable.
Pour Penly 3, les rejets chimiques sont de même nature et globalement en moindre quantité que ceux de Penly 1 ou 2.
Les rejets chimiques des 3 unités induiront des concentrations dans le milieu naturel qui resteront du même ordre de grandeur et qui ne devraient pas engendrer d'évolution du milieu naturel.
Le suivi hydrobiologique réalisé jusqu'à ce jour pour les deux unités déjà en exploitation n'a pas mis en évidence d'altération du milieu.
Les études d'impact des rejets chimiques seront actualisées dans le cadre de la constitution du dossier de demande d'autorisation de création (DAC), si le projet est confirmé à l'issue du débat public.

En ce qui concerne les impacts thermiques, des dispositifs assurant une dilution optimisée des rejets de chaleur et limitant ainsi l'impact thermique des installations ont été mis au point.
Pour Penly 3, il est prévu un rejet d'eau en galerie débouchant à environ 1 000 m au large, dans un diffuseur.
La position du point de rejet de Penly 3 sera choisie de manière à réduire les interactions avec ceux des unités 1 et 2, donc à limiter le cumul des échauffements.
Les calculs montrent que l'échauffement  sera divisé par deux à environ 50 mètres du point de rejet : il s'estompe en effet très rapidement du fait des très grandes quantités d'eau de mer et de la très forte dilution sous l'effet des courants marins.
Le suivi hydrobiologique, réalisé par l'IFREMER depuis la construction de la centrale sur la zone proche des rejets de Penly 1 et 2, ne montre pas d'impact particulier relatif aux rejets thermiques sur la faune et la flore marines.
L'ajout de Penly 3 n'aurait donc qu'un impact limité sur l'écosystème marin. L'ensemble du site fera, comme aujourd'hui, l'objet d'un suivi pour s'en assurer.

Nota : un impact ou une perturbation est dit significatif quand on sait le discriminer de celui produit par les conditions qui prévalaient avant l'existence de l'impact étudié ou de la perturbation (une ou plusieurs unités de production électronucléaire dans le cas présent) et quand ses conséquences sont susceptibles de présenter un risque pour l'environnement ou pour la santé.

Question

EDF question 10 répond : "Au stade du débat public qui vient très en amont dans la vie d’un projet, le dossier du maître d'ouvrage n'a pas vocation à présenter ces études. Le Code de l’environnement précise dans son article L121-8 : « Le maître d'ouvrage ou la personne publique responsable du projet adresse à la commission un dossier présentant les objectifs et les principales caractéristiques du projet, ainsi que les enjeux socio-économiques, le coût estimatif et l'identification des impacts significatifs du projet sur l'environnement ou l'aménagement du territoire ». En revanche, les études auxquelles vous faites référence font partie intégrante du dossier de demande d’autorisation de création (DAC), soumis à enquête publique. Si le projet est décidé à l’issue du débat public, Penly 3 fera en effet l'objet d'une instruction spécifique dans le cadre de sa demande d’autorisation de création (DAC)" Nous pourrions nous en satisfaire si le site n’était déjà exploité avec 2 réacteurs certes non EPR mais bel et bien nucléaires. Aussi pour la transparence à l’égard des populations concernées (dans quel rayon selon vous ?) nous vous demandons de faire communiquer les « études de danger » liées à ces deux premières tranches en exploitation. Nous souhaitons en particulier que EDF fournissent les cartes d’aléas (voir ce qui se fait dans le cadre des PPRT) puisqu’une des réponses faites hier soir à Rouen était que vous ne différiez pas des sites Seveso seuil haut quant à la prise en compte du risque et au niveau de « sureté ».

Transmise à EDF le 29 avril 2010.

Réponse

Réponse le  22/05/2010
Votre question porte sur les études de risque associées aux 2 unités de production existantes sur le site de Penly.

Votre question ne concerne pas Penly3, pour lequel, si  le projet est décidé à l'issue du débat public, les études auxquelles vous faites référence feront partie intégrante du dossier de demande d'autorisation de création (DAC) soumis à enquête publique, conformément à la législation (loi Transparence et Sécurité Nucléaire de 2006 et son Décret d'application n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives), et notamment en application des articles 10 et 11 du Décret.

Néanmoins, cette question relève de l'article 19 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, dite TSN, qui stipule que « Toute personne a le droit d'obtenir, auprès de l'exploitant d'une installation nucléaire de base ou, lorsque les quantités en sont supérieures à des seuils prévus par décret, du responsable d'un transport de substances radioactives ou du détenteur de telles substances, les informations détenues, qu'elles aient été reçues ou établies par eux, sur les risques liés à l'exposition aux rayonnements ionisants pouvant résulter de cette activité et sur les mesures de sûreté et de radioprotection prises pour prévenir ou réduire ces risques ou expositions, dans les conditions définies aux articles L. 124-1 à L. 124-6 du Code de l'environnement. »
Nous transmettons votre demande à la centrale de Penly qui se chargera ainsi de vous répondre, au titre de cet article. En effet, EDF attache une grande importance à la transparence et s'est inscrit dans le processus défini par la loi dès sa promulgation. A cet effet, chaque centrale s'est organisée pour pouvoir répondre au mieux aux demandes formulées au travers de l'article 19. La transmission à la centrale de votre demande en garantit la traçabilité.

Question

Pourquoi les centrales nucléaires ne sont-elles pas des Installations classées pour la protection de l'environnement ?

Transmise à la DGEC le 11 mai 2010.

Réponse

Réponse le  22/07/2010

Réponse de la DGEC rédigée avec le concours de l'ASN :
Le régime des installations classées pour la protection de l'environnement (ICPE) est un régime généraliste qui concerne des installations de natures très diverses. Le régime des installations nucléaires de base (INB) poursuit le même objectif que le régime des ICPE de protection des populations et de l'environnement contre les risques ou inconvénients que ces installations présentent. Mais il s'adresse à une catégorie d'installations limitée et assez homogène.

Le régime des INB permet ainsi d'instaurer un certain nombre de dispositions ou d'exigences qui ne pourraient être imposées de manière générale à l'ensemble des installations classées, comme par exemple l'obligation de procéder, de façon périodique, à des réexamens de sûreté. Le cadre législatif de ce régime est notamment instauré par la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite loi TSN).

Ce régime juridique s'applique naturellement aux centrales nucléaires de production d'électricité mais aussi à d'autres installations répondant à certaines caractéristiques tenant à la nature et l'activité totale des radionucléides présents dans l'installation. Les règles de sécurité et de transparence sont précisément adaptées aux contraintes et aux risques spécifiques des installations nucléaires. Lorsque c'est possible et opportun, le régime INB reprend certaines dispositions du régime existant pour les ICPE dont il s'inspire par certains aspects. Mais il comporte également des règles différentes et propres à l'activité nucléaire. La fourniture d'un rapport de sûreté et de règles générales d'exploitation, auxquels sont associées diverses exigences, est ainsi une disposition spécifique aux installations nucléaires qui ne pourrait être imposée, de manière générale, à l'ensemble des installations classées pour la protection de l'environnement.

Enfin, la particularité des INB a conduit à la création d'une autorité administrative indépendante, l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN). L'ASN, dont l'indépendance est garantie à l'égard du gouvernement, assure, au nom de l'État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger les travailleurs, les patients, le public et l'environnement des risques liés à l'utilisation du nucléaire.

Question

L'ASN prépare la mise en oeuvre d'une servitude d'utilité publique de 2 km autour des CNPE (loi TSN et circulaire de février 2010). Les améliorations de l'EPR ne réduisant que la probabilité des accidents à cinétique lente (réservoir de corium) et non les cinétiques rapides, y aura t-il une telle servitude autour des EPR ? Et si oui, est-il logique d'installer un EPR à moins de 2 kms des premières habitations ? La population concernée est-elle au courant que l'implantation de l'EPR aura des conséquences en termes d'urbanisme ?

Transmise le 3 mai à EDF, à l'ASN et à la sous-préfecture de DIEPPE.

Réponse

Réponse le  15/05/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte sur l'instauration de servitude d'utilité publique (SUP) autour des CNPE.

La loi TSN du 13 juin 2006 prévoit en effet que des servitudes d'utilité publique (SUP) peuvent être instaurées autour des sites des centrales, mais cette possibilité n'a pas encore été mise en oeuvre. Pour engager la réflexion sur la pertinence et les modalités de cette mise en oeuvre, le ministre d'Etat, chargé de l'Environnement, M. Jean-Louis Borloo, a adopté une circulaire le 10 février 2010, créant un groupe de travail co-piloté par la Direction générale de la prévention des risques et l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN)  chargé de réfléchir aux modalités d'instauration de ces servitudes sur les sites des centrales nucléaires et aux types de servitude qui pourraient être envisagés autour des sites avec de nouvelles unités de production.

Concernant l'information de la population, l'instauration des servitudes fera l'objet d'une enquête publique (article 51 du décret n° 2007-1557). Une fois instaurées, les servitudes seront notifiées aux propriétaires et aux personnes titulaires de droits immobiliers concernés et feront l'objet de mesures de publicité. Par ailleurs, elles seront annexées au document d'urbanisme.

En attendant l'aboutissement de ces réflexions, les Préfets doivent porter à la connaissance des communes les études techniques progressivement réalisées par l'ASN sur les risques existant à proximité des centrales, en application de l'article L. 121-2 du Code de l'urbanisme. Ces documents, qui doivent également être annexés aux documents d'urbanisme, permettent d'anticiper ce que sera le contenu des futures servitudes.

Pour ce qui concerne Penly 3, et compte tenu de la faible distance par rapport aux deux premiers réacteurs du site, l'impact de cette mesure devrait être très limité : la surface de la zone de servitude ne devrait être augmentée que d'environ 1/20ème.

Réponse de l'ASN

Les installations nucléaires, comme d'autres installations industrielles, comportent des risques. Il convient de réduire ces risques et d'en limiter les conséquences. Pour cela quatre approches sont retenues afin d'assurer la meilleure protection de la population possible : la maîtrise des risques à la source, l'élaboration de plans de secours, l'information du public et la maîtrise de l'urbanisation.

La maîtrise de l'urbanisation vise à protéger la population en cas d'accident survenant sur une installation nucléaire :

1.       en limitant le nombre de personnes susceptibles d'être exposées ;

2.       en limitant l'exposition des personnes : en s'assurant en particulier que les constructions existant dans la zone de danger permettent la mise en œuvre efficace des actions de protection des populations (mise à l'abri et évacuation). On peut citer par exemple l'interdiction d'installations ne permettant pas une mise à l'abri efficace (camping) ou d'établissements ne pouvant pas être évacués rapidement (hôpital).

Dans ce contexte, le ministre de l'écologie, de l'énergie, du développement durable et de la mer (MEEDDM) a signé le 17 février 2010 une circulaire relative à la maîtrise des activités au voisinage des installations nucléaires de base (INB) susceptibles de présenter des dangers à l'extérieur du site. Cette circulaire est issue de travaux conjoints entre le MEEDDM, le ministère de l'Intérieur, l'Autorité de sûreté nucléaire de défense (DSND) et l'ASN.

En application de cette circulaire, le préfet informera les responsables de l'urbanisme des risques générés par les installations nucléaires sur la base d'éléments techniques transmis par l'ASN. Le préfet organisera la concertation avec les élus intéressés afin de prendre en compte ces éléments dans un développement équilibré du territoire.

En ce qui concerne l'implantation éventuelle d'un réacteur EPR sur le site de Penly, il convient de revenir sur la réduction des risques à la source. L'ASN a imposé au réacteur EPR des objectifs de sûreté renforcés par rapport aux réacteurs actuellement en exploitation. Ces exigences ont été prises en compte par les concepteurs dans le développement du projet EPR et sont contrôlées par l'ASN. Ces exigences contribuent à réduire encore le niveau de risque déjà très faible des réacteurs nucléaires actuels :

• le risque de fusion du cœur (accident à cinétique lente) doit être réduit de manière significative et les accidents susceptibles de conduire à des rejets radioactifs précoces importants (accident à cinétique rapide) doivent être pratiquement éliminés;
• les rejets maximaux pouvant résulter de tous les accidents concevables ne doivent nécessiter que des mesures de protection des populations très limitées en termes d'étendue et de durée.

L'implantation d'un réacteur EPR sur le site de Penly n'induirait donc pas de contraintes, en matière de maitrise du développement des territoires, significativement supérieures à celles liées aux deux réacteurs existants.

L'ASN mène également, en lien avec le MEEDDM, des travaux visant à définir les modalités d'instauration de servitudes d'utilité publique prévues par la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite loi TSN) dans le but de garantir la maitrise de l'urbanisation autour des installations nucléaires. L'ASN considère que cette circulaire permet dès à présent de mieux concilier le développement des territoires et les impératifs de sécurité publique.

Commentaire de la CPDP : La réponse de la Sous préfecture sera mis en ligne après réception et validation.

Question

Je souhaite des précisions sur l'évaluation du risque nucléaire. 58 réacteurs en FRANCE combien d'incidents : 1, 2, 3, ... ?

Transmise à EDF et à l'ASN le 3 mai 2010.

Réponse

Réponse le  15/05/2010

Réponse EDF

L'échelle internationale des événements nucléaires (INES, de l'anglais International Nuclear Event Scale) sert à mesurer la gravité d'un incident ou d'un accident nucléaire.

Cette échelle compte huit niveaux de gravité notés de 0 à 7.

Les événements de niveaux 1 à 3, sans conséquence significative sur les populations et l'environnement, sont qualifiés d'incidents, ceux des niveaux supérieurs (4 à 7), d'accidents.

(vous pourrez trouver des précisions sur l'échelle INES à la page 148 du dossier du maître d'ouvrage).

Le nombre d'évènements significatifs concernant la sûreté  des centrales nucléaires d'EDF déclarés à l'ASN en 2009 (10,51 par unité en moyenne) est stable d'une année sur l'autre ;  90 % sont au niveau 0 (écart, sans importance du point de vue de la sûreté) de l'échelle INES.

Les incidents de niveau 1 (anomalie sortant du régime de fonctionnement autorisé) sont au nombre de 1,14 par unité en moyenne.

Après trois années sans événement classé au niveau 2, deux évènements significatifs de niveau 2 (incident ) ont été déclarés en 2009 pour les 58 unités en fonctionnement. L'un concerne la surexposition radiologique d'un travailleur, l'autre est dû aux colmatages d'échangeurs de la source froide de sauvegarde par l'eau du Rhône rendue turbide lors d'une première crue après un été sec. Aucun incident  de niveau supérieur ne s'est produit.

Vous pourrez trouver des compléments d'informations en consultant le « Rapport de l'Inspecteur Général pour la Sûreté Nucléaire et la Radioprotection » d'EDF, téléchargeable à l'adresse Internet suivante : http://energies.edf.com/fichiers/fckeditor/File/EDF-Nos-Energies/Nucleaire/Rapport_2009_IGSN_V2.pdf

Réponse ASN

Le chapitre 12 du Rapport de l'ASN sur l'état de la sûreté nucléaire et de la radioprotection (téléchargeable sur www.asn.fr) présente notamment l'évaluation de la sûreté nucléaire des réacteurs exploités par EDF. Cette évaluation est construite sur les résultats des contrôles réalisés par l'ASN, en particulier à travers les inspections, le suivi des arrêts de réacteur et l'analyse du traitement des événements significatifs par EDF, ainsi que sur la connaissance par les inspecteurs des sites qu'ils contrôlent. En 2009, l'ASN a réalisé 492 inspections dans les centrales nucléaires en exploitation et dans les services centraux d'EDF. L'appréciation générale représente le point de vue de l'ASN sur l'année 2009 et contribue à orienter les actions de contrôle de l'ASN en 2010.

Extraits du chapitre 12 :

« Exploitation

Les documents d'exploitation sont, dans leur ensemble, correctement gérés, couvrent les différentes phases d'exploitation et représentent particulièrement bien l'état réel de l'installation. La gestion des formations et habilitations du personnel reste satisfaisante malgré quelques écarts mineurs relevés en inspection.

Situations d'urgence

L'ASN considère que la préparation d'EDF à la gestion des situations d'urgence est satisfaisante. Les relations au niveau national ont été renforcées au cours des deux dernières années, ce qui permet un meilleur échange d'informations. Le retour d'expérience acquis au fil des années, ainsi que la diversité des situations rencontrées, amène EDF à repenser son référentiel documentaire concernant les plans d'urgence interne. Ce travail fait l'objet d'une information régulière de l'ASN et s'inscrit également dans la nouvelle structure réglementaire progressivement mise en place par l'ASN.

Activités de maintenance et prestataires

L'ASN considère qu'EDF doit améliorer la gestion des activités de maintenance. Des constats récurrents demeurent. Le référentiel de maintenance est en perpétuelle évolution. Cette complexité renforce les retards persistants d'intégration constatés sur l'ensemble du parc et tend à disperser les exigences.

Etat des matériels

Les programmes de maintenance et de remplacement des matériels, la démarche de réexamen de sûreté ainsi que la correction des anomalies de conformité identifiées contribuent à maintenir les matériels des centrales nucléaires dans un état globalement satisfaisant. Toutefois, l'ASN constate qu'EDF n'a pas suffisamment anticipé certaines problématiques qui la conduisent aujourd'hui à devoir réaliser des opérations de maintenance corrective délicates et de grande ampleur sur les générateurs de vapeur, afin d'en assurer la sûreté.

Les équipements sous pression

L'ASN estime qu'EDF continue à progresser dans la gestion des équipements sous pression et qu'à court terme tous les services d'inspection du parc seront reconnus. L'ASN note que de plus en plus de sites sont dans une situation satisfaisante. L'ASN considère qu'EDF doit correctement gréer ces services pour qu'ils remplissent au mieux leur mission sur la base de plans d'inspection exhaustifs. »

Des précisions complémentaires, notamment sur l'évaluation des barrières de confinement, sont disponibles dans le chapitre 12 du rapport annuel de l'ASN.

Pour ce qui concerne les évènements (incidents et accidents) survenus sur les réacteurs en exploitation, le chapitre 4 du rapport annuel présente la répartition des évènements par catégorie (sûreté nucléaire, radioprotection, environnement) et leur classement sur l'échelle INES.

Parmi les 795 évènements déclarés pour les réacteurs à eau sous pression, les évènements relatifs à la sûreté nucléaire se répartissent comme suit :

L'évolution du nombre d'événements significatifs par domaine dans les centrales EDF est donnée par le graphique suivant :

Pour mémoire, l'événement classé au niveau 2 de l'échelle INES est le colmatage de la source froide du réacteur de la centrale de Cruas en décembre 2009.

Enfin, l'ASN a comptabilisé 55 incidents de niveau 2 dans les centrales nucléaires d'EDF depuis 1990 (fihier excel).

Question

La culture de la sécurité ou l'inculture de la sécurité.
Nous acceptions de la part du maître d'ouvrage sa bonne compréhension et connaissance des risques. La hiérarchisation des risques, le plan de prévention des risques prouvent la réalité du risque dans le domaine de l'énergie nucléaire.
Citoyen du monde, membre temporaire de notre humanité, je m'interroge sur la réalité et ma compréhension des moyens à mettre en œuvre lors d'un évènement majeur qui peut survenir. Depuis que nous sommes nucléarisés en région, je n'ai participé à aucune forme d'éducation aux risques, aucune alerte en prévention, un simple prospectus jauni par le temps pour m'inciter à me confiner à l'intérieur de mon habitation, pas d'ampoules ou de pastilles d'iode.
Je me plais à penser que les efforts doivent être réalisés au même niveau en comparaison des risques que le principe acté lors de la pandémie H1N1.
Pourquoi cette culture du risque n'est-elle pas installée au même niveau pour le citoyen comme pour le technicien ?

