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Etablissement AREVA TA CADARACHE
Présentation
L’établissement AREVA TA Cadarache est
implanté sur le Centre CEA/Cadarache. Cet
établissement est notamment l’exploitant
technique opérationnel de l’Installation
Nucléaire de Base Secrète Propulsion
Nucléaire, identifiée INBS-PN dans la suite du
document. Le CEA est l’exploitant nucléaire de
l’INBS-PN. La Direction de la Propulsion
Nucléaire (CEA/DAM/DPN) définit les missions
et objectifs des projets de l’INBS-PN, affecte les
ressources nécessaires et assure, en particulier,
la maîtrise d’ouvrage du module Réacteur de
l'installation Réacteur d’ESsais (RES).
L’INBS-PN regroupe plusieurs Installations
Individuelles (II) et Installations Classées pour la
Protection de l’Environnement (ICPE)
permettant la fabrication de combustible
nucléaire, la qualification de cœurs, concepts,
systèmes et équipements destinés aux
chaufferies des bâtiments de la Marine, ainsi
que l’entreposage de combustible usé avant
son traitement par des unités spécialisées. A
cette activité principale s’ajoute la formation
de personnel, mettant en œuvre l’une ou
l’autre des installations de l’établissement, ou
d’une façon plus générale, exerçant dans le
domaine du nucléaire.
L’établissement est rattaché à la société
AREVA TA intégrée à la Business Unit AREVA TA,
appartenant au Pôle « Réacteurs et Services »
du Groupe AREVA. AREVA TA est certifiée ISO
9001 version 2000 ainsi que OHSAS 18001 version
2007 (cette dernière certification a été obtenue
le 01/08/2008) pour l’ensemble de ses activités
et son Etablissement de Cadarache a obtenu
en juin 2005 la certification ISO 14001,
renouvelée le 01/08/2008.
Les Installations Individuelles
(II) de l’établissement
L’INBS-PN comprend les II suivantes :
l’installation « Prototype A Terre », (PAT) est
arrêtée depuis janvier 1998 ; ce réacteur a
divergé pour la première fois le 16 août
1964 et a été le premier réacteur de
qualification et d’entraînement du
programme nucléaire naval pour la Marine
Nationale ;
l’installation « Réacteur Nouvelle
Génération », (RNG) dont le réacteur est
arrêté depuis mars 2006 ; ce réacteur a
permis jusqu’en septembre 2005 de
qualifier les innovations technologiques des
réacteurs nucléaires de propulsion navale
et de former les équipages de la Marine
Nationale ;
l’installation « Réacteur d’Essais », (RES) dont
seul le module piscine est actuellement
exploité (depuis octobre 2005) et qui
permet l’entreposage sous eau de
combustibles irradiés ; le module réacteur,
quant à lui, est en cours de construction et
remplacera à terme le réacteur RNG ;
l’installation « AZUR », pile critique qui
permet de tester les cœurs neufs des
réacteurs nucléaires de propulsion navale.
Exploitée depuis avril 1962, elle a subi une
réévaluation de sûreté complète, qui a
débuté en 1999 et qui s’est achevée en
2002. Cette réévaluation a donné lieu à
des travaux de rénovation importants, en
particulier, sur la ventilation, le contrôlecommande
et le confortement au séisme ;
l’installation « Fabrication, Stockage et
Montage des Cœurs », (FSMC) permet
l’étude et la fabrication des combustibles
nucléaires utilisés par la Marine Nationale.
Exploitée depuis novembre 1987, elle a subi
une réévaluation de sûreté à la fin des
années 90, un premier volet de
confortement au séisme en 1997,
confortement qui se poursuit en parallèle à
une nouvelle réévaluation de sûreté
démarrée en 2007. Dans le cadre de cette
réévaluation, deux réunions de
commissions d’experts en sûreté se sont
tenues en 2010 : la Commission de Sûreté
des Laboratoires et Usines concernant la
prise en compte de l’ensemble des risques
et la Commission de Sûreté Criticité
concernant la gestion du risque spécifique
de criticité.
Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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Dispositions prises en matière de sûreté
Introduction
L’établissement AREVA TA Cadarache inscrit
son activité dans les directives de l’exploitant
nucléaire CEA. L’établissement AREVA TA
Cadarache dispose d’une politique Qualité
Sûreté Santé Sécurité Environnement (Q3SE).
Cette politique, dans le respect des
engagements de développement durable du
groupe AREVA, constitue un référentiel stable
et structurant permettant notamment
d’exploiter rigoureusement les installations avec
un haut niveau de sûreté et de sécurité pour
éviter tous types d’accidents et protéger la
santé des salariés, tout comme
l’environnement.
La politique se décline en plusieurs objectifs
opérationnels et plans d’actions de progrès
annuels.
