Bilan maîtrise des risques - CEA Saclay

Bilan maîtrise
des risques
2007

sommaire
1 Le message de l’administrateur général
2 La synthèse du directeur du pôle maîtrise des risques
4 Le point de vue du directeur de l’inspection générale et nucléaire
6 Maîtrise de l’impact sur l’environnement
13 Radioprotection des personnels
20 Maîtrise des risques professionnels : santé/sécurité
27 Maîtrise de la sûreté des installations
33 Gestion des déchets
39 Maîtrise des transports de matières dangereuses
43 Protection des sites, du patrimoine et des installations
46 Maîtrise des situations d’urgence
51 Contrôles et audits
54 Maîtrise des risques juridiques
58 Le pôle maîtrise des risques
60 Présentation du CEA
62 Glossaire
63 Annexe

Alain Bugat
Administrateur général du CEA
Le message
de l’administrateur
général
1
Bilan maîtrise des risques
2007
2007, une année de concrétisation.
Concrétisation, dans le nucléaire avec plusieurs nouvelles commandes
de réacteurs dans le monde et le premier béton de
l’EPR à Flamanville scellant ainsi le renouveau mondial de cette
technologie non émettrice de gaz à effet de serre.
Concrétisation pour le CEA, choisi au travers de la loi du
28 juin 2006 pour mettre en service à l’horizon 2020 un premier
prototype de réacteur de 4 ème génération, base incontestable
d’un nucléaire durable.
Concrétisation également pour les sciences du vivant avec la
création d’un nouvel institut de génomique, pour les sciences de
la matière avec l’adoption de l’approche élargie pour les
recherches en fusion et, pour la recherche technologique, le
développement prometteur des nanotechnologies.
De plus, les Pouvoirs Publics ont confié au CEA la responsa -
bilité de l’agence France nucléaire internationale (AFNI) pour
conseiller les pays nouveaux accédants au nucléaire civil tant
dans les domaines administratifs et réglementaires que scientifiques
et techniques.
Pour répondre à une telle variété d’enjeux, le CEA doit disposer
d’une stratégie solide, des meilleures compétences et instal -
lations et maîtriser l’ensemble des risques inhérents à la multiplicité
de ces activités.
Pour cela, cette année encore le CEA a fortement investi dans
ses installations : installations nouvelles de recherche comme
Mircen, le réacteur Jules Horowitz, installations nouvelles de
support et de traitement de déchets comme Magenta, Agate
mais aussi arrêt définitif et démantèlement des réacteurs
anciens Siloé et Harmonie.
En 2007, a également été achevé le chantier PEPS management.
Cette analyse générale de activités de management a
en particulier concerné la maîtrise des risques et spécifiquement
le domaine sûreté / sécurité. Les décisions prises pour
simplifier, mieux responsabiliser et fluidifier le fonctionnement
ont été concrétisées dans une organisation modifiée en
début 2008.
La priorité donnée dans l’établissement à la sûreté / sécurité y
est clairement réaffirmée avec la mise en responsabilité des
trois niveaux hiérarchiques que sont l’administrateur général, le
directeur de centre et le chef d’installation.
L’organisation actuelle de la maîtrise des risques est confirmée
au travers du pôle, de ses trois directions d’appui (DCS, DPSN,
DJC), de sa direction d’inspection et d’audit (IGN) et des relais
fonctionnels dans les centres et installations.
Cette meilleure visibilité favorisera la prise en compte du facteur
humain et organisationnel dans l’ensemble de nos activités et
notamment dans l’exploitation des installations, domaine pour
lequel l’analyse continue des incidents montre que des progrès
sont nécessaires.
Développer nos activités tout en veillant à ce que la culture de
sûreté et de sécurité y soient fortement intégrées, dans le respect
de l’environnement et du développement durable, est une
priorité pour moi, comme pour l’ensemble des personnels
du CEA.
Alain BUGAT

Hervé Bernard
Directeur du pôle maîtrise des risques
2
Bilan maîtrise des risques
2007
La synthèse
du directeur du pôle
maîtrise des risques
Acteur majeur en matière de recherche et développement,
le CEA est amené à prendre des risques pour innover,
l’innovation naissant souvent à l’interface de
compétences ou de technologies différentes, par un
dévelop pement des programmes de recherche appliquée
s’appuyant sur une recherche fondamentale de
qualité.
Identifier les risques, les évaluer, les hiérarchiser constituent
la trame de la cartographie des risques du CEA
actualisée en 2007. La maîtrise des risques est ainsi une
exigence constante, présente dans tous les programmes
de recherche et autres activités d’exploitation d’installations
nucléaires ou non.
Dans la continuité de l’année précédente, je
considère que 2007 a été globalement une bonne
année sur le plan de la maîtrise des risques.
Qu’il s’agisse de l’impact potentiel sur l’environnement,
de la sécurité au travail, de la sûreté nucléaire et de la
radioprotection, des progrès mesurables ont été
accomplis depuis 2006. Ce jugement est fondé sur les
résultats et les indicateurs développés dans l’ensemble
de ce bilan Maîtrise des Risques au CEA 2007. Ce bilan
comme les années précédentes couvre une grande
variété d’activités et, par la synthèse qu’il présente, permet
au lecteur d’apprécier, dans une vision d’ensemble,
la stratégie, les efforts, les engagements et les
résultats de l’organisme.
Ces résultats encourageants n’ont rien d’acquis pour le
futur et mon analyse aujourd’hui est empreinte d’une
profonde modestie. L’implication individuelle à toutes
les strates de notre organisation, dans tous les
domaines de la maîtrise des risques, est indispensable
tant le facteur humain est une composante essentielle
dans l’atteinte de ces objectifs, et la rigueur et
l’efficacité de notre organisation un sujet de vigilance
permanent.
Je relève comme les années précédentes un faible
impact de nos activités sur l’environnement ainsi
qu’une large diffusion locale des résultats de surveillance
de nos sites complétée pour la première fois
en 2007 par la publication des rapports 2006 répondant
à l’article 21 de la loi « TSN » pour tous nos centres
civils. Le CEA reste particulièrement attaché à ces
pratiques d’information et de transparence en place
depuis de nombreuses années dans l’organisme. Audelà,
le CEA veille également à la préservation des ressources
naturelles par des efforts sur la consommation
d’eau et d’énergie notamment.
Sur le plan de la sécurité du travail, je constate pour
la 2 ème année consécutive une réduction significative

du taux de fréquence des accidents du travail tant pour
les salariés du CEA que pour les entreprises extérieures
travaillant sur nos sites. Ce taux est descendu
de 4,2 à 3,8 pour les salariés du CEA et de 12,3 à
11,5 pour les entreprises extérieures. Sur le périmètre
global CEA et entreprises, ce taux est descendu de
6,6 à 6,1. Ces chiffres sont les meilleurs jamais enregistrés
depuis que le CEA existe. Pour autant, ils ne
sont pas définitivement acquis et les efforts consentis
depuis trois ans à tous les niveaux de notre organisation
doivent être maintenus afin de confirmer ces avancées.
Dans le cadre de la prévention des risques professionnels,
je note la constitution d’un groupe interne
d’experts, dédié à la sécurité des nanomatériaux. Ce
groupe a produit des premiers résultats prometteurs
sur l’efficacité des protections individuelles vis-à-vis des
nanoparticules.
Concernant la sûreté nucléaire et la radioprotection,
l’année 2007 constitue la première année d’application
du nouveau cadre législatif et réglementaire issu
des lois de juin 2006 (gestion durable des matières et
déchets radioactifs, transparence et sécurité nucléaire).
Elle a été marquée par la poursuite et l’engagement
d’actions importantes. Parmi celles-ci :
• la poursuite d’investissements conséquents et équilibrés
entre les installations de recherche et celles
de support, au bénéfice d’une sûreté et d’une sécurité
améliorées
• la mise en place et le suivi de la procédure interne de
prise des grands engagements, jugée particulièrement
satisfaisante par l’Autorité de Sûreté Nucléaire
dans son rapport 2007
• le développement du système des autorisations internes,
appréciées par les directeurs de centre car
leur apportant, par un contrôle interne renforcé, souplesse
et efficacité pour réaliser certaines modifications
d’installations. L’ASN juge ce système satisfaisant
• la mise en place d'une organisation plus structurée
dans le domaine des facteurs humains et organisationnels,
la réali sation de formations spécifiques et le
développement d’outils à destination des managers
• la généralisation de la démarche ALARA et du principe
d’optimisation qui en est à la base et qui contribuent
encore à la réduction des doses individuelles
des opérateurs.
En 2007, le CEA a déclaré 90 événements significatifs,
soit le même nombre qu’en 2006. Aucun d’entre
eux n’a eu de conséquence significative pour le personnel,
le public ou l’environnement. Aucun n’a été
classé au-dessus du niveau 1 dans l’échelle INES.
Un événement de niveau 1, particulièrement significatif
a cependant retenu notre attention. Il est survenu à
l’INB 72 à Saclay où, malgré l’interdiction d’accès, un
agent a pénétré dans une zone classée rouge au titre
de la radioprotection et ce après avoir vérifié le débit
de dose ambiant. Le directeur de l’Inspection Générale
et Nucléaire évoque ci-après cet événement.
Les résultats de la dosimétrie individuelle confirment
le maintien à un niveau très bas de l’exposition du personnel
aux rayonnements ionisants. La baisse observée
depuis trois ans se poursuit d’ailleurs à raison de
près de 10% par an tant pour les salariés du CEA que
pour les entreprises extérieures, témoin concret de
l’équité en place dans la réalisation de nos chantiers à
risques radiologiques.
Comme l’an dernier, j’estime que ce résultat est dû au
déploiement systématique, par les chefs d’installation
concernés, de la démarche ALARA et au professionnalisme
des équipes chargées de la radioprotection
dans les installations.
Je note également avec satisfaction l’effort important
déployé avec succès par les chefs d’installation durant
cette année pour mettre en conformité réglementaire
et technique leurs sources scellées de plus de dix ans
d’âge. La mobilisation sur ce sujet doit cependant rester
de mise.
En matière de gestion des situations d’urgence, le
CEA a organisé ou participé à une vingtaine d’exercices
de crise sur le territoire national et à l’étranger. Il n’a
pas eu à gréer en 2007 son centre de coordination en
cas de crise pour une quelconque crise réelle.
Les tentatives d’attaques informatiques sur le CEA
au travers de l’internet se sont poursuivies délaissant
les grandes menaces virales génériques pour désormais
privilégier les attaques ponctuelles ciblées.
Comme l’an dernier, 97% du flux provenant de l’Internet
a pu être stoppé car jugé indésirable voire dangereux
grâce à la politique de sécurité des réseaux opérationnelle
sur l’ensemble des acteurs CEA.
Enfin je terminerai en illustrant notre politique de protection
de la propriété intellectuelle : le CEA a été
classé, pour 2007 en France, 1 er déposant de brevets
parmi les organismes publics de recherche et à la
5 ème place au classement général incluant les entreprises.
Hervé BERNARD
3
Bilan maîtrise des risques
2007

Philippe Bergeonneau
Directeur de l’inspection générale et nucléaire
4
Bilan maîtrise des risques
2007
Le point de vue
du directeur
de l’inspection
générale et nucléaire
L’année 2007 a été marquée par la consolidation et
la mise en œuvre effective de la cartographie des
risques du CEA.
Il s’agit, à mon sens, d’un outil clé pour guider et prioriser
les audits internes dans tous les domaines d’activité
de notre organisme. Ainsi 34 risques ont été identifiés et
classés comme inacceptables ou majeurs et selon leur
nature : stratégique, opérationnelle, liée au système d’information
ou réglementaire (non-conformité). Je citerai
4 exemples de risques correspondant respectivement
à chacune de ces 4 catégories, afin de bien illustrer ce
propos : la perte de confiance des autorités de sûreté
dans le domaine nucléaire (risque stratégique), un défaut
de management de projet (risque opérationnel), la
compromission dans les systèmes d’information, la non
tenue d’engagements vis-à-vis des autorités de contrôle
(risque de nature réglementaire).
Le CEA est ainsi aujourd’hui en capacité de mener
un véritable plan d’action, au regard de cette cartographie,
basé sur l’audit. L’Inspection Générale et Nucléaire
en a la charge et la responsabilité, j’entends
qu’elle les exerce pleinement au sein du pôle Maîtrise
des Risques.
Dans le domaine de la sécurité nucléaire, au sens de
la loi TSN du 13 juin 2006, et comme les années
précédentes, je dispose d’un outil opérationnel complémentaire
à mes yeux très important, celui d’autosaisine
permanente, en m’appuyant sur le corps des
inspecteurs nucléaires placés au sein de l’IGN. Je
crois utile de rappeler, à titre d’exemple, que ceci a
permis au directeur de l’IGN de diligenter des inspections
réactives sur l’installation Atalante à Marcoule
en 2005, sur l’atelier ATPu à Cadarache (en
liaison avec la Direction Sûreté-Sécurité-Santé
d’AREVA) suite à l’incident de niveau 2 survenu
en 2006 et sur l’INB 72 à Saclay en fin 2007 à la
suite de la pénétration, malgré l’interdiction d’accès,
d’un agent dans une zone classée rouge au titre de
la radioprotection.
Ainsi le programme d’inspections nucléaires, préétabli
annuellement sur des thématiques choisies en
fonction de leur pertinence et en cohérence avec la

cartographie des risques (au nombre de 4 en 2007),
et les missions réactives suite à auto-saisine (une
en 2007) me permettent-ils de disposer d’une analyse
de la situation en matière de sécurité nucléaire
au CEA, basée sur le retour d’expérience.
Je considère ainsi que les résultats acquis en
2007, notamment en sûreté nucléaire et en radioprotection,
sont globalement bons et confirment
l’évolution des résultats constatée les années
précédentes (voir les textes des chapitres correspondants).
Je note en particulier qu’aucun évènement
de niveau 2 n’a été déclaré en 2007. Ces
résultats encourageants sont de mon point de vue
le fruit de la mise en œuvre du plan triennal d’amélioration
de la sûreté et de la sécurité. Autre élément
de satisfaction, celui de la mise en place d’une procédure
d’engagements liés à la sûreté vis-à-vis des
autorités de sûreté. Ces résultats doivent cependant
encore être consolidés.
Je considère à cet égard que 4 domaines particuliers
doivent faire l’objet d’une attention accrue de la
part des responsables concernés au CEA.
Il s’agit en premier lieu de la consolidation de l’organisation
en matière de sécurité nucléaire, en application
du chantier lancé en 2007 sur la ligne
sûreté-sécurité et des propositions d’aménagement
qui en ont découlé. Ce point revêt une importance
particulière dans la perspective de l’examen en 2009
par les Groupes Permanents d’Experts « laboratoires
et usines » et « réacteurs » de l’organisation de la
sûreté et de la radioprotection au CEA.
qualité du 10 août 1984, notamment ceux relevant
de l’article 4 (surveillance des prestataires), de l’article
8 (contrôle de 1 er niveau par la ligne d’action) et
de l’article 9 (contrôle de 2 nd niveau). Les répartitions
effectives des rôles entre les acteurs sont encore
trop souvent éloignées des textes réglementaires et
donc sources de confusion.
La 3 ème problématique porte sur la prise en compte
des facteurs humains et organisationnels dans la
sécurité nucléaire. Ce point a été fixé comme objectif
prioritaire en 2008 par l’Administrateur Général. Des
moyens et des outils sont déjà en place, ils doivent
porter leur fruit.
Enfin j’estime qu’en matière de traitement des
écarts, une meilleure fluidité de la circulation
d’information doit être assurée entre les différents
acteurs (lignes de responsabilité, ligne d’action -
ligne de contrôle), de la détection à l’analyse en passant
par la déclaration quand celle-ci s’avère nécessaire,
pour viser une meilleure réactivité et une
meilleure efficacité.
Je constate que le déroulement et le traitement de
l’incident que j’ai évoqué plus haut sur l’INB 72 à
Saclay en fin 2007 ont impliqué les 4 problématiques
précitées. Cela m’incite à affirmer que la vigilance
doit rester de rigueur.
Philippe BERGEONNEAU
5
Bilan maîtrise des risques
2007
Le 2 ème domaine concerne l’efficacité et l’organisation
des contrôles réglementaires au titre de l’arrêté
Nota : Le bilan maîtrise des risques CEA 2007 ne constitue pas le rapport
réglementaire annuel répondant à l’article 21 de la loi 2006-686 du
13 juin 2006. Ces rapports seront publiés avant le 30 juin 2008 par ailleurs.