Transmise à EDF, à l'ASN et à la sous-préfecture de DIEPPE le 3 mai 2010.

Réponse

Réponse le  24/05/2010

Réponse EDF

Votre question porte sur les mesures de protection de la population en situation accidentelle.

La sûreté des centrales est la priorité d'EDF.
EDF assure l'exploitation de ses centrales nucléaires avec la plus grande vigilance et a mis en place, dès la conception de ses centrales, des processus de sécurité très stricts afin de protéger les hommes et l'environnement. La pertinence de ces précautions est réexaminée en permanence en fonction de l'évolution des connaissances et de l'expérience d'exploitation de ces installations.
Bien que la probabilité d'accident soit extrêmement faible, en raison des multiples dispositions prises à la conception et lors de l'exploitation des centrales nucléaires, EDF et les pouvoirs publics ont mis en place, conjointement, une organisation rigoureuse afin de gérer les situations d'urgence et protéger les populations et leur environnement.

La gestion des risques passe par la mise en place de plans d'urgence. Deux plans étroitement coordonnés ont été conçus :

• le PUI (plan d'urgence interne), sous la responsabilité de l'exploitant ;

Le PUI, établi par l'exploitant, est déclenché par le responsable de l'installation, en cas d'événement important affectant l'installation. Il vise à ramener l'installation dans un état sûr, à limiter les conséquences d'un accident et à protéger les personnes présentes sur le site de l'installation.

Le PPI est élaboré par les services de la préfecture dont relève le site, en relation avec les élus locaux. Ce plan est déclenché par le Préfet lorsqu'un accident affectant l'installation est susceptible d'avoir des conséquences sur la population. Le plan, propre à chaque site, est destiné à protéger les populations en cas de menace d'exposition à court terme. Il précise les missions des différentes équipes d'intervention (services de protection civile, cellules mobiles d'intervention radiologique, forces de police, gendarmerie, pompiers, etc.) ainsi que les réseaux de transmission de l'information et les moyens matériels et humains nécessaires.

Ainsi, en situation accidentelle, c'est le Préfet qui va prendre les mesures de protection des populations (structures et organisations des secours). En fonction de la gravité et de l'importance prévisible des rejets radioactifs, il peut décider de la mise à l'abri de la population, la prise de comprimés d'iode, l'évacuation des populations, la mise en place de restrictions de consommation d'eau et d'aliments produits localement.
Ces décisions concernent un périmètre défini autour de la centrale nucléaire et fonction de la gravité de l'incident.
Cette organisation est testée 7 à 8 fois par an, dans les départements qui hébergent des centrales nucléaires, par les pouvoirs publics, en collaboration avec EDF.
Des actions d'information du public sont réalisées régulièrement et notamment lors de ces exercices ou lors de leur préparation. La population peut être associée à l'exercice.

Pour plus de précisions concernant votre lieu de résidence, vous pouvez vous adresser à la centrale la plus proche de chez vous (lieu et adresse sur le site internet edf.com).

Réponse ASN :

Concernant la culture du risque dans les zones « PPI » (10 km autour des centrales nucléaires), l'ASN rappelle que des exercices de crise sont réalisés régulièrement dans cette zone et qu'ils associent systématiquement les acteurs locaux (préfectures, commissions locales d'information (CLI), communes, services d'intervention et de secours) et parfois les populations (citoyens, établissements scolaires).

L'ASN souligne également qu'une importante campagne de sensibilisation a été menée dans le cadre de la distribution de comprimés d'iode 2009/2010. De nombreuses actions de communication ont été développées : lettre nominative à chaque foyer résidant dans un périmètre de 10 km autour d'une centrale nucléaire (370 912 courriers envoyés), site Internet spécifique et permanent (www.distribution-iode.com), dépliants d'information et affiches, conférences de presse. La démarche a été soutenue et relayée par de nombreux acteurs et parties prenantes de la campagne : préfectures, divisions territoriales de l'ASN, pharmacies, centrales nucléaires EDF, CLI, mairies, professionnels de santé, associations. La campagne a bénéficié d'une bonne couverture médiatique avec plus d'une centaine d'articles de presse (moyenne de 5 articles de presse par centrale). Une première étude relative à cette campagne a montré que près de 90 % des personnes concernées avaient été bien informées.

Question

Pourquoi pas de registres des cancers en Haute-Normandie ?

Transmise à l'InVS et à l'IRSN le 3 mai 2010.

Réponse

Question

Quand l'Etat, EDF ou Areva publiera précisément la radioactivité sur le sol français (post-Tchernobyl, alentours centrales, rejets La Hague, anciennes mines d'uranium, etc.) ?

Transmise à EDF, AREVA, DGEC et IRSN le 3 mai 2010.

Réponse

Réponse le  11/05/2010

Réponse d'Areva :

Areva diffuse des résultats de mesures environnementales dans les rapports annuels de sûreté nucléaire et de radioprotection des sites concernés et dans les rapports environnementaux et sociétaux, mis à la disposition du public, des CLI et du Haut comité pour la transparence et l'information sur la sécurité nucléaire (du HCTISN)

 Areva communique également les résultats des mesures effectuées dans l'environnement sous le contrôle des autorités de sûreté via des publications mensuelles et ses sites internet. Par exemple, AREVA La Hague publie mensuellement sur internet les résultats de la surveillance de l'environnement et met en ligne le rapport sûreté nucléaire et radioprotection qui reprend les résultats annuels de la surveillance de l'environnement.

Les données sont également disponibles sur le site internet du Réseau national de mesure de la radioactivité de l'environnement (RNMRE), organisme qui a pour vocation de mettre à disposition du public l'information sur l'état radiologique de l'environnement, notamment à partir des données des programmes de surveillance des exploitants nucléaires dont Areva.

 Les résultats de la surveillance environnementale des anciens sites miniers sont diffusés aux  autorités (ASN, DRIRE ou DREAL, préfectures) et font l'objet d'une information auprès du public et des parties prenantes locales au travers de structures telles que les Commissions ou les Comités locaux d'information (CLI, CLIC, CLIS, etc.).

Réponse d'EDF

L'IRSN vient de mettre en ligne le site Internet du Réseau national de mesures de la radioactivité de l'environnement qui a pour mission de contribuer à l'estimation des doses dues aux rayonnements ionisants auxquels la population est exposée et à l'information du public.

Ce site Internet est accessible à l'adresse suivante : http://www.mesure-radioactivite.fr/public/

Pour ce qui concerne plus spécifiquement EDF, le contrôle réglementaire est réalisé par l'exploitant pendant toute la durée de vie de l'installation selon un programme validé par l'Autorité de sûreté, comprenant des analyses effectuées dans le milieu récepteur (rayonnement ambiant, activités des poussières atmosphériques, de l'eau de pluie, des eaux réceptrices et souterraines, des végétaux et du lait).
Les échantillons prélevés dans l'environnement sont analysés par EDF dans un laboratoire réglementaire situé à l'extérieur de chaque site et utilisé uniquement pour les mesures dans l'environnement. Les résultats sont transmis à l'IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire). Dans le but de validation, des prélèvements distincts sont envoyés directement à l'IRSN pour analyse.
Au-delà de la surveillance de l'environnement, des études radio-écologiques permettent d'évaluer l'impact des installations dans l'environnement. Avant la mise en service de l'installation, un bilan radio-écologique initial est réalisé (mesures de radio-activité du milieu).
Tous les dix ans, un bilan radio-écologique est réalisé et les résultats des prélèvements sont comparés au bilan initial.
Cet éventail d'études est complété, depuis 1991, par un suivi radio-écologique annuel qui permet de définir la situation dans l'environnement de chaque site par comparaison dans le temps et l'espace.
L'ensemble des résultats de ces contrôles est porté à la connaissance du public par l'intermédiaire des administrations, des élus , des CLI, des rapports annuels publiés par l'exploitants et des médias.

Les études d'impact qui sont réalisées pour tous les sites où sont implantés des centrales nucléaires font état des résultats du suivi de l'environnement. On y trouve notamment les résultats détaillés des prélèvements d'air, de sol, de végétaux, d'animaux et de lait. Ces études d'impact sont mises à la disposition du public à l'occasion  de la demande d'autorisation pour les nouvelles installations et pour le renouvellement des autorisations de rejets pour les installations existantes.

EDF publie également sur son site Internet des indicateurs environnementaux régulièrement mis à jour. Par exemple pour la centrale de Penly, ils sont consultables à l'adresse :
http://energies.edf.com/edf-fr-accueil/la-production-d-electricite-edf/-nucleaire/les-centrales-nucleaires/penly/indicateurs-environnementaux/controles-environnementaux-120756.html

Réponse de l'IRSN (Institut de radioprotection et de sureté nucléaire) :

Les données évoquées dans la question sont publiées, notamment sur le site internet de l'IRSN, dont l'adresse est la suivante : www.irsn.fr.

En effet, l'IRSN assure, sur le territoire national, une mission de veille permanente sur les niveaux de radioactivité ambiants dans les différents milieux (air, eau, sol, aliments...) avec lesquels la population peut être en contact.

Pour consulter ces données, accédez à la rubrique Environnement et au portail de la surveillance de la radioactivité de l'environnement accessible à partir de cette rubrique (bas de la page d'accueil).

Vous aurez accès aux résultats de la surveillance de l'IRSN. C'est ainsi que le portail de l'environnement de l'IRSN (irsn.fr, onglet « Tous les sites IRSN ») réunit des données issues :

•  des réseaux de télésurveillance automatisés assurant la transmission en temps réel de données à un système de supervision pouvant déclencher une alerte, en cas d'élévation inhabituelle de radioactivité ;
•  des réseaux de prélèvements d'échantillons de l'environnement (poussières de l'air, eau, sols, sédiments, produits animaux ou végétaux) et analysés dans des laboratoires agréés de l'IRSN.

Chaque jour, la moyenne des valeurs obtenues la veille sur chacune des stations du réseau d'alerte Téléray est mise en ligne. Pour les autres réseaux, la mise à jour est mensuelle. L'antériorité sur les données dépend de la date de mise en service des équipements ou des stations de collecte d'échantillons.  

Vous aurez également accès à des dossiers dont :

• l'organisation de la surveillance de la radioactivité de l'environnement ;
• les bilans annuels de la surveillance en France métropolitaine ;
• les bilans annuels de la surveillance de la Polynésie française ;
• les retombées en France de l'accident de Tchernobyl ;
• la surveillance des anciennes mines d'uranium (au travers sur programme MIMAUSA) ;
• les retombées des essais aériens d'armes nucléaires sur le territoire français ;
• les études radiologiques sur le littoral de la Camargue ;
• les travaux du Groupe Radioécologie Nord-Cotentin.

Vous aurez enfin accès à des études et expertises récentes : 

• Etat de la surveillance environnementale et bilan du marquage des nappes phréatiques et des cours d'eau autour des sites nucléaires et des entreposages anciens de déchets radioactifs (septembre 2008) : rapport 2008 de l'IRSN pour le Haut comité pour la transparence et l'information sur la sécurité nucléaire ;
• Site de Ganagobie (Alpes de Haute-Provence) contaminé par le carbone 14 : l'IRSN a rendu son avis en réunion publique et publie son rapport d'expertise ;
• Rapport de l'IRSN concernant le « Point zéro radiologique dans le lagon du Taaone » avant la mise en exploitation du nouveau centre hospitalier de Tahiti ;
• Etude de l'IRSN sur l'état radioécologique autour du site de Malvési
  (Aude) de la société COMURHEX (AREVA-NC) (avril 2009) ;
• Etude des conséquences environnementales des rejets de carbone 14 de l'usine SOCATRI (juillet 2008) ;
• Rapport « surveillance de la radioactivité dans l'environnement du bassin de la Loire » réalisé en partenariat entre l'IRSN et les CLI de Dampierre en Burly et de Saint Laurent des Eaux (décembre 2008).

Vous pourrez obtenir des compléments d'information :

• en consultant le site RNM (Réseau National de Mesure de la radioactivité de l'environnement via irsn.fr, onglet « Tous les sites IRSN ») ;
• en consultant la base des connaissances (rubrique librairie/Publications) ;
• en consultant la Foire Aux Questions (FAQ, au bas page d'accueil du site irsn.fr) ;
• via le moteur de recherche.

 A tout moment, vous pouvez poser des questions aux experts de l'IRSN via la rubrique « Contact » accessible en bas de la page d'accueil de note site web www.irsn.fr.

Question

Quand l'Etat financera des études épidémiologiques sur les maladies déclarées autour des centrales nucléaires ?

Transmise à la DGEC et à la Direction Générale de la Santé le 3 mai 2010;

Réponse

Réponse le  21/07/2010

Réponse de la Mission sûreté nucléaire et radioprotection

-          Plusieurs études ont déjà été réalisées que ce soit au niveau d'un site spécifique ou au niveau de plusieurs sites simultanément :

    o       Etudes autour d'un site spécifique : La fréquence des leucémies chez des jeunes de moins de 25 ans a été étudiée autour du site de la Hague et de Marcoule. Une étude descriptive à partir des données de mortalité par cancer et d'indicateurs sur l'incidence de plusieurs cancers a aussi été réalisée autour du site de Tricastin (Etude cancer de la CLIGEET avec le support scientifique de l'InVS). Aucune de ces étude n'a mis en évidence un excès de risque sur la zone d'étude.

o  Etudes multisites : On peut citer la plus récente qui porte sur l'induction de leucémies chez l'enfant autour de 23 installations nucléaires françaises (Evrard et al., Cancer Research, 2006). Cette étude conclut également à l'absence d'un excès de leucémie chez les enfants résidents autour des 23 sites nucléaires étudiés. Les autres études conduisent aux mêmes conclusions.

-         Actuellement une étude de l'impact des rayonnements ionisants est en cours (GEOCAP). Cette étude, réalisée par l'unité INSERM 754, a pour but d'étudier de façon systématique le rôle dans les cancers de l'enfant de plusieurs expositions environnementales, dont l'exposition radiologique, en fonction du domicile de l'enfant au moment du diagnostic. Les expositions sont estimées par les distances entre source d'exposition et domicile, et par modélisation prenant en compte la localisation des sources, les caractéristiques générales de l'exposition et des spécificités topographiques ou climatiques locales.

Complément à la demande de la CPDP :

4-     Les détails de l’étude en cours réalisée par l’unité INSERM 754 (GEOCAP) sont accessibles à l’adresse suivante :
http://www.u754.idf.inserm.fr/page.asp?page=4424

Question

Compte tenu de la construction d'un 3éme réacteur expérimental sur le site de Penly, n'est il pas indispensable d'élargir les dispositions sanitaires dans la région sur le Tréport, jusqu'alors ignorées car hors zone !

Transmise à l'ASN le 4 mai 2010.

Réponse

Réponse le  31/05/2010

Réponse ASN

Les activités nucléaires sont exercées de façon à prévenir les accidents mais aussi à en limiter les conséquences. Conformément au principe de défense en profondeur, les plans d'urgence prennent en compte l'occurrence d'accidents graves (de probabilité très faible) afin de définir les mesures nécessaires pour protéger le personnel du site, la population et l'environnement et pour maitriser l'accident.

L'ASN a imposé au réacteur EPR des objectifs de sûreté renforcés par rapport aux réacteurs actuellement en exploitation. Ces exigences ont été prises en compte par les concepteurs dans le développement du projet EPR et sont contrôlées par l'ASN. Ces exigences visent à réduire le niveau de risque, déjà très faible, que représentent les réacteurs nucléaires actuels :

• le risque de fusion du cœur (accident à cinétique lente) doit être réduit de manière significative et les accidents susceptibles de conduire à des rejets radioactifs précoces importants (accident à cinétique rapide) doivent être «pratiquement éliminés»;
• les rejets maximaux pouvant résulter de tous les accidents concevables ne doivent nécessiter que des mesures de protection des populations très limitées en termes d'étendue et de durée.

Ainsi, en cas d'accident grave sur un réacteur de type EPR, les éventuelles actions de protection nécessaires sont plus limitées dans l'espace et dans le temps que sur les réacteurs actuellement en exploitation à Penly.

L'implantation d'un réacteur EPR sur le site de Penly ne devrait donc pas nécessiter d'élargissement des rayons actuels des PPI (plans particuliers d'intervention).

Question

Comment garantir la sécurité d’une telle installation et de son environnement ? Depuis les attentats du 11 Septembre, la menace d’un attentat suicide contre une centrale nucléaire est bien réelle. Des RADARS peuvent-ils être implantés autour de la centrale afin de détecter un aéronef se dirigeant vers elle pour s’écraser dessus ? Qu’est-ce qui pourrait gêner la détection d’une telle menace (antennes émettant des ondes électromagnétiques, bâtiments de grande taille, infrastructures industrielles…) ? Dans quel rayon la détection doit-elle être fiable à 100% afin d’avoir suffisamment de temps pour réagir une éventuelle menace confirmée, et quelles seraient les restrictions pour le type d’installations identifiées précédemment ?

Transmise à la sous-préfecture de DIEPPE le 4 mai 2010.

Réponse

Question

EDF cherche à augmenter sa capacité de production d'électricité nucléaire. Bien ! Mais quel cas cette entreprise fait-elle de la sûreté ? On sait que celle-ci dépend des hommes et des femmes qui opèrent la maintenance des installations. Or cette maintenance est effectuée à 80 % par des sous-traitants dont le film R.A.S de Alain de Halleux ou les livres de Claude Dubout: "Ma vie de décontamineur dans le nucléaire" et "La centrale" de Elisabeth Filiol ont montré combien leur situation était innacceptable du point de vue humain. En temps normal, les bénéfices de l'atome se faisaient déjà sur le compte de ces ouvriers invisibles au point de mettre en danger l'outil.

La construction d'un nouvel EPR ne risque-t-il pas d'accentuer encore cette pression? Car de deux choses l'une : ou bien l'EPR sera financé sur le dos du consommateur qui verra le prix de l'électricité augmenter; ou bien sur le dos des ouvriers qui auront à se rendre encore plus performant... L'élargissement du parc nucléaire met en danger la maintenance du parc existant ! Qu'on me démontre le contraire, en proposant un statut respectable pour ces sous-traitants, un salaire correct, des garanties quant au suivi de leur santé et j'applaudirai à la construction d'un nouveau réacteur. Dans le cas contraire, EDF met tout simplement en danger l'ensemble de la population. Si un accident devait arriver dans le futur, elle devra être considérée comme pleinement responsable!

Transmise à EDF le 4 mai 2010.

Réponse

Réponse le  04/06/2010

Réponse d'EDF :

Question

Connaissez vous précisément l'impact à long terme des faibles doses radioactives et notamment du tritium sur la santé ou existe-t-il encore des doutes ? Si vous les connaissez, pourriez vous nous les préciser ? Ce réacteur ou les processus qui permettent de l'alimenter en uranium et de gérer ses déchets émettent-ils de la radioactivité et notamment du tritium ?

Transmise à EDF le 4 mai 2010.