Organisation de la sûreté
nucléaire
La maîtrise de la sûreté nucléaire sur
l’établissement d’AREVA TA Cadarache est
assurée selon les niveaux suivants :
le Directeur du Centre de Cadarache qui,
par délégation de l’Administrateur Général
du CEA, exerce la responsabilité
d’exploitant nucléaire sur le Centre de
Cadarache et est, à ce titre, chargé des
liaisons avec l’Autorités de Sûreté,
le Directeur de l’Etablissement AREVA TA
Cadarache qui, en sa qualité de
représentant de l’exploitant technique et
opérationnel :
s’engage à exploiter l’INBS-PN en
conformité avec son référentiel de
sûreté ;
met en place à chaque échelon de
son organisation les mesures de
prévention et de sécurité découlant de
la réglementation en vigueur et les
moyens de formation nécessaires, ainsi
que le contrôle de premier niveau sur
les activités, les biens et les matières ;
veille à la responsabilité et à la
motivation des différents acteurs
contribuant à la sûreté et au bon
fonctionnement des installations en
assurant la diffusion de la culture de
sûreté au sein de l’établissement ;
dispose d'une structure Q3SE, chargée
de définir et de mettre en œuvre de
façon transverse sur l’Etablissement la
politique dans les domaines de la
qualité, de la sécurité classique, de la
sécurité nucléaire et de
l’environnement, puis d’en contrôler
l’application. Cette structure
comprenant quasiment une trentaine
de personnes, intègre en particulier
deux ingénieurs qualifiés en criticité,
cinq ingénieurs en sûreté nucléaire, des
ingénieurs sécurité (dont l’ingénieur de
sécurité d’établissement et l’ingénieur
de sécurité des installations et
interventions) et des animateurs
sécurité, l’ingénieur environnement
d’établissement, le gestionnaire central
des déchets et des effluents, et quatre
responsables qualité ;
le Chef d'Installation qui est chargé de
l'exploitation des installations et est
responsable de la sûreté de celles-ci :
il est nommé par le Directeur
d'Etablissement AREVA TA après
accord du Directeur du Centre de
Cadarache ;
il s'appuie sur la structure Q3SE de
l’Etablissement.
Nota : En dehors de l’horaire normal de travail,
la continuité de la mission du Directeur
d’Etablissement et du Chef d'Installation est
assurée par un Ingénieur de Permanence (IP),
en astreinte à domicile ou présent sur site si les
conditions de sécurité l’imposent.
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Dispositions générales
L’établissement AREVA TA de Cadarache
bénéficie de l’appui des structures existantes
du CEA de Cadarache présentées dans le
Tome 1 et des services d’ingénierie nucléaires
spécifiques d’AREVA TA implantés à Aix-en-
Provence.
Dispositions vis-à-vis des
différents risques
A chaque étape de la vie d’une installation, de
la conception jusqu’à son déclassement, des
études de sûreté, basées sur le principe de
défense en profondeur, permettent de mettre
en place les mesures de prévention, de
surveillance et de limitation des conséquences
inhérentes à chaque risque étudié.
Les principaux risques systématiquement
étudiés dans les rapports de sûreté sont :
les risques nucléaires : risque de criticité
(réaction nucléaire incontrôlée), risques de
dissémination de matières radioactives,
d’ingestion, d’inhalation, d’exposition
externe tant pour le personnel que pour le
public et l’environnement ;
les risques liés à la manutention, à
l’utilisation de produits chimiques, aux
procédés mis en œuvre : risques
d’incendie, d’inondation, de perte des
alimentations électriques ou des autres
fluides… ;
les risques dus aux agressions externes,
d’origine naturelle (séisme, conditions
climatiques extrêmes, etc.) ou liés à
l’activité humaine (installations
environnantes, voies de communication,
trafic aérien…).
L’étude des risques dus aux agressions externes
est effectuée à partir des données fournies par
les installations proches du Centre (aérodrome
de Vinon-sur-Verdon…), la connaissance du
trafic routier sur les voies proches du Centre, les
données recueillies par les stations
météorologiques proches ou définies par des
normes, des études spécifiques (séisme,
hydrogéologie…).
La protection contre les risques nucléaires est
assurée par la mise en place de barrières
statiques, de protections biologiques, de
réseaux de ventilation et, pour ce qui concerne
le risque de criticité par la gestion des masses
de matières fissiles, de leur géométrie, des
matériaux modérateurs…
Pour se prémunir contre les risques d’incendie,
l’emploi de matériaux résistants au feu ou non
propagateurs de flamme sont privilégiés
(matériaux de construction, câbles
électriques…). De plus, les installations sont
équipées de réseaux de détection d’incendie.
Les alarmes délivrées par les détecteurs sont
reportées au poste de sécurité du Centre. Les
quantités de substances chimiques nécessaires
aux programmes de recherche sont
contingentées et dans tous les cas où cela est
possible, elles sont remplacées par des
substances non inflammables.