Accueil du centre de Cadarache
6
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise de l’impact
sur l’environnement
Agir pour le respect
de l’environnement :
un enjeu majeur au CEA
La protection de l’environnement est un volet
essentiel de la maîtrise des risques au CEA
Acteur majeur de la recherche et du développement, le CEA
prend toutes les dispositions pour maîtriser ses propres
impacts sur l’environnement.
Les efforts sont portés au plus près des installations, et à
toutes les étapes de leur vie, de la conception, la construction
jusqu’au démantèlement.
Dans une démarche de développement durable, les centres
CEA utilisent, pour leurs besoins, aussi souvent que pos sible
de l’eau recyclée afin de réduire leurs prélèvements dans
l’environnement.
Les recherches utilisent des substances radioactives,
chimiques ou biologiques. La maîtrise de leur impact sur l’environnement
commence par l’identification des principaux
contributeurs. Une politique de réduction à la source est mise
en place pour les plus importants.
Les rejets dans l’environnement sont contrôlés en perma -
nence et maintenus à un niveau aussi faible que raison -
nablement possible. Des études systématiques garantissent
que l’impact des activités reste négligeable.
Organisation de la surveillance
de l’environnement
Le système de management
environnemental et la certification
L’ensemble des centres ont mis en œuvre des systèmes de
management environnementaux. Après Saclay, Valduc et
Marcoule, le centre de Cadarache a été certifié ISO 14001
le 1 er août. Son système de management environnemental
décline les processus mis en place pour :
– optimiser la gestion des déchets générés sur le centre
– préserver les ressources naturelles
– limiter la production de gaz à effet de serre.
Les laboratoires de l’environnement
du CEA : une expertise reconnue
Plus de 150 spécialistes sont chargés de surveiller, mesurer
et interpréter l’impact du fonctionnement des installations sur
les sites et leurs alentours.

La surveillance de l’environnement
Les autorisations de rejets radioactifs
Les rejets radioactifs des centres sont limités par des autorisations
réglementaires fixées de manière à ce que l’impact
sur la santé et l’environnement soit négligeable.
Les rejets constatés sont inférieurs aux autorisations et
l’amélioration continue des performances des installations et
des procédés permet de les diminuer depuis de nombreuses
années.
Laboratoire d’analyses
Ils réalisent l’ensemble des prélèvements et exploitent des
stations de surveillance en continu de l’environnement. Les
mesures de la qualité de l’air, de l’eau, l’état des capteurs et
les données météorologiques sont centralisées sur chaque
site pour un suivi en temps réel.
La surveillance représente aussi chaque année plusieurs
dizaines de milliers d’analyses radiologiques et physicochimiques
(air, eau, chaîne alimentaire…) réalisées par les
laboratoires des centres.
La validité de ces mesures est attestée par de nombreux
contrôles au travers des :
– agréments délivrés par les ministères chargés de la santé
et de l’environnement, dans le cadre de la mise en place du
réseau national de mesures de la radioactivité de l’environ -
nement
– accréditations COFRAC, selon la norme ISO/CEI 17025
– comparaisons périodiques avec les mesures faites par
d’autres laboratoires
– contre-expertises réalisées par des laboratoires indépendants
confirmant les résultats.
Les rejets radioactifs dans l’eau
Seuls sont rejetés les effluents dont l’activité radiologique est
très faible et dont les caractéristiques physico-chimiques sont
compatibles avec les autorisations. De nombreux contrôles
sont réalisés avant, pendant et après le rejet. En cas de
dépassement anormal des seuils autorisés pendant le rejet, un
système d’alarme provoque son interruption de manière automatique.
Les effluents liquides les plus actifs issus des installations
sont systématiquement entreposés dans des cuves de
stockage, spécifiques suivant leur nature et leur activité. Ces
effluents sont transférés vers l’une des stations de traitement
de Cadarache, Marcoule ou Saclay. Ils y subissent un traitement
qui fixe la radioactivité dans des déchets solides. Seuls
les effluents liquides résiduels, dont l’activité est compatible
avec les seuils autorisés, sont rejetés dans l’environnement.
Comme les années précédentes, il n’y a pas de rejets radio -
actifs liquides au Cesta, au Ripault et à Valduc en 2007.
7
Bilan maîtrise des risques
2007
7
Laboratoires
environnement
accrédités
COFRAC
134
Agréments
environnement
50 km
Exemple
de périmètre
surveillé autour
de Cadarache
Chiffres clés en 2007 au CEA
Plus de
27 000
Echantillons
prélevés dans
l’environnement
Près de
60 000
Analyses
radiologiques
pour le contrôle
de l’environnement
150
Voies de mesure
atmosphériques
suivies en temps
réel (hors celles
des installations)
Les laboratoires veillent également à garantir une totale traçabilité
à chaque étape de la mesure, ainsi que des étalonnages
réguliers des chaînes de mesures.
Ravin de la bête - Cadarache
Les cumuls des rejets radioactifs liquides s’expriment en activité
globale alpha et bêta-gamma et par radionucléide spécifique
comme le tritium ou le strontium 90. Les résultats 2007 sont
détaillés en annexe. Ils sont tous inférieurs aux limites autorisées.
Les rejets sont partout assez stables depuis l’année passée.
Par exemple, à Fontenay-aux-Roses, ils représentent tous
bien moins de 1% des autorisations annuelles et varient suivant
les opérations d’assainissement ou de démantèlement
des installations nucléaires.

8
Bilan maîtrise des risques
2007
En 2007, plus de 3 000 échantillons ont été prélevés conduisant
à près de 13 000 analyses radiologiques pour le contrôle
des rejets liquides en sortie de centre.
Les rejets radioactifs dans l’air
C’est à travers l’utilisation de matières radioactives que des
rejets gazeux peuvent être générés. Afin de réduire leur radioactivité
jusqu’à un niveau aussi faible que possible, les circuits
d’extraction d’air des installations nucléaires sont
équipés de filtres. Les émissaires de rejets sont équipés d’appareils
de contrôle de la radioactivité.
Comme les années précédentes, les centres du Cesta et du
Ripault n’ont pas émis de rejets radioactifs gazeux.
– contrôler le très faible impact environnemental autour de
chaque site
– vérifier le respect des obligations réglementaires fixées par
les arrêtés d’autorisation
– informer grâce à ces résultats les autorités, le public et le
personnel.
Les laboratoires du CEA seront ainsi des producteurs
majeurs de données qui alimenteront le réseau national de
mesures de la radioactivité de l’environnement. Ce réseau,
mis en œuvre par les pouvoirs publics, rassemblera les
résultats des mesures réalisées dans le cadre de la surveillance
réglementaire de l’environnement des sites nucléaires
français. Ces résultats seront acces sibles au public par
Internet.
Ce réseau s’appuie sur des laboratoires d’analyses agréés
par les ministères chargés de la santé et de l’environ -
nement. Ces agréments sont délivrés quand le laboratoire
a fait la preuve d’une compétence avérée, d’une solide
organisation qualité et qu’il a satisfait à des essais inter
laboratoires.
Prélèvement d'aérosols atmosphériques sur un filtre – Bruyères-Le-Châtel
Les cumuls de ces rejets sont présentés en annexe pour le
tritium, les halogènes, les aérosols, les autres gaz et les
émetteurs alpha et bêta-gamma.
Ils sont globalement en baisse ces dernières années et inférieurs
aux limites autorisées.
Le tritium est surtout présent à Marcoule, Valduc, Bruyèresle-Châtel
et Saclay. La légère hausse des rejets gazeux tritium
à Marcoule est due à l’exploitation de l’INBS. Les autres
rejets sont mesurés à des niveaux très faibles.
Programme de surveillance et mesures
Outre le suivi des rejets, une surveillance spécifique de l’environnement
est mise en place autour de chaque site. Son contenu
est actualisé régulièrement et adapté à la nature des activités
exercées et aux caractéristiques locales de l’environnement.
Plusieurs types de prélèvements sont effectués afin de couvrir
les différentes voies de transfert de la source (les rejets)
jusqu’à l’homme. Ils sont ensuite analysés par les services
spécialisés du CEA.
Les objectifs de cette surveillance sont multiples :
– connaître l’état radiologique de l’environnement sur et autour
des sites
– alerter en cas d’élévation anormale du niveau de radio -
activité. Un réseau de stations de surveillance permanente
est installé, équipées de balises de contrôle en temps réel
de la qualité des eaux et de l’air sur les sites ou dans leur
environnement proche
Extrait de la carte des points de surveillance autour du site de Saclay
En 2007, on été analysés à Cadarache les deux sites des
futures installations nucléaires, Magenta et Iter, pour constituer
l’état initial de l’environnement, dit point zéro.
Des campagnes de mesures radiologiques et radiochimiques
ont ainsi été réalisées avant travaux et exploitation des installations.
Leurs résultats serviront de référence aux futures
études d’impact.
Bilan de la surveillance
Les principaux résultats pour l’année 2007 sont présentés en
annexe (air, eaux, végétaux et lait).
La surveillance radiologique de l’air
Plus de 70 voies de mesure suivent en continu le bon état de
la qualité de l’air et sont centralisées sur chaque site. En com-

plément, les poussières sont aspirées sur des filtres, qui sont
ensuite analysés en laboratoire.
Des dosimètres répartis en limite de site permettent de
mesurer le rayonnement gamma ambiant. Il reflète l’expo -
sition externe aux rayonnements gamma naturels, dont
l’intensité varie avec la composante géologique et l’implantation
géographique.
La radioactivité des poussières en suspension dans l’air est
due principalement à des radionucléides naturels (uranium,
thorium) et à leurs descendants fixés sur les aérosols et au
radon. Les valeurs fluctuent en liaison avec les variations des
teneurs en poussières de l’air, mais restent assez stables
d’une année à l’autre.
La surveillance radiologique des eaux
Le réseau hydrographique, susceptible d’être impacté directement
par les rejets liquides, est étroitement surveillé au
voisinage des sites. Des prélèvements réguliers y sont effectués
dans des fleuves, petites rivières, rigoles, étangs ou
mares, appelées eaux de surface, situées en amont et en
aval du point de rejet des effluents et dans des eaux souterraines
peu profondes.
L’eau potable
et la radioactivité
L’Organisation mondiale de la santé recommande
des seuils sanitaires en dessous desquels,
l’eau de boisson est propre à la consommation
et ne nécessite aucune mesure pour
réduire la radioactivité :
• Tritium : 7 800 Bq/l
• Alpha global : 0,1 Bq/l
• Bêta global : 1 Bq/l
Les analyses montrent que la radioactivité de l’eau est très
inférieure à celle exigée pour une eau potable et qu’elle est
conforme aux normes imposées par la réglementation.
La radioactivité mesurée est essentiellement d’origine naturelle
(potassium 40 et familles naturelles de l’uranium).
Le tritium est le principal radionucléide apporté par les activités
des centres qui soit présent autour des sites de
Bruyères-le-Châtel et de Valduc et dans une moindre mesure
à Marcoule et Saclay. Témoin de rejets anciens, le niveau
d’activité observé baisse globalement.
La surveillance radiologique
de la chaîne alimentaire
Tous nos aliments sont radioactifs. En effet, les éléments
radioactifs naturels, présents dans l’air, l’eau et le sol, sont
incorporés par les végétaux et les animaux.
Chaque site vérifie que le niveau de radioactivité naturelle des
aliments n’est pas perturbé par ses activités, en particulier
par le biais de ses rejets. Des contrôles réguliers sont effectués
dans l’herbe, les denrées alimentaires produites localement
(fruits, légumes, lait…) et les poissons par exemple.
La radioactivité naturelle des végétaux est due essentiel -
lement au potassium 40 et au béryllium 7 provenant de la
haute atmosphère. Le tritium est présent dans l’herbe voisine
des sites, où les rejets gazeux sont les plus importants (Marcoule,
Bruyères-le-Châtel, Valduc et plus faiblement à Saclay).
9
Bilan maîtrise des risques
2007
En France, une valeur indicative plus faible
est fixée pour le tritium (100 Bq/l), au-delà de
laquelle l’absence d’autres radioéléments est
vérifiée.
Prélèvement de végétaux dans les environs de Fontenay-aux-Roses
Prélèvement d’eau dans l’étang Colbert près de Fontenay-aux-Roses
Du fait de sa propre teneur en potassium, le lait est un produit
naturellement radioactif. La contribution des rejets
gazeux à l’activité du tritium dans le lait n’est décelée à l’état
de trace que dans les environs de Valduc.
L’impact radiologique sur l’homme
Outre le contrôle permanent des rejets radioactifs, une évaluation
de leur impact sur les populations environnantes est
effectuée dans le cadre de chaque demande d’autorisation
de rejet et de création des installations nucléaires.

10
Bilan maîtrise des risques
2007
L’évaluation de l’impact radiologique est réalisée à l’aide
de modèles numériques en deux étapes :
– calcul des transferts entre la source des rejets et l’environnement
(eau, air, légumes, fruits, lait…) à l’aide de
modèles de dispersion (liquides et atmosphériques)
– évaluation des conséquences radiologiques sur l’homme
en tenant compte des différents modes d’exposition et des
groupes de référence.
La dose reçue par l’homme résulte de l’exposition aux
radioéléments contenus dans ces rejets ; les voies d’atteinte
sont externes (irradiation par le nuage et le dépôt au sol) et
interne (inhalation et ingestion).
Les groupes humains de référence retenus pour l’évaluation
radiologique sont définis à partir des habitudes de vie
et alimentaires des populations voisines.
Cet impact est également évalué régulièrement sur la base des
rejets réels annuels des centres. Bien que basé sur des hypothèses
majorantes, l’impact est négligeable sur chaque site et
il atteint par exemple de l’ordre de 0,002 mSv/an à Cadarache.
Ces valeurs sont très inférieures à la limite réglementaire de
dose annuelle pour le public (1 mSv/an).
Les Installations Classées
pour la Protection
de l’Environnement (ICPE)
Suite notamment à des regroupements d’activités au sein
d’une même ICPE, à la poursuite de l’élimination des appareils
contenant des polychlorobiphenyls (PCB) et au déclassement
Typologie des activités classées au CEA
(Rubriques de la nomenclature indiquées
entre parenthèses)
27 %
Autres
24 %
substances
radioactives (1 715)
24 %
installation
de réfrigération
ou compression
(2 920)
d’ateliers de charge d’accumulateurs, le nombre d’ICPE diminue
globa lement. Ainsi, en 2007, le CEA exploite 470 installations
relevant des régimes ICPE, contre 512 un an plus tôt.
Le nombre d’ICPE est inférieur au nombre d’activités classées,
soient 685 au CEA, une ICPE pouvant comporter des
activités classées relevant d’une ou plusieurs rubriques de
la nomenclature.
Malgré cette diminution générale, une augmentation de 60%
du nombre d’ICPE classées au titre des substances radio -
actives est à souligner.
Cette augmentation est liée à l’application du décret
n° 2006-1454 du 24 novembre 2006 modifiant une partie de
la nomenclature des ICPE, et en particulier les règles de prise
en compte des substances radioactives.
Appliquée à la lettre dans le contexte des sites de recherche
du CEA, cette réforme, visant pourtant à l’origine des simpli -
fications administratives, se révèle particulièrement lourde
d’application.
Enfin, les activités chimiques des centres CEA restent en dessous
des seuils de classement des sites Seveso.
Régime administratif des ICPE
(ICPE avec substances radioactives définies
selon les règles de classement introduites
par le décret n° 2006-1454)
ICPE
déclarées
Total : 339
ICPE
avec substances radioactives
88 80
Les rejets chimiques
dans l’eau
ICPE
autorisées
Total : 131
251 51
ICPE
sans substances radioactives
Dépôt liquides
inflammables (1 432)
3 %
installation de
combustion (2 910)
4 %
tours
aéroréfrigérantes
(2 921)
8 %
PCB / PCT (1 180)
6 %
accumulateurs
de charge (2 925)
4 %
Les effluents chimiques issus des activités des centres sont
collectés dans plusieurs réseaux.
Il s’agit par exemple des effluents sanitaires, dont la nature
et les volumes sont similaires à ceux produits par une
petite ville, et des effluents industriels. Ceux-ci se chargent
en quantités minimes de polluants et subissent un
traitement biologique et/ou chimique dans une station
d’épuration.
Afin de limiter les rejets, les installations effectuent un tri à la
source des déchets liquides chimiques (solutions de laboratoires,
produits non utilisés ou périmés) en fonction des