Réponse

Réponse le  03/06/2010

Votre question porte 1 - sur l'impact des faibles doses radioactives, 2 - sur les rejets radioactifs et en particulier du tritium de l'EPR, et 3 - les déchets radioactifs générés.

1) Pour EDF, la protection des travailleurs est une préoccupation quotidienne. EDF, en tant qu'exploitant d'installation nucléaire, applique strictement la réglementation dans le domaine du suivi des expositions, en visant à réduire les expositions et en respectant les limites de doses à ne pas dépasser pour le public et les travailleurs, dont les seuils sont fixés par la Commission internationale de protection radiologique (CIPR) [1].

L'exposition du personnel et du public aux rayonnements ionisants est strictement encadrée, notamment par le code du travail et le code de la santé publique.
Les exploitants nucléaires autorisés à exploiter des INB (Installations Nucléaires de Base) doivent appliquer deux grands principes :

ü      Le principe d'optimisation technico-économique des doses reçues : ce principe est dit « ALARA » : As Low As Reasonably Achievable, ce qui signifie en français « aussi bas que raisonnablement possible ». L'exposition aux rayonnements ionisants des personnes est maintenue au niveau le plus faible qu'il est raisonnablement possible d'atteindre, compte tenu de l'état des techniques, des facteurs économiques et sociaux. Ce principe est appliqué à toutes les étapes de l'installation : conception, exploitation et déconstruction.

ü      Le principe de limitation des doses individuelles : le cumul des doses auxquelles peut être soumis un individu est limité. La réglementation française fixe les limites suivantes : 20 mSv (20 millièmes de Sievert) sur 12 mois consécutifs pour le travailleur, 1 mSv/an pour le public.
La réglementation française est plus sévère que les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR 60) qui depuis 1990 fixe cette limite à 100 mSv sur 5 ans, et à 50 mSv sur une année donnée. Ces limites sont également celles de la directive européenne (Euratom 96/29).
Ces seuils font partie du domaine des faibles doses.

Ces 2 principes ont montré leur efficacité : depuis 2001, aucun intervenant, EDF ou prestataire, n'a dépassé les 20 mSv/an et depuis 2004, aucun n'a dépassé 18 mSv/an. Ces doses  individuelles continuent de décroître. Sur 43 324 personnes (EDF et prestataires), 78 % cumulent une dose inférieure à 1 mSv, et moins de 1% présentent un cumul supérieur à 10mSv. La dose moyenne annuelle est de 1,37mSv en 2009, en baisse de 65% depuis 16 ans.

Concernant l'impact de ces  faibles doses, la publication n°103 de la Commission internationale de protection radiologique de 2007 , présente la relation dose/risque et met en exergue que le risque existe et est quantifié au dessus de 100 mSv. En dessous, les études épidémiologiques ne permettent pas de le quantifier, le principe de précaution, correspondant au cas pénalisant, est appliqué : les recommandations internationales ont été élaborées en extrapolant pour les faibles doses ce qui a été observé pour les fortes doses.
La relation linéaire sans seuil, représentative du cas enveloppe, est une hypothèse utilisée pour des calculs de risque à finalité de radioprotection,  et sa validité à très faible dose n'a pas été démontrée.
Il existe un grand nombre de publications qui démontrent que la relation linéaire sans seuil est non réaliste et pénalisante.

2 - Comme les centrales nucléaires actuelles, le fonctionnement de Penly3, si le projet est confirmé à l'issue du débat, produira des effluents radioactifs liquides et gazeux. Certains sont recyclés, d'autres sont rejetés dans l'environnement (rejets liquides et atmosphériques) après avoir été collectés, traités puis contrôlés pour s'assurer du respect des seuils réglementaires de rejets.

Le tritium est un des radioéléments rejetés par la centrale, dans les rejets liquides et gazeux. Ces rejets sont réglementés et contrôlés.
Les rejets radioactifs liquides proviennent du circuit du réacteur. L'eau du circuit est traitée et recyclée en permanence. La faible fraction non réutilisable est rejetée après contrôle. Ces rejets liquides sont constitués d'eau contenant notamment une faible concentration de tritium.
Les rejets radioactifs gazeux proviennent du dégazage du circuit du réacteur, et de la ventilation des locaux de l'îlot nucléaire qui maintient les locaux en dépression. Les rejets gazeux à la cheminée sont constitués d'air contenant notamment une faible concentration de tritium.

Quelque soit le radioélément, le moyen pour estimer l'impact est la dose, qui permet de comparer l'impact des radioéléments entre eux.
Du point de vue sanitaire, le tritium ne présente pas de toxicité chimique, seule sa «radiotoxicité» est à prendre en considération. Le tritium se désintégrant avec émission d'un électron de faible énergie, il reste classé parmi les radioéléments les moins radiotoxiques.
Du fait de sa faible contribution à la dose efficace totale et de sa période biologique courte, son impact sanitaire est considéré comme négligeable.

Compte tenu des rejets radioactifs liquides et gazeux estimés pour Penly 3 et ceux de Penly 1 et 2, l'impact sanitaire des rejets cumulés des trois unités du site devrait rester très inférieur à la limite réglementaire, et à la radioactivité naturelle.
En effet, le calcul préliminaire pour le site de Penly avec les trois unités, mené par extrapolation des résultats obtenus pour la demande d'autorisation de création de Flamanville 3, donne une dose annuelle maximale pour les personnes les plus exposées (pêcheurs), de l'ordre de 0,040 millisieverts (mSv). Ce résultat d'un calcul très simplifié doit être pris comme un ordre de grandeur.
La dose ajoutée par Penly 1, 2 et 3 représenterait moins de 5 % de la limite de 1 mSv fixée par le code de la santé publique (article R1333.8)[2], et moins de 2 % du niveau de radioactivité naturelle (2,4 mSv).

Comparaison de la dose totale  ajoutée par Penly 1,2 et 3

La part du tritium dans la dose totale du site de Penly 1-2-3 lié à ses rejets liquides et gazeux, est de l'ordre de 5 %. Soit  0,2 % de la limite de 1 mSv fixée par le code de la santé publique, et moins de 0,1 % du niveau de radioactivité naturelle.
Les calculs détaillés seront effectués pour l'étude d'impact, qui figurera dans le dossier de demande d'autorisation de création, soumis à enquête publique.

3 - Pour ce qui concerne la gestion des déchets :
La production d'électricité d'origine nucléaire génère, comme toute activité industrielle, des déchets dont certains sont radioactifs. Tous les déchets ont une gestion sûre, validée et contrôlée par l'Autorité de sûreté nucléaire.

Depuis le début de l'exploitation de ses installations et dans un cadre réglementaire extrêmement rigoureux, EDF met en oeuvre les mesures nécessaires à la protection efficace de l'environnement, des populations et des générations futures contre l'exposition aux rayonnements radioactifs des déchets générés par ses centrales nucléaires, tous répertoriés et triés.
Tous les déchets à vie courte sont évacués vers les centres de stockage ANDRA ; tous les combustibles usés sont quant à eux transportés vers l'usine de La Hague pour y être traités.
L'objectif de la gestion à long terme des déchets radioactifs est de protéger l'homme et son environnement contre toute émission ou dissémination de matières radioactives. Les concepts de stockage, adaptés à chaque type de déchets, doivent isoler les matières radioactives de l'environnement pendant le temps nécessaire à la décroissance de la radioactivité contenue.

Le système de gestion, traitement et stockage des déchets mis en œuvre pour les centrales nucléaires actuelles sera reconduite pour Penly 3, si le projet est confirmé à l'issue du débat public.

[1] : La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) est une organisation internationale indépendante, soutenue par de nombreuses associations et gouvernements, visant à la protection contre les rayonnements ionisants (radioactivité et autres rayonnements). Ses recommandations concernent la mesure de l'exposition aux radiations et les mesures de sécurité à prendre sur les installations sensibles. Elles sont reprises et adaptées par les législations nationales. Ses travaux englobent aujourd'hui l'ensemble des aspects de la protection contre les radiations, par exemple la sécurité des travailleurs du nucléaire ou la protection de la population.

[2] : Cet article stipule que la somme des doses reçues par toute personne du fait de la radioactivité ajoutée par les activités humaines (hors examens médicaux) ne doit pas dépasser 1mSv par an.

Question

- A) Dans le magazine Science et Vie N°1112 de mai 2010, à la page 78, colonne intitulée « un impossible inventaire », il est écrit, à propos du recensement du plutonium : << les vérifications (des quantités de plutonium) les plus poussées, publiées en 2006 pour les seul États Unis font état d'une marge d'erreur de 2 à 3 %. >>

- B) A Cadarache, dans les Bouches-du-Rhône, 22 kg de plutonium ont été découverts (fin 209) au lieu des 8 kg estimés dans un atelier en cours de démantèlement, et selon le CEA, la quantité totale pourrait s'élever à "près de 39 kg", soit 3 fois plus que ce prévu par les études ! - Ces incertitudes sur les quantités de matière fissible m'inquiètent. Ma question s'adresse : a) aux responsables du groupe EDF b) aux responsables du groupe GDF Suez c) aux responsables du groupe AREVA d) à l'ASN - 1ere En France, quel est le taux d'erreur relatif au recensement de la quantité de plutonium ?

Transmise à EDF, GDF Suez, AREVA et à l'ASN le 11 mai 2010.

Réponse

Réponse le  10/06/2010

Réponse établie en commun par EDF et GDF Suez

Votre question porte sur l'incertitude associée aux quantités de plutonium recensées.

Protéger et contrôler les matières nucléaires est une obligation légale à plusieurs titres. Au niveau européen, le règlement EURATOM de 2005, qui s'adresse aux exploitants de centrales nucléaires, prévoit que ceux-ci établissent annuellement un rapport "bilan matière" et communiquent l'état physique de leurs stocks ; ce bilan est complété par des rapports mensuels de variations de stocks. EURATOM réalise des inspections systématiques et des vérifications d'inventaires annuels.

Au niveau national, la réglementation prévoit des dispositions spécifiques qui figurent dans le Code de la Défense et ses textes d'application qui fixent les conditions techniques de suivi et de comptabilité des matières nucléaires.
Les exploitants nucléaires doivent transmettre à l'IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) la comptabilité des matières nucléaires détenues. Les mesures de suivi et de comptabilité prises par l'exploitant lui permettent de connaître en permanence la localisation et l'emploi des matières nucléaires détenues.
Ce dispositif est complété par un inventaire annuel transmis au Haut fonctionnaire de la défense et de la sécurité. Celui-ci exerce périodiquement des actions de contrôle par des inspecteurs qui auditent les mesures de suivi, de comptabilité et de protection physique des matières nucléaires.

Le plutonium de propriété d'EDF se trouve sous les formes suivantes:
ü      dans les assemblages combustible à partir d'uranium (UO2) présents dans les réacteurs et les piscines des centrales nucléaires : il est produit en fonctionnement par l'action des neutrons sur l'uranium
ü      dans les assemblages MOX présents dans les réacteurs et les piscines des centrales nucléaires
ü      dans les assemblages MOX en attente de traitement entreposés dans les piscines de la Hague
ü      sous forme de poudre de PuO2, issue du retraitement, et stockée dans des boîtes scellées et entreposées à la Hague.

Les masses de Plutonium produit lors de l'utilisation des assemblages MOX ou UO2 dans les réacteurs sont évaluées par calcul au gramme près, assemblage par assemblage.
Elles sont ensuite pesées au moment du retraitement. Nous laissons à AREVA le soin de répondre sur les incertitudes des pesées.
Les méthodes de mesures sont évaluées par les Autorités aussi bien françaises qu'européenne (EURATOM). L'IRSN, lors de ses inspections, contrôle les justificatifs de pesée et de mesure.  EURATOM effectue également des mesures de contrôle.

Réponse Areva

En France, un inventaire annuel des matières nucléaires est réalisé et mis en corrélation avec un inventaire physique mené sur les équipements présents dans les installations. Lors de cet inventaire annuel, une incertitude sur les écarts d'inventaire (liée aux incertitudes de balances) est tolérée par les autorités de contrôle. Si cet écart venait à être dépassé, systématiquement un contrôle plus poussé des autorités serait mené avec obligation pour l'installation de revenir dans l'écart toléré. En ce qui concerne le plutonium entreposé, les systèmes de confinement et de surveillance et les recensements périodiques permettent d'obtenir un taux d'erreur nul sur le nombre de conteneurs entreposés.

Lorsque l'on se trouve en phase de production, du plutonium séjourne dans les équipements où se déroulent les opérations de séparation et de purification du plutonium et les opérations de fabrication de nouveaux combustibles à base de plutonium. Ces appareils se situent dans des enceintes confinées non accessibles durant l'exploitation, que ce soit manuellement par un opérateur ou bien à distance par un robot télémanipulateur. Un recensement de ce plutonium resté dans les appareils de procédé est réalisé périodiquement après un rinçage poussé des installations. Ce rinçage vise à limiter autant que possible le volume de plutonium résiduel contenu dans les installations de procédés. Il peut subsister une incertitude de calcul.

C'est au cours de la période de 40 ans d'exploitation de l'Atelier de traitement du plutonium (ATPu) du CEA de Cadarache  -qui a cessé toute activité de production commerciale en 2003- que des poussières radioactives se sont progressivement accumulées dans des recoins inaccessibles des 450 boîtes à gants (compartiments étanches) dans lesquelles on manipule le combustible. Environ 150 boîtes à gants, soit un tiers du total, avaient été démantelées en juin 2009, lorsque les opérateurs ont constaté que les poussières de plutonium atteignaient 22 kg, au lieu des 8 kg estimés. Au total, une nouvelle estimation du CEA fait état de 39 kg de dépôts pouvant se trouver au sein de l'ATPu. Pour autant, les quantités de plutonium récupérées restaient trois fois inférieures à un risque potentiel et très  inférieures aux limites des "masses critiques", de 11 kg par boîte à gant à comparer à un maximum estimé de 39 kg disséminés dans les 450 boîtes à gants que comporte l'atelier.

Réponse ASN

Le combustible nucléaire des réacteurs de puissance (EPR ou réacteurs de génération antérieure) est un assemblage de gaines métalliques étanches enfermant sous forme solide la matière fissile. Dans les réacteurs nucléaires, le plutonium, constituant du combustible nucléaire, est donc confiné dans ces gaines métalliques et ne peut pas être manipulé. L'EPR et les réacteurs de génération antérieure ne sont donc pas concernés par la problématique d'accumulation locale de plutonium sous forme de poudre, évoquée en écho à l'incident survenu en 2009 sur l'installation dite « atelier de technologie du plutonium » (ATPu) à Cadarache.

L'autorité en charge de la comptabilité des matières nucléaires en France (uranium enrichi et plutonium) est le haut-fonctionnaire de défense et de sécurité du ministère chargé de l'écologie. Cette autorité s'assure du suivi de l'inventaire des matières nucléaires détenues dans les installations ou transportées, pour garantir le maintien sous contrôle de ces matières et ainsi prévenir le vol ou le détournement à des fins malveillantes.

L'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) est quant à elle en charge du contrôle de la sûreté des installations nucléaires. L'ASN s'assure en particulier que les quantités d'uranium enrichi ou de plutonium manipulées dans les procédés industriels sont toujours évaluées de manière « enveloppe »  (majorée) et que ces quantités restent en dessous de limites de sûreté. Le respect de ces limites de masse autorisées permet de garantir l'absence de démarrage de réaction nucléaire en chaîne incontrôlée. Le démarrage de telles réactions est un risque important dans les installations manipulant des matières fissiles.

Concernant l'ATPu de Cadarache, il s'agit d'une installation qui fabriquait des éléments combustibles à base d'uranium et de plutonium. L'incident déclaré par le CEA le 6 octobre 2009 concerne une mauvaise évaluation de la quantité de plutonium déposée dans des boîtes à gants du procédé industriel. Ces boîtes sont des enceintes ventilées où sont manipulées les matières à l'aide de gants en vinyle. La matière manipulée a tendance à s'accumuler au fond des boîtes sous forme de poudre (dans des orifices, sous des équipements etc.). Premier responsable de l'installation nucléaire, l'exploitant est tenu de démontrer la sûreté de son installation en définissant notamment des limites de sûreté et en justifiant leur suffisance. Il a, dans ce cas présent, sous-estimé ce phénomène de rétention pendant la phase de production, au fil des années. A l'occasion du démontage et de l'assainissement de certaines boîtes à gants en 2009, l'exploitant s'est rendu compte de l'importance de cette sous-évaluation (39 kg pour 8 kg estimés initialement, la matière concernée étant restée confinée dans un grand nombre de boîtes à gants). Cette sous-évaluation de la matière fissile déposée dans les boîtes à gants est responsable d'un dépassement des limites de sûreté prévues dans le cadre de la démonstration de sûreté de l'installation. Les marges de sécurité prévues à la conception ont ainsi été réduites.

L'ASN a classé le 12 octobre 2009, au niveau 2 de l'échelle internationale de gravité des événements nucléaires (échelle INES) qui en comporte 7, l'incident déclaré par le CEA le 6 octobre 2009, sur l'installation nucléaire ATPu, du site CEA de Cadarache. La division de Marseille de l'ASN a procédé à une inspection à l'ATPu le 9 octobre afin d'analyser cet incident. L'ASN par décision du collège n° 2009-160 prise le 14 octobre 2009 a suspendu les opérations de démantèlement L'ASN a dressé un procès-verbal à l'exploitant pour non respect des modalités de déclaration prévues par la réglementation. L'ASN s'est assurée du retour d'expérience de cet incident, en France et à l'étranger.

Question

L’article 94 quater du Projet de loi Engagement national pour l’environnement (dit Grenelle 2) adopté à la fois par le Sénat et l’Assemblée nationale (donc définitif) est le suivant : "Après le II de l’article 29 de la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, il est inséré un II bis ainsi rédigé : « II bis. – Un projet de modification de l’installation ou de ses conditions d’exploitation soumis à l’accord de l’Autorité de sûreté nucléaire qui, sans constituer une modification notable de l’installation, est susceptible de provoquer un accroissement significatif de ses prélèvements d’eau ou de ses rejets dans l’environnement fait l’objet d’une mise à disposition du public selon les modalités définies à l’article L. 122-1-1 du code de l’environnement. »

Deux questions :

1° Cet article concerne-t-il Penly 3 ?

2° Qu’est-ce qu’un accroissement significatif des prélèvements d’eau ou de rejets sans que cela constitue une modification notable ? Cela peut-il être caractérisé par exemple en pourcentage par rapport aux conditions normales d’exploitation figurant dans l’arrêté d’autorisation ?

Transmise à l'ASN et à la DGEC le 19 mai 2010.

Réponse

Réponse le  02/06/2010

Réponse de l'ASN

Ces dispositions s'appliquent à toutes les installations nucléaires de base, actuelles et futures.

Une modification est considérée notable lorsqu'elle est de nature à remettre en cause une disposition de son décret d'autorisation de création ou un des éléments essentiels du dossier de demande d'autorisation de création. A noter que toute augmentation, même minime, de la capacité maximale d'une installation nucléaire est considérée comme notable. Ces modifications sont précédées d'une enquête publique.

Il n'existe pas de critère chiffré permettant d'apprécier la notion d'accroissement significatif des rejets. En pratique toute augmentation d'une valeur limite de rejet ou d'assouplissement d'une condition de rejets est considérée comme significative. C'est également le cas d'un accroissement des rejets d'un radionucléide dans un contexte de baisse ou de stabilité de l'impact radiologique global de l'installation.