Le Centre CEA/Cadarache dispose d’une
Formation Locale de Sécurité (FLS), équipée
d’engins de lutte contre les incendies, qui peut
intervenir très rapidement. La FLS peut, de plus,
faire appel aux Services Départementaux
d’Intervention de Secours (SDIS).
La FLS est informée de tout incident par
l’ensemble des alarmes de sécurité qui sont
reportées à un poste de conduite de sécurité
(débordement d’effluents dans les rétentions,
fuite de gaz, …). Elle intervient également en
cas d’accident de personnel sur le Centre.
Afin de pallier les pertes d’alimentations
électriques d’EDF, les Installations Individuelles
de l’INBS-PN sont équipées de groupes
électrogènes autonomes (6 au total).
Les équipements qui participent aux fonctions
importantes pour la sûreté font l’objet de
contrôles et d’essais périodiques ainsi que
d’opérations de maintenance dont la
périodicité est définie pour chaque
équipement.
En outre, les équipements qui le justifient
(manutention, équipements électriques…) font
l’objet de contrôles réglementaires.
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA

Maîtrise des situations
d’urgence
Le CEA possède, au niveau national une
organisation qui lui permet de gérer, tout au
long de l’année, des situations d’urgence
réelles ou simulées. Le Directeur de Centre est
responsable de la gestion de crise sur le Centre.
L’établissement AREVA TA de Cadarache
dispose d’une organisation de crise qui permet
à l’industriel AREVA de remplir ses obligations et
s’intègre pour l’INBS-PN dans l’organisation mise
en place par le CEA présentée au Tome 1.
Inspections, audits et contrôles
de second niveau
Des inspections sont menées par le Délégué à
la Sûreté Nucléaire et à la radioprotection des
installations intéressant la Défense (DSND). Par
ailleurs, la cellule de sûreté et matières
nucléaires du Centre, indépendante des
services opérationnels et d’exploitation, réalise
pour le compte du Directeur du Centre, des
contrôles de second niveau, répondant aux
exigences de l’article 9 de l’arrêté du 10 août
1984, relatif à la qualité de la conception, de la
construction et de l’exploitation des installations
nucléaires de base.
Enfin, l’INBS-PN peut faire l’objet d’audits
internes, notamment ceux réalisés par
l’Inspection Générale Nucléaire du CEA et de
l’Inspection Générale d’AREVA.
Inspections
6 inspections du DSND ont été effectuées en
2010 :
le 27 juillet concernant la qualité de
réalisation du cœur R1 ;
le 25 novembre concernant la sûreté
nucléaire de l’II RNG en phase de CDE
(Cessation Définitive d’Exploitation) ;
le 10 décembre relative au respect de
l’arrêté interministériel du 5 avril 2006
autorisant le CEA à poursuivre les rejets
d’effluents liquides et gazeux et les
prélèvements d’eau pour l’exploitation de
l’INBS-PN sur son site de Cadarache.
Elles ont été prolongées par des demandes
spécifiques exprimées par courriers du DSND et
pour lesquelles des réponses ont été ou vont
être fournies.
Contrôles effectués par
l’Inspection Générale d’AREVA
L'Inspection Générale (IG) de la Direction
Sûreté Sécurité Santé d’AREVA n’a pas fait
d’inspection en 2010. 5 inspections internes ont
été menées par AREVA TA concernant
l’Etablissement de Cadarache.
Contrôles effectués par la
Cellule de Sûreté et Matières
Nucléaires du CEA
La Direction du Centre exerce le contrôle de
deuxième niveau sur les actions menées par
AREVA TA dans l’INBS-PN pour vérifier leur
efficacité et leur adéquation au regard des
objectifs de sûreté nucléaire (visites de suivi).
A ce titre en 2010, la Cellule de Sûreté et des
Matières Nucléaires du Centre a effectué les
visites de suivi suivantes :
le 22 avril concernant la mission de
contrôle de second niveau de la CSMN ;
le 10 juin suite à l’évènement déclaré
significatif pour la sûreté et la
radioprotection (Cf. paragraphe 4) du
18/03/2010 concernant l’II FSMC ;
les 11 et 23 juin concernant le génie civil du
bloc N (nouveau bâtiment d’entreposage)
de l’II FSMC ;
le 9 juin relative à la prise en compte des
Facteurs Organisationnels et Humains au
sein de l’II FSMC ;
le 25 juin relative à l’extension du périmètre
de l’II RES ;
les 6 septembre relative au Génie civil du
bloc N (FSMC) ;
le 29 novembre relative à l’opération de
coulage du couvercle de béton de
l’enceinte de confinement de l’II RES.
Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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Dispositions prises dans l’INBS-PN
Les principales dispositions de sûreté prises en
2010 sont détaillées ci-après :
mise en œuvre d’un plan d’actions
« Facteurs Organisationnels et Humains » sur
le site ;
poursuite de la démarche « d’auto
évaluation » du niveau de culture de sûreté
des salariés intervenant sur les installations
de l’INBS-PN engagée depuis 2008, afin
d’identifier les pistes d’amélioration dans
ce domaine et ainsi, enrichir le plan de
progrès unique déployé sur l’INBS-PN.