filières d’élimination appropriées. Les effluents restants (eau
de lavage, rejets des tours aéroréfrigérantes) font également
l’objet de traitements spécifiques (neutralisation, décantation,
voire floculation).
Après traitement, les effluents se rejoignent le plus souvent
dans un collecteur général, puis sont dirigés dans des bassins
de rétention. Là encore, des vérifications sont réalisées
afin de s’assurer que ces eaux peuvent être rejetées dans le
milieu naturel, tout en respectant les normes en vigueur. Ces
contrôles portent par exemple sur le pH, la température, les
matières en suspension, les concentrations en métaux
comme le mercure, le plomb ou le zinc.
Les eaux pluviales sont en général rejetées directement à
l’extérieur, après contrôles.
Outre ces vérifications du CEA, les effluents sont également
périodiquement contrôlés par les autorités compétentes.
Substances appauvrissant
la couche d’ozone
Afin de protéger la santé humaine et l'environnement,
des mesures d’interdiction et
de limitation de fabrication, d’importation,
d’exportation et d’utilisation de substances
appauvrissant la couche d’ozone telles que
les chlorofluorocarbures (CFC), les halons
et le tétrachlorure de carbone (CCl 4 ) sont
prévues par le règlement européen
n° 2037/2000 modifié du 29 juin 2000.
Sous certaines conditions, la Commission
Européenne accorde des dérogations en
vue d'utilisations essentielles de ces substances
à des fins de recherche ou d’analyses,
notamment pour les laboratoires,
les universités et les centres de recherche.
11
Bilan maîtrise des risques
2007
Les rejets chimiques dans l’air
Les ICPE autorisées, soumises à l’arrêté intégré du
2 février 1998 relatif aux prélèvements et à la consommation
d'eau ainsi qu'aux émissions de toute nature, ainsi que les
INB, doivent respecter les valeurs limites réglementaires
d’émissions. Des analyses sont réalisées périodiquement afin
de s’assurer du respect de ces paramètres.
Les chaufferies font l’objet d’une surveillance particulière.
Sont notamment contrôlées : les quantités émises
d’oxydes d'azote et de soufre, de méthane et poussières
totales. Des dispositions sont également prises pour que
les gaz de combustion soient collectés et évacués par un
nombre réduit de cheminées d’une hauteur assurant une
bonne dispersion. Les émissions de polluants des chaufferies
de forte puissance sont déclarées annuellement à
l’autorité compétente et sont publiées sur inter net. De
plus, les chaufferies visées par le Plan National d’Affectation
des Quotas de gaz à effet de serre (centres de Saclay,
Marcoule, Grenoble, Le Ripault et Cadarache) doivent
respecter les limites d’émissions de CO 2 qui leur ont été
fixées, sous peine de devoir acheter des quotas supplémentaires.
Le suivi des substances
appauvrissant la couche
d’ozone
En 2007, le CEA a mené une campagne d’identification des
substances appauvrissant la couche d’ozone (SAO), visant à
terme leur réduction ou leur substitution.
Ces substances sont utilisées ponctuellement, en petites
quantités, à des fins d’analyses ou d’expérimentations. Par
exemple, le tétrachlorure de carbone (CCl 4 ) est utilisé pour
réaliser des extractions liquide-liquide ou pour dissoudre certains
solides en vue d’analyse.
Dans le cadre notamment des révisions des accréditations
COFRAC des laboratoires, la recherche de produits de substitution
est privilégiée. L’acétone peut ainsi, dans certains
cas, être utilisée comme substitut au CCl 4 . Cependant, celuici
ne peut pas toujours être remplacé, compte tenu de ses
propriétés chimiques spécifiques.
Au titre de l’utilisation dérogatoire autorisée en INB, de par l’exis -
tence d’un risque de dispersion de matière radioactive, du halon
est encore présent dans les systèmes d’extinction incendie de
trois centres (Fontenay-aux-Roses, Marcoule et Valduc).
Evènements significatifs
environnement
En 2007, 3 évènements ont fait l’objet d’une déclaration aux
autorités de sûreté au titre de l’environnement sans devoir
être classés sur l’échelle INES. Sans impact sur l’environ -
nement, ils constituent des écarts par rapport aux arrêtés
d’autorisation de rejet (perte partielle de surveillance, dysfonctionnement
d’un dispositif de prélèvement ou faibles
rejets). La synthèse des évènements significatifs déclarés
aux autorités est faite dans le chapitre « maîtrise de la sûreté
des installations ».
Information du public
Les structures locales d’information
Des commissions locales d'information (CLI) sont placées auprès
des installations nucléaires. Ces commissions, prévues
par la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la
sécurité en matière nucléaire (loi TSN), sont créées à l'initiative
des conseils généraux.

Présentation générale
Dispositions prises en matière de sûreté
Dispositions prises en matière de radioprotection
Evénements significatifs
Rejets et impact sur l’environnement
Déchets entreposés sur le site
12
Bilan maîtrise des risques
2007
Elles ont une double mission :
– le suivi de l'impact de ces installations
– l’information des populations par les moyens qu'elles jugent
les plus appropriés.
Pour ce faire, elles disposent des informations nécessaires
transmises par les exploitants ainsi que par les autorités et
de financements pris en charge par l'État et les collectivités
territoriales concernées.
Elles sont composées de représentants des conseils généraux,
des conseils municipaux ou des assemblées délibérantes
des groupements de communes et des conseils
régionaux intéressés, des membres du Parlement élus dans
le département, de représentants d'associations de protection
de l'environnement, des intérêts économiques et d'orga -
nisations syndicales de salariés représentatives et des
professions médicales, ainsi que de personnalités qualifiées.
La CLI de Cadarache a été réorganisée en 2007 et est
désor mais sous statut d’association. Sa commission environnement
s’est réunie sur les dossiers des enquêtes
publiques relatifs aux projets de réacteur de recherche Jules
Horowitz (RJH) et des installations Magenta et Agate.
Concernant les installations intéressant la défense, des commissions
d’information (CI) présidées par le préfet ont été
instituées dans un cadre réglementaire rénové, auprès des
centres de : Cesta, Valduc et Cadarache. La commission d’information
du centre DAM/Ile de France (Bruyères-le-Châtel) a
été mise en place en septembre 2007.
Tous les centres nucléaires du CEA participent ainsi aux travaux
des structures locales d’information.
Disponibles sur le site internet du CEA, ces rapports 2006
poursuivent et prolongent les pratiques de transparence du
CEA déjà en place. Depuis longtemps, les résultats des mesures
de la surveillance de l’environnement des sites sont diffusés
localement.
Communiquer périodiquement nos résultats
Le rapport annuel prévu par l’article 21 de la loi « TSN » a été
édité par tous les centres civils du CEA pour la première fois
cette année. Il décrit le fonctionnement des installations du
centre, leurs rejets et déchets, les incidents éventuels et fait
état de l'ensemble des dispositions de contrôle et de surveillance
mis en place.
2006
Rapport
Transparence
et sécurité nucléaire
(article 21 de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006)
SACLAY

Travail en zone réglementée
13
Bilan maîtrise des risques
2007
Radioprotection
Depuis sa création en 1945, le CEA s'est préoccupé des
risques qu’induisait l'utilisation des rayonnements ionisants
pour ses salariés, mais également pour le public et l'environnement.
La radioprotection répond à cette préoccupation. Elle repose
sur trois principes fondamentaux :
• le principe de justification : l’utilisation des rayon nements
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).
Le respect du principe d'optimisation implique les deux principes
complémentaires suivant :
• le principe d’équité : dans tous les cas, la réduction des
doses individuelles des travailleurs les plus exposés est
recherchée
• le principe d’équivalence : la répartition des doses et le
niveau de surveillance du personnel sont les mêmes pour
tous les travailleurs exposés (CEA et entreprises extérieures).
La radioprotection
La radioprotection est définie comme l’ensemble
des mesures destinées à prévenir les effets
biologiques des rayonnements ionisants sur la
santé, quelle que soit leur origine (naturelle,
médicale, industrielle, militaire). Elle s’appuie sur
les recherches en radiobiologie qui permettent
d’établir des limites réglementaires de doses
tant pour les travailleurs que pour la population.
Une démarche de progrès
en radioprotection
L'organisation de la radioprotection n'est pas une structure
figée. Son évolution est conditionnée par :
– l'application du principe d'optimisation qui constitue en luimême
un moteur de progrès
– l’amélioration des techniques de détection des rayon nements
– l’évolution des exigences réglementaires et les attentes de
la société en matière de sécurité.
Les progrès en radioprotection font partie intégrante de la
politique du CEA d'amélioration de la sécurité. Cette politique
est déclinée au travers de plans triennaux d’amélioration de
la sécurité et de la sûreté qui est articulée pour l’exercice
2006-2008 autour des axes suivants :

14
Bilan maîtrise des risques
2007
– révision du zonage radiologique des installations et du classement
radiologique des salariés, en fonction de l’évolution
des risques
– mise en œuvre d’un plan volontariste d’élimination des
sources radioactives et limitation du nombre de sources
en exploitation.
La stratégie déployée 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
– les moyens techniques et le personnel affectés à la surveillance
en continu des installations, des salariés et de
l’environnement
– le professionnalisme des acteurs ainsi que le maintien de
leurs compétences.
Les acteurs de la sécurité
radiologique
Les risques radiologiques rencontrés dans les installations
du CEA ont des origines très diverses. Ils sont présents aussi
bien dans les activités de recherche sur les combustibles,
les réacteurs expérimentaux, les laboratoires de biologie, les
installations de traitement et de gestion des déchets radio -
actifs, les laboratoires de médecine nucléaire, etc.
Les accélérateurs de particules, générateurs de rayon nement
X, irradiateurs, sources scellées constituent d’autres
sources de rayonnements dont il faut se protéger et qui
nécessitent une pluridisciplinarité des compétences.
ALARA
ALARA : « As low as reasonably achievable » La
démarche dite ALARA vise à réduire les expositions
aux rayonnements aussi bas que
raisonnablement possible compte tenu des
contraintes économiques, sociales et techniques.
Contrôle de non contamination
Les évolutions réglementaires
Deux décrets modificatifs du code du travail et du
code de la santé publique ont été publiés en 2007.
Les principales modifications introduites par ces textes
législatifs sont les suivantes :
• décret 2007-1570 modifiant le code du travail
– désignation d’une personne compétente en radioprotection
pour les entreprises extérieures qui font
intervenir leurs salariés en tant que travailleurs exposés
dans une entreprise utilisatrice
– transposition de la directive européenne 2003-122
concernant les exigences relatives aux sources scellées
de haute activité
– dispositions particulières concernant les sources
orphelines
– missions des inspecteurs de radioprotection étendues
à l’ensemble des installations manipulant des
sources radioactives
– extension du régime de déclaration à l’ASN des événements
significatifs en matière de radioprotection
à l’ensemble des installations mettant en œuvre des
sources radioactives
– nouvelles dispositions transitoires portant sur le
certificat d’aptitude à la manipulation d’appareils de
radiologie industrielle (CAMARI)
– dispositions spécifiques concernant l’exposition professionnelle
au rayonnement naturel
– renforcement des contrôles réalisés par les organismes
agréés par l’ASN.
• décret 2007-1582 modifiant le code
de la santé publique
– simplification du régime des autorisations et de
déclarations mis en place en 2002
– ajout de compléments liés à la transposition de la
directive européenne 2003-122
– adjonction d’un nouveau régime de déclaration applicable
au transport de matières radioactives
– précisions relatives aux modalités de contrôles techniques
à charge des organismes agréés
– extension du régime de déclaration des incidents
de radioprotection à l’ensemble des professions
manipulant des sources de rayonnements ionisants
– définition des modalités d’agrément des laboratoires
connectés au RNM (Réseau National de
Mesures de radioactivité dans l’environnement)
– évolution des dispositions relative à l’exposition des
patients.

L’efficacité de la prise en compte du risque radiologique repose
sur la compétence d’acteurs bien identifiés, notamment :
• l’opérateur qui est l’acteur essentiel de sa propre sécurité
et doit donc être formé à l’ensemble des risques inhérents
à son poste de travail. Il reçoit à l’instar des autres risques
une formation à la prévention des risques radioactifs spéci
fiques à son poste de travail
• 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.
Concernant la radioprotection, il met en œuvre les dispositions
de prévention sur la base de règles générales de
radio protection établis pour l’ensemble du CEA
• le service compétent en radioprotection (SCR) qui
apporte son expertise dans l’évaluation des risques liés aux
rayonnements ionisants et qui assure également les actions
nécessaires à la surveillance des zones de travail et à la
sécurité des opérateurs.
Une fonction de contrôle interne, exercée directement pour
le compte du directeur du site, vérifie l’efficacité de l’organisation
de la radioprotection mise en œuvre par le centre et
la conformité du respect des exigences réglementaires et
aux règles internes CEA.
L’ensemble de ces acteurs constitue une chaîne fonctionnelle
animée par le Pôle Maîtrise des Risques, en vue d’assurer
une politique harmonisée.
Le Service de santé au travail (SST) complète cet ensemble
en assurant un suivi médical particulier des salariés exposés,
en s’appuyant sur leurs laboratoires d’analyses médicales
spécialisés pour la surveillance radiologique.
Désentreposage
de matières nucléaires :
démarche d’optimisation
Le CEA a développé un logiciel d’aide à la décision dénommé
ADES (Logiciel d’aide au désentreposage), destiné à la mise
en œuvre d’une démarche d’optimisation de la dosimétrie
associée à des opérations de désentreposage de matières
nuclé aires dispersées dans différentes installations du centre
et leur regroupement en un point unique.
Déroulement de la démarche d’optimisation
La démarche d’optimisation comprend les étapes importantes
suivantes :
– caractérisation radiologique des conteneurs d’entreposage
des matières nucléaires
– estimation des objectifs et des contraintes de doses vis-àvis
du chantier de désentreposage
– inventaire des séquences du chantier pouvant conduire à
des expositions significatives
– revue des différents scénarios de désentreposage pos sibles
– choix du scénario optimisé (utilisation ADES)
– réalisation du chantier de désentreposage et ajustement si
besoin, des objectifs de dose
– bilan et enseignements (capitalisation du retour d’expérience).
Localisation de points chauds radiologiques dans les entreposages
Architecture de ADES
Le logiciel ADES est composé :
– d’une base de données contenant les caractéristiques des
lieux d’entreposage des matières nucléaires et les niveaux
d’exposition en fonction de l’emplacement dans le local
– d’une IHM (Interface Homme/Machine) permettant une gestion
visuelle des locaux et des entreposages
– d’un moteur de calcul rapide estimant en direct l’impact de
chaque transfert de matières sur les débits d’équivalent de
dose ambiants résiduels
– d’un outil de calcul de la dose incorporée par les agents au
cours des différentes étapes du transfert des matières.
Résultats et conclusion
Les estimations réalisées en différents emplacements de l’entre
posage ont permis de suivre en temps réel l’évolution du
débit d’équivalent de dose en fonction des conteneurs évacués.
On a ainsi pu prévoir un plan de désentreposage optimisé
en retirant les conteneurs dans un ordre prédéterminé.
Grâce à ce suivi dosimétrique en temps réel des agents
impliqués dans les opérations de désentreposage, ADES a
permis de réaliser un gain dosimétrique global de l’ordre de
40 % sur les estimations initiales des doses collectives et
individuelles en l’absence de plan d’optimisation.
Prolongation de la durée de vie
des sources scellées
La réglementation impose aux détenteurs de sources radio -
actives scellées de déposer un dossier de demande de prolongation
d’utilisation dix ans après la première date d’achat
15
Bilan maîtrise des risques
2007