La disposition visant à rendre obligatoire la consultation du public pour les projets ayant pour effet une augmentation significative des prélèvements d'eau ou des rejets d'une installation nucléaire a été proposée par l'ASN au Gouvernement.

lien :

http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Actualites/2009/Consultation-du-public-sur-les-modifications-des-installations-nucleaires

Commentaire de la CPDP :

La DGEC a indiqué que la réponse devait être apportée par l'ASN.

Question

Réponse

Réponse le  03/06/2010

Réponse d'EDF :

La législation qui protège la santé des travailleurs en France naît de recommandations internationales. Les conséquences sur la santé des travailleurs exposés aux rayonnements ionisants ont été étudiées principalement dans le cadre de travaux de recherche en radiobiologie et via des études épidémiologiques. Le comité scientifique des Nations unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants (UNSCEAR) fait la synthèse des publications sur les sources d'exposition et leurs effets, notamment sur les travailleurs. 21 pays participent à ces travaux, dont la France.

La Commission internationale de protection radiologique (CIPR) rassemble des experts de différentes disciplines (médecins, physiciens, biologistes...). Cette organisation internationale indépendante a proposé un mode de gestion du risque radiologique à partir des synthèses réalisées par l'UNSCEAR et des académies scientifiques nationales.

La Directive européenne Euratom 96/29 a ensuite repris les recommandations de la CIPR, et la France a transposé la directive européenne (Euratom 96/29) dans le droit français : code du travail et code de la santé publique.
La réglementation française s'inspire donc largement des travaux de la CIPR, notamment de sa publication N°60. Celle-ci donne des éléments de réponse à vos questions (études épidémiologiques, justification des seuils « acceptables »...).
La réglementation française fixe les limites d'exposition à 20mSv sur 12 mois consécutifs pour le travailleur et 1mSv/an pour le public. Elle est plus sévère que les recommandations de la Commission internationale de protection radiologique (CIPR 60) qui, depuis 1990, fixe cette limite à 100 mSv sur 5 ans, et au maximum 50 mSv sur une année donnée (limites reprises par la directive européenne Euratom 96/29).

Pour ce qui concerne la différences de limite d'exposition entre le public et les travailleurs autorisés aux travaux sous rayonnement ionisants (DATR), différence qui est partie intégrante de la réglementation, elle trouve son explication dans d'une part le principe de justification (il n'y a pas de raison valable d'exposer le public à plus de 1 mSv) et d'autre part dans le fait que les travailleurs DATR font l'objet de :
-         mesures de radioprotection
-         suivi dosimétrique (film et dosimètre) systématique
-         suivi médical

Pour ce qui concerne votre dernière question, nous y avons déjà apporté une réponse au titre de la question n°17.

 Réponse ASN

Les expositions induites par les activités nucléaires sur la population et les travailleurs font l'objet de limites qui comportent des marges de sécurité de façon à prévenir l'apparition de cancers ou d'effets génétiques (« effets probabilistes »).

La limitation des doses constitue l'un des trois principes de radioprotection (justification, optimisation, limitation). Pour les travailleurs exposés aux rayonnements ionisants, la valeur de la limite de dose efficace est actuellement en France de 20 mSv sur 12 mois consécutifs. Pour les personnes du public, la valeur de la limite de dose efficace du fait des activités nucléaires est de 1 mSv par an. Ces limites de dose pour les travailleurs et le public ne prennent en compte ni les expositions à finalités médicales ni les expositions liées aux rayonnements naturels.

Ces limites sont issues de la transposition de la Directive 96/29/Euratom qui préconise, pour les travailleurs,  une valeur de 100 mSv sur 5 ans, et, pour les personnes du public, une valeur de 1 mSv par an. Ces valeurs sont recommandées par la Commission internationale de protection radiologique (CIPR), une association non gouvernementale d'experts en radioprotection. En effet, sur la base des travaux scientifiques de l'UNSCEAR (Comité scientifique des Nations Unies pour l'étude des effets des rayonnements ionisants), la CIPR a estimé les coefficients de risque de décès par cancer dû aux rayonnements ionisants : soit 4,1 % d'excès de risque par sievert (1 Sv = 1 000 mSv) pour les travailleurs.

La limite de dose pour le public est inférieure à celle appliquée aux travailleurs en raison du contrôle, de l'information et du suivi médical et dosimétrique individuel dont ceux-ci bénéficient.

Il faut souligner que ces limites de dose ne constituent pas des « autorisations d'exposition ». L'optimisation, consistant à maintenir l'exposition des personnes au niveau le plus faible possible, compte tenu de l'état des techniques, des facteurs économiques et sociaux, demeure la priorité en radioprotection. Ainsi, le bilan de la surveillance dosimétrique de l'exposition externe des travailleurs en 2008, publié par l'IRSN en novembre 2009, montre globalement l'efficacité du système de prévention mis en place dans les établissements où sont utilisées les sources de rayonnements ionisants puisque pour plus de 95 % des effectifs surveillés (306 629 travailleurs) la dose annuelle est restée inférieure à 1 mSv (limite de dose efficace annuelle pour le public). La dose individuelle annuelle moyenne est égale à 0,17 mSv sur l'ensemble des travailleurs surveillés. Le nombre de travailleurs ayant reçu au cours de l'année une dose externe cumulée supérieure à 20 mSv est de 16 en 2008 réparti ainsi : 8 dans le secteur médical ; 7 dans l'industrie non nucléaire (gammagraphie, etc.) ; 1 dans une installation nucléaire de base.

L'ASN s'assure que l'exposition des travailleurs et des personnes du public est maintenue à un niveau aussi bas que raisonnablement possible et, en tout état de cause, inférieur à la limite réglementaire.

Question

Est-il possible d'avoir toutes les "coordonnées" des études d'impact (IFREMER, etc) réalisées dès le projet de Penly 1 et 2, ainsi que cela a été dit au débat public de Penly ? Et aussi l'impact des THT sur la santé ?

Transmise à EDF et à RTE le 2  juin 2010.

Réponse

Réponse le  05/06/2010

Réponse EDF

Votre question porte sur les références des études d'impact des 2 unités de production existantes sur le site de Penly.

Votre demande ne concerne pas le projet Penly 3. Si  le projet est décidé à l'issue du débat public, l'étude d'impact sera réalisée et fera partie intégrante du dossier de demande d'autorisation de création (DAC) soumis à enquête publique, conformément à la législation (loi Transparence et sécurité nucléaire de 2006 et son Décret d'application n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives) et notamment en application des articles 10 et 11 du Décret.

La dernière étude d'impact de Penly 1 et 2 fait partie du dossier accompagnant la demande de renouvellement des autorisations de prise et rejet de la centrale de Penly 1 et 2, transmise à l'Autorité de Sûreté nucléaire en 2006. Le dossier a été soumis à enquête publique. L'instruction de cette demande a donné lieu à l'Arrêté ministériel du 15 février 2008 fixant les limites de rejet dans l'environnement des effluents liquides et gazeux des unités de production de Penly 1 et 2.

Si vous souhaitez prendre connaissance de ce dossier, vous pouvez en faire la demande au CNPE de Penly au titre de l'article 19 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire⁽¹⁾.

Vous trouverez un résumé des conclusions de l'étude d'impact dans la réponse à la question 82.

Pour ce qui concerne votre seconde question, nous laissons à RTE le soin de répondre.

(1) extrait de l'article 19 de la loi : « toute personne a le droit d'obtenir, auprès de l'exploitant d'une installation nucléaire de base ou, lorsque les quantités en sont supérieures à des seuils prévus par décret, du responsable d'un transport de substances radioactives ou du détenteur de telles substances, les informations détenues, qu'elles aient été reçues ou établies par eux, sur les risques liés à l'exposition aux rayonnements ionisants pouvant résulter de cette activité et sur les mesures de sûreté et de radioprotection prises pour prévenir ou réduire ces risques ou expositions, dans les conditions définies aux articles L. 124-1 à L. 124-6 du code de l'environnement.

Réponse RTE

Les champs électromagnétiques (CEM) de très basse fréquence font l'objet d'interrogations du public, et notamment des riverains des lignes électriques, quant à leurs effets sur la santé.

Depuis plus de 30 ans, des recherches scientifiques ont porté sur les effets éventuels sur la santé des CEM à très basse fréquence. Plusieurs centaines d'études épidémiologiques et expérimentales, ainsi que plus de 80 expertises multidisciplinaires internationales n'ont pas permis de montrer de lien de cause à effet entre l'exposition aux champs magnétiques de très basse fréquence et la santé, que ce soit lors d'une exposition à domicile ou au travail. Les données d'observation sont nombreuses et cumulées sur une longue période : les scientifiques disposent donc du recul suffisant pour avancer ces conclusions.

Pour ces raisons, toutes les instances sanitaires internationales, et en particulier l'Organisation Mondiale de la Santé (OMS), convergent sur le même avis : en l'état des connaissances actuelles, les expositions environnementales courantes aux champs électromagnétiques de très basse fréquence ne présentent pas de risque pour la santé. En France, le Conseil Supérieur d'Hygiène Publique a confirmé cette position.

A partir de ces enseignements, la recommandation européenne du 12 juillet 1999 a fixé des valeurs limites pour les champs électromagnétiques visant à garantir au public "un niveau élevé de protection de la santé". La recommandation souligne en outre que, avec ces valeurs, fixées à un niveau 50 fois inférieur au seuil d'apparition des premiers effets réels et prouvés (mineurs et réversibles), elle "couvre implicitement les effets éventuels à long terme".

L'AFSSET (Agence française de sécurité sanitaire de l'environnement et du travail) a récemment indiqué que "L'OMS, notamment, considère que les preuves scientifiques d'un possible effet sanitaire à long terme sont insuffisantes pour justifier une modification des valeurs limites d'exposition. Le groupe d'experts sollicités par l'AFSSET partage ces conclusions." Et l'Office parlementaire d'évaluation des choix scientifiques et technologiques (OPECST) a récemment conclu: "Un consensus international existe : les champs électriques ou magnétiques n'ont vraisemblablement aucun impact sur la santé. Les normes existantes n'ont pas à être modifiées."

L'arrêté ministériel du 17 mai 2001, qui fixe les conditions techniques auxquelles les ouvrages électriques doivent répondre pour garantir la sécurité des personnes et des biens, reprend les valeurs fixées dans la recommandation européenne. Il faut rappeler que les valeurs maximales des champs magnétiques sous une ligne à très haute tension sont en France, selon les types d'ouvrages, 5 à 10 fois inférieures au plafond d'exposition réglementaire.

Question

Question identifiée à la réunion d’Envermeu et étant restée sans réponse 

voici ma question pour EDF : si, comme je le pense, l’ASN finit un jour par accepter le principe de précaution et par recommander de diminuer les rejets de tritium ou de les stocker durant 12 ans avant de les rejeter en mer, que fera EDF ? Renoncera-t-elle à utiliser le Mox qui est la cause des demandes d’augmentation des rejets ou, tout simplement, laissera-t-elle tomber l’EPR qui finira par être trop coûteux à exploiter ?

Transmise à EDF le 8 juin 2010.

Réponse

Réponse le  05/07/2010

L'augmentation des rejets de tritium des unités de production électronucléaires 1300 MW du parc en exploitation est principalement due à l'augmentation du taux d'uranium 235 dans les assemblages combustible (passage de 3,4 à 4 %). Les avantages procurés par ce changement sont les suivants :
- augmentation de la durée entre les arrêts pour rechargement, induisant moins d'arrêts, donc la réduction de la dosimétrie des personnels,
- moins d'assemblages de combustible pour la même quantité d'électricité, donc moins de déchets,
- augmentation de la production d'électricité nucléaire, donc moins d'appel aux énergies fossiles émettrices de CO₂.

De nombreuses études ont été menées à travers le monde pour réduire la production ou les rejets de tritium, sans succès. D'autres études ont été entreprises pour trouver des solutions de captage ou de séquestration du tritium évitant ainsi son rejet. Plusieurs pistes ont été explorées : distillation, électrolyse, échange catalytique, échange isotopique, échange chimique, adsorption sur nickel. Elles sont ou seraient efficaces à des concentrations supérieures à 10 TBq/m³, c'est à dire 100 à 10000 fois plus que celles rencontrées dans le  circuit du réacteur. Avec ces techniques, la concentration de tritium résiduel reste supérieure à celle du circuit du réacteur.

Une autre possibilité serait d'entreposer l'eau tritiée pendant un temps suffisamment long pour que le tritium s'élimine naturellement par décroissance radioactive. Mais cette solution présente un bilan négatif.

Le tritium perd la moitié de son activité en 12,3 ans.  Pour une centrale de 1300 MW, pour réduire d'un facteur 2 l'activité rejetée, il faudrait construire par an 15 réservoirs de 750 m³ chacun, soit près de 200 réservoirs sur 12 ans. En supposant un stockage de 12 ans, le gain en terme d'impact dosimétrique serait au maximum de 0,01 μSv/an, soit un gain totalement négligeable par rapport à l'impact total des rejets, eux-mêmes ne dépassant pas 1/50 ème de l'impact de la radioactivité naturelle. C'est pourquoi cette solution de stockage n'a pas été retenue.

Quant  à l'impact des rejets en tritium liquide, il est important de rappeler qu'à Penly, l'impact dosimétrique du tritium rejeté sous forme gazeuse est plusieurs centaines de fois  plus important que celui rejeté en mer, pour une même quantité de tritium rejetée, tout en restant très faible (moins d'un millième de l'impact de la radioactivité naturelle). Ceci a conduit les exploitants à privilégier les rejets de tritium par voie liquide, quand cela était possible. Une démarche d'optimisation a été entreprise en ce sens, conduisant à diviser par deux les rejets gazeux  de tritium.

Le renouvellement de la demande d'autorisation de rejets et de prélèvements d'eau (DARPE) de Penly 1 et 2 a fait l'objet d'une enquête publique en 2007. Le dossier soumis à enquête présentait les résultats des calculs d'impact radiologique. Les résultats pour Penly 1 et 2 sont les suivants :
- impact des rejets gazeux de tritium (St-Martin-plage) = 1,23 μSv/an ;
- impact  des rejets liquides de tritium (groupe pécheur) = 0,02 μSv/an ;
Ces valeurs peuvent être appréciées en les comparant à l'impact de la radioactivité naturelle qui est de 2400 μSv/an.

EDF se conforme et se conformera aux décisions et aux prescriptions de l'Autorité de sûreté nucléaire, que ce soit pour l'EPR ou pour les installations existantes.
L'Autorité de sûreté s'est prononcée favorablement en 2008 sur le renouvellement des autorisations de rejet du site de Penly. Elle s'est également prononcée favorablement sur la demande d'autorisation de création de Flamanville 3. Celle-ci présentait notamment l'installation, les types de combustibles envisagés et le principe de traitement et de  rejet des effluents radioactifs.

Commentaire de la CPDP : Un complément d'information sur la manière dont le réacteur produit du tritium.

Question

Bonjour, j’imagine que l’EPR sera équipé de « boites noires » ou enregistreurs. Quels sont les paramètres enregistrés, qui en est détenteur, qui analysera ces informations en cas d’accident et qui y aura accès ? Est-ce qu’à l’instar des avions commerciaux et militaires, les voix des opérateurs et éventuellement une capture vidéo des leurs faits et gestes seraient enregistrés ? Peut-on raisonnablement imaginer que ces documents soient automatiquement classés secret défense ? Existe-t-il un système similaire sur les centrales nucléaires actuellement en fonctionnement ?

Transmise à EDF et à l'ASN le 8 juin 2010.

Réponse

Réponse le  09/06/2010

Réponse de l'ASN (Autorité de sureté nucléaire) :

Cette question relève d'EDF, que vous avez également sollicitée. L'ASN ne prévoit pas de répondre.
 
Réponse d'EDF :

La réponse ci-après est valable pour les centrales nucléaires actuelles, de même que pour les projets d'EPR.

Il n'existe pas de systèmes d'enregistrement d'images et de voix de type « boite noire » pour permettre l'analyse a posteriori.
En revanche, un consignateur d'état assure l'enregistrement de tous les paramètres importants.
Plusieurs types d'informations sont ainsi consignées et datées :
- l'évolution de  paramètres de l'installation (pressions, températures, etc.) ;
- les changements d'état d'actionneurs (marche/arrêt ; ouvert/non ouvert ; fermé/non fermé ; etc.) ;
- des actions des opérateurs ( demande de mise en service ou de mise hors service, etc.).

Ces informations peuvent être restituées sous la forme d'un journal de bord pour ce qui concerne les actions des opérateurs et les changements d'état et sous la forme de courbes pour ce qui concerne l'évolution des paramètres. On peut aussi récupérer les données pour les exploiter avec des logiciels de type bureautique ou spécialisés.
Ce consignateur d'état est utilisé en permanence par les opérateurs en salle de commande et les personnels de maintenance. En cas d'incident, il est une aide indispensable pour en diagnostiquer la cause et en faire l'analyse a posteriori.

Si un accident se produisait, le consignateur d'état serait utilisé de la même manière. Il serait mis à la disposition de tous les membres de l'équipe de crise d'EDF, et de l'IRSN (Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire) appui technique de l'Autorité de sûreté nucléaire, au moyen de postes spécifiques permettant d'y accéder directement.

Pour ce qui est du classement « secret défense » des informations issues du consignateur d'Etat, nous ne voyons pas pour quelle raison il le serait automatiquement.

Question

Madame, Monsieur,

Ma lettre concerne l’urbanisme futur autour de la centrale complétée par la tranche PENLY3.

Intérêt à agir : Tchernobyl a bien montré qu’un incident grave peut concerner une zone géographique importante par une diffusion atmosphérique due à une explosion puis un phénomène thermique majeur, comparable à un phénomène volcanique islandais de diffusion de poussières ou polluants, ou l’explosion du volcan Pinatubo en Malaisie avec une influence majeure sur le climat.L’implantation de PENLY 3 marque une étape dans la taille des engins nucléaires. Une installation dans des habitudes pourrait être génératrice de risque et de manque de vigilance surtout dans la prévention des populations. L’habitant de Sotteville les Rouen et alentours est impacté par cette installation et à ce titre peut donner son opinion.

Implications sur l’urbanisme de l’implantation d’une centrale électronucléaire :
1. Comme le montre le PLU de Saint Paul les Trois Châteaux, qui est à côté de la centrale du Tricastin dans la vallée du Rhône, la richesse relative des communes (ressources de 35 000 habitants pour une commune de 5000 habitant) peut-elle conduire à un effet inverse de ce que l’on pourrait souhaiter, à savoir, une concentration des populations autour des centrales ?
2. Le PLU, ci-dessus  cité, prévoit un développement urbain important et une ZAC, juste au-delà de la zone Z2 définie, je suppose, par l’usine chimique d’hexafluorure. La zone Z2 se définit-elle comme contrainte due à l’usine chimique ? Y-a-t-il ce même type de zone pour la centrale électronucléaire ?
3. Le public pourrait se demander si les procédures, qui dérivent des accidents de nature chimique, sont adaptées aux risques nucléaires ? 
4. Les zones de protection et de consultation des populations sont-elles suffisantes, représentent-elles bien la zone de risque encourus par les populations ? Le cas Tchernobyl a-t-il servi de base à une éventuelle zone ?
5. Faudrait-il réserver ou « geler » des terrains, comme le fait la loi littorale de protection des sites naturels, ou comme le prévoient les projets d’évolution de la protection contre les risques chimiques ?
6. Une étude du développement urbain en pourtour de la centrale devrait comprendre, à titre indicatif :
   - la définition d’une zone d’interdiction d’habitation (achat par EDF, puis location aux exploitants agricole ou autre) dans un cercle de 5 km,
   - la mise en place de transports en communs efficace et pratique pour les personnes devant se rendre aux abords et dans la centrale,
   - l’aménagement et la gestion de ces zones,
   - le gel des migrations de populations dans une zone de l’ordre de 10 km,
   - l’implantation des écoles à au moins 15 km.