Par ailleurs, un évènement significatif pour la
sûreté (fuite d’eau de ville dans les galeries
techniques entre les bâtiments 400/401/402) a
conduit le 26/05/2010 au déclenchement des
cellules de crise d’AREVA TA et du Centre de
Cadarache. Le retour d’expérience dégagé
suite à cet évènement a été formalisé et a fait
l’objet d’un plan d’actions.
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA

Dispositions prises en matière de
radioprotection
Organisation
La radioprotection est l'ensemble des règles,
des procédures et des moyens de prévention
et de surveillance visant à empêcher ou à
réduire les effets nocifs des rayonnements
ionisants produits sur les personnes, directement
ou indirectement, y compris les atteintes
portées à l'environnement. Elle repose sur trois
principes fondamentaux :
le principe de justification : l'utilisation des
rayonnements ionisants est justifiée lorsque
le bénéfice qu'elle peut apporter est
supérieur aux inconvénients de cette
utilisation ;
le principe de limitation : les expositions
individuelles ne doivent pas dépasser les
limites de doses réglementaires ;
le principe d'optimisation : les expositions
individuelles et collectives doivent être
maintenues aussi bas qu'il est
raisonnablement possible en dessous de
ces limites et ce compte tenu de l'état des
techniques et des facteurs économiques et
sociétaux (principe « ALARA »).
Les progrès en radioprotection font partie
intégrante des politiques du CEA et d’AREVA,
d'amélioration de la sécurité. Cette démarche
de progrès s'appuie notamment sur :
la responsabilisation des acteurs à tous les
échelons ;
la prise en compte technique du risque
radiologique dès la conception durant
l'exploitation et pendant le
démantèlement des installations ;
la mise en œuvre de moyens techniques
performants pour la surveillance en continu
des installations, des salariés et de
l'environnement ;
le professionnalisme de l’ensemble des
acteurs ainsi que le maintien de leurs
compétences.
Ces principaux acteurs sont :
l'opérateur qui est l'acteur essentiel de sa
propre sécurité et qui à ce titre reçoit une
formation à l'ensemble des risques
inhérents à son poste de travail, et
notamment à la prévention des risques
radiologiques spécifiques ;
le Chef d'installation qui est responsable de
l'ensemble des actions nécessaires à la
maîtrise des risques inhérents à son
installation dans tous les domaines de la
sécurité et de la sûreté. Il lui appartient
notamment de mettre en œuvre les
dispositions de prévention en matière de
radioprotection sur la base de règles
générales établies ;
le Service de Protection contre les
Rayonnements ionisants (SPR), service
spécialisé, dédié à la prévention du risque
radiologique et distinct des services
opérationnels et d'exploitation ;
le Service de Santé au Travail (SST) qui
assure le suivi médical particulier des
salariés travaillant en milieu radioactif, en
s'appuyant sur le laboratoire d'analyses
biologiques et médicales, spécialisé pour la
surveillance radiologique des salariés,
Le SPR est le service compétent en
radioprotection. Ses principales missions sont :
la surveillance de la bonne application de
la législation en vigueur et des politiques de
Sécurité Radiologique d’AREVA et du CEA ;
la prévention : conseils et assistance aux
chefs d'installation et évaluation des risques
radiologiques ;
la surveillance radiologique des zones de
travail et de l'environnement : contrôles des
niveaux d'exposition dans les locaux,
surveillance du personnel, contrôle des
rejets et de l’environnement ;
Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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l'intervention en cas d'incident ou
d'accident radiologique ;
la formation et l'information aux risques
radiologiques des personnels travaillant
dans les installations.
Par ailleurs et conformément à la législation,
AREVA TA dispose au sein de ses effectifs de
Cadarache d’une Personne Compétente en
Radioprotection.
Résultats 2010
Réglementation.
La somme des doses efficaces reçues par un
travailleur ne doit pas, réglementairement,
dépasser 20 mSv sur douze mois consécutifs.
AREVA TA se fixe une limite plus faible, dans le
respect des principes ALARA.
Salariés AREVA TA : résultats de dosimétrie
passive
L'évaluation des doses reçues par les salariés en
matière d’exposition externe est réalisée,
conformément à la réglementation, par :
la dosimétrie passive (dosimétrie
employeur) qui repose sur l'évaluation
mensuelle ou trimestrielle de la dose
cumulée par le travailleur. Le dosimètre est
constitué d’un ou plusieurs détecteurs
analysés en différé ;
la dosimétrie opérationnelle qui permet de
mesurer, en temps réel, l'exposition reçue
par les travailleurs. Elle est assurée au
moyen d'un dosimètre électronique à
alarme qui permet, à chaque travailleur,
de connaître à tout instant la dose qu'il
reçoit lors de travaux sous rayonnements
ionisants, et qui délivre une alarme sonore
et visuelle si le débit de dose ou la dose
cumulée dépasse des seuils prédéfinis ;
le port de dosimètres complémentaires
(dosimètre poignet, bague, dosimètre
opérationnel neutron...) qui peut être
prescrit par le SPR lors de situations
d'exposition particulières.