16
Bilan maîtrise des risques
2007
ou de restituer les sources au fournisseur à des fins de destruction
ou de requalification.
Cette disposition a pour but de s’assurer que les propriétés
des sources n’ont pas été altérées par leurs conditions d’utilisation
et également de vérifier que les sources restent sous
le contrôle de l’entreprise titulaire de l’autorisation.
Conditions de prolongation
Pour obtenir cette prolongation, les détenteurs doivent produire
un dossier conséquent explicitant notamment les conditions
d’utilisation, les caractéristiques de la source, les
critères d’étanchéité, les garanties sur les reprises par le fabricant
à l’issue de cette nouvelle période d’utilisation, l’existence
d’un moyen de transport adapté…
Un enjeu important pour le CEA
Sur un parc total de 7 000 sources en utilisation, environ
1 000 d’entre elles ont plus de dix ans.
De faible activité, elles couvrent des utilisations très diverses :
– étalonnage d’appareils de radioprotection
– démarrage de réacteurs nucléaires
– production de faisceaux de rayonnement de référence
– applications scientifiques (irradiateurs, Arc Nucléart).
Il faut noter que certaines de ces sources n’étant plus fabriquées,
la non reconduction de leur autorisation rendrait problématique
la poursuite des programmes de recherche.
Piscine d’irradiation pour conservation du patrimoine – Arc Nucléart
Justification de la pérennisation
des sources
Une analyse approfondie, menée par les installations, a
identifiée 500 sources indispensables aux programmes de
recherche actuels et à venir. Les dossiers de demande de
prolongation de ces 500 sources ont été constitués par
les installations utilisatrices (historique des conditions
d’utilisation, gestion de la fin de vie des sources, certificats
d’étalonnage, démonstration de conformité aux
normes, …).
Une mobilisation CEA encore nécessaire
L’organisation projet mise en place au CEA doit rester mobilisée
sur les années à venir pour instruire régulièrement les
dossiers de prolongation des sources arrivant progressivement
en fin de vie et prendre en compte les prescriptions
associées aux autorisations qui auront été délivrées.
Bilan des activités 2007
Le quotidien de la radioprotection au CEA se traduit par la présence
permanente d’agent de radioprotection dans les 78 installations
nucléaires et les 168 Installations Classées pour la
Protection de l’Environnement au titre de la radio activité.
Surveillance de l’exposition externe
L’évaluation des doses est réalisée selon deux méthodes
complémentaires dont la finalité est différente : la dosimétrie
passive et la dosimétrie active (ou opérationnelle). Ces
deux types de dosimétrie sont réglementaires depuis 1999.
Dosimétrie passive
et dosimétrie opérationnelle
La surveillance individuelle de l’exposition
externe des travailleurs aux rayonnements ionisants
fait appel à deux types réglementaires
de dosimétrie.
Le dosimètre passif est un dosimètre à intégration
qui cumule « en aveugle » les doses
reçues pendant la durée de port. Le travailleur
porte ce dosimètre en permanence en
zone réglementée, ce qui lui permet de con -
naître toutes les doses reçues.
Le dosimètre opérationnel est un dosimètre
qui mesure instantanément et en permanence
le débit de dose ambiant. Il permet l’application
du principe d’optimisation à l’aide de la mesure
instantanée de la dose reçue lors d’une opération
particulière en zone contrôlée. La durée
de ces opérations peut typiquement varier de
quelques heures à quelques jours. Pour ces
opérations, le travailleur est tenu de porter
simultanément les deux types de dosimètre.
Résultats 2007
Dosimétrie passive : en 2007, 7 260 salariés du CEA ont
été surveillés et 95 % d’entre eux ont un résultat dosimétrique
inférieur au seuil d’enregistrement. Pour les salariés
effectivement exposés, la dose individuelle moyenne est de
0,60 mSv. Ce chiffre confirme la tendance à la baisse
obser vée au cours des trois derniers exercices, de l’ordre
de 10 % par an. La dose maximale reçue par un salarié du
CEA est égale à 4,35 mSv.

Opératrice devant une boîte à gants
La dosimétrie passive
La dosimétrie passive repose sur l’évaluation
mensuelle de la dose cumulée par le travailleur.
Le dosimètre est soit constitué d’un film photographique
soit d’une carte munie de détecteurs
thermoluminescents placés dans un boîtier spécifique
contenant différents types d’écrans. Ces
détecteurs permettent de mesurer l’exposition
due aux rayonnements X, bêta, gamma. Des
détecteurs spécifiques peuvent aussi être utilisés
pour mesurer la dose due à une exposition
aux neutrons ou consécutive à un accident de
criticité.
Limites réglementaires
Chaque salarié exposé aux rayonnements, CEA ou
entreprises extérieures, est équipé d’un dosi mètre
adapté aux risques d’exposition auxquels il est
susceptible d’être soumis.
Organe
Corps entier
Peau
Cristallin
Mains, pieds,
avant bras
et chevilles
Limites réglementaires
annuelles d’exposition
pour les travailleurs
20 mSv
500 mSv
150 msV
500 mSv
Dosimétrie opérationnelle : tous les centres du CEA sont
équipés depuis 2003 du même système de dosimétrie opérationnelle
: Dosicard, ce qui permet de dresser un bilan global
pour le CEA et les entreprises extérieures. Les opérateurs
exposés à des rayonnements neutroniques disposent d’une
dosimétrie opérationnelle complémentaire. En 2007, 620 000
interventions en zone réglementée ont été enregistrées.
Les évolutions du bilan de la dosimétrie opérationnelle pour
les salariés du CEA et des entreprises extérieures entre les
années 2003 et 2007 sont données ci-après. Elles appellent
les commentaires suivants :
• salariés du CEA : la dose individuelle moyenne est de
0,09 mSv pour une dose maximale de 3,20 mSv. Ces chiffres
sont en très légère diminution par rapport à ceux de
l’exercice précédent.
• salariés d’entreprises extérieures : la dose individuelle
moyenne est de 0,09 mSv pour une dose maximale de
6,40 mSv. Les tendances à la baisse sur ces dernières
années sont sensiblement identiques à celles des salariés
du CEA.
Ces résultats mettent en évidence la politique menée en
matière d’équité entre les salariés du CEA et ceux des
entreprises extérieures travaillant pour son compte.
17
Bilan maîtrise des risques
2007
Résultats de la dosimétrie opérationnelle
pour les salariés CEA
1,0
0,8
0,6
0,4
0,2
0,0
0,52
0,13
0,60
0,14
0,58
0,14
0,43
0,10
2003 2004 2005 2006 2007
4 800 4 700 4 800 5 313 5 554
Nombre de badges attribués
Dose collective (homme.Sv/an)
Dose individuelle moyenne annuelle (mSv/an)
Résultats de la dosimétrie opérationnelle
pour les salariés d’entreprises extérieures
0,8
0,8
0,6
0,4
0,2
0,0
0,76
0,18
0,98
0,18
0,84
0,15
0,55
0,10
2003 2004 2005 2006 2007
Dose collective (homme.Sv/an)
Dose individuelle moyenne annuelle (mSv/an)
0,40
5 200 5 800 6 780 6 524 6 063
Nombre de badges attribués
0,09
0,44
0,09

18
Bilan maîtrise des risques
2007
La dosimétrie active
La dosimétrie active permet de mesurer en temps
réel l'exposition reçue par les travailleurs. Elle est
assurée au moyen d’un dosimètre électronique à
alarme : le Dosicard. Chaque travailleur peut à
tout instant con naître la dose qu'il reçoit lors de travaux
sous rayonnements ionisants. Si la dose reçue
ou si le niveau d'exposition dépasse les seuils
d'alerte, le salarié en sera averti par une alarme
sonore et visuelle. Ce système permet également
d’accéder rapidement à la connaissance de l'historique
des doses et d'assurer une gestion en
temps réel de la dosimétrie. Les doses mesurées
par ce dosimètre électronique sont transférées
dans un ordinateur central via une lecture automatique
du dosimètre en sortie d'installation.
Dans les deux cas, ces traces de contamination surfaciques
sont très localisées (quelques cm 2 ) sur des interfaces avec
les procédés, au niveau des sas de boîtes à gants, au niveau
des conteneurs ou des fûts de déchets. Bien qu’elles ne présentent
aucun risque sanitaire pour les opérateurs, ces
traces sont éliminées, par nettoyage dès leur détection.
Contrôles radiologiques
La surveillance radiologique permanente des locaux et des
rejets radioactifs aux cheminées permet en particulier de
détecter d’éventuels dysfonctionnements.
Les SCR vérifient régulièrement l’absence de contamination
dans tous les locaux classés en zones surveillées et contrôlées
accessibles au personnel.
Ainsi plus de 85 000 contrôles sont effectués dans les
620 000 m 2 de ces locaux. Moins de 0,2 % des contrôles
effectués en zone surveillée présentent des traces de contamination.
Pour les zones contrôlées, où par nature le risque
est plus élevé, environ 1 % des contrôles présentent une
légère contamination.
Vérification périodique des dispositifs de détection
des rayonnements
(72 000 contrôles en 2008)
44 %
Dispositifs de contrôle de l'ambiance
radiologique (voie TCR, autres) :
3 200 unités
Contrôle radiologique d’un fût de déchet
Contrôles de bon fonctionnement
des appareils de radioprotection
Des étalonnages et des vérifications de bon fonctionnement
sont périodiquement réalisés sur les appareils de mesure
mis à disposition des personnels et sur les moyens de
surveillance à poste fixe. Environ 10 000 appareils mis à
la disposition du personnel ont été contrôlés en 2007
(80 000 contrôles).
Environ 3 200 dispositifs à poste fixe permettant d’effectuer
des contrôles collectifs du niveau d’exposition dans les zones
de travail ont aussi été vérifiés.
Répartition des contrôles radiologiques
(260 000 contrôles en 2007)
6 %
Surveillance
des rejets
55 %
Surveillance atmosphérique
des locaux de travail
Appareils de contrôle du personnel
(radiamètres, contaminamètres) :
7 200 unités
56 %
Contrôle de contamination
des surfaces dans
les locaux
32 %
Contrôle d'irradiation
dans les locaux
7 %

Contrôles réglementaires des sources
de rayonnement
En application de la réglementation en vigueur, sont contrôlées
périodiquement les sources radioactives scellées et les
générateurs électriques de rayonnements utilisés au CEA.
Ces tests concernent l’étanchéité des sources scellées d’utilisation
courante ainsi que les conteneurs d’entreposage des
sources inutilisées stockés dans des installations ou locaux
prévus à cet effet.
En 2007, 9 000 contrôles ont été réalisés sur les
8 000 sources scellées détenues par le CEA. Pour les
340 générateurs de rayonnement, 140 contrôles ont été
effectués par les unités de radioprotection.
pour 900 000 véhicules contrôlés. Ces alarmes ont été
générées par des faibles quantités de minerai d’uranium,
par des matériels ou des déchets très légèrement contaminés
ou par des sources radioactives de très faible activité
non déclarées par le transporteur.
Les alarmes induites par les matériaux contenant de la
radioactivité naturelle (sable, engrais, carrelage, laine de
roche, chargement de thé notamment) et celles dues à des
salariés ayant subi des examens en médecine nucléaire ne
sont pas comptabilisées ; elles représentent plusieurs
dizaines d’alarmes chaque année.
EIR : Evénements intéressant la radioprotection.
Ils font l’objet d’une analyse en interne
CEA et les informations relatives à ces EIR sont
tenues à la disposition de l’autorité de sûreté
nucléaire.
19
Bilan maîtrise des risques
2007
ESR : Evènements significatifs pour la radioprotection.
Ils répondent à certains critères
établis par l’autorité de sûreté nucléaire. Les
ESR doivent être déclarés à l’autorité et faire
l’objet d’une analyse approfondie.
Contrôle d’une source
Gestion des événements
radiologiques
Tout dysfonctionnement au plan radiologique est immédiatement
enregistré et analysé pour en déterminer la cause et en
évaluer la gravité et les conséquences éventuelles pour le
personnel, le public et l’environnement. Au titre du retour
d’expérience, des actions correctrices sont engagées à la
suite de chaque dysfonctionnement et suivies.
– En 2007, 17 évènements significatifs pour la radioprotection
(ESR) ont été déclarés aux autorités compétentes
au titre des critères de radioprotection (voir chapitre
sureté).
– Pour les événements intéressant la radioprotection (EIR),
540 événements ont été recensés par les unités de
radioprotection. Ils concernent le non-respect ou l’absence
de consignes ou les défaillances techniques durant les
phases d’exploitation ou d’assainissement des installations.
– Concernant les contrôles des chargements de véhicules
en sortie des sites : 6 alarmes ont été recensées en 2007
Déroulement de l’événement Classé
au niveau 1 de l’échelle INES
Suite à un dysfonctionnement survenu lors
d’un processus d’injection de béton dans
une cellule de traitement de fûts de déchets
irradiants, classée « zone rouge », des opérateurs
ont pris l’initiative d’ouvrir la porte
blindée d’accès à cette cellule pour remédier
au défaut. Cette opération a été réalisée
sans information préalable du chef d’installation
ou du service compétent en radioprotection,
mais toutefois après avoir vérifié
l’absence de contamination atmosphérique
du local et mesuré le débit de dose ambiant.
Compte tenu de cet écart à la réglementation
radioprotection qui interdit tout accès
en « zone rouge » sans l’accord formel du
directeur d’établissement, le centre impliqué
a procédé au recensement de l’ensemble
des zones rouges du site et au
réexamen des conditions d’exploitation associées.

Etude de l’écotoxicité des nanoparticules
20
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise des risques
professionnels :
santé/sécurité
au travail
Management santé/sécurité
au travail
Le CEA met au centre de ses préoccupations les questions
de santé et de sécurité.
L’évolution constante des technologies nécessite d’en étudier
les impacts pour la santé et l’environnement. Dans le
cadre de l’étude des nanotechnologies, le programme de
recherche « Nanosafe 2 » lancé en avril 2005 est conduit
sous la coordination du CEA avec 22 autres partenaires européens.
En l’absence de réglementation spécifique, le CEA
est force de proposition au niveau européen pour progresser
dans la connaissance de la sécurité liée aux nanotechno -
logies et nanomatériaux. Cette démarche s’inscrit pleinement
dans les engagements pris au sein même du CEA.
En matière d’hygiène et de sécurité, le plan triennal 2006-2008
s’organise autour de deux axes principaux visant la prise en
compte à la source des situations génératrices d’accidents :
– le renforcement du fonctionnement et l’expertise a priori
via les commissions locales de sécurité, chargées d’analyser
les projets soumis à l’autorisation du directeur de
centre
– la simplification des interfaces avec les partenaires et
entreprises extérieures.
Les indicateurs de suivi de ce plan sont présentés lors des
réunions locales de comité d’hygiène de sécurité et de conditions
de travail (CHSCT) et à l’occasion des réunions de coordination
des acteurs de sécurité (4 réunions annuelles des
ingénieurs de sécurité d’établissement ; 4 réunions des chefs
des services compétents en radioprotection ; 3 réunions des
chefs des services de santé au travail ; 3 réunions des correspondants
ICPE).