Transmise à l'ASN le 7 juin 2010.

Réponse

Réponse le  28/07/2010
Les décisions relatives à l’urbanisme (PLU) relèvent de la compétence des maires et présidents de structures intercommunales. L’ASN formule des avis et recommandations sur les projets de construction autour des installations nucléaires qui lui sont soumis par les « services instructeurs » (communes, DDT).Les installations nucléaires, comme d’autres installations industrielles, comportent des risques. Il convient de réduire au maximum ces risques et d’en limiter les éventuelles conséquences. Pour cela quatre approches complémentaires sont retenues afin d’assurer la meilleure protection possible de la population : la maîtrise des risques à la source (sûreté nucléaire), l’élaboration de plans de secours, l’information du public et la maîtrise de l’urbanisation.La maîtrise de l’urbanisation vise à protéger la population en cas d’accident survenant sur une installation nucléaire :1.       en limitant le nombre de personnes susceptibles d’être exposées ;2.       en limitant l’exposition des personnes : en s’assurant en particulier que les constructions existant dans la zone de danger permettent la mise en œuvre efficace des actions de protection des populations (mise à l’abri et évacuation). Dans ce contexte, le ministre chargé du développement durable (MEEDDM) a signé le 17 février 2010 une circulaire relative à la maîtrise des activités au voisinage des installations nucléaires de base (INB) susceptibles de présenter des dangers à l’extérieur du site (lien circulaire). Cette circulaire est issue de travaux conjoints entre le MEEDDM, le ministère de l’Intérieur, l’Autorité de sûreté nucléaire de défense (ASND) et l’ASN.La circulaire prévoit de privilégier le développement des activités en dehors de la zone de danger. Des projets d’urbanisme qui s’avéreraient incompatibles avec les objectifs de sécurité de la population pourraient être refusés, ou n’être acceptés que sous réserve de modifications rendant le projet acceptable. On peut citer par exemple l’interdiction de projets ne permettant pas une mise à l’abri efficace (camping) ou d’établissements ne pouvant pas être évacués rapidement (hôpital).L’ASN fournira au préfet les éléments techniques qui serviront à définir les zones de danger. Ces études reposent notamment sur l’analyse des scénarios d’accidents à cinétique (déroulement) rapide et prennent en compte les spécificités de chaque installation nucléaire tout en capitalisant le retour d’expérience des événements passés. La zone de danger ainsi définie doit permettre de maîtriser l’urbanisation afin de protéger la population contre les effets liés aux rayonnements ionisants susceptibles d’être émis en cas d’accident. La définition de la zone de danger de chaque installation nucléaire prendra également en compte les risques chimiques spécifiques à l’installation.Si une commune dispose sur son territoire d’installations industrielles classées pour la protection de l’environnement soumises à autorisation, il revient à d’autres services de l’Etat et en particulier à la Direction régionale de l’environnement, de l’aménagement et du logement (Dréal) de transmettre au préfet les éléments techniques nécessaires à la maîtrise de l’urbanisation. En ce qui concerne les installations nucléaires à proximité de Saint-Paul-Trois-Châteaux, conformément à la circulaire décrite précédemment, l’ASN transmettra au préfet les éléments techniques utiles à la maîtrise de l’urbanisation.Enfin, l’ASN mène également, en lien avec le MEEDDM, des travaux visant à définir les modalités d’instauration de servitudes d’utilité publique prévues par la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite loi TSN) dans le but de garantir la maitrise de l’urbanisation autour des installations nucléaires.L’ASN considère que cette circulaire permet dès à présent de mieux concilier le développement des territoires et les impératifs de sécurité publique.

Question

Pourquoi EDF a-t-elle fait une présentation incomplète de la radioprotection et a omis le principe de justification ?

Transmise à EDF le 14 juin 2010.

Réponse

Réponse le  28/06/2010

Votre question porte sur le premier principe sur lequel repose la radioprotection, à savoir la justification, en réponse aux impositions de l'article L1333.1 du Code de la santé publique.

La radioprotection désigne l'ensemble des mesures mises en œuvre pour protéger l'homme de la radioactivité : le public, les travailleurs de l'industrie (et en particulier de l'industrie nucléaire), le personnel médical, les chercheurs... 
La Commission internationale de protection contre les rayonnements ionisants (CIPR) a défini les trois principes de la radioprotection : justification, optimisation, limitation des doses de rayonnements.

La définition du principe de justification est inscrite dans l'ordonnance 2001-270 du 28 mars 2001 relative à la transposition de directives communautaires dans le domaine de la protection contre les rayonnements ionisants :
« Une activité nucléaire ou une intervention ne peut être entreprise ou exercée que si elle est justifiée par les avantages qu'elle procure, notamment en matière sanitaire, sociale, économique ou scientifique, rapportés aux risques inhérents à l'exposition aux rayonnements ionisants auxquels elle est susceptible de soumettre les personnes.»

Conformément à la communication de la Commission européenne  au sujet de la mise en œuvre de la Directive EURATOM 96/29 (Journal officiel n° C 133 du 30/04/1998 p. 0003), la détermination de la justification de toute nouvelle pratique incombe aux Etats membres.
L'entité responsable de la justification doit en effet être indépendante des propriétaires et des exploitants de la pratique. A ce titre, EDF fournit des éléments nécessaires pour vérifier que la pratique est justifiée au sens de la radioprotection, comme c'est le cas pour des travaux importants soumis à autorisation.
Conformément à l'ordonnance 2001-270 du 28 mars 2001, les autorisations délivrées aux installations nucléaires de base (INB) tiennent lieu d'autorisation des activités.

Concernant la création d'une nouvelle unité de production électronucléaire en France, la détermination de la justification est formalisée par la délivrance d'un Décret d'autorisation de création par le Premier ministre contresigné par les ministres chargés de la sûreté nucléaire (Ministres chargés de l'environnement, de l'industrie et de la santé), après instruction du dossier de Demande d'autorisation de création par l'Autorité de sûreté nucléaire.
Le dossier déposé par l'exploitant comprend (cf article 8 du décret du 2 novembre 2007) notamment  le rapport préliminaire de sûreté, l'étude de maîtrise des risques, l'étude d'impact sur l'environnement et la santé, le bilan et le compte-rendu du débat public.
Le décret fixe le périmètre et les caractéristiques de l'installation. Il impose les éléments essentiels que requièrent la protection des intérêts mentionnés par la loi, c'est-à-dire la sécurité, la santé et la salubrité publiques, la protection de la nature et de l'environnement.

Une fois la justification acquise, la CIPR demande que soient appliqués les deux autres principes, l'optimisation et la limitation qui sont du ressort de l'exploitant nucléaire.
L'application de ces  principes a montré leur efficacité : les efforts, engagés par EDF et partagés par les entreprises prestataires, se sont traduits par une réduction notable et régulière de la dosimétrie individuelle et collective.
Depuis 2001, aucun intervenant, EDF ou prestataire, n'a dépassé les 20 mSv/an (limite de dose annuelle fixée par la réglementation française pour le travailleur) et depuis 2004, aucun n'a dépassé 18 mSv/an. Ces doses  individuelles continuent de décroître. Sur 43 324 personnes (EDF et prestataires), 78 % cumulent une dose annuelle inférieure à 1 mSv, et moins de 1% présentent un cumul annuel supérieur à 10 mSv. La dose moyenne annuelle est de 1,37 mSv en 2009.
Pour mémoire, en 2008, le nombre de travailleurs en France ayant reçu au cours de l'année une dose externe cumulée supérieure à 20 mSv est de 16 et se répartit ainsi : 8 dans le secteur médical ; 7 dans l'industrie non nucléaire (gammagraphie, etc.) ; 1 dans une installation nucléaire de base non EDF.

Question

Question identifiée à la réunion de Dieppe et étant restée sans réponse 

Une circulaire est parue le 17 février 2010 qui concerne la mise en oeuvre de périmètres danger à définir par l’ASN (Autorité de sûreté nucléaire) et à porter à connaissance par l’intermédiaire des services préfectoraux auprès des décideurs locaux, des maires et des organismes intercommunaux. L’ASN a six mois, c’est-à-dire jusqu’à la fin juillet, pour donner les éléments concernant ces périmètres de danger qui induisent des servitudes. Comment pourra-t-on avoir ces éléments avant la clôture du débat public ?

Transmise à l'ASN le 23 juin 2010.

Réponse

Réponse le  28/06/2010

Cette question rejoint la question n°96 à laquelle l’ASN a apporté une réponse, transmise à la Commission particulière du débat public le 27 mai 2010.

La maîtrise de l’urbanisation vise à protéger la population en cas d’accident survenant sur une installation nucléaire :

1.       en limitant le nombre de personnes susceptibles d’être exposées ;

2.       en limitant l’exposition des personnes : en s’assurant en particulier que les constructions existant dans la zone de danger permettent la mise en œuvre efficace des actions de protection des populations (mise à l’abri et évacuation). On peut citer par exemple l’interdiction d’installations ne permettant pas une mise à l’abri efficace (camping) ou d’établissements ne pouvant pas être évacués rapidement (hôpital).

Dans ce contexte, le ministre de l’écologie, de l’énergie, du développement durable et de la mer (MEEDDM) a signé le 17 février 2010 une circulaire relative à la maîtrise des activités au voisinage des installations nucléaires de base (INB) susceptibles de présenter des dangers à l’extérieur du site. Cette circulaire est issue de travaux conjoints entre le MEEDDM, le ministère de l’intérieur, l’Autorité de sûreté nucléaire de défense et l’ASN.

En application de cette circulaire, le préfet informera les responsables de l’urbanisme des risques générés par les installations nucléaires sur la base d’éléments techniques transmis par l’ASN. Le préfet organisera la concertation avec les élus intéressés afin de prendre en compte ces éléments dans un développement équilibré du territoire. Cette concertation devrait s’échelonner jusqu’au printemps 2011.

Question

Le journal local l'Informateur, soulève dans son édition du 11 juin 2010, le délicat problème d'une possible, voire probable la marée noire par collisision, au large de la côte d'Albâtre, compte tenu d'un trafic de plus en plus important sur le "rail" et du vieillissement des navires. La mer étant la seule et vitale source froide, des centrales Penly 1, 2 ,3 et de leus réacteurs,si elles se trouvaient confrontées à cette marrée noire, quelles dispositions spécifiques sont prises dans le cadre du plan polmar et dans l'usine, pour assurer la sécurité des installations et en conséquence assurer le niveau de sûreté des centrales ? Des dispositions complémentaires seraient-elles prises avec Penly 3, et le projet de 141 aérogénérateurs au large du Tréport, qui représenteraient autant de dangers et écueils supplémentaires, à une distance rapprochée et multiplieraient considérablement les risques ? Cette cohabitation à risques est-elle tolèrable pour les populations riveraines ? Sinon il faudra choisir !

Transmise à EDF et au Préfet de Seine-Maritime le 18 juin 2010.

Réponse

Réponse le  05/07/2010

Réponse ASN pour le compte de la Préfecture :

Le refroidissement d'un réacteur est une fonction importante pour la sûreté de l'installation car il permet d'assurer l'intégrité du combustible nucléaire. Cette fonction nécessite une source d'eau froide (fleuve ou mer) à proximité de la centrale.

Une obstruction de la source froide peut rendre indisponibles les circuits de refroidissement nécessaires pour maintenir le réacteur nucléaire durablement dans un état sûr. Un réacteur en fonctionnement nécessite une capacité de refroidissement beaucoup plus importante qu'à l'arrêt (environ 20 fois plus de puissance à évacuer). La mise à l'arrêt anticipée d'un réacteur avant l'obstruction de sa source d'eau froide permet d'augmenter l'autonomie d'une centrale face à la perte de refroidissement.

Différents phénomènes engendrent un risque d'obstruction des stations de pompage de cette source d'eau froide : gel, prolifération de coquillages, colmatage par des matières en suspension (limons, débris végétaux...), des corps flottants (feuilles, algues, branchages...) ou encore des nappes d'hydrocarbures.

Les dispositions de protection des installations vis-à-vis des risques d'obstruction de la source d'eau froide sont réévaluées périodiquement notamment à l'occasion des réexamens de sûreté. Lorsque le retour d'expérience révèle que des hypothèses prises en compte à la conception sont insuffisantes, une réévaluation est réalisée sans attendre le réexamen de sûreté. Ainsi, les nappes d'hydrocarbures de l'Erika (1999), de l'Evoli Sun (2000) et du Prestige (2002) ont amené l'ASN à exiger des plans d'action particuliers dans les centrales situées en bord de mer ou en estuaire, ainsi qu'une analyse de ce risque pour les centrales situées en bord de fleuves navigables.

EDF a lancé un plan d'action pour réduire le nombre d'arrêts de ses installations à la suite d'une obstruction des systèmes de refroidissement et anticiper de telles obstructions. En particulier, en cas d'approche de nappes massives d'hydrocarbures, la démarche d'EDF est fondée sur des lignes successives de surveillance et de défense en lien avec les pouvoirs publics. En ce qui concerne le risque de pollution des sites maritimes par les hydrocarbures, des conventions ont été mises en place entre EDF et les pouvoirs publics ; par exemple, les préfectures concernées informent les sites nucléaires en cas de pollution avérée en mer afin d'anticiper la mise à l'arrêt éventuelle du réacteur.

Réponse d'EDF :

Votre question se réfère à la sécurité des centrales nucléaires en cas de marée noire  et les éventuelles conséquences du projet d'éoliennes en mer sur la sécurité de la centrale de Penly.

Par leur liaison directe avec la mer, les systèmes de la station de pompage des centrales nucléaires peuvent être affectés par des agressions spécifiques liées à l'environnement marin. Le risque pris en compte est le colmatage du système de  refroidissement par l'arrivée massive de corps marins (algues, poissons, ...) ou par une pollution par hydrocarbures.

La protection est assurée par les systèmes de pré-filtration et de filtration dont la conception et le dimensionnement permettent d'assurer en toute circonstance le transit d'eau brute filtrée pour les besoins des circuits de sûreté.

En cas d'arrivée massive de colmatants, la production d'électricité est interrompue, le réacteur est arrêté et le système de refroidissement principal peut être également arrêté. Le débit d'eau nécessaire pour le refroidissement se limite alors aux systèmes de sûreté et est ainsi très considérablement réduit.  La sûreté de la centrale n'est pas remise en cause.

Le principe est le même pour Penly 1, 2 et 3. Les mesures décrites ci-dessus, internes à la Centrale, gérées par des procédures d'exploitation de la centrale, viennent en complément de celles mises en œuvre dans le cadre du dispositif ORSEC maritime Manche-mer du Nord (arrêté 11/2010 du 8 avril 2010) déclenché par le Préfet maritime en cas de marée noire. Ces mesures sont adaptées au type d'hydrocarbure, elles peuvent être par exemple la mise en place de barrages flottants, de rouleaux ou matériaux adsorbants, d'écrémeuses et de barges récupératrices (notamment pour récupérer du fuel à la surface de l'eau), de réservoirs souples (flottants et terrestres), etc.

La réalisation du projet d'éoliennes en mer au large du Tréport ne remet pas en cause la typologie des risques potentiels concernant la centrale de Penly. Pour ce qui concerne spécifiquement l'objet de votre question, le risque de pollution de type marée noire est déjà pris en compte. L'initiateur, direct ou indirect, de la marée noire n'a pas d'influence sur l'analyse du risque et les parades pour s'en prémunir.

Question

Lors de l'attribution du "Pavillon bleu" des stations balnéaires françaises que prend-on en compte ? Les rejets radioactifs sont-ils pris en considération ?

Transmise  à l'Office français de la fondation pour l'éducation à l'environnement en Europe, organisme gérant le "Pavillon bleu" le 17 juin 2010.

Réponse

Question

Lors des sorties scolaires parrainées par la centrale de Penly : les parents, les enseignants, les enfants sont-ils vraiment informés des rejets d'éléments radio-actifs ?

Transmise à EDF le 16 juin 2010.

Réponse

Réponse le  30/06/2010

Votre question porte sur les informations délivrées au public et en particulier aux parents, enseignants et enfants lors de leur visite à la centrale, pour ce qui concerne les effluents radioactifs.

Nous tenons tout d'abord à préciser qu'il n'y a pas de sortie scolaire « parrainée » par la centrale. L'espace information du Centre d'information du public (CIP) est ouvert à l'ensemble du public, individuel ou groupe, dont les groupes scolaires.

Lors des visites, les rejets radioactifs font évidemment partie des sujets présentés à tous les publics.

Cette information est dispensée au cours des présentations orales et également par l'intermédiaire des brochures qui sont distribuées. D'autres informations sont également disponibles sur Internet.

Il existe plusieurs types de présentations :

-         une présentation générale de la centrale qui traite tous les aspects (y compris les rejets),

-         une présentation spécifique sur l'environnement qui aborde plus précisément les rejets et la surveillance de l'environnement (balises, prélèvements, mesures...).

Au cours des présentations et tout au long des visites, les conférenciers sont disponibles pour répondre à toutes les questions que pose le public.

Les documents remis sont : la brochure « Penly en bref, 2009 » et la lettre mensuelle externe « Les Nouvelles » qui sont également accessibles à l'adresse Internet suivante : http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/publications-45955.html.

D'autres supports traitent de l'environnement et des rejets radioactifs : le rapport annuel 2009 du site de Penly (http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/publications-45955.html)  élaboré au titre de l'article 21 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite TSN) présentant l'ensemble des rejets radioactifs de l'année. Ce document public est également disponible au CIP.

Le site Internet de la centrale de Penly, permet par ailleurs d'avoir directement accès aux données liées à la surveillance de l'environnement, dont le bilan des rejets radioactifs (http://energie.edf.com/nucleaire/carte-des-centrales-nucleaires/centrale-nucleaire-de-penly/surveillance-de-l-environnement-45948.html#acc51822). Une animation très simple présente les mesures environnementales effectuées autour du site de Penly.

Question

Sur le site de Penly (centrale électronucléaire), les villes de Dieppe, Eu et Le Tréport apparaissent dans le rayon des 10 km : les établissements scolaires de la maternelle au lycée compris dans ce périmètre sont-ils en mesure de réagir (et comment) en cas d'accident nucléaire ?
P.S. : En tant que parent d'élève, je n'ai pas eu connaissance d'exercices particuliers.

Transmise à EDF, ASN, au Préfet, au Maire de Dieppe, au Maire d'Eu et au Maire du Tréport le 18 juin 2010.

Réponse

Réponse le  05/07/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte sur les mesures de protection des enfants dans les établissements scolaires en situation accidentelle.