Bilan dosimétrique (passive) des salariés AREVA TA
Salariés d’entreprises : résultats de
dosimétrie opérationnelle.
L'évaluation des doses reçues par les salariés en
matière d’exposition interne (par voie
d’inhalation) est réalisée le cas échéant, par le
Service de Santé au Travail (SST).
Fait marquant de l’année 2010
Pour l’année 2010, le principal fait marquant en
matière de radioprotection est la préparation
du transfert d’activité de radioprotection de
l’INBS PN, du CEA/SPR vers AREVA TA.
Bilan dosimétrique opérationnel des salariés
d’entreprises extérieures
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA

Evénements significatifs en matière de sûreté
nucléaire et de radioprotection
Au cours de l'année 2010, 14 évènements au total ont été déclarés au DSND, 11 de niveau 0 et 3 de
niveau 1 sur l’échelle INES.
Niveau
INES
Date de
déclaration
Installation
Nature
0 15/01/2010 RNG
0 04/03/2010 FSMC
1 18/03/2010 FSMC
1 05/05/2010 RNG
0 07/05/2010 RES
0 26/05/2010 RNG
Non respect du critère d’efficacité d’un piège à iode de
la cellule chaude détecté lors d’un contrôle périodique
annuel
Présence dans le conditionnement des matières
nucléaires sans emploi, de matériaux hydrogénés non pris
en compte dans l’analyse de sûreté-criticité
Franchissement d’une limite de criticité sur un poste de
travail du fait du dépassement du nombre de plaques
combustibles autorisées.
Détection tardive de la non réalisation répétitive d’un
essai périodique requis au titre des Règles Générales
d’Exploitation (contrôle de l’activité des filtres et résines
échangeuses d’ions)
Non respect du débit requis pour les pompes du circuit de
réfrigération de la piscine détecté lors d’un essai
périodique
Fuite d’eau de ville dans les galeries techniques entre les
bâtiments 400/401/402
0 02/07/2010 AZUR Indisponibilité de la mesure d’activité gaz à la cheminée
0 05/08/2010 -
0 06/08/2010 RNG
1 23/09/2010 RNG
0 30/09/2010 FSMC
0 08/11/2010 RES
0 01/12/2010 RNG
Découverte d’une pièce métallique contaminée lors du
contrôle d’une benne de ferrailles conventionnelles issues
de l’INBS PN
Indisponibilité d’une pompe d’assèchement de puisard
du circuit des effluents
Indisponibilité d’une partie de l’automate pilotant la
ventilation
Contamination labile sur la maquette inerte
(d’assemblage de crayons de type REP) détectée au
cours d’opérations de caractérisation radiologique.
Non respect des critères d’acceptation associés au
contrôle de l’étanchéité des piliers de la piscine demandé
par les Règles Générales d’Exploitation
Perte temporaire de la surveillance des paramètres
importants pour la sûreté suite à la décharge d’une
batterie
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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Les résultats des mesures des rejets et leur
impact sur l’environnement
Introduction
Les rejets d’effluents gazeux à l’atmosphère et
les transferts d’effluents liquides entre les
installations de l’INBS-PN et la station
d’épuration du CEA/Cadarache (STEP EI, pour
les effluents liquides industriels) ou la Station de
Traitement des Effluents (STE, pour les effluents
aqueux radioactifs) sont régis :
par l’arrêté interministériel du 5 avril 2006
autorisant le CEA à poursuivre les rejets
d’effluents liquides et gazeux et les
prélèvements d’eau pour l’exploitation de
l’INBS-PN de son site de Cadarache
(AARPE),
par l’arrêté du 9 mars 2010 portant
homologation de la décision n°2010-DC-
0172 de l’Autorité de sûreté nucléaire du 5
janvier 2010 fixant les limites de rejets dans
l’environnement des effluents liquides et
gazeux des installations nucléaires de base
civiles du centre de Cadarache exploitées
par le CEA sur la commune de Saint-Paullez-Durance
(département des Bouchesdu-Rhône).
En application de l’article 33 de ce premier
arrêté, l’exploitant établit, chaque année, un
rapport public annuel permettant de
caractériser le fonctionnement de l’INBS-PN, et
prenant en compte l’ensemble des contrôles et
de la surveillance prévu dans l’arrêté.
Ce rapport présente de manière détaillée le
bilan des transferts et rejets liquides et
atmosphériques pour l’année 2010.