Indicateurs
Indicateurs de suivi définis
par le CEA relatifs à la maîtrise
des risques (Chiffres 2007)
• 165 commissions locales de sécurité
• 6 312 plans de prévention pour plus de 12 millions
d’heures travaillées
• 119 analyses d’accidents par la méthode de
l’arbre des causes
• 38 visites de sécurité par les directeurs de
centre
• 385 exercices de sécurité (simulations d’incendie,
évacuations et extinction, secours à victime
d’accidents du travail…)
(Gestion Informatisée du Risque CHIMique) permet de connaître
les stocks et les flux entrants et sortants.
Il informe également l’utilisateur sur les dangers de chaque
produit (16 000), via la mise à disposition des fiches de données
de sécurité (FDS).
Faits marquants 2007
Encadrement sécurité dans un chantier dit
« clos et indépendant »
Le décret 94-1159 concerne les opérations de génie civil. Il
n’est donc plus applicable pour les opérations de montage et
d’essais inactifs de procédés et d’équipements associés à
un projet de nouvelle installation ou de réhabilitation d’installation.
Un cadre spécifique, respectant le régime du décret
92-158 a été mis en place. Il définit les modalités d’organi-
21
Bilan maîtrise des risques
2007
sation des responsa bilités « sécurité » pour ces opérations.
Utilisation d’explosifs à CADARACHE
La construction du RJH (Réacteur de recherche Jules
Horowitz) a démarré en 2007 pour une mise en service en
2014. Pour la réalisation du terrassement, de grandes
quantités d’explosifs ont été utilisées. L’entrée de ces
explosifs sur le centre a fait l’objet d’un contrôle renforcé
par le conseiller transport du CEA et par l’ingénieur sécurité
de l’établissement afin d’assurer la maîtrise des risques liés
au transport, au stockage et à l’utilisation de ces produits.
Laboratoire de haute sécurité microbiologique
Impacts des réglementations européennes
sur la gestion du risque chimique
Le règlement REACH (enRegistrement, Evaluation et Autorisation
de certaines substances CHimiques, n°1907/2006 du
18/12/2006) a pour objectif de produire des informations
sur les dangers, les usages, les expositions et les risques des
substances chimiques afin de maîtriser convenablement leurs
effets sur la santé et l’environnement. REACH oblige les
industriels à démontrer l’innocuité de leurs produits, renforce
le principe de substitution pour les substances les plus dangereuses
et renforce la communication de ces informations.
En 2007, le CEA a lancé un plan d’actions national afin de
déterminer les impacts potentiels du règlement REACH sur
ses activités.
Selon leurs périmètres d’activités, les laboratoires sont : utili
sateurs, importateurs de produits chimiques ou fabricants
de préparations, ce qui impliquera diverses actions vis-à-vis
des exigences règlementaires. Plusieurs centaines de produits
sont ainsi concernés, notamment les nanomatériaux.
Pour répondre à ces exigences, l’outil informatique GIRCHIM
Terrassement du RJH à Cadarache
Conventions sécurité
Le CEA collabore avec de nombreux organismes au sein de
structures dans et hors de ses centres.
Ainsi, entre le CEA et le CNRS, la convention sécurité a été
renouvelée en mai 2007. Elle définit les rôles et responsabilités
de chacun en matière de prévention, d’évaluation des
risques professionnels et de formation du personnel dans le
cadre des unités mixtes, comme par exemple le Laboratoire
des Sciences du Climat et de l’Environnement (LSCE).

22
Bilan maîtrise des risques
2007
PROMESIS
La présence de matières radioactives ou toxiques conduit le
CEA à envisager, pour ses équipes d’intervention, des procédures
particulières visant à réduire fortement les quantités
d’eau utilisées afin de limiter l’entrainement de ces matières.
Le programme PROMESIS (Programme de Recherche sur
l'Optimisation des Moyens Extincteurs pour la Suppression
des Incendies en Structures) a été mis en place pour comparer
les performances des différents produits d’extinction
en milieu clos. Il fédère de nombreux partenaires
(sécurité civile, pompiers, industriels, scientifiques et
concepteurs).
Une structure instrumentée, reproduisant à l’échelle 1
l’intérieur d’un bâtiment, a été construite à Roanne et équipée
de plus de 240 capteurs pour suivre l’évolution du
comportement des masses gazeuses enflammées et leur
interaction avec les produits d’extinction. Une fiche de description
des caractéristiques et de définition du protocole
d’utilisation sera établie pour chaque produit testé. Une
centaine d’essais sont prévus.
Un nouveau groupe de travail sur les nanomatériaux a été
constitué. Ses objectifs sont d’approfondir les connaissances,
de définir des règles de bonnes pratiques en matière de
prévention/protection des travailleurs et de l’environ nement
puis de relayer toutes les informations vers l’utilisateur final.
Il complète les 7 groupes de travail, déjà existants au sein du
GEP.
Leurs domaines d’expertise sont les suivants :
Electrique
Champs
électromagnétiques
Atmosphère
explosible (ATEX)
Laser
Equipement
de travail
Nanomatériaux
Chimie
Biologie
Structure de caractérisation des moyens extincteurs
Prévention des risques
professionnels
Constitution d’un nouveau groupe de travail
sur les nanomatériaux au sein du Groupe
d’Etudes de Prévention du CEA
Le Groupe d'études de prévention (GEP) apporte des éléments
de réflexion et de décision dans des domaines spécifiques
de la maîtrise des risques pour lesquels :
– soit, la réglementation est inexistante ou en pleine évolution
– soit, les connaissances des sources de danger et des barrières
de prévention et de protection associées sont
récentes, voire en cours de définition.
Les premiers résultats d’efficacité des protections vis-à-vis de
nanoparticules de carbone indiquent que :
– les tenues de protection non tissées portées par les travailleurs
protègent plus efficacement que les tenues en
coton
– les gants vinyles sont a priori à privilégier par rapport aux
gants latex et néoprène, les gants nitrile étant les moins
filtrants
– les filtres HEPA (High Efficiency Particulate Air aussi appelés
« Filtres absolus ») et les filtres de cartouches de
masques testés semblent efficaces pour arrêter ces particules.
150 à 200 personnes, réparties sur une trentaine de laboratoires,
sont impliquées directement dans des procédés de
recherche portant sur les nanomatériaux.
Synthèse de nanocristaux aux propriétés optiques intéressantes

Retours d’expérience
Campagne d’action sur les travaux
en toiture et terrasse
Le REX d’un accident du travail – chute mortelle à travers un
lanterneau le 23 août 2007 – survenu dans une installation
exploitée par AREVA-NC, sur le site de Marcoule, s’est traduit
au CEA par :
– un inventaire des lanterneaux en terrasses et galeries techniques
(point de situation, type d’équipement et conditions
d’accès…) susceptibles de conduire à des situations à
risques
– la mise en œuvre de dispositifs de protection techniques
– la modification des procédures d’intervention en terrasse
ou en toiture.
Aimant Neurospin
La réception de l’aimant de l’IRM 17,65 teslas, premier
aimant au monde permettant des observations du cerveau à
des échelles quasi-microscopiques, s’est déroulée à Saclay
le 5 décembre. Son acheminement et celui de la grue
nécessaire à sa manutention ont nécessité plusieurs convois
internationaux (venant d’Allemagne et d’Autriche) de grande
ampleur et un savoir-faire particulier.
23
Bilan maîtrise des risques
2007
Lanterneaux Bâtiment 38-1 à Fontenay aux Roses
Manutention de charges lourdes
Plusieurs chantiers de grande ampleur ont nécessité cette
année la manutention de charges lourdes. Ces opérations,
lourdes en termes de manutention et d'enjeu sécurité, ont
été réalisées dans des conditions optimales grâce à une
bonne préparation, avec des techniques rarement utilisées
:
Manutention de l’aimant Neurospin 16 tonnes
Cuve RES à Cadarache
Cuve RES à Cadarache
Le Réacteur d’essais (RES) est un banc d'essais à
l'échelle 1 en soutien du développement et de la main tenance
des chaufferies nucléaires. La cuve du réacteur,
mise en place en 2007, mesure 5 m de hauteur, 4 m de diamètre
et pèse 87 tonnes. Elle a été acheminée par convois
exceptionnels.
Une trentaine de semi-remorques a été mobilisée pour amener
la grue à treillis servant à cette manutention. La grue a
levé la cuve d’une hauteur de 16m, pour la déposer sur la
dalle du bâtiment réacteur. Un portique a ensuite assuré la
reprise et la descente dans celui-ci (11m de descente –
durée 7h) avec une précision au dixième de millimètre.
D'un point de vue maîtrise des risques, cette opération a fait
l'objet d'une autorisation du Directeur de centre après une
étude des conditions de sécurité et d’un suivi renforcé.

Formation sécurité
La formation constitue un des axes essentiels de la politique
de prévention du CEA. L’Institut National des Sciences et
Techniques Nucléaires dispense des formations relatives à
la sécurité complétant les formations mises en place localement
par les différentes unités.
Entreprise utilisatrice CEA
Valeurs consolidées enregistrées au 11/02/2008
0
112
Titre Durée Effectifs CEA
de la formation (jours) formés en 2007
112 + 113 = 225
Ingénieurs de sécurité
d’installation
20 41
112 + 113 + 289 = 514
24
Bilan maîtrise des risques
2007
Animateurs de sécurité 10 73
Chefs d’installation 3 70
Chargés d’opération 3 49
La prévention
du risque chimique
3 13
La méthode de l’arbre
des causes
3 30
La dimension humaine
en sécurité
3 9
Le facteur humain
dans les activités à risque
3 26
L’habilitation laser
et recyclage
2 62
Incendie 5 6
Stage « prévention incendie »
Ce stage a été révisé pour permettre aux stagiaires de mieux
appréhender tous les phénomènes thermiques avec des
exercices pratiques de feux réels. Ils sont accueillis au centre
d’instruction et de formation de la brigade de sapeurspompiers
de Paris à Villeneuve Saint Georges. L’ensemble
des conférences a été adapté autour d’un fil conducteur
d’exercices pratiques d’application pour une meilleure compréhension
de la théorie et une intervention plus efficace.
Nombre de jours perdus : 3 528 Tf : 3,8
(dont 1 347 jours des années antérieures)
Nombre d’heures travaillées : 29 117 203 Tg : 0,12
(sur la base de l’effectif moyen mensuel et de 1 596 h/an)
▲ Accidents mortels
▲ Accidents déclarés
▲ Accidents avec arrêt
▲ Accidents enregistrés
Entreprises extérieures
Valeurs consolidées enregistrées au 11/02/2008
0
138
138 + 156 = 294
138 + 156 + 220 = 514
Nombre de jours perdus : 4 015 Tf : 11,5
(dont 956 jours des années antérieures)
Nombre d’heures travaillées : 11 974 598 Tg : 0,34
Résultats sécurité 2007
▲ Accidents mortels
▲ Accidents déclarés
▲ Accidents avec arrêt
▲ Accidents enregistrés
L’année 2007, placée sous la consolidation des efforts engagés
en matière de réduction des taux de fréquence et taux de gravité
des accidents du travail, a vu des résultats encourageants.
En 2007, 112 accidents avec arrêt de travail ont été déclarés.
Le taux de fréquence (1) occasionné s’élève à 3,8, en très
nette diminution par rapport à l’année 2006, qui déjà a été
signe de progrès.
Ces 112 accidents avec arrêt de travail ont entraîné la perte
de plus de 2 181 jours de travail, auxquels il faut ajouter
1 347 jours qui font suite à des accidents antérieurs. Le taux
de gravité (1) s’élève à 0,12 contre 0,15 en 2006. La tendance
à la baisse se confirme.
En ce qui concerne les accidents du travail du personnel des
Entreprises Extérieures intervenant dans les installations du
CEA, l’augmentation du taux de gravité à 0,34 (0,28 en 2006)
est due à une prolongation d’un nombre important de jours
d’arrêt consécutifs à des accidents intervenus en 2006. Le
taux de fréquence en 2007 est de 11,5, valeur en baisse
(1)
La Caisse nationale d’assurance maladie a défini deux indicateurs
nationaux :
– Le taux de fréquence correspond au nombre d’accidents du travail
avec arrêt par million d’heures travaillées
– Le taux de gravité correspond au nombre de jours d’arrêt par millier
d’heures travaillées

par rapport à 2006 (12,3). Près de 50% des accidents
concernent les seules sociétés de restauration collective et
les sociétés d’entretien et de nettoyage.
Cette évolution traduit les résultats positifs des actions engagées
depuis 2006, notamment dans la prise en compte
des aspects sécurité en amont de la réalisation des prestations,
dès la rédaction des cahiers des charges, et les
actions ponctuelles de « recadrage » avec les entreprises
extérieures dont les réalisations sont défaillantes en matière
de sécurité.
Afin de poursuivre cette amélioration, de nouvelles actions
ont été engagées en 2007, telles que :
– la nomination par les entreprises extérieures d’un correspondant
sécurité permettant de faire un suivi régulier pour
les chantiers de plus de 2 000 heures
– la visite sur site des postulants avant la remise de l’appel
d’offre
– l’évaluation qualité et sécurité des prestations réalisées par
l’intermédiaire d’un outil national, la Base d’Evaluation des
Fournisseurs (BEF).
Evolution des accidents du travail survenus
au CEA de 2003 à 2007
CEA
Taux de fréquence
4,7
4,5
4,3
4,1
4,7
Concernant les salariés CEA, le taux de fréquence a diminué
entre 2005 et 2007, conjonction d’une diminution des
accidents et d’une augmentation des heures travaillées.
Le taux de gravité est également en baisse constante
depuis 2004.
4,6
4,7
Taux de fréquence
Taux de gravité
0,19
3,9
0,2
0,15 3,8
0,17
Taux de gravité
0,17
0,12
3,7
0,1
2003 2004 2005 2006 2007
Entreprises extérieures
Taux de fréquence
18
17
16
15
14
13
12
11
10
13,1
0,30
0,33
17,6
Taux de gravité
4,2
Taux de fréquence
0,32
15,6
0,28
12,3
2003 2004 2005 2006 2007
0,6
0,5
0,4
0,3
Taux de gravité
0,4
11,5
0,34
1,0
0,9
0,8
0,7
0,6
0,5
0,3
0,2
Positionnement des résultats
de sécurité du CEA vis-à-vis
des comités techniques nationaux
Le taux de fréquence relatif aux salariés CEA reste très sensiblement
en dessous de celui du comité technique « activités
de service », auquel le CEA est rattaché.
Taux de fréquence
8,5
8,0
7,5
7,0
6,5
5,5
5,0
4,5
4,0
3,5
4,7
Comité technique "activité de service" (niveau national)
8 7,5
7,7
2003 2004 2005 2006
4,6 4,7
CEA
2003 2004 2005 2006 2007
Le taux de fréquence global (salariés CEA + personnel des
entreprises extérieures intervenant sur les sites CEA) se situe
sous le taux de fréquence de l’ensemble des comités techniques.
9
8
7
6
5
7,2 8,1 8
4,2
6,6
7,2
Taux de fréquence
27,5
Ensemble des comités techniques (niveau national)
27,0
26,5
26,9
26,1 26,3
26,0
25,7
25,5
2003 2004 2005 2006
6,1
CEA et entreprises extérieures au CEA
2003 2004 2005 2006 2007
3,8
25
Bilan maîtrise des risques
2007

26
Bilan maîtrise des risques
2007
Prévention des maladies
professionnelles
Le nombre de prises en charge au titre des maladies profes -
sionnelles a été de 14 en 2007 pour 22 déclarations. Ces
nombres sont stables depuis plusieurs années.
Les principales expositions en cause sont les rayonne ments
ionisants (6 maladies professionnelles reconnues) et
l'amiante (6 reconnaissances également). Une reconnaissance
au titre des troubles musculo-squelettiques (TMS) a
été enregistrée. Le dernier cas a été reconnu « hors
tableau ».
Ainsi, pas d'évolution significative, les pathologies en cause
sont majoritairement en relation avec des expositions
anciennes et malgré une reconnaissance de TMS, on ne voit
pas l'émergence nette de troubles en rapport avec des
expositions professionnelles actuelles ou récentes.
Maladies professionnelles reconnues
22 20 15 12 14
14
14
12
8
10
8
6
6
3
2
2003 2004 2005 2006 2007
Maladies reconnues au tableau 6 (rayonnements ionisants)
Maladies reconnues autres tableaux