Tout d'abord, il convient de rappeler que ces mesures sont destinées à protéger les populations avoisinantes en cas d'accident grave, en faisant abstraction de toutes les dispositions prises à la conception et en exploitation pour éviter ce type d'accident et en limiter les conséquences. Il s'agit donc de situations hautement hypothétiques.

Les études de telles situations montrent que l'on dispose de 24h pour mettre en place les mesures de protection des populations nécessaires dans un rayon maximal de 10  kilomètres (nous tenons  à vous indiquer, à cette occasion, que les villes de Dieppe, Eu et Le Tréport se situent à plus de 10 km de la centrale de Penly).

Ceci ne signifie pas que rien ne pourrait être fait en matière de protection des populations au-delà de cette distance, mais que les pouvoirs publics disposeraient de davantage de temps, si nécessaire, pour s'organiser et prendre les mesures ad hoc qui s'imposeraient.

Les mesures de protection de la population, y compris pour les enfants se trouvant dans les établissements scolaires, en cas d'accident, relèvent du  Plan Particulier d'Intervention (PPI).

Le PPI de la centrale de Penly est élaboré par les services de la préfecture de la Seine-maritime, en relation avec les élus locaux. Ce plan serait déclenché par le Préfet si un accident affectant l'installation était susceptible d'avoir des conséquences sur la population.

Pour de plus amples informations sur le PPI de la centrale de Penly, nous vous renvoyons au site Internet de la préfecture de Seine Maritime : http://www.seine-maritime.gouv.fr/spip.php?article931, ainsi qu'à la brochure d'information du Plan Particulier d'Intervention de la centrale de Penly disponible sur ce site: 

http://www.seine-maritime.gouv.fr/IMG/pdf/Brochure_d_information_du_PPI_de_Penly.pdf .

Les mesures de protection des enfants dans les établissements scolaires sont présentées dans les folios 4 et 5 de la brochure.

Le PPI de la centrale de Penly est notamment consultable dans les mairies des communes qui se trouvent dans un rayon de 10 km autour de la centrale.

Enfin, pour être tout à fait complet, nous rappelons que l'un des objectifs de sûreté de l'EPR (cf page 41 du dossier du Maître d'Ouvrage) est de ne pas avoir besoin d'évacuer les populations au delà du voisinage immédiat de la centrale dans de telles circonstances.

Commentaire de la CPDP : les réponses complémentaires seront mises en ligne dès réception

Question

La technologie de l'EPR apporte des améliorations en termes de sûreté nucléaire. Pouvez-vous préciser ?

Transmise à EDF le 18 juin 2010.

Réponse

Réponse le  28/06/2010

Les améliorations visent à diminuer le nombre d’incidents, diminuer le risque de fusion du cœur, réduire les conséquences d’un accident (en particulier pour n’avoir pas besoin d’évacuer les populations au-delà du voisinage immédiat de la centrale) ; concrètement, elles résident notamment dans l’ajout d’une coque de béton armé pour recouvrir les bâtiments les plus sensibles, un récupérateur de corium en cas d’accident hautement hypothétique de fusion du cœur, des systèmes de sauvegardes quadruplés, une diversification accrue des alimentations électriques de sauvegarde.

Nous vous renvoyons aux chapitres 4.1 (page 41) et 4.2 (page 42) du Dossier du maître d’ouvrage qui répondent dans le détail à votre question.

Question

Est-ce que la marée noire dans le golfe du Mexique fait réfléchir le maître d'ouvrage à une éventuelle pollution radio-active de la Manche d'ampleur comparable en cas d'un accident grave de l'EPR (bien entendu minime parce que tout est prévu) par suite de rejet de matières radio-actives en mer ?

Transmise à EDF le 25 juin 2010.

Réponse

Réponse le  12/07/2010
Les analyses de risque font partie intégrante de la conception des centrales nucléaires, et a fortiori de l’EPR. Vous pourrez le constater en parcourant le rapport de sûreté de Flamanville 3, toujours consultable sur Internet⁽¹⁾. La finalité de ces études est de rendre les risques, radiologiques et conventionnels,  aussi faibles que possible, de s’en prémunir et de minimiser leurs éventuelles conséquences. 

La conception même des circuits fait que, un accident grave, lui-même hautement improbable, ne conduirait pas à une pollution radioactive massive de la mer. En effet, il n’existe aucune connexion directe entre le circuit primaire, ses auxiliaires et les circuits de rejet en mer (voir le dossier du maître d’ouvrage du débat public Penly 3, pages 124 et 125).
Une fuite radioactive des circuits du réacteur ou de ses auxiliaires serait récupérée dans les puisards des différents bâtiments. Le transfert du contenu de ces puisards se fait par pompage. Les circuits récepteurs ne sont, eux-mêmes, pas connectés aux circuits de rejet en mer.
Les rejets en mer ne peuvent se faire que par vidange de réservoirs, après contrôle de la radioactivité de leur contenu. Ces dispositions permettent d’éviter le rejet non contrôlé de produits radioactifs en mer.
Le confinement est un des principes de base de la sûreté des centrales nucléaires, il est assuré par la mise en place de différentes barrières (voir le dossier du maître d’ouvrage du débat public Penly 3, pages 116 et 117). 

(1) : ce rapport a été rendu public par EDF, comme suite au débat public de Flamanville 3. Il est consultable à l’adresse suivante : http://energie.edf.com/fichiers/fckeditor/Commun/En_Direct_Centrales/Nucleaire/Centrales/EPR/

EPR_Fla3_rapport_preliminaire_surete.pdf

Question

L'eau tritiée en dessous des normes est-elle dangereuse à boire pour les enfants (sur une longue durée : 10 ans ou plus ) ? Pour quel coût et où peut-on faire des analyses indépendantes ?

Transmise à EDF, ASN et IRSN le 25 juin 2010.

Réponse

Réponse le  02/07/2010

Réponse IRSN

L'eau tritiée en dessous des normes est elle dangereuse à boire pour les enfants (sur une longue durée : 10 ans ou plus) ?

Les normes françaises relatives à la qualité des eaux potables sont issues d'une directive européenne, elle-même basée sur les recommandations de l'Organisation mondiale de la santé et sur l'avis du comité scientifique consultatif de la Commission européenne pour l'examen de la toxicité et de l'écotoxicité des composés chimiques.

Différents paramètres sont définis comme indicateurs de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine. Les valeurs fixées pour ces paramètres ont été choisies pour garantir que ces eaux peuvent être consommées sans danger pendant toute une vie et elles offrent donc un degré élevé de protection sanitaire.

S'agissant du tritium, la valeur fixée pour son activité volumique dans l'eau est égale à 100 becquerels par litre (Bq/L). Cette valeur ne correspond pas à un seuil de dangerosité ; elle est fixée uniquement à des fins de contrôle (déceler un apport éventuel de radionucléides artificiels rejetés par l'industrie nucléaire) et en vue de mesures correctives et restrictions d'utilisation à mettre en œuvre en cas de dépassement de cette valeur.

Ainsi, la dose annuelle reçue par un nourrisson qui boirait quotidiennement 0,55 litre d'eau contenant 100 Bq/L est égale à 1,3 µSv ; celle d'un adulte consommant quotidiennement 2 litres d'eau à cette même teneur recevrait également de l'ordre de 1,3 µSv par an. La dose totale reçue par un enfant de 12 ans ayant consommé une eau avec cette teneur depuis sa naissance serait de 18 µSv, et celle d'un adulte de 70 ans serait de 90 µSv. Ces doses sont extrêmement faibles et ne présentent aucun risque pour la santé humaine. A titre de comparaison, la dose moyenne annuelle résultant de l'ensemble des sources naturelles de rayonnement en France est estimée à 2,4 mSv (2400 µSv). Celle due à l'exposition médicale est estimée à 1,3 mSv (1300 µSv) par an.

Pour quel coût et où peut-on faire des analyses indépendantes ?  

Il convient de posséder un agrément du ministère de la santé pour réaliser des mesures de contrôle sanitaire des eaux destinées à la consommation humaine et en particulier du tritium.

La Direction générale de la Santé publie chaque année un arrêté avec la liste des laboratoires agréés.

L'arrêté en vigueur date du 8 juillet 2009 et la liste des laboratoires et leur portée d'agrément sont accessibles via le site internet du ministère (bas de page).

http://www.sante-sports.gouv.fr/les-laboratoires-agrees-pour-le-controle-sanitaire-des-eaux.html

Tous les laboratoires dont la portée d'agrément indique les paramètres « D Radioactivités » sont agréés pour la mesure du tritium.

Parmi eux, certains sont des laboratoires départementaux, d'autres des laboratoires privés, d'autres encore des universitaires.

Le Service de traitement des échantillons et de métrologie pour l'environnement de l'IRSN est en mesure de réaliser, sous accréditation COFRAC, des analyses de tritium à très bas niveau dans les eaux potables.

Pour le tarif, il faudra les contacter directement.

Réponse ASN

Même si l'exposition à la radioactivité de l'eau de boisson ne représente qu'une faible part de l'exposition à la radioactivité naturelle, la qualité radiologique de l'eau ne doit pas pour autant être négligée.

Depuis le 1^er janvier 2005, en application de l'arrêté du 12 mai 2004[1], le contrôle sanitaire de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine est obligatoire. Il est fondé sur la mesure d'indicateurs, dont le tritium, destinés à évaluer la dose d'exposition aux rayonnements ionisants attribuable à l'ingestion régulière des eaux utilisées pour la consommation humaine. La valeur de chacun de ces indicateurs ne constitue pas une limite de potabilité de l'eau mais, le cas échéant, ces indicateurs peuvent servir à déclencher l'alerte en cas de contamination de la ressource exploitée par des radionucléides en provenance d'activités nucléaires. C'est le cas pour le tritium qui est considéré comme un indicateur de contamination d'origine anthropique.

Basée sur une directive européenne relative à la qualité des eaux destinées à la consommation humaine, la référence de qualité retenue par le code de la santé publique est de 100 Bq/L pour le tritium, valeur dont le dépassement justifie la réalisation d'une enquête environnementale éventuellement assortie de recommandations ou de restrictions des consommations par les autorités sanitaires.

L'organisation mondiale de la santé (OMS) recommande une teneur maximale de 10 000 Bq/L en tritium pour la qualité de l'eau de boisson. Cette valeur correspondrait à une dose efficace de 0,1 mSv par an, pour une consommation quotidienne de 2 litres d'une eau à cette concentration, soit un dixième de la limite de dose efficace annuelle pour une personne du public du fait des activités nucléaires. Ce calcul est réalisé pour l'adulte. En raison des plus faibles volumes d'eau consommés, l'OMS estime que les doses calculées spécifiquement pour d'autres classes d'âge ne seraient pas significativement différentes.

Les prélèvements et les analyses relatifs au contrôle sanitaire des eaux destinées à la consommation humaine doivent être réalisés par des laboratoires agréés par le Ministère de la santé, après avis de l'ASN en ce qui concerne les analyses radiologiques. La liste de ces laboratoires est publiée par un arrêté ministériel.

En 2009, l'Autorité de sûreté nucléaire, la Direction générale de la santé et l'Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire ont publié un premier bilan national sur la qualité radiologique des eaux distribuées par les réseaux publics, réalisé à partir des résultats d'analyses du contrôle sanitaire. Ce bilan, consultable sur le site http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Actualites/2009/Mesure-de-la-radioactivite-des-eaux-premier-bilan, est satisfaisant.

[1] Arrêté du 12 mai 2004 fixant les modalités de contrôle de la qualité radiologique des eaux destinées à la consommation humaine

Réponse EDF

 Nous vous renvoyons sur la réponse de l’IRSN en ce qui concerne les informations sur les laboratoires agréés.

Question

Bonjour, Quelle influence le réchauffement climatique et la montée des eaux liée peut-elle avoir sur le fonctionnement de la centrale ?

Transmise à EDF le 8 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  12/07/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte sur l'impact potentiel du changement climatique et de la montée des eaux sur le fonctionnement de la centrale.

Les effets du changement climatique sont pris en compte dès la conception de la centrale, au titre d'une part du risque inondation, dans les données définissant le calage du niveau des digues, de la plate-forme et des installations de la centrale de Penly ; et d'autre part, face aux risques de températures élevées, en tenant compte du potentiel d'évolution climatique à échéance fin de siècle.
Une marge suffisante est prise en compte pour assurer le fonctionnement de la centrale durant ses 60 ans d'exploitation. Ces données seront indiquées dans le Rapport préliminaire de sûreté de Penly3 inclus au dossier de demande d'autorisation de création de Penly3, qui sera soumis à enquête publique, si le projet est confirmé à l'issue du débat public.

Question

L'équipement électronucléaire actuel de la Seine-Maritime dépasse largement la moyenne nationale avec 6 tranches de 1 300 MW concentrées sur deux sites seinomarins (Paluel et Penly) et suscite déjà l'inquiétude de la population de la bordure côtière normande. L'implantation d'une tranche supplémentaire EPR à Paluel, pour le seul motif du coût, accentuera l'insécurité, les risques sanitaires et environnementaux par concentration de flux d'effluents radioactifs, d'entreposage et de transits de produits dangereux, d'autant que la Seine-Maritime accueille 58 sites Seveso et présente une situation sanitaire préoccupante. L'autorité responsable du projet entend-elle s'appuyer sur ce constat et cette inquiétude légitime, pour abandonner cette implantation en lui préférant un autre site côtier non normand, dans un département et une région déficitaires en terme de production électrique ?

Transmise à EDF et à la préfecture de Seine-Maritime le 8 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  22/07/2010

Réponse d'EDF :

Votre question porte 1) sur le choix du site de Penly pour implanter le nouveau projet EPR, 2) les risques industriels et les impacts sanitaires et environnementaux associés à l'ajout d'une nouvelle centrale en Seine Maritime.

1) Le choix du site de Penly n'a pas été fait au hasard, ce site présente toutes les caractéristiques techniques pour accueillir un EPR  :
- EDF dispose du terrain nécessaire à la construction. L'emprise disponible sur le site  permet d'ajouter un réacteur EPR aux 2 unités de production déjà existantes et de loger la zone pour les entreprises pendant la construction (site conçu dès le départ pour une extension à 4 unités)
La plus grande partie des terrassements principaux est déjà réalisée : aménagement de la falaise, mise à niveau de la plate-forme, canal d'amenée de l'eau de mer pour le refroidissement (les travaux préparatoires de terrassement avaient été réalisés pour l'implantation de deux unités de 1 450 MW au début des années 1990).

- La situation en bord de mer offre les meilleures conditions pour le refroidissement de l'installation.

- Le site de Penly bénéficie des infrastructures existantes : routes, voie ferrée, évacuation d'énergie de capacité suffisante pour les trois unités via les deux lignes de 400 000 V existantes.

- La similitude avec le site de Flamanville permettra de bénéficier de l'expérience acquise sur le chantier EPR de Flamanville 3.

Le site de Penly permet ainsi d'optimiser la réalisation d'un tel projet au niveau industriel

2) Pour répondre à vos inquiétudes sur les risques associés à l'ajout d'un EPR à Penly, si le projet est confirmé à l'issue du débat public.

Sachez que l'étude de dangers du projet Penly3 sera présentée à travers du « rapport préliminaire de sûreté »  (RPS), conformément à l'article 10 du Décret Procédures n°2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

Le RPS fait partie intégrante du dossier de demande d'autorisation de création (DAC), qui fera l'objet d'une enquête publique et d'une instruction.

L'étude de dangers prend en compte les causes externes, y compris les accidents ou incidents survenant sur des installations voisines et susceptibles de créer à leur tour un incident ou un accident sur l'installation nucléaire.

Le décret du 2/11/2007 précise que le RPS « comporte l'inventaire des risques de toute origine que présente l'installation ainsi que l'analyse des dispositions prises pour prévenir ces risques et la description des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets. (...) Il expose notamment les dangers que peut présenter l'installation en cas d'accident, qu'il soit ou non de nature radiologique. A cet effet, il décrit : (...) Les accidents pouvant intervenir, que leur cause soit d'origine interne ou externe. »

Pour ce qui est de l'impact sanitaire :
Compte tenu des rejets radioactifs liquides et gazeux estimés pour Penly 3 et ceux de Penly 1 et 2, l'impact sanitaire des rejets cumulés des trois unités du site devrait rester très inférieur à la limite réglementaire, et à la radioactivité naturelle.

En effet, le calcul préliminaire pour le site de Penly avec les trois unités, mené par extrapolation des résultats obtenus pour la demande d'autorisation de création de Flamanville 3 et de façon très conservative, donne une dose annuelle maximale pour les personnes les plus exposées (pêcheurs), de l'ordre de 0,040 millisieverts (mSv). Ce résultat d'un calcul très simplifié doit être pris comme un ordre de grandeur.

La dose ajoutée par Penly 1, 2 et 3 représenterait moins de 5 % de la limite de 1 mSv fixée par le code de la santé publique (article R1333.8), et moins de 2% du niveau de radioactivité naturelle (2,4 mSv). Les calculs détaillés seront effectués pour l'étude d'impact, qui figurera dans le dossier de demande d'autorisation de création, soumis à enquête publique.

Comparaison de la dose totale  ajoutée par Penly 1,2 et 3

En ce qui concerne l'impact environnemental des rejets radioactifs, le suivi de l'environnement réalisé depuis l'ouverture du site de Penly n'a pas mis en évidence de perturbation significative (voir nota) des écosystèmes due au fonctionnement des unités 1 et 2.  Par analogie avec Flamanville3, les rejets radioactifs de Penly 3 cumulés à ceux produits par les unités 1 et 2  n'auraient pas d'impact significatif sur l'environnement.

En effet, dans le cadre du projet de Flamanville 3, l'impact cumulé des trois unités de production du site a été étudié. Compte tenu des conditions de dilution en mer, les rejets radioactifs ne seront pas de nature à modifier significativement l'état radio-écologique de l'environnement, ni la qualité des produits issus des activités humaines (pêche, ...).

Les suivis radio-écologiques sur des centrales nucléaires à 4 ou 6 unités arrivent aux mêmes conclusions.

Les études détaillées d'impact environnemental pour le site de Penly avec les trois unités seront également présentées dans le dossier de demande d'autorisation de création, soumis à enquête publique.

Nous rappelons que l'autorisation de création est délivrée par décret du Premier ministre, contresigné par les ministres chargés de la sûreté nucléaire (ministres chargés de l'environnement, de l'industrie et de la santé), après avis de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN), et des Services compétents.

Nota : un impact ou une perturbation est dit significatif quand on sait le discriminer de celui produit par les conditions qui prévalaient avant l'existence de l'impact étudié ou de la perturbation (une ou plusieurs unités de production électronucléaire dans le cas présent) et quand ses conséquences sont susceptibles de présenter un risque pour l'environnement ou pour la santé.

Question

Ma question porte sur la révision du plan ORSEC-Rad afin de connaître les moyens mis en oeuvre pour protéger la population de Picardie qui se trouve à proximité immédiate des centrales et des voies de transport de matières nucléaires.
Je souhaite savoir dans quel délais ce plan doit être mis à jour et si les moyens effectifs sont prévus pour agir en cas d'accident.