Le bilan des mesures de surveillance réalisées
sur les effluents et dans l’environnement ainsi
que l’estimation des impacts radiologiques et
chimiques complètent ce rapport. Les résultats
présentés dans le présent document sont issus
de ce rapport.
La réglementation, de 2006, fixe des exigences
en termes de rejets et de contrôles :
valeurs limites annuelles de rejets gazeux
spécifiques à l’INBS-PN ;
valeurs limites annuelles de transferts
liquides, (radiologiques et chimiques) ;
règles de comptabilisation des transferts et
rejets radiologiques.
Toutes ces limites ont été largement respectées
en 2010.
Les mesures de surveillance radiologique de
l’environnement sont précisées dans le Tome 1.
Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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Bilan radiologique des rejets et transferts
Rejets gazeux
Rejets gazeux
INBS-PN
Tritium
Carbone
14
Gaz rares
Halogènes
(iodes
radioactifs)
Autres
émetteurs
bêta
gamma
(mesure
globale)
Émetteurs
alpha
(mesure
globale)
Cumul 2007 (GBq)
(1) (1)
7,6.10 3 1,7.10 -3 1,8.10 -4 1,3.10 -5
Cumul 2008 (GBq)
(1) (1)
7,5.10 3 1,4.10 -3 1,1.10 -4 1,1.10 -5
Cumul 2009 (GBq)
(1) (1)
7,5.10 3 8.10 -3 1,2.10 -4 1,1.10 -5
Cumul 2010 (GBq)
(1) (1)
7,5.10 3 9,4.10 -4 1,1.10 -4 1,2.10 -5
Autorisation
annuelle (GBq)
% Autorisation
annuelle (2010)
45 17 13.10 3 15.10 -3 0,4.10 -3 3.10 -5
- - 57 % 6 % 26 % 40 %
(1) : les mesures de Tritium et Carbone 14 seront effectuées à partir de la mise en service du Réacteur RES.
Rejets et transferts liquides
Rejets liquides
Les différentes installations de l’INBS-PN
produisent des eaux usées industrielles non
actives regroupées dans des cuves spécifiques.
Après contrôles radiologiques et chimiques, les
effluents liquides respectant les normes de
rejets sont évacués dans le réseau des effluents
industriels rejoignant la station de traitement
des effluents industriels (STEP EI).
Le tableau ci-après présente pour l’INBS-PN le
volume et les activités « Tritium », « Bêta gamma
global » et « Alpha global » en GBq des rejets à
la STEP EI pour les années 2007 à 2010.
Rejets liquides
INBS-PN
Tritium
Autres
émetteurs
bêta gamma
(mesure
globale)
Émetteurs
alpha
(mesure
globale)
Volume (m 3 )
Cumul 2007 (GBq) 7,0.10 -3 2,5.10 -3 3,0.10 -4 500,2
Cumul 2008 (GBq) 13.10 -3 3,8.10 -3 6,6.10 -4 947,1
Cumul 2009 (GBq) 8,8.10 -3 3,5.10 -3 3,8.10 -4 679,8
Cumul 2010 (GBq) 3,1.10 -2 4,3.10 -3 6,4.10 -4 1 021,0
Autorisation annuelle (GBq) 5,3 53.10 -3 19.10 -3
% Autorisation annuelle (2010) 0,6 % 8,0 % 3,4 %
Transferts liquides
Les effluents liquides radioactifs provenant des
installations de l’INBS-PN sont regroupés dans
des cuves spécifiques.
Après contrôles radiologiques et chimiques, les
effluents liquides respectant les spécifications
de transfert ont été évacués, jusqu’au mois
d’octobre 2010, par camion citerne vers la
Station de traitement des Effluents Liquides de
Marcoule (STEL) ou vers l’INB CENTRACO
exploitée par SOCODEI suite à l’arrêt de la prise
en charge des effluents aqueux radioactifs par
la Station de Traitement des Effluents (STE) du
Centre de Cadarache (STE – INB 37). A
compter du mois de novembre 2010, les
effluents liquides radioactifs de l’INBS-PN ont pu
être, de nouveau, transférés vers la STE de
Cadarache.
Le tableau ci-après présente pour l’INBS-PN le
volume et les activités « Tritium », « Bêta gamma
global », « Alpha global », « Iodes radioactifs »
et « Carbone 14 » en GBq des transferts pour les
années 2007 à 2010.