Laboratoire d'examens et d'essais sur matériaux irradiés au Peleci à Saclay
27
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise de la sûreté
des installations
Politique et management
de la sûreté
Pour ses recherches et activités de développement des programmes
nucléaires civils ou de défense, mais aussi pour la
recherche fondamentale et l’enseignement, le CEA s’appuie sur
des installations nucléaires du type installations nucléaires de
base, installations individuelles d’INBS ou installations classées
pour la protection de l’environnement.
Ces installations sont d’une grande variété : réacteurs de
recherche, laboratoires, installations de traitement de déchets
et d’effluents …, elles doivent pouvoir évoluer rapidement et
leurs conditions d’utilisation être suffisamment flexibles.
Une démarche commune d’analyse de sûreté est applicable
aux installations. En 2007, le CEA l’a formalisée sous forme
d’une nouvelle recommandation qui enrichit son manuel de
sûreté nucléaire.
La diversité des installations nucléaires se traduit par la disparité
des risques potentiels qui sont couverts par les dispositions
de sûreté.
Les risques sont liés à la présence de matières radioactives
dans chaque installation, dont la quantité est en général faible.
En cas d’accident sur une installation, l’impact radiologique serait
faible voire très faible, à l’extérieur du centre concerné. Le
risque représenté par les produits radioactifs ou les faisceaux
de rayonnement mis en jeu concerne essentiellement le personnel
intervenant dans les installations.
La sûreté est une priorité inscrite dans les contrats successifs
Etat-CEA. La politique associée est traduite dans les pratiques
mises en œuvre à tous les stades de la vie des
installations. Elle vise à assurer la cohérence des objectifs de
sûreté avec les dispositions techniques prises en s’appuyant
sur un référentiel intégrant les exigences de l’arrêté du
10 août 1984 et de la norme ISO 9001.
La politique de sûreté est définie dans le plan triennal d’amélioration
de la sûreté et de la sécurité. Le plan 2006-2008
est plus particulièrement centré sur le respect du calendrier
prévu pour les réexamens de sûreté, l’efficacité du contrôle
interne ainsi que sur une bonne cohérence des choix et des
engagements pris vis-à-vis de l’autorité de sûreté.
En matière de management de la sûreté, l’accent est mis sur
la qualité des documents de sûreté, des règles et des procédures,
la rigueur dans leur respect et l’entretien de la culture de

28
Bilan maîtrise des risques
2007
Les réexamens
de sûreté
Ils se basent sur des analyses décennales
destinées à vérifier la conformité des installations
nucléaires aux exigences de sûreté
antérieures et à en élever le niveau en tenant
compte du progrès des connaissances et
de l’évolution des pratiques.
Une quinzaine d’installations CEA sont actuellement
en réexamen de sûreté.
sûreté et la communication interne dans les installations et, plus
globalement, la prise en compte des facteurs humains et
organisationnels.
Sur le plan réglementaire, il faut noter la parution du décret
n°2007-1557 du 2 novembre 2007 encore appelé
décret « procédures ».
Ce texte fixe le nouveau cadre juridique relatif aux instal lations
nucléaires de base à tous les stades de leur vie, en application
de la loi « transparence et sécurité nucléaire » du 13 juin 2006.
La transparence est ainsi renforcée. En particulier, la réalisation
d’enquêtes publiques préalables se fait non plus seulement
en cas de création d’INB mais encore avant tout démantèlement.
La consultation des collectivités locales et de la Commission
Locale d’Information (CLI) est préconisée pour un grand
nombre d’évènements de la vie des INB.
Des textes comparables ont été publiés pour les installations
individuelles d’INBS : décret 2007-758 du 10 mai 2007 (décret
« global défense ») et arrêté du 31 juillet 2007 relatif aux
caractéristiques des installations individuelles.
Maîtrise des engagements
L'ASN avait porté, dans son bilan 2005, un jugement
nuancé sur la façon dont le CEA tenait ses
engagements. En réponse à cette appréciation,
le CEA a mis en place une procédure d’engagements
liés à la sûreté vis-à-vis des autorités de
sûreté.
Cette procédure est appliquée dans les cas suivants
:
• le montant financier engagé excède un seuil défini
• le délai de réalisation excède 4 ans
• l’engagement nécessite la participation de plusieurs
centres du CEA
• il nécessite la conception et la réalisation d’un nouvel
emballage de transport
• il est susceptible de faire évoluer la jurisprudence
pour l’ensemble des installations du CEA.
Dans ces cas, l'engagement est pris par l'admi -
nistrateur général.
Un premier tableau des engagements pris dans le
cadre de cette procédure a été transmis à l'ASN
en 2007. Les ressources nécessaires à leur mise
en œuvre ont été confirmées dans les budgets
pluriannuels et une organisation projet est en place
pour les gérer. Le tableau est mis à jour régulièrement.
Ces engagements concernent notamment
la construction et la mise en service des installations
Magenta et Agate à Cadarache destinées à
remplacer des installations qui ne répondent plus
aux normes de sûreté les plus récentes.
Les directeurs de centres gardent la responsabilité
de prendre les engagements qui ne rentrent pas
dans les critères définis ci-dessus.
et de compléments d’informations auxquels le CEA a répondu.
Parmi les thèmes abordés, qui concernent l’ensemble des
domaines de la sûreté et de la radioprotection, les sujets suivants
ont été les plus fréquemment examinés.
Confortements béton de l’INB Atalante en 2007 suite au réexamen de sûreté
Contrôles par les autorités
de sûreté
En 2007, les autorités de sûreté (civile et défense) ont procédé
à 135 visites de surveillance sur l’ensemble des centres.
Ces visites de surveillance n’ont fait l’objet que d’un nombre restreint
de constats d’écarts notables. Elles ont donné lieu à des
lettres de suite contenant des demandes d’actions correctives
Maîtrise de la qualité dans les INB
et conformité aux exigences de l’arrêté
qualité du 10 août 1984 notamment
pour ce qui concerne la maintenance
et les contrôles et essais périodiques
Globalement, les inspecteurs ont noté un respect satisfaisant
aux exigences de l’arrêté, une amélioration des pratiques et
une gestion satisfaisante des opérations de maintenance et
de contrôles et essais périodiques. Quelques écarts ont cependant
fait l’objet d’actions correctives sur les sujets suivants
:

– la traçabilité des actions préalables aux opérations et du
retour à l'état initial
– la gestion des écarts, plus particulièrement le suivi de leur
traitement
– la tenue d'engagements pris lors d'inspections précédentes.
Ces actions s’insèrent dans une démarche globale d’améliora
tion de la qualité.
La gestion du risque d'incendie
Les inspecteurs ont examiné plus particulièrement la formation
professionnelle des personnels FLS (Formations Locales
de Sécurité), les plans d’intervention ainsi que les missions
des équipes locales de première intervention (ELPI).
Ils ont examiné également les consignes de sécurité et de
pilotage des ventilations nucléaires en cas d’incendie, les permis
de feu et la maintenance des portes coupe-feu des installations.
Des exercices incendie en présence des inspecteurs
ont été organisés.
Des progrès notables, en particulier sur les analyses préalables
à la délivrance des permis de feu, ont été constatés mais il reste
des pistes d’amélioration en matière de formalisation pour :
– les analyses préalables à la délivrance des permis de feu
– la conduite de la ventilation nucléaire en cas d'incendie.
Le CEA, en s’appuyant sur ses pôles de compétences « confinement
- ventilation » et « incendie », a engagé la rédaction
d'un guide en la matière.
La gestion du risque de criticité
Une inspection sur l'installation Atalante à Marcoule et deux
inspections renforcées ont eu lieu sur le thème de la criticité
à Cadarache et à Saclay. Les centres inspectés ont transmis
leurs réponses aux observations de nature essentiel -
lement documentaire.
Par ailleurs, à la suite d’écarts, un groupe de travail interne,
piloté par le pôle de compétence « criticité » a émis des recommandations
destinées à améliorer la gestion des transferts
de matières fissiles entre installations. Le bilan des
actions effectuées suite à ces recommandations a été transmis
à l’ASN ainsi qu’un état des moyens mis en place dans les
centres et les installations pour la prévention du risque criticité.
Autres thèmes
Les autorités de sûreté ont accordé une attention particulière
au management de la sûreté, au processus d'autorisations
internes mis en œuvre par les directions de centre et
à la prise en compte des facteurs humains et organisationnels.
29
Bilan maîtrise des risques
2007
Piscine du réacteur Orphee à Saclay
Groupes Permanents (GP)
et Commissions de sûreté (CS)
Les groupes permanents auprès de l'ASN et les Commissions
de sûreté auprès du DSND, composés d’experts et de
représentants de l'administration, ont été réunis à plusieurs
reprises en 2007.
Ils ont donné un avis sur les thèmes et installations suivants :
– GP « Réacteurs » et « Usines » le 23 mars 2007 relatif aux
inondations externes et à la prise en compte du retour d'expé
rience de l’évènement de la centrale nucléaire de Blayais
– GP « Usines » le 28 mars sur le rapport préliminaire de
sûreté de la future installation Magenta, magasin destiné à
l’entreposage de matières nucléaires à Cadarache
– GP « Usines » le 23 mai sur le réexamen de sûreté de l’installation
Atalante à Marcoule
– GP « Réacteurs » les 20, 21, 28 juin et 29 novembre sur
le rapport préliminaire de sûreté du futur réacteur RJH à
Cadarache
– GP « Usines » le 28 novembre sur le réexamen de sûreté
de la station de traitement des effluents de Saclay.
En parallèle, deux commissions de sûreté se sont réunies :
une commission criticité le 23 octobre puis une commission
« Labo-Usines » le 15 novembre 2007 consacrées au
réexamen de sûreté du Bâtiment 120 à Valduc.

30
Bilan maîtrise des risques
2007
Autorisations internes
Une cinquantaine d’autorisations internes, dont 17
avec passage en commission de sûreté interne CEA,
ont été délivrées pour l’ensemble des centres civils.
Ce système, qui concerne une vingtaine d’installations
nucléaires de base, permet aux directeurs des centres
d’autoriser des expériences, des modifications d’installations
ou de référentiels dans la mesure où celles-ci ne remettent
pas en cause la démonstration de sûreté.
Il repose sur la fourniture de dossiers rédigés par les
exploitants des installations puis évalués par les cellules de
sûreté des centres. Le directeur concerné s’appuie, le cas
échéant, sur une commission de sûreté qui fait appel à des
experts nommés par l’administrateur général du CEA.
Bilan des événements significatifs
de l'année 2007
Les Autorités de sûreté imposent aux exploitants nucléaires
de déclarer les événements significatifs pour la sûreté
depuis 1983. Cette obligation s’est progressivement étendue
aux événements significatifs pour les transports de
matières radioactives (1999), la radioprotection (2002) et
l’environnement (2003). En juin 2007, l’ASN a défini des critères
de déclaration concernant les événements de radioprotection
survenus hors INB ; quatre événements ont été
déclarés à ce titre.
Le CEA a déclaré 90 événements significatifs en 2007,
soit le même nombre qu’en 2006. Aucun d’eux n’a eu de
conséquence significative pour le personnel, le public ou
l'environnement. Aucun n’a été classé au-dessus du niveau 1
de l’échelle INES.
Un événement de niveau 1, particulièrement significatif,
est présenté au chapitre « radioprotection » du présent
rapport.
Classement et évolution des événements
83
91 94 78 90 90
3 8
2
4
2 2
3
2
4 3
7
2
19
17
2003
65
2004
21
53
2005
77
2006
66
2007
Le classement dans l’échelle INES
91 94 78 90 90
69 75
22
2003
19
2004
62
Niveau 2 Niveau 1
15 15
1 1
2005 2006
Niveau 0
2007
L'analyse des événements significatifs vise à établir les
faits, à en comprendre les causes, à examiner ce qui pourrait
se passer dans des circonstances défavorables, pour finalement
décider des meilleures solutions à apporter aux problèmes
rencontrés. C’est un outil essentiel d'amélioration
de la sûreté. Elle est formalisée par un compte rendu transmis
aux autorités de sûreté et largement diffusé en interne.
Les comptes rendus d’événements font l’objet d’un travail
approfondi afin d’en tirer les enseignements, qui se traduisent
en actions concrètes au niveau des centres. Ils sont regroupés
en thèmes de retour d’expérience et restitués aux différents
acteurs via les bilans annuels des événements. Les thèmes de
retour d’expérience sont suivis et complétés chaque année.
Les derniers bilans annuels ont mis en évidence la nécessité
de progresser plus fortement sur le thème de la maîtrise
des interventions. Un groupe de travail, constitué en
majorité de responsables d’installations des différents centres,
s’est livré, en 2007, à l’examen des pratiques en
vigueur dans ce domaine.
Ses conclusions sont reprises dans une directive CEA dans
laquelle il est demandé aux installations de respecter les
bonnes pratiques en terme d’organisation, en s’assurant
que les responsables disposent, à chaque étape, de points
L’échelle INES
Accident
Incident
74
Accident majeur
Accident grave
Accident entraînant
un risque à l’extérieur du site
Accident n’entraînant pas de risque
important à l’extérieur du site
Incident grave
Incident
Anomalie
7
6
77
13
5
4
3
2
1
Sûreté
Radioprotection
Environnement
Transport
Ecart
Ecart, aucune importance du point
de vue de la sûreté
0

de contrôle (accord, approbation, autorisation…) appropriés.
De manière plus générale, l’analyse des événements significatifs
a mis en évidence l’importance de mieux prendre en
compte les facteurs humains et organisationnels (FH&O)
dans les activités des centres. Elle a conduit en particulier
le CEA à désigner des correspondants FH&O dans les cellules
de sûreté des centres.
Formation en sûreté
Le CEA exploite 78 installations nucléaires de base ou installations
individuelles d'INBS. De nombreuses actions de formation
en sûreté ont concerné les personnels de ces
installations.
A noter, la formation "la prise en compte des facteurs humains
dans les activités à risque" a été suivie par 105 personnes
depuis sa mise en place en 2004. Il faut souligner que cette formation
a été suivie par tous les animateurs du retour d'expérience
des centres et qu'une personne a été formée dans plus
de la moitié des 78 installations du CEA.
Intitulé de la formation Durée Effectifs formés
(jours) en 2007
Préparation à la fonction
de chef d'INB
Initiation à la sûreté
et à l'analyse de sûreté
Formation des ingénieurs
criticiens de centre
Formation des ingénieurs
qualifiés en criticité
Système de management
de la qualité en INB
Sensibilisation périodique
à la culture de sûreté
Animateurs relais pour
la culture de sûreté
Facteurs Humains
& Organisationnels
3,5 14
12 30
33 5
8 11
6 9
2 180
2 11
Prise en compte
des facteurs humains 3 26
dans les activités à risque
En 2007, la prise en compte des Facteurs Humains &
Organisationnels (FH&O) s’est poursuivie sur l’ensemble des
phases de vie des installations. Cette année a vu, en effet,
l’inté gration d’une étude FH&O, réalisée par des spécialistes de
ce domaine, dans le cadre du démantèlement d’une installation.
Le deuxième axe notable de cette année a porté sur la
Campagne d’essais SAFE : essai de cisaillement sur un voile renforcé en TFC®
pérennisation d’une démarche d’analyse FH dédiée aux non-spécialistes
: l’outil LOFH (LOsange des Facteurs Humains). Cet
outil, qui vise à évaluer et améliorer le fonctionnement de
situations de travail d’un point de vue FH, a fait l’objet d’une
fiche technique mise au point par un groupe de travail chargé
de son évolution périodique en fonction du retour d’expérience.
Le CEA a engagé en outre la réalisation d’auto-évaluations de la
sûreté de certaines des installations du pôle énergie nucléaire.
Ainsi, au-delà du développement du pôle de compétence FH&O
regroupant les spécialistes du domaine, le CEA poursuit donc
également son développement d’outils à destination des
managers.
D’autres actions d’amélioration ont également été conduites :
– mise en évidence, lors des formations sur l'Arbre des
Causes, des facteurs d'accidents liés aux FH&O et des
mesures correctives associées à mettre en place, comme
par exemple les modifications de procédé et la préparation
des interventions
– réalisation d’une session test pour la formation à la culture
de sécurité - sûreté des chefs de laboratoire.
Pôles de compétences en sûreté
En 2007, 18 pôles de compétences positionnés dans des
unités opérationnelles couvrent des domaines techniques
très divers : aléa sismique, incendie, criticité, mécanique, intégrité
sismique, génie parasismique, contrôle commande,
mesures, impact radiologique ou chimique, assistance à la maîtrise
d’ouvrage pour les projets neufs et les démantèlements,
risque chimique, facteur humain et organisationnel, déchets.
Les pôles de compétences sont des structures de soutien
« sûreté », dans des domaines spécifiques. Ils complètent
le concours apporté par d’autres structures à vocation plus
généraliste mises en place sur chaque centre et au niveau du
pôle maîtrise des risques.
La mise à disposition du réseau des pôles de compétences en
sûreté auprès des chefs d’installations nucléaires et des chefs
de projets répond à plusieurs objectifs :
31
Bilan maîtrise des risques
2007