Transmise aux préfectures de la Somme, de l'Oise, de l'Aisne et de la Seine-Maritime le 7 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  27/07/2010

Réponse de la Préfecture de Seine-Maritime

Le Plan particulier d'intervention autour du CNPE de Penly a été arrêté en 2005 par le préfet de la Seine-Maritime. Une révision de ce dispositif ORSEC spécifique est en cours et devrait aboutir dans le second semestre de cette année.
Les actions mises en oeuvre dans ce dispositif de secours s'établissent dans un rayon de 10 km autour du CNPE. Son champ d'intervention ne concerne donc que des communes du département de la Seine-Maritime.
La protection de la population Picarde relève de la compétence territoriale de chaque préfet concerné.

Réponse de la Préfecture de l'Oise

Question

L'ASN a mis en place des groupes de travail sur le tritium. J'aimerais avoir communication des synthèses de ces groupes de travail.

Transmise à l'ASN le 16 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  23/07/2010

Réponse de l'ASN :

En 2008, l'ASN a créé deux groupes de réflexion pluralistes (groupe « Impact du tritium » et groupe « défense en profondeur ») pour faire le point sur le comportement du tritium dans l'environnement et l'évaluation de l'impact biologique du tritium sur l'homme à la suite des publications des agences environnementales et sanitaires britanniques sur le sujet.Les travaux de ces groupes ont donné lieu à un « Livre blanc du tritium », qui fait le point sur les connaissances actuelles sur le tritium. Il a été publié par l'ASN le 8 juillet 2010 et est disponible dans son intégralité sur le site Internet http://livre-blanc-tritium.asn.fr/. Outre les contributions individuelles de chaque participant, il comprend une synthèse des conclusions et recommandations de chaque groupe de travail ainsi que la position et le plan d'action de l'ASN.Les travaux ont rappelé le faible impact des rejets de tritium en France. Mais ils ont aussi mis en évidence la nécessité de mener des études et recherches complémentaires pour conforter les données et connaissances actuelles sur le comportement du tritium dans l'environnement.Sur la base des recommandations proposées par les deux groupes de réflexion, l'ASN a proposé un plan d'action, qui concerne la métrologie, la maîtrise des rejets, la surveillance de l'environnement et l'estimation de l'impact du tritium. Elle souhaite également que les organismes de recherche intègrent les demandes exprimées par les groupes de réflexions. 

Pour en savoir plus :Synthèse et recommandations du groupe de réflexion « impact du tritium » http://livre-blanc-tritium.asn.fr/synthese-et-recommandations/impact-du-tritium.htmlSynthèse et recommandations du groupe de réflexion « défense en profondeur » http://livre-blanc-tritium.asn.fr/synthese-et-recommandations/defense-en-profondeur.html

Question

Lors du débat de Saint-Martin-en-Campagne , M. JUMEL a parlé de l'école d'infirmières de Dieppe en évoquant des formations spécialisées. De quoi s'agit-il ? L'implantation d'un EPR augmenterait-il les risques sanitaires ?

Transmise à la mairie de Dieppe le 19 juillet 2010.

Réponse

Question

RTE à la question 158 se garde de concrétiser sa réponse à la situation tout à fait particulière de la région dieppoise d’où il convient de faire sortir la production de 6 réacteurs actuellement peut être 7 demain Comment peut on passer des généralités lénifiantes « A partir de ces enseignements, la recommandation européenne du 12 juillet 1999 a fixé des valeurs limites pour les champs électromagnétiques visant à garantir au public "un niveau élevé de protection de la santé". La recommandation souligne en outre que, avec ces valeurs, fixées à un niveau 50 fois inférieur au seuil d’apparition des premiers effets réels et prouvés (mineurs et réversibles), elle "couvre implicitement les effets éventuels à long terme". » à une prise en compte de cette multiplication des champs électro magnétiques ? Comment passe t on dans les études ou des résultats des études correspondant à une ligne des effets d’une seule ligne à THT aux effets combinés de plusieurs lignes ….dans l’espace ? dans le temps ? Selon quelles méthodes sont effectués les cumuls d’effet ? différencie-t-on les organismes jeunes en formation des adultes ? Peut-on en particulier affirmer l’absence de tout impact sur les capacités immunitaires des jeunes enfants vivant sous influence de ces lignes à THT ?

Transmise à RTE et à l'IRSN le 27 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  04/08/2010

Réponse de RTE :

RTE laisse à l'auteur de la question la responsabilité de ses appréciations sur le style de la réponse à la question 158 et indique que cette réponse repose sur les travaux des instances sanitaires nationales et internationales (voir liste de rapports ci-après). En particulier, les paragraphes entre guillemets sont des citations de la recommandation européenne du 12 juillet 1999.

Tout d'abord, RTE précise que les champs électromagnétiques sont des grandeurs vectorielles et qu'à ce titre leurs valeurs ne sont pas additives. Ainsi, une ligne à deux circuits présentera en général des niveaux de champ magnétique inférieurs à ceux d'une ligne à simple circuit.

RTE précise également que la question des éventuels effets sur la santé doit s'apprécier sur la totalité des expositions aux champs magnétiques à 50 Hertz (appareils électriques domestiques, cablage basse tension dans les domiciles…) et non sur les seules lignes de transport d'électricité, qui ne représentent qu'une partie de ces expositions.

Enfin RTE rappelle que, en tant que gestionnaire du réseau de transport d'électricité, il n'a pas la compétence pour répondre aux questions précises posées en matière de santé.

Liste de rapports:

- Rapport sur les champs magnétiques d’extrêmement basse fréquence et santé (remis à la DGS le 8 novembre 2004)

- Rapport de l'OMS sur l'exposition aux champs de fréquence extrêmement basse (2007)

- Rapport sur les effets de l'exposition aux CEM sur la santé du Comité scientifique des risques sanitaires émergents et nouveaux de l'Union européenne (adopté le 19 janvier 2009)

- Rapport d’expertise collective du Comité d’experts spécialisés "Agents physiques, nouvelles technologies et grands aménagements" de l'AFSSET (mars 2010)    http://www.afsset.fr/upload/bibliotheque/421986772256552219388663380233/10_03_11_ED_EBF_Rapport_saisine_n_2008_006_20100407.pdf

Commentaire de la CPDP :
Pour plus de précision sur l'aspect "politique santé" et sur le conseil de RTE, la CPDP sollicitera l'ANSES

Question

A la question 124 il est répondu « Comme les centrales nucléaires actuelles, le fonctionnement de Penly3, si le projet est confirmé à l’issue du débat, produira des effluents radioactifs liquides et gazeux. Certains sont recyclés, d'autres sont rejetés dans l'environnement (rejets liquides et atmosphériques) après avoir été collectés, traités puis contrôlés pour s’assurer du respect des seuils réglementaires de rejets. » Comment cela est il compatible avec l’engagement pris dans le cadre de la convention OSPAR de zéro rejet dans l’eau ? Que ferait EDF pour obtenir ce résultat ? quel surcoût en résulterait ? est il compatible avec les objectifs de rentabilités financières attendues de cette production ?

Transmise à EDF et à l'ASN le 27 juillet 2010.

Réponse

Question

A la question 96, EDF répond : les Préfets doivent porter à la connaissance des communes les études techniques progressivement réalisées par l'ASN sur les risques existant à proximité des centrales, en application de l'article L. 121-2 du Code de l'urbanisme. Ces documents, qui doivent également être annexés aux documents d'urbanisme, permettent d'anticiper ce que sera le contenu des futures servitudes L’ASN répond : le ministre de l’écologie, de l’énergie, du développement durable et de la mer (MEEDDM) a signé le 17 février 2010 une circulaire relative à la maîtrise des activités au voisinage des installations nucléaires de base (INB) susceptibles de présenter des dangers à l’extérieur du site. Cette circulaire est issue de travaux conjoints entre le MEEDDM, le ministère de l’Intérieur, l’Autorité de sûreté nucléaire de défense (ASND) et l’ASN. En application de cette circulaire, le préfet informera les responsables de l’urbanisme des risques générés par les installations nucléaires sur la base d’éléments techniques transmis par l’ASN. Le préfet organisera la concertation avec les élus intéressés afin de prendre en compte ces éléments dans un développement équilibré du territoire. L’ASN mène également, en lien avec le MEEDDM, des travaux visant à définir les modalités d’instauration de servitudes d’utilité publique prévues par la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire (dite loi TSN) dans le but de garantir la maîtrise de l’urbanisation autour des installations nucléaires. L’ASN considère que cette circulaire permet dès à présent de mieux concilier le développement des territoires et les impératifs de sécurité publique. Pas de réponse de SS préfecture de Dieppe, nous constatons l‘empressement à mettre en œuvre la loi dite TSN… (juin 2006) tel qu’il faut une circulaire de février 2010….pour inciter « le préfet ‘à informer) les responsables de l’urbanisme des risques générés par les installations nucléaires sur la base d’éléments techniques transmis par l’ASN » Question : où en est on de la mise en œuvre ? Les Municipalités concernées et la CLIn ont elles informé les populations concernées de l’instauration de ces servitudes ? La circulaire donnait six mois à l’ASN, c’est-à-dire jusque fin juillet, pour donner les éléments concernant ces périmètres de danger qui induisent des servitudes. Comment pourra-t-on disposer de ces éléments avant la clôture du débat public ?

Transmise à la Sous-préfecture de Dieppe, la mairie de Penly, la mairie de Saint-Martin-en-Campagne, la CLI Paluel-Penly et l’ASN

Réponse

Réponse le  29/07/2010

Réponse de l'ASN :

Question

La réponse à la question 70 « Ce 2ème EPR est-il prévu pour fonctionner suivant les règles du secteur privé ? » se déplace hors du champ gênant afin qu’EDF puisse assurer ou rassurer : « Votre question porte sur le respect de la sûreté nucléaire au regard du statut des exploitants nucléaires. Le respect de la sûreté nucléaire n’est pas dépendant du statut des organismes qui exploitent les installations. Les exigences de sûreté sont définies par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Et l’application de ces exigences par l’exploitant se fait sous le contrôle de l’ASN, quelque soit l’exploitant et son statut. » Cette réponse nous inquiète terriblement car si l’on ré écrit ce paragraphe pour les SEVESO en changeant ce qui doit l’être, on sait que les règles du secteur privé n’hésitent pas à mettre en danger les installations, leurs travailleurs et les populations riveraines l’exemple du groupe TOTAL encore récemment sur Grand Quevilly en est une illustration. D’autant que la réponse EDF à la question 77 dit des choses vraies, mais d’ailleurs comment se fait il de plus que l’ASN ne réponde pas à cette question ?

Transmise à l'ASN le 27 juillet 2010.

Commentaire CPDP
L’ASN n’a pas été destinataire des questions 70 et 77. Cette question 266 étant une demande pour un éclairage de l’ASN sur ces 2 questions 70 et 77 la CPDP transmet cette question à l'ASN. 

Réponse

Réponse le  20/08/2010

A l’ouverture du débat public de Penly 3, l’exploitant n’était pas connu. Au cours du débat public, le Gouvernement a pris position en désignant EDF comme futur exploitant de l’INB (installation nucléaire de base), à l’instar des autres réacteurs électronucléaires exploités en France. L’installation devrait toutefois appartenir à une société de projet. Ces informations devront être confirmées dans la demande d’autorisation de création de Penly 3, si ce projet est maintenu à l’issue du débat public.  

Conformément aux dispositions de la loi TSN et notamment son article 29, si le projet de Penly 3 est décidé à l’issue du débat public, EDF devrait donc déposer un dossier de demande d’autorisation de création. Selon l’article 8 du décret n°2007-1557 du 2 novembre 2007 modifié, cette demande doit être notamment accompagnée d’une notice présentant les capacités techniques et financières de l’exploitant et, le cas échéant, la désignation des sociétés qui disposent d’un pouvoir de contrôle direct et indirect sur lui. Si une telle demande est déposée, l’ASN sera vigilante, lors de son instruction, aux interactions entre exploitant et propriétaire de l’installation ; les capacités de gouvernance de l’exploitant en matière de prise de décision relative à la sûreté devront ainsi être claires et pérennes. Le décret d’autorisation de création de l’installation pourrait, si nécessaire, encadrer réglementairement des dispositions associées à la gouvernance du projet Penly 3. 

Par ailleurs, pour l’Autorité de sûreté nucléaire, la pression concurrentielle et la recherche de la réduction des coûts ne doivent pas entraîner de relâchement de la part des exploitants en matière de sûreté. Pour l’ASN, la maîtrise de la sûreté des INB repose sur la capacité du système de gestion de l’exploitant à assurer des compétences appropriées et des ressources suffisantes disponibles à tout moment de la vie de l’installation. En application de l’arrêté du 10 août 1984, l’ASN contrôle notamment la qualité du système de gestion de l’emploi, des compétences, de la formation et des habilitations, et de leur mise en œuvre dans les centrales nucléaires. Ce contrôle s’appuie en particulier sur les inspections réalisées dans les centrales nucléaires. Elles sont l’occasion d’analyser les résultats obtenus, la qualité et l’adéquation des dispositifs organisationnels et humains mis effectivement en œuvre sur ces questions et de détecter d’éventuelles dérives. Les lettres de suite de ces inspections sont consultables sur le site internet www.asn.fr.
L’ASN s’appuie également sur des évaluations faites à sa demande par l’IRSN et le Groupe permanent d’experts des réacteurs (GPR).  Enfin, dans la continuité de l’évolution réglementaire initiée par la loi TSN et précisée par ses décrets d’application, l’ASN prépare actuellement plusieurs textes juridiquement contraignants encadrant la conception et l’exploitation des installations nucléaires. Les exigences qui apparaissent actuellement dans les projets de textes, dont certains font déjà l’objet de consultations (voir le site internet de l’ASN www.asn.fr) ne distinguent pas le statut privé ou public de l’exploitant de l’INB. 

Question

Avec des élus réclamant l’augmentation du risque avec Penly 3, nous ne doutons pas qu’il ne manque un seul bouton de guêtre et que toutes précautions sont prises pour assurer la sécurité de l’ensemble de la population. Aussi la question 27 quoique datée du 1er avril ne prête pas vraiment à rire si l’on en dépasse la formulation « cachettes ». Qu’est il prévu comme lieux de confinement dignes de ce nom au regard du risque nucléaire (accident à cinétique rapide) pour la Ville de Dieppe située dans les zones d’effets tant de Palluel que de Penly ? Quels modes d’information rapide des populations…. Quelle est la date du dernier exercice mis en œuvre sur ce thème sur la Ville et son agglomération? Nous constatons que l’exercice de septembre est prévu sur une cinétique lente et prudemment postule une météo qui ne concerne pas Dieppe, réservant à la ville le rôle de lieu d’accueil…. Soulignons que le même scénario joué non à Penly mais Palluel changerait sensiblement la donne toutes choses égales par ailleurs. Evacuer Dieppe même en cinétique lente a-t-il déjà été envisagé ou faudrait il improviser si par malchance survenait une malheureuse catastrophe ?

Transmise à la Sous-préfecture de Dieppe et à la Mairie de Dieppe le 27 juillet 2010.

Réponse

Question

A la suite des questions 2 & 14 on apprend que EDF a souscrit une police "responsabilité civile exploitant nucléaire" à hauteur de 91,5 millions d'euros Au-delà, les victimes sont indemnisées par l’Etat dans lequel se trouve l'installation nucléaire puis par les Etats signataires de la convention de Bruxelles, jusqu’à 338 millions d’euros conditions et limites fixées par les conventions de Paris et de Bruxelles révisées en 2004, et ayant conduit à la signature de deux protocoles le 12 février 2004, signés et ratifiés par la France relevant le montant d’indemnisation à 700 millions d’euros par l’Exploitant, et au-delà, jusqu’à 1.500 millions d’euros par les Etats signataires mais qui entreront en vigueur lorsque deux tiers au moins des pays signataires de la Convention les auront ratifiés...

Donc concrètement au jour d’aujourd’hui doit-on bien comprendre que les victimes seraient indemnisées à hauteur de 91,5 millions d'euros du fait de la police "responsabilité civile exploitant nucléaire" un point c’est tout. Le reste du dispositif est il ou n’est il pas opérationnel ? et à quel niveau ?

Transmise à EDF le 27 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  30/07/2010
Réponse d'EDF :
En effet, à ce jour, et conformément aux conventions internationales de Paris et de Bruxelles (1960 et 1963) transposées en droit français par les lois françaises des 30 octobre 1968 et 16 juin 1990, les victimes seraient indemnisées à hauteur de 91,5 millions d'euros, pour couvrir les dommages aux personnes et aux biens pour un même accident nucléaire. EDF a souscrit une police "responsabilité civile exploitant nucléaire" dans cet objectif, agréée par le ministre de l’économie et des finances.
Les risques assurés sont ceux qui relèvent de l'application de la Convention de Paris, à savoir les dommages aux personnes et aux biens causés par un rejet dans l’atmosphère d’éléments radioactifs résultant d'un accident nucléaire.
Au-delà, les victimes sont indemnisées par l’Etat dans lequel se trouve l'installation nucléaire puis par les Etats signataires de la convention de Bruxelles, jusqu’à 338 millions d’euros (conditions et limites fixées par les conventions de Paris et de Bruxelles). 

Le « reste du dispositif », faisant suite aux révisions des conventions de Bruxelles et de Paris, et à la signature des deux protocoles le 12 février 2004, qui relève le montant d’indemnisation à 700 millions d’euros par l’Exploitant, et au-delà, jusqu’à  1.500 millions d’euros par les Etats signataires, n’est pas encore rentré en vigueur.
La France a bien transposé dans son droit national les nouvelles dispositions, mais celles-ci ne pourront rentrer en vigueur que lorsque deux tiers au moins des pays signataires de la Convention les auront ratifiés. 

Indépendamment des assurances, tout est mis en oeuvre pour assurer la sûreté des installations, dès leur conception, et éviter ainsi que ne se produisent les accidents d’une part, et d’autre part en limiter les conséquences. L’EPR qui bénéficie de l’expérience acquise sur les centrales françaises et allemandes fera encore progresser la sûreté.
Au quotidien, la sûreté est une préoccupation permanente des salariés qui mettent en œuvre leur professionnalisme en s’appuyant sur le respect rigoureux de règles et de procédures d’exploitation, ainsi que sur un système de formation en continu.

Question

C’est avec la plus grande perplexité que nous lisons la réponse faites à la question 12 EDF écrit « Le 15 octobre 2009, l’ASN a écrit à EDF une lettre dans laquelle elle demandait notamment une évolution partielle de l’architecture du contrôle-commande de Flamanville 3 et la fourniture de justifications techniques. EDF et ses fournisseurs, AREVA et SIEMENS, se sont fortement mobilisés pour répondre aux demandes. » Nous voyons là la différence fondamentale avec ce que nous constatons dans les autres industries à risques où la DREAL demanderait des explications sur « l’architecture du contrôle-commande » et exprimerait des doutes sur sa fiabilité…. Ici il semble tout du moins au travers la présentation qu’en fait EDF que c’est l’ASN qui propose des éléments d’évolution…. Nous avons d’autant plus de mal à cerner la réalité de son rôle, que ses représentants nous assurent que leur action ne diffère pas de celle des inspecteurs de l’ancienne DRIRE devenue DREAL. S’il ne s’agit que d’une présentation de la part d’EDF (ou compréhension de notre part) erronée…. Il est important de le clarifier. Ainsi que doit on comprendre pour la phrase « par ailleurs, suivant les recommandations de l'ASN, EDF a défini des solutions permettant de renforcer la robustesse d'ensemble du contrôle-commande ». La DREAL ne recommande pas par elle-même, elle se réfère aux BREF, en demandant par exemple la mise en œuvre des meilleures techniques disponibles, il n’est donc pas question de « recommandations » mais tout simplement du rappel de la « loi commune ». Est on dans ce cas de figure ou bien l’ASN formule t elle bien ici de véritables « recommandations » qui engagent donc sa responsabilité ?