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA

Transferts
liquides
INBS-PN
Cumul 2007
(GBq)
Cumul 2008
(GBq)
Cumul 2009
(GBq)
Cumul 2010
(GBq)
Autorisation
annuelle
(GBq)
%
Autorisation
annuelle
(2010)
Tritium
Autres
émetteurs
bêta
gamma
(mesure
globale)
Émetteurs
alpha
(mesure
globale)
Iodes
radioactifs
Carbone 14 Volume (m 3 )
2,1 0,14 0,6.10 -3 3,4.10 -4 4,8.10 -3 109,8
0,6 0,13 2, 5.10 -3 2,6.10 -4 1,4.10 -4 63,9
0,4 0,18 0,6.10 -3 2,7.10 -4 2,5.10 -3 73,8
1,8.10 -2 0,15 4,9.10 -4 1,3.10 -4 4,6.10 -3 50,4
770 16.10 3 0,04 220 2,1
0,002 % 0,001 % 1,2 % 0,0001 % 0,2 %
Bilan de l’impact radiologique des rejets
liquides du CEA/Cadarache et gazeux de
l’INBS-PN
Les hypothèses du calcul de l’impact sont
identiques à celles présentées dans le Tome 1
qui prend en compte l’impact des rejets
gazeux de l’ensemble des INB civiles (hors INBS-
PN) et des rejets liquides du Centre sur
l’environnement.
Les résultats présentés ci-après concernent les
rejets gazeux de l’INBS-PN et les rejets liquides
du Centre pour les 2 groupes de population de
référence à Saint Paul Lez Durance et au
hameau de Cadarache après 50 ans de
fonctionnement des installations.
Impact
dosimétrique
en mSv/an
Saint Paul-Lez-
Durance
Adulte
Enfant 10
ans
Enfant 1
à 2 ans
2,5.10 -6 2,5.10 -6 2,4.10 -6
Hameau 2,7.10 -6 2,7.10 -6 2,7 10 -6
Ces valeurs sont très inférieures à la limite de
dose annuelle pour le public de 1 mSv (soit
1000 µSv).
Bilan chimique des rejets
Rejets gazeux
Pour l’INBS-PN, les concentrations des rejets en
fluorure d’hydrogène (HF), oxydes d’azote
(NOx) et dioxyde de soufre (SO2) des
cheminées susceptibles de rejeter des effluents
chimiques ne doivent pas dépasser les valeurs
figurant dans le tableau ci-dessous lorsque les
flux horaires sont supérieurs aux valeurs
indiquées ci-après (article 10-III de l’arrêté du 5
avril 2006 INBS-PN).
Paramètres
concernés
Flux horaire
supérieur à
Concentration
maximale
HF 25 g/heure 0,3 mg/m 3
NOx 10 kg/heure 110 mg/m 3
SO2 10 kg/heure 125 mg/m 3
Pour les deux émissaires concernés de l’INBS-PN
(cheminée VEA8 de l’atelier de décapage du
bâtiment 444 et cheminée de la chaudière
EDITH du bâtiment 401), la fréquence des
contrôles est assujettie au mode de
fonctionnement de l’installation (en continu ou
par campagne).
En 2010, les campagnes de caractérisation des
effluents gazeux rejetés par l’INBS-PN ont
conduit à des flux horaires inférieurs aux flux
horaires de l’arrêté interministériel.
Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA
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Rejets et transferts liquides
Au titre des articles 17-I et 17-II de l’arrêté du 5
avril 2006 pour l’INBS-PN :
les caractéristiques chimiques des effluents
liquides rejetés au réseau d’effluents
industriels doivent respecter les
spécifications de prise en charge de la
station d’épuration du site de Cadarache
(STEP EI) ;
Bilan de l’impact chimique des rejets
liquides et gazeux du CEA/Cadarache
Les rejets liquides de l’INBS-PN sont intégrés
dans les rejets liquides du centre. Le bilan
chimique des rejets liquides en Durance est
présenté dans le Tome 1, ainsi que le bilan de
l’impact chimique des rejets liquides et gazeux
du centre.
les caractéristiques chimiques des effluents
liquides radioactifs transférés vers la STEL
Marcoule, l’INB CENTRACO ou la STE –
INB37 de Cadarache doivent respecter les
spécifications de prise en charge de ces
stations de traitement des effluents actifs ;
le laboratoire d’analyse chimique chargé,
entre autre, du suivi des transferts
d’effluents liquides vers la STEP EI a été mis
en service au 1 er octobre 2007. ;
le bilan chimique des rejets liquides en
Durance, incluant ceux des installations de
l’INBS-PN, est présenté dans le Tome 1.
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Rapport Transparence et Sécurité Nucléaire du Centre CEA/Cadarache 2010 – Tome 3 : AREVA TA

Déchets radioactifs entreposés sur le site
Mesures prises pour limiter le volume des déchets radioactifs
entreposés
La stratégie d’AREVA TA repose sur
l’évacuation des déchets, aussitôt que possible,
dans les filières d’évacuation existantes ou vers
des installations spécifiques d’entreposage.
Différentes mesures sont prises pour limiter les
volumes de déchets radioactifs entreposés.
D’une manière générale, la sectorisation de
l’ensemble des zones de production, appelée
« zonage déchets » a été réalisée afin
d’identifier, en amont, les zones de production
des déchets nucléaires et les zones de
production de déchets conventionnels.