32
Bilan maîtrise des risques
2007
Renforcement sismique des structures par le TFC ®
Le 23 juillet 2007, l’ASN a donné un avis favorable
à l’utilisation du procédé TFC ® (tissu de fibres
de carbone) pour une partie des renforcements sismiques
du génie civil du laboratoire LEFCA à
Cadarache. Ce procédé consiste en la mise en
place, par collage à la résine époxy, d’un tissu de
fibre de carbone en surface des éléments de structures
pour renforcer la résistance offerte par les
matériaux existants.
Ceci constitue une nouveauté radicale notamment
pour les installations en cours de réexamen de
sûreté, en offrant une alternative aux renforcements
traditionnels. Ce procédé présente en effet
un certain nombre d'avantages par rapport au
béton armé :
• encombrement et masse réduits
• meilleure facilité de mise en œuvre en particulier
dans des environnements encombrés
• possibilité de limiter les durées de travaux et
donc de diminuer les doses en zones réglementées.
Cette autorisation constitue une jurisprudence qui
ouvre des perspectives intéressantes pour d'autres
installations en cours de réexamen.
Enfin, il faut noter la mise en place d’un nouveau pôle dans
le domaine « confinement - ventilation ». Ce pôle bénéficie,
comme la plupart des autres, des moyens de son unité
d’implantation (documentation, équipements d’essais et de
mesure) et des contacts privilégiés de son équipe avec les
exploitants d’installations nucléaires, les industriels (ingénieries,
bureaux d’études de ventilation, fournisseurs
d’équipements) et les laboratoires de recherche spécialisés.
– fournir une assistance de spécialistes, en vue de mener à
bien certaines études de sûreté complexes
– capitaliser dans une unité bien identifiée l’expérience acquise
lors de la réalisation d’études de sûreté afin d’assurer le maintien
et le développement d'un savoir faire et d'une autonomie
technique
– améliorer la cohérence des positions de sûreté défendues
par les différentes installations et assurer leur conformité avec
la doctrine de sûreté et la stratégie du CEA.
Cellules chaudes du réacteur Osiris à Saclay

Le Visiatome à Marcoule
33
Bilan maîtrise des risques
2007
Gestion
des déchets
L‘exploitation des installations du CEA génère des
déchets : des déchets classiques dits conventionnels mais
aussi des déchets radioactifs qui proviennent de la mise en
œuvre d’une grande variété de radionucléides par les installations
nucléaires de recherche.
En fin de vie, l’assainissement et le démantèlement de ces
installations produisent des déchets de natures voisines
mais en quantités plus importantes.
La stratégie de gestion des déchets repose sur les
grands principes suivants :
– résorber au plus tôt les stocks de déchets anciens, en
mettant en place les actions de reprise et de caractérisation,
ainsi que les filières de traitement et conditionnement
appropriées
– minimiser les volumes de déchets à la production
– ne plus produire de déchets sans filière de gestion définie
– trier les déchets au niveau des producteurs primaires,
en fonction des filières de gestion définies, pour éviter
notamment le sur-classement des déchets ou des opérations
ultérieures de reprise
– évacuer les déchets vers les filières existantes (stocka-
ges définitifs de l’Andra, ou à défaut entreposages de
longue durée du CEA), en veillant à ce que le flux d’évacuation
soit équivalent à celui de production : ceci est
destiné à éviter l’encombrement des installations expérimentales
ou de traitement et conditionnement des déchets,
qui ne sont pas conçues pour entreposer des
quantités importantes de déchets sur de longues durées
– réaliser ces actions dans les meilleures conditions de
sûreté et de radioprotection, mais également dans les
meilleures conditions technico-économiques.
La gestion des déchets suppose que soient opérationnels :
– un réseau d’installations de service
– un parc de transport
– un éventail de colis adaptés aux caractéristiques des
déchets du CEA, mais aussi à celles des stockages
définitifs de l’Andra.
Des études déchets, établies au niveau de chaque centre,
rappellent la stratégie globale du CEA et déclinent sa mise
en œuvre au niveau local.
Elles définissent, en outre, le zonage déchets qui consiste
à distinguer, d’une part les zones produisant des déchets
conventionnels, et d’autre part les zones contaminées par

34
Bilan maîtrise des risques
2007
des substances radioactives, les zones activées par irradiation
ou encore les zones simplement susceptibles d’être
contaminées ou activées.
Ces études sont révisées périodiquement pour prendre en
compte les évolutions des modalités de production et de gestion
et les règles de traçabilité depuis la production des
déchets jusqu’à leur évacuation.
Les déchets radioactifs
Les différentes catégories de déchets
radioactifs
Les déchets radioactifs sont classés en fonction de différents
critères :
– le niveau de radioactivité (exprimé en Bq) : selon le cas,
les déchets sont dits de très faible activité (TFA), faible
activité (FA), moyenne activité (MA) et haute activité
(HA)
– la période radioactive à l’origine de la décroissance des
radionucléides présents en fonction du temps : les déchets
sont caractérisés par l’appellation vie courte (VC) ou vie
longue (VL).
Répartition par catégorie, volume et activité
des déchets produits en France depuis le début
du programme nucléaire
Catégorie Pourcent Pourcent
déchets volume total radioactivité
TFA et FA 97 % 1 %
MA vie longue 2 % 4 %
HA < 1 % 95 %
La stratégie de gestion des déchets
radioactifs
Les déchets radioactifs sont évacués vers des filières adaptées
à leur nature physique et leurs caractéristiques radio -
actives.
Pour maîtriser la gestion de ses déchets, le CEA dispose
de différentes filières basées sur le traitement et le
conditionnement des déchets liquides et solides dans
des installations spécifiques avant expédition vers les
sites de stockage de l’Andra ou leur entreposage
dédié.
Classification des déchets radioactifs
(en ordre de grandeur)
Becquerel par gramme
Les déchets de très faible activité
En 2007, 10 794 tonnes de déchets TFA, issus principalement
des opérations d’assainissement et de démantèlement,
ont été expédiées par les centres CEA et par les unités
implantées sur d’autres sites au CSTFA exploité par l’Andra
à Morvilliers dans l’Aube.
HA
Haute Activité
Produits de
fission vitrifiés
Déchets radioactifs TFA expédiés à l’Andra
(en tonnes)
Milliard
856
100 000
MA
Moyenne Activité
Déchets
en fût béton
1 077
Cadarache
Fontenay-aux-Roses
1 277
Grenoble
1 000
FMA
FA
Faible Activité
Gants,
blouses
1 131
Autres
Total : 10 794 t.
10
TFA
Très Faible Activité
Gravats,
ferrailles
Les différentes catégories sont produites en quantités très
Bruyère-le-Châtel
0
Marcoule
1 671
Saclay
4 779
inégales et 95% de la radioactivité est contenue dans moins
Valduc
de 1 % des déchets.
3

Les déchets solides de faible (FA) et moyenne activité
(MA) à vie courte
Pris en charge dans des stations de traitement des déchets
(STD) des différents centres de Cadarache, Saclay, Fontenay,
Grenoble, Marcoule et Valduc où ils sont regroupés voire
caractérisés, ils sont ensuite dirigés vers le centre de
stockage de l’Andra (CSFMA à Soulaines).
Les fûts de déchets y sont alors compactés tandis que les
colis bétonnés sur les centres CEA sont stockés directement.
En 2007, 4 400 m 3 ont été expédiés au CSFMA par les
centres CEA et par les unités CEA implantées sur d’autres
sites.
Déchets radioactifs FA et MA à vie courte
expédiés à l’Andra
(en m 3 )
Les déchets tritiés
Ils sont principalement produits par les activités de la
Direction des Applications Militaires du CEA et sont entreposés
sur les sites de Valduc et de Marcoule.
Entreposage
des déchets tritiés
Conformément à l’article 4 de la loi du
28 juin 2006 et au PNGMDR (plan national
de gestion des matières et déchets radioactifs),
le CEA est chargé de mettre au point
des solutions d’entreposage de l‘ensemble
des déchets contenant du tritium,
permettant la réduction de leur activité par
décroissance radioactive
Il doit rendre ses conclusions fin 2008.
35
Bilan maîtrise des risques
2007
88
171
Saclay
Fontenay-aux-Roses
478
239
Grenoble
Valduc
36
Autres
Total : 4 400 m 3
Cadarache
847
Bruyères-le-Châtel Marcoule
58
2 483
En outre près de 40 tonnes de déchets en provenance de
l’ensemble des centres CEA ont été dirigés vers l’usine
Centraco de Marcoule pour être incinérés.
Les déchets liquides aqueux FA et MA à vie courte
Les stations de traitement des déchets liquides (STEL) des
centres de Cadarache, Marcoule, Saclay et Valduc reçoivent
les déchets liquides et les concentrent par évaporation.
Les concentrats sont ensuite conditionnés (cimentés ou
bitumés) et mis en coques en béton ou en fûts métalliques,
avant d’être dirigés vers le centre de stockage (CSFMA)
tandis que les distillats, non radioactifs, sont traités avec
les effluents industriels classiques.
Les déchets de moyenne activité et de haute activité
à vie longue (MAVL et HAVL)
Ils suivent des circuits similaires aux déchets FA et MA
dans des installations qui leur sont réservées, les colis de
déchets résultant sont entreposés dans des installations
spécialisées des sites de Cadarache et de Marcoule,
en attente d’une solution définitive.
La recherche de la solution définitive porte tout particulièrement
sur le stockage réversible en couche géologique
profonde conformément à la loi du 28 juin 2006.
Les autres catégories de déchets (déchets spécifiques)
font aussi l’objet d’études ou d’actions en vue de leur élimi
nation. Il s’agit principalement :
– des déchets sodés provenant des recherches sur les
réacteurs à neutrons rapides. Une installation spécifique
de traitement est à l’étude à Marcoule. Après traitement
et stabilisation, ces déchets pourront être stockés au
CSFMA ou au CSTFA de l’Andra
– des déchets de graphite provenant des recherches
sur les réacteurs UNGG et à eau lourde. La majeure partie
de ces déchets, constituée par des empilements de
graphite provenant des réacteurs, est entreposée dans
les réacteurs à l’arrêt. L’Andra étudie des solutions pour
leur stockage définitif
– des déchets radifères entreposés à Saclay et à Cada -
rache, principalement pour le compte de l’Andra et de
Rhodia-Terres rares. Un projet de stockage définitif est
également étudié par l’Andra
– des déchets métalliques contaminés, tels que le
plomb et le mercure, pour lesquels des procédés de
décontamination existent et ont été utilisés à Saclay et
à Marcoule (fusion pour le plomb et distillation pour le

mercure). L’exutoire peut être le recyclage dans le
domaine nucléaire (cas du plomb) et le stockage définitif
par l’Andra (après stabilisation physico-chimique pour
le mercure).
36
Bilan maîtrise des risques
2007
Poursuite du plan de remplacement
des installations de traitement
et d’entreposage des déchets
Le remplacement des anciennes installations de traitement et
d’entreposage des déchets se poursuit : le programme de
réalisation des installations nouvelles inscrites dans le plan à
moyen et long terme 2004-2013 tient compte également de
la rationalisation entreprise par le CEA, des inventaires actuels
et des flux de déchets induits par les programmes futurs.
En 2007, parmi les installations nouvelles réalisées ou en
projet, il faut citer en particulier :
La Rotonde à Cadarache
La Rotonde, installation classée pour la protection de l’environnement
(ICPE), a été mise en service fin 2007. Cette installation
est destinée au regroupement et à la caractérisation
des déchets solides FA avant expédition au CSFMA de l’Andra
ou vers Centraco.
Le hall des alvéoles de Cedra
Diadem (Déchets irradiants ou alpha et de Démantèlement)
à Marcoule
Le CEA a formalisé sa décision de construire une installation
nucléaire de base pour l’entreposage de déchets
MAVL en attente des solutions de long terme prévues dans
le cadre de la loi déchets du 28 juin 2006.
Cette installation, qui a fait l’objet d’un dossier d’options de
sûreté, est destinée à recevoir les déchets à produire au
cours du démantèlement prochain de différents réacteurs,
d’installations de retraitement ou de laboratoires.
Agate (Atelier de Gestion Avancée et de Traitement
des Effluents) à Cadarache
Cette installation remplacera, au début de la prochaine décennie,
la station actuelle de traitement des effluents liqui des.
L’enquête publique ayant recueilli un avis favorable en
début 2007, les travaux de terrassement ont pu démarrer
en octobre de cette année.
Bâtiment d’entreposage de déchets à Valduc
En 2007, les études relatives au nouveau bâtiment d’entre -
posage des déchets répondant aux normes de sûreté
actuelles se sont poursuivies. Sa mise en service est prévue
en 2011.
La zone tampon de La Rotonde
Cedra (Conditionnement et Entreposage de Déchets
Radioactifs) à Cadarache
Depuis sa mise en service en 2006, Cedra a reçu
786 colis des installations de Cadarache, dont 243
en 2007.
Poursuite du plan de rénovation
des installations de traitement
et d’entreposage des déchets
Les réexamens de sûreté des installations de traitement de
déchets des centres de Marcoule, Cadarache et Saclay se
sont poursuivis en 2007 :
– poursuite du réexamen de sûreté de la Stel à Marcoule
– démarrage du réexamen de sûreté de la partie pérenne
de l’INB 37 à Cadarache
– démarrage de l’instruction du dossier de réexamen de
l’INB 72 à Saclay
– poursuite des travaux de rénovation de l’INB 35 à Saclay.