Transmise à l'ASN le 27 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  20/08/2010

Réponse de l'ASN (Autorité de sureté nucléaire) :

La responsabilité première des activités à risques incombe à ceux qui les entreprennent ou les exercent. Ce principe est défini à l’article 9 de la Convention internationale sur la sûreté nucléaire en ces termes : « chaque partie contractante fait le nécessaire pour que la responsabilité première de la sûreté d’une installation nucléaire incombe au titulaire de l’autorisation correspondante et prend les mesures appropriées pour que chaque titulaire d’une autorisation assume sa responsabilité ».
Ce principe est inscrit au point II de l’article 28 de la loi n° 2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, dite loi TSN. L’instruction de l’architecture du contrôle-commande de l’EPR proposée par EDF s’est faite dans le respect de ce principe, en plusieurs étapes :
- en mars 2007, l’ASN a rendu son avis au Gouvernement sur l’autorisation de création de Flamanville 3. Elle indiquait que l’utilisation d’un dispositif de contrôle-commande numérique pour l’EPR était acceptable dans son principe ;
- en janvier 2008, par lettre, l’ASN a attiré l’attention d’EDF sur la conception détaillée envisagée. Pour l’ASN, EDF prenait un « risque industriel » en s’engageant dans une option pour laquelle, à ce stade, EDF devait encore fournir un nombre important d’éléments de justification pour démontrer la sûreté du contrôle-commande ;
- en 2009, l’ASN a sollicité l’avis du groupe permanent d’experts[1] pour les réacteurs nucléaires (GPR) sur la conception du système de contrôle-commande numérique et des plates-formes matérielles destinées à héberger les logiciels de ce système. EDF, responsable de la sûreté de Flamanville 3, a proposé un dossier technique décrivant cette conception. L’architecture du système de contrôle-commande numérique retenue par EDF comprend deux plates-formes : l’une a été développée spécifiquement pour l’industrie nucléaire (Téléperm XS), l’autre est issue de l’industrie classique (SPPA T2000). En juin 2009, le GPR a rendu son avis sur la base d’une analyse de l’IRSN sur le dossier fourni par EDF ;
- en octobre 2009, sur la base de l’analyse de l’IRSN et des recommandations émises par le GPR, l’ASN a adressé à EDF une lettre[2] qui insiste sur la complexité de la conception proposée et l’insuffisance de certaines justifications. L’ASN a demandé en conséquence à EDF de proposer des modifications à la conception de ce système ainsi que des justifications de sûreté complémentaires. De plus, l’ASN a précisé que la vérification technique du caractère acceptable et suffisant des solutions qui seront proposées par EDF est une condition nécessaire pour juger recevable une demande de mise en service du réacteur Flamanville 3. Dans sa lettre de position, l’ASN ne définit pas les modifications à apporter : la responsabilité de leur définition revient à EDF, exploitant de Flamanville 3.
Les Autorités de sûreté britannique (HSE), finlandaise (STUK) et française (ASN) ont publié le 2 novembre 2009 une déclaration commune sur la conception du système de contrôle-commande du réacteur EPR. La position de l’ASN sur le dispositif de contrôle-commande de l’EPR, cohérente avec celle de ses homologues étrangères, résulte de la difficulté pour EDF et ses fournisseurs de produire, au jour de la déclaration, les éléments en démontrant la sûreté.Depuis octobre 2009, EDF a engagé un travail important pour répondre aux demandes de l’ASN. Les premiers éléments de réponse et de justification ont été transmis à l’ASN à partir de fin 2009. Après examen par l’ASN et son appui technique, l’IRSN, des premiers éléments transmis par EDF, l’ASN a conclu, dans une lettre en date du 9 juillet 2010 adressée à EDF, que la capacité de la plateforme SPPA T2000 à accueillir certaines fonctions de protection du réacteur restait à démontrer. L’ASN a donc demandé la mise en œuvre d’une modification proposée par EDF dans son courrier de réponse à la lettre ASN du 15 octobre 2009. Cette modification consiste à dupliquer sur la plate-forme Téléperm XS certaines fonctions de protection du réacteur portées par la plate-forme SPPA T2000. Les éléments détaillés de cette évolution de conception et ses impacts sur la démonstration de la sûreté du réacteur devront être présentés par EDF dans l’instruction du dossier du contrôle-commande par l’ASN.A nouveau, il revient à EDF de définir et caractériser la modification. L’examen de la sûreté de l’EPR obéit ainsi à un processus itératif : l’ASN fixe des exigences de sûreté en termes d’objectifs, l’exploitant propose des moyens pour atteindre ces objectifs et argumentant sur leur acceptabilité, et l’ASN vérifie que ces propositions répondent aux exigences de sûreté et permettent d’atteindre les objectifs fixés. Les positions de l’ASN peuvent naturellement conduire à des évolutions de conception. Un tel dialogue technique approfondi permet à l’ASN de valider ou non les choix de sûreté faits par l’exploitant. Les lettres ASN d’octobre 2009 et de juillet 2010 sur le contrôle-commande ne sont que des étapes de ce processus itératif. Elles illustrent l’importance qu’accorde l’ASN à la sûreté du contrôle-commande de Flamanville 3 et la profondeur de la contre-analyse technique menée par l’ASN et l’IRSN. 

Question

EDF, en tant que maître d'ouvrage,mesure-t-il vraiment sa responsabilité quant aux impacts des radionucléides rejetés sur l'environnement et en particulier sur les organismes vivants (dont... l'espèce humaine) ? A ce propos le maître d'ouvrage a-t-il pris connaissance du "Livre blanc du tritium", édité par l'ASN http://livre-blanc-tritium.asn.fr/ et du rapport du HCTISN « La transparence de la gestion des matières et des déchets nucléaires produits aux différents stades du cycle du combustible », lien http://www.hctisn.fr/documentation/dossiers/saisine_borloo_dechets/rapport_borloo_opecst_dechets.html ?

Transmise à EDF le 30 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  07/09/2010

Réponse d'EDF :

Question

A la question n°56 posée sur le site Internet par Jean-yves BOO de PARIS - le 13 avril 2010 et transmise à Areva le 22 avril 2010. « Le reportage de France 3 "Pièces à conviction" de 2009 dresse un constat accablant sur la gestion des déchets nucléaires et des anciennes exploitations minières d'uranium en France. Qu'en est-il réellement de la dangerosité de ces déchets sur la population, et s'agit-il réellement de déchets nucléaires non surveillés ? » La Réponse d'Areva du 03 juin 2010 mérite un certain nombre de remarques dont sont isues un certain nombre de questions que nous espérons voir données de façon plus satisfaisante. S’il est exact que l'ensemble des anciens sites miniers a en effet été mis sous la responsabilité d'AREVA qui a accepté en tant que seul opérateur restant de racheter tous les sites qu'elle n'a pas directement exploité par exemple ceux exploités par Total division minière..., de là à dire qu'elle fait œuvre de service public, il nous semble qu’AREVA en rajoute ! Elle a généré des bénéfices importants en ne souciant pas trop des pollutions et impacts sanitaires dans les années 50 à 80. N’est ce pas un juste retour que d’avoir à assumer ces 215 anciens sites miniers français ? Nous aimerions que les objectifs soient réellement : « suppression de tout risque au titre de la sécurité publique (tenue des digues), la protection des personnes et de l’environnement par la réduction aussi bas que raisonnablement possible des impacts résiduels, l’intégration harmonieuse des sites dans le paysage » mais cela nous semble plutôt relever du chapitre communication qu’information ou réponse pertinente à une question posée dans un débat public. Lorsque par la suite AREVA confond le nombre de personnes qui travaillent sur le site de Bessines et le nombre de ces personnes affectées à la question du suivi des anciennes mines françaises on passe de la communication à la desinformation. Car AREVA exploite à Bessines un laboratoire d'étude, une carothèque, un centre de stockage d'uranium appauvri (rien à voir avec les mines) et d'autres installations. Au final moins de 30 personnes collaborent au suivi des anciens sites miniers, et pas à plein temps à peine un tiers de l’« équipe de 100 spécialistes d’Areva (santé, radioprotection, géologie, environnement) » présentées comme « entièrement dédiée à l’activité de suivi environnemental des anciens sites » Pour ce qui est du budget, nous prenons note de cette première information sur ce chapitre... Lorsque AREVA se lance sur « le réaménagement et le suivi environnemental des anciennes mines sont effectués suivant une méthodologie rigoureuse, dans le respect de la réglementation en vigueur et font l’objet de contrôles réguliers des autorités. L’activité de suivi environnemental mise en place par Areva est certifiée ISO 14101, ce qui constitue une première mondiale. » nous entrons dans des vérités notoirement inexactes car Le réaménagement s'est fait officiellement selon une méthodologie qui date de 1999. Or la quasi-totalité des sites étaient déjà "réhabilités" avant cette date. La vérité est que AREVA a fermé ses sites en ne se souciant que de l'intégration paysagère, alors même que des millions de tonnes de déchets y sont stockés. En Limousin, la Cour d'Appel de Limoges a mis en cause l'Etat en relevant que les autorités n'avaient jamais contrôlées AREVA en 50 ans d'exploitation. Le contrôle des anciens sites par la DRIRE n'a commencé en limousin qu'en 2006. Nous conseillons pour ce qui suit au rédacteur de la réponse : « Les rapports et études réalisés jusqu’à aujourd’hui par des organismes indépendants sous le contrôle des autorités, n’ont jamais relevé de problème sanitaire ou environnemental entraînant une remise en cause du réaménagement des sites et de leur surveillance. » de consulter le site de la DRIRE limousin (DREAL) les rapports de contrôle publiés en ligne. Les 20 contrôles fait par la DRIRE limousin entre 2008 et 2010 ont conduits à 2 PV d'infraction, 3 projets de mise en demeure, plusieurs constatations de pollutions de l'environnement, etc. En Limousin 4 étangs, dont un touristique et une réserve d'eau potable, ont été curés par AREVA car les boues contenaient plus de 50 fois la teneur naturelle en radioactivité. Même le rapport du GEP qui va être publié cet été le reconnaît. L’engagement nouveau d’AREVA sur ce terrain nous semble lié non à sa bonne volonté mais plutôt aux travaux du GEP qui a démontré l’abandon de la majorité des anciens sites et leurs lots de pollutions et déchets. Les deux questions posées méritent donc une réponse « en vérité » ! Qu'en est-il réellement de la dangerosité de ces déchets sur la population ? Pour tous ces déchets comportant de la radioactivité même s’il ne sont pas considérés comme « nucléaires » quelle surveillance est organisée pour s’assurer de l’absence de risque de contamination par l’eau, l’air les sols ?

Transmise au MEEDDM, à Areva, à l'ASN et à l'IRSN le 29 juillet 2010.

Réponse

Réponse le  20/08/2010

Réponse de l'ASN :

Fin 2008, en application de l’article 4.5 de la loi n° 2006-739 du 28 juin 2006 et de l’article 10 de son décret d’application n° 2008-357 du 16 avril 2008, Areva a remis aux ministres chargés de l’énergie et de l’environnement une étude sur l’impact à long terme sur la santé et l’environnement des stockages de résidus miniers d’uranium, une étude sur l’évaluation de la tenue des digues, une étude sur la caractérisation des résidus ainsi que les préconisations associées à ces études. Cette étude comporte un scénario d’évolution normale et quatre scénarios dits d’évolution altérée correspondant à la simulation de situations dégradées que sont : --          une perte d’intégrité de la digue et de la couverture,--          la réalisation d’un habitat au-dessus du stockage en présence ou en l’absence de couverture,--          la construction d’une route, la présence d’enfant jouant sur les résidus excavés.Cette méthodologie a été appliquée par Areva à neuf sites de stockage de résidus de traitement de minerais de taille et de contexte géologique différents. L’étude d’Areva montre que les impacts dosimétriques, susceptibles d’être reçus par la population en situation d’évolution normale restent inférieurs à 1 mSv/an en phase de surveillance active (la valeur de 1 mSv/an est la limite d’exposition ajoutée pour la population fixée par le code de la santé publique). L’exposition envisageable pour des hypothèses de dégradation importante des stockages reste inférieure à quelques dizaines de mSv/an. En application du décret n° 2008-357 du 16 avril 2008, Areva a également transmis fin 2008 une évaluation de la tenue à long terme des sites de résidus de traitement miniers contenus par des digues de rétention. Cette étude est cohérente avec le cadre méthodologique défini par le BRGM (bureau de recherches géologiques et minières) et indique une bonne stabilité des ouvrages.  Comme indiqué dans le plan national de gestion des matières et déchets radioactifs PNGMDR 2010-2012 (http://www.asn.fr/index.php/S-informer/Actualites/2010/Plan-National-de-Gestion-des-Matieres-et-des-Dechets-Radioactifs), les sites d’extraction de minerai (en dehors des zones de traitement du minerai et de stockage des résidus de traitement), une fois réaménagés, posent rarement des problèmes sanitaires. En effet, l’impact radiologique naturel a été abaissé. Il convient toutefois de signaler que certains sites hébergent des verses à stériles[1][1] qui dans certains cas peuvent nécessiter des actions de surveillance ou de réhabilitation particulières, voire des servitudes permettant un usage adapté du site. Certaines eaux de surverse nécessitent une surveillance, voire un traitement afin de précipiter les éléments radioactifs qui s’y trouvent et respecter les limites de rejets fixés dans les arrêtés préfectoraux. On peut néanmoins retrouver un marquage des sédiments en aval des sites qui est lié aux quantités d’uranium et de radium émises dans le réseau hydrographique. Il faut noter que les sites français ne présentent pas de problèmes importants d’acidification des eaux souterraines dus à la composition minéralogique des gisements, et donc ne posent pas de problèmes majeurs en matière de qualité des eaux souterraines. Le contrôle des sites miniers est actuellement assuré par les services de la DREAL qui vérifient le respect des arrêtés préfectoraux encadrant la surveillance environnementale autour des anciens sites miniers. Dans le prolongement de ces actions et afin de poursuivre de manière résolue la gestion des anciennes mines d'uranium, le ministère chargé du développement durable et l’ASN ont défini, par circulaire du 22 juillet 2009, un plan d'actions en vue de renforcer les actions de surveillance autour des sites.
Ce plan d’actions s’articule autour des mesures suivantes :
-          contrôler les anciens sites miniers (accès, clôture, modalités de surveillance de l’environnement) ;
-          améliorer la connaissance de l’impact environnemental et sanitaire des anciennes mines d’uranium et la surveillance ;
-          gérer les stériles : mieux connaître leur utilisation et réduire les impacts si nécessaire ;
-          renforcer l’information et la concertation.
Il s’appuie également sur le courrier de la société Areva du 12 juin 2009 adressé au ministre d’État. Conformément au plan national de gestion des matières et déchets radioactifs PNGMDR 2010-2012, et dans le cadre du plan d’action ci-avant mentionné, plusieurs actions sont programmées pour améliorer la connaissance de l’impact environnemental et sanitaire des anciennes mines d’uranium et leur surveillance. Areva devra ainsi, sous trois ans, réévaluer la surveillance environnementale de tous les sites miniers (de leurs annexes, des installations de traitement et des stockages de résidus et de stériles…) pour, au besoin, définir une surveillance encore plus adaptée. Areva devra également poursuivre la réhabilitation des anciens sites qui le requièrent dans le cadre de leur parfaite intégration dans leur environnement local et sur le long terme. Des analyses des risques résiduels dans le cadre du plan d’action devront être réalisées et conduire si nécessaire au réaménagement de sites par Areva ou s’accompagner, par exemple, de restrictions d’usage (mentionnées dans un plan local d’urbanisme) pour ces terrains. Par ailleurs, le PNGMDR 2010-2012 rappelle que si la gestion in situ des résidus de traitement de minerai et des stériles est acceptable compte tenu du volume et des caractéristiques de ce type de déchets, il convient d'étudier plus précisément la surveillance institutionnelle à long terme et les conséquences en cas d’une utilisation inadaptée, dans le futur, des terrains concernés. En effet les radioéléments naturels présents dans les déchets miniers ont de longues durées de vie et émettent des descendants radioactifs sous forme gazeuse (radon). Areva devra poursuivre ses études sur la sûreté à long terme des sites de stockage de résidus miniers et sur l’amélioration de la surveillance à mettre en place sur les autres anciens sites miniers, en s’appuyant notamment sur les conclusions à fin 2009 du GEP sur la surveillance institutionnelle à long terme des sites de stockage de résidus miniers.
 

Question

Avez-vous les éléments concernant les groupes de travail sur le tritium ? Pouvez-vous nous communiquer les résultats ?

Réponse

Réponse le  04/08/2010
Cette question a déjà été traitée par l'Autorité de sureté nucléaire et la réponse figure à la question portant le numéro 247.

Question

Pour avoir un avis sur l’implantation de Penly 3 les populations concernées par le risque que l’installation présente ne peuvent en juger en l’absence de dossier d’étude de danger comportant des cartes d’aléas. La réponse faite par EDF à la question 10 montre parfaitement comment l’on n’a pas adapté les procédures à l’introduction du débat public. Un peu de la même façon que nous constatons des hiatus bien connus entre procédure Permis de Construire et autorisation d’exploiter, les informations pertinentes sur les dangers réels associés à ce projet ne seront apportées qu’au-delà de la phase « débat public ». Si la plus grande transparence existait pour les deux tranches existant sur le site, cette absence ne serait pas aussi dommageable. Mais nous constatons l’ignorance dans laquelle les populations demeurent quand bien même elles voudraient s’informer. Où sont consultables les études de danger liées aux 2 tranches en activités ? Elles ont du être actualisées depuis la construction…. Qu’en est il ?

Transmise à EDF le 19 août 2010.

Réponse

Réponse le  06/09/2010

Réponse d'EDF :

Nous avons bien noté votre souhait d’information concernant les études de risque des 2 unités de production existantes sur le site de Penly.Nous vous renvoyons à la réponse transmise au titre des questions n°89 et 265. Conformément à l’article 19 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire, une réponse vous parviendra personnellement de la centrale de Penly.

Question

Lorsque nous considérons la manifestation par communiqué de Maires de la CREA concernés par le risque SEVESO de leur découverte tardive des risques auxquels sont soumis leurs administrés, nous soulignons auprès des élus de l’agglomération dieppoise et des environs qu’ils ne pourront pas dire qu’ils ne savaient pas… lorsque l’on constituera enfin les mêmes cartes d’aléas pour les risques liés aux Centrales Nucléaires cela ne fera que confirmer ce qu’ils savent sans souhaiter l’évoquer : les zones d’effets de Palluel et Penly se croisent sur Dieppe même si personne ne souhaite en parler…. Les élus nous feront ils l’honneur d’un communiqué dénonçant le danger seulement lorsque cela aura des conséquences foncières interdisant de délirer des permis de construire ?

Transmise à la mairie de Dieppe le 19 août 2010.

Réponse