Le tri à la source et l’inventaire précis des
déchets radioactifs permettent ensuite de les
orienter, dès leur production, vers la filière
adaptée de traitement, de conditionnement et
de stockage ou à défaut d’entreposage.
Les déchets solides de très faible activité ou de
faible et moyenne activité pour lesquels
existent des filières de stockage définitifs
(centres de stockage de l’ANDRA) sont
entreposés, en attente d’évacuation, dans les
installations de l’INBS-PN ou dans des zones de
regroupement dédiées du centre de
Cadarache.
Les déchets solides de moyenne activité à vie
longue (actuellement entreposés dans les
canaux de l’Installation Individuelle RNG) seront
reconditionnés et entreposés dans l’installation
Cedra (INB 164) sur le Centre de Cadarache.
A noter pour 2010, la mise en œuvre de la filière
TFA pour les déchets d’exploitation courante et
les petits chantiers de l’Installation Individuelle
FSMC, avec l’évacuation de 25 m 3 de déchets
métalliques compactables vers le CSTFA.
Nature et quantités de déchets entreposés dans l’INBS-PN
(situation au 31/12/2010)
Nature
Déchets solides
Déchets non conditionnés
(majoritairement pièces métalliques
massives)
Déchets amiantés et acide borique
conditionnés en fûts (100 litres et 118
litres)
Déchets divers (DIB métalliques et
non métalliques, gravats, bois)
conditionnés en GRVS (big-bags) ou
dans open-tops
Déchets issus de la production
courante conditionnés en GRVS (bigbags)
Déchets essentiellement métalliques
(matériels déclassables en déchets)
non conditionnés
Déchets issus de la production
courante conditionnés en fûts (118
litres et 200 litres) et en vrac sous
vinyle
Déchets essentiellement métalliques
entreposés dans les canaux de l’II
RNG (non conditionnés)
* voir glossaire du Tome 1
Classe
radiologique
Volume entreposé
(m 3 )
Exutoire
TFA 121 CSTFA*
TFA 3 A définir
TFA 175 CSTFA
TFA 12 CSTFA
FMA-VC 270 CSFMA*
FMA-VC 15 CSFMA*
MA-VL 4
Futur stockage
profond
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Conclusion générale
En conclusion générale, l’analyse du bilan des
évènements sur l’INBS PN pour 2010 conduit à
un constat d’évolution très différent selon les
Installations Individuelles :
une augmentation des évènements sur le
RNG malgré l’arrêt du réacteur. Cette
situation est principalement due au
vieillissement des équipements de
l’installation et à l’évolution de la
configuration de l’installation associée à la
réalisation des opérations de Cessation
Définitive d’Exploitation phase 2,
sur la piscine du RES, le nombre total
d’évènements concernés par la sûreté a
baissé notablement en 2010. Ceci peut
s’expliquer par la fin de la période de
« prise en main » de l’installation et de
traitement des problèmes de conception
découverts les premières années
d’exploitation de l’II RES,
pour AZUR, le nombre d’évènements liés à
la sûreté est en baisse. Ce constat peut
être lié à une période d’activité
opérationnelle plus faible en 2010 (pas de
recette de cœur),
Pour FSMC, très peu d’évolution par
rapport à 2009.
En termes d’origine des évènements, au travers
des différentes analyses réalisées, il ressort que
trois grandes familles sont concernées : la
défaillance de matériels avec dans de
nombreux cas un constat de vieillissement des
équipements puis également des causes
humaines et organisationnelles.
A ce titre, le plan d’action dédié aux Facteurs
Organisationnels et Humains (FOH) lancé en
2010 sera poursuivi en 2011 sur le site AREVA TA
de Cadarache, en cohérence avec les actions
engagées dans ce domaine dans l’ensemble
du groupe AREVA.
Globalement, la dosimétrie des personnels
AREVA TA et des entreprises extérieures ne
présente pas d’évolution par rapport à l’année
2009 et reste bien inférieure aux limites
règlementaires.
Par ailleurs, les rejets gazeux et transferts
liquides, radioactifs et chimiques, restent faibles
en regard des autorisations du site, ce qui
conduit à un impact pour la population et
l’environnement très inférieur aux limites
règlementaires.
Pour les déchets solides radioactifs, le résultat
obtenu en 2009 et 2010 sur l’évacuation d’une
partie des déchets TFA produits et entreposés
sur le site est encourageant mais reste
insuffisant :
d’une part, l’évacuation des déchets
« historiques » doit être poursuivie afin de
limiter la durée d’entreposage (évacuation
de huit conteneurs de déchets TFA
historiques envisagée pour le second
semestre 2011) ;
d’autre part, l’ouverture de filière pour les
déchets TFA issus de l’exploitation courante
doit être généralisée, autant que faire se
peut et moyennant certains
aménagements de locaux, à l’ensemble
des installations de l’INBS-PN.
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