Opérations et projets de reprise
des déchets anciens
ERCF (Ensemble de Reprise et Conditionnement des
Fûts) de Marcoule
Cet équipement, destiné à la caractérisation et au reconditionnement
des 55 000 fûts de bitume entreposés dans
les casemates de la zone sud du site, a été mis en service
en 2007. L’opération de reprise a commencé et s’étalera
sur plusieurs années.
UCDA (Unité de Conditionnement des Déchets Alpha)
de Marcoule
Cet atelier, dont la construction a été lancée en 2007,
assurera la caractérisation et le reconditionnement de
l’ensemble des déchets alpha entreposés sur le site : ceux
de l’ancienne usine UP1 puis ceux de l’installation IECDA
(Entreposage et Conditionnement des déchets alpha) avant
ceux de l’APM (Atelier Pilote de Marcoule).
Classification des déchets
La classification réglementaire des déchets*
distingue :
• les déchets dangereux :
appelés auparavant déchets industriels spéciaux
(DIS) parmi lesquels on trouve notamment
les déchets d’activité de soin à risque
infectieux (DASRI), les déchets d’amiante, certains
déchets d’équipements électriques et
électroniques (DEEE). Ils contiennent des éléments
nocifs ou dangereux pour l’homme et
son environnement (substances chimiques ou
biologiques, à risques potentiels d’incendie ou
d’explosion). Ils sont évacués vers des filières
externes spécifiques agréées
• les déchets non dangereux :
– les déchets industriels banals (DIB), sans
caractère de danger particulier vis-à-vis des
personnes ou de l’environnement. Ils sont
éliminés dans les mêmes conditions que les
ordures ménagères
– les déchets industriels inertes (DII : gravats,
déblais), ne subissent aucune modification
physique, chimique ou biologique importante
et de nature à nuire à l’environnement. Ils
sont stockés dans des centres de stockage
de déchets ultimes adaptés.
* Articles R 541-7 à R 541-11 du code de l’environnement
Collecte et élimination des déchets issus des activités
mettant en œuvre des nanomatériaux
Actuellement, il n’existe pas de réglementation
spécifique pour la gestion des
déchets issus de la mise en œuvre de nanomatériaux.
Au niveau des sites CEA, et en particulier
à Grenoble, une gestion destinée à prévenir
tout risque de dispersion dans l’environnement
est en place.
Des procédures spécifiques sont ainsi
mises en œuvre pour la collecte et le conditionnement
des déchets solides ou liquides
souillés par des nanomatériaux, distinctement
des autres déchets de laboratoire.
En l’absence de filière d’élimination spécifique,
ces déchets sont pour le moment
stockés sur site dans des lieux adaptés,
conditionnés sous double voire triple protection
(en général un ou deux sacs vinyles
inclus dans un fût), identifiés et référencés.
A l’image des déchets chimiques dangereux,
l’élimination par incinération apparaît
être une filière adaptée. Des démarches
auprès d’éliminateurs sont engagées en
vue d’obtenir les autorisations nécessaires
pour mettre en place ce type de filière.
Reprise des déchets dans les tranchées de l’INB 56
de Cadarache
Les opérations de reprise, initiées en 2004, ont été interrompues
fin 2006 suite à des risques d’éboulement et
d’instabilité des fondations de la structure de reprise.
En 2007, une consultation pour les études et travaux de
confortement des tranchées a été réalisée. Le redémarrage
des opérations est prévu en 2009, après la fin des
travaux correspondants.
Reprise des fûts anciens entreposés dans l’installation
Pégase
2 714 fûts de déchets contaminés par du plutonium
actuel lement dans Pégase seront reconditionnés en colis
de type MAVL puis transférés dans l’installation d’entreposage
centralisé Cedra en attente de l’ouverture du
stockage géologique. En 2007, les études de reprise ont
été poursuivies et le dossier de sûreté de la reprise rédigé.
Des premiers équipements ont été réalisés et les travaux
ont commencé en fin d’année. Le début des opérations de
reprise est prévu début 2009.
37
Bilan maîtrise des risques
2007

38
Bilan maîtrise des risques
2007
Les déchets non radioactifs
En raison de ses activités évolutives de recherche et de
développement, la nature et les volumes des déchets non
radioactifs produits par le CEA varient. Leur prise en
compte dès la conception d’une nouvelle expérimentation
permet donc de limiter au maximum la génération de
« nouveaux types de déchets » et, si besoin, d’anticiper la
mise en place des filières adaptées de valorisation ou
d’élimination. Ce fut le cas par exemple pour l’élimination
des déchets issus de la recherche sur le prion menée à
Fontenay-aux-Roses (Agent Transmissible Non Conventionnel).
Afin de centraliser la gestion de ces déchets, chaque site
CEA dispose de zones spécifiques de tri et points de collectes
sélectives. Ceci permet d’améliorer la séparation et
la valorisation des déchets. Une fois triés suivant leur
nature, les déchets sont traités et évacués vers des installations
d’élimination agréées par la préfecture.
Dans le cadre de la mise en place de systèmes de management
environnemental, des campagnes de sensibilisation
sont régulièrement organisées pour limiter à la source
les achats et consommations de produits générateurs de
déchets, et améliorer les conditions de tri et traitement.
La valorisation des déchets non dangereux correspond en
majorité à une valorisation « matière » (papiers, cartons…),
avec des taux de recyclage de plus de 90% sur les centres
de Marcoule et Bruyères le Châtel par exemple.
La quantité globale de déchets non radioactifs évacués en
2007 est nettement supérieure à celle de 2006 notamment
du fait de la quantité élevée de déchets inertes issus
des chantiers de Cadarache, qui représentent plus de la
moitié des déchets non dangereux du CEA.
Les déchets dangereux, dont le tri permet l’orientation vers
les filières adaptées limitant leur impact environnemental,
augmentent de 23%.
Déchets non radioactifs collectés et évacués
(en tonnes)
2 567
Déchets
dangereux
Total : 34 403 t.
Déchets
non dangereux
31 836

Transport Emballage IR 100
39
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise
des transports
de matières
dangereuses
Contexte
La réalisation des programmes expérimentaux nécessite de
nombreux mouvements de colis radioactifs tant sur le ter ritoire
français que dans le cadre d’échanges internationaux.
De même, l’assainissement et le démantèlement des installations
anciennes impliquent des mouvements importants de
colis sur le territoire français.
Pour assurer la maitrise des mouvements de matières
dange reuses, le CEA :
– dispose d’un parc opérationnel d’emballages conforme à la
réglementation
– soumet ce parc au contrôle régulier des autorités compétentes
– déploie une organisation et des moyens garantissant une
sécurité optimale des transports
– respecte les textes applicables en matière de transport
des matières dangereuses.
Bilan 2007
Transports de matières radioactives
Transports externes
Environ 2 400 transports de matières radioactives issues
ou à destination des sites CEA ont été effectués sur la voie
publique. Ils se décomposent comme suit :
– 2 230 mouvements ont concerné des transports de déchets
faiblement radioactifs ou des sources de faible activité.
– 170 mouvements ont affecté des transports de matières de
forte activité (combustible irradié, matière nucléaire issue du
retraitement, sources radioactives), soit moins d’un tiers des
mouvements de matières de ce type sur le territoire national.

Transports externes : répartition par type de colis
270
Emballages vides
en colis exceptés
495
Colis
exceptés
1 190
Colis industriels
Les produits chimiques inflammables et toxiques sont commandés
en plus petites quantités.
Les expéditions, en augmentation, concernent principalement
l’élimination des bouteilles de gaz vides et des déchets.
Ceux-ci proviennent des activités des laboratoires (matières
chimiques, biologiques…), des évacuations de déchets dangereux
(évacuation de PCB, d’amiante, d’effluents faiblement
dangereux) ou de marchandises dangereuses du point de
vue de l’environnement.
Total : 2 430
Expéditions de matières dangereuses
(sauf classe 7) en masse (tonne) hors gaz
40
Bilan maîtrise des risques
2007
Autres colis
20
Colis de type B
190
Colis de type A
265
Liquides
inflammables
6
Explosifs
69
19
Solides inflammables
34
Toxiques
139
Infectieux
Transports internes
Environ 12 000 transports de matières radioactives ont été
réalisés à l’intérieur des sites CEA.
Transports internes : répartition par type de colis
Total : 826 t.
1 420
Emballages
vides en colis
exceptés
510
2 670 Colis type A
Colis industriels
110
Colis type B
Divers
346
Carburants
et peroxydes
5
Corrosifs
208
Total : 11 920
Expéditions de matières dangereuses
(sauf classe 7) en volume (m 3 ) hors gaz
Emballages
homologués
201
Corrosifs
283
Divers
Colis exceptés
2 830
4 380
Transports impliquant
les autres matières dangereuses
Total : 677 m 3
Pour les matières autres que radioactives, les réceptions
concernent majoritairement les gaz et les liquides inflam -
mables (essence et gazole).
Cette année est marquée par la réception d’une quantité plus
grande d’explosifs (utilisés pour le terrassement du RJH à
Cadarache, voir chapitre Maîtrise des risques professionnels)
et de matières corrosives (principalement des acides).
Infectieux
29
Toxiques
77
Liquides
inflammables
87

Actions significatives 2007
Renouvellement du parc d’emballages
dédié à la propulsion nucléaire
Deux nouveaux emballages ont été mis en service en 2007 :
les emballages IR-800 et PN-CN destinés au transport des
matières intéressant la propulsion nucléaire.
Mise en service de l’IR 800
L’emballage IR 800, dont la conception a débuté en 2003 et
disponible en 2 exemplaires, a reçu son agrément de transport
fin février 2007. Il assure depuis cette date le transfert
de combustible usé de la propulsion nucléaire entre les ports
maritimes et le CEA Cadarache. 12 transports ont été réalisés
en 2007.
Ces modèles de colis, chargés et déchargés sous eau et
transportés à sec, sont d’un concept innovant à double
enceinte de confinement pouvant accueillir plusieurs éléments
combustibles par transport et ainsi limiter le nombre
de rota tions à effectuer.
La mobilisation très forte des équipes en charge du projet a
permis d’atteindre une durée de conception et de réalisation
réduite à 3,5 ans au lieu des 5 ans habituels.
41
Bilan maîtrise des risques
2007
Arrivée à Toulon de l’emballage PN/CN
Emballage IR 800 arrimé sur sa remorque de transport
Cet emballage, initialement destiné au transport de combustible
irradié de la filière des réacteurs à sodium liquide
(Phénix) fait partie du programme de renouvellement du parc
d’emballages du CEA (plan EMBAL). Son usage a été étendu
à d’autres programmes de recherche du CEA.
L’IR 500 existe en deux exemplaires et peut desservir
diverses installations du CEA : Isai, Phenix, APM, Cascad,
Star.
Mise en service de l’emballage PN-CN
L’emballage PN-CN, dont la conception a débuté fin 2002 et
disponible en 3 exemplaires, a reçu son agrément de transport
en août 2007. Il assure depuis cette date la livraison des
cœurs pour le rechargement du porte-avion Charles de Gaulle.
Il permet également d’assurer la livraison en éléments combustibles
neufs de toutes les chaufferies embarquées.
Premier transport pour l’emballage IR 500
L’emballage IR 500 a réalisé au début septembre 2007 son
premier transport de combustible usé entre l’installation Isai
de Marcoule et l’installation Cascad de Cadarache.
Premier transport de combustible usé entre l’installation ISAI de Marcoule
et l’installation CASCAD de Cadarache au moyen de l’emballage IR 500

42
Bilan maîtrise des risques
2007
Autorisations délivrées par les autorités
de sûreté
Certains colis de transport de matières radioactives telles
que combustibles irradiés, sources de haute activité, matières
fissiles, avant d’être utilisables sur la voie publique, néces
sitent la délivrance par l’autorité de sûreté d’une
autorisation (certificat d’agrément ou autorisation de transport
sous arrangement spécial) attestant de la conformité à
la réglementation en vigueur.
Evolution des autorisations délivrées
par les autorités
12
27 28 25 26 34
11
10
10
13
5
Ces mesures sont de différents ordres :
• vérification de l’adéquation de la matière transportée
au contenu autorisé par le certificat d’agrément. Cette
vérification est à la charge de l’expéditeur
• contrôles techniques : vérifications du respect des
limites réglementaires d’irradiation et de contamination des
colis et des moyens de transport, épreuves d’étanchéité,
arrimage et calage du colis…
• contrôles de l’équipement du véhicule : présence de
scellés, efficience des systèmes de freinage, présence
d’extincteurs et équipements radio, étiquetage…
• contrôles administratifs : vérification des formations des
chauffeurs, autorisations de transport, fiches de déclaration
d’expédition, autorisations de réception matière, fiches
de maintenance, présence des certificats d’agrément…
Des dispositions opérationnelles complémentaires peuvent
être prises tant à l’intérieur des centres que sur la voie
publique pour limiter la vitesse des véhicules, interdire la circulation
en période de fort trafic ou pendant les périodes à
météo défavorable (risque de gel ou de neige).
3
12
4
13
2003 2004 2005 2006 2007
Homologations
Arrangements spéciaux (1)
Agréments
5
10
(1) Arrangement spécial : Approbation de transport, délivrée à un colis qui ne
satisfait pas à toutes les exigences de la réglementation, mais compensée par
des dispositions de protection additionnelles conférant au moyen de transport
un niveau de sûreté équivalent.
Sécurité dans l’exécution des transports
Outre le respect des règles de conception destinées à rendre
les emballages de transports intrinsèquement robustes,
des mesures additionnelles sont prises lors des opérations
de transport pour renforcer leur sûreté et leur sécurité.
4
12
16
Bilan des événements significatifs pour les
transports radioactifs
Tout dysfonctionnement affectant les transports de matières
radioactives est immédiatement enregistré et analysé pour
en déterminer les causes et en évaluer la gravité et les
conséquences éventuelles pour le personnel, le public et
l’environnement. Au titre du retour d’expérience, des actions
correctrices sont engagées et suivies.
Pour l’exercice 2007 :
– quatre événements significatifs impactant les transports
(EST) ont été déclarés aux autorités de sûreté (voir
chapitre sûreté) au titre des critères de transport. Ces événements
sont classés sur l’échelle INES
– huit informations relatives à des événements intéressant
les transports (EIT) ont été notifiées à l’autorité de sûreté.
Ces événements sont hors échelle INES.

Essai de franchissement par des fusiliers commandos
43
Bilan maîtrise des risques
2007
Protection des sites,
du patrimoine
et des installations
Le décret n°2006-212 du 23 février 2006 relatif à la sécurité
des activités d’importance vitale (SAIV) prévoit la mise en place
de Directives Nationales de Sécurité (DNS) fondées sur une
analyse de risques et des scénarios de menaces. Au cours de
l’année 2007, les trois opérateurs principaux du secteur
nucléaire (EDF, AREVA et CEA) ont travaillé avec les autorités sur
le projet de directive.
Protection physique
Les missions d’expertise et de forte innovation scientifique et
technologique du CEA s’exercent dans le cadre de collaborations
étendues, européennes ou internationales. Elles néces -
sitent une mise en commun de ressources, un fonctionnement
en réseaux des activités de recherche, une communication et
une circulation des personnes facilitées. Il est impératif d’encadrer
cette forte demande par un déploiement gradué des dispositions
de sécurité. Au-delà du monde de l’entreprise et face
aux nouveaux risques et aux nouvelles menaces, les citoyens
veulent être protégés. La sécurité du citoyen passe par l’assurance
de la sécurité des sites et des infrastructures sensibles.
La contribution du CEA s’appuie sur une évaluation des moyens
permettant d’élever le niveau de protection face au risque
d’agression contre les équipements ou les installations
nucléaires.
Afin de définir une démarche pragmatique de protection physique
des centres et des installations, le CEA évalue les dispositifs
de détection et les obstacles disponibles sur le marché
vis-à-vis des menaces définies par la réglementation. Un laboratoire
dédié vérifie l’adéquation des matériels à leur environnement,
y compris climatique, et leur capacité à résister aux
agressions.
Pour cela les matériels sont installés en conditions réelles et
mis en service durant au moins une année pendant laquelle
chaque alarme éventuelle est analysée. Après cette période
d’observation, les produits sont soumis à des essais
destructifs (en force) et de franchissements furtifs, par des
personnels aguerris.

44
Bilan maîtrise des risques
2007
Par ailleurs, un programme d’essais a été mené en collaboration
avec l’armée en vue de caractériser les conséquences si
la menace se réalisait.
Des campagnes d’expérimentation ont évalué les performances
des matériels et les effets potentiels des mena ces. Elles valident
et améliorent la connaissance de la résistance des structures
testées. L’objectif final est d’améliorer la protection des
installations existantes et futures.
Les essais ont porté sur :
– la tenue des dispositifs de fermeture, par exemple les portes
et les vitrages blindés, à des tentatives d’effraction de haut
niveau allant jusqu’à l’utilisation d’explosifs
– la résistance de structures représentatives d’installations
nucléaires face à des scénarios d’attaques suicide à l’explosif
ou au véhicule piégé.
Des essais paramétriques menés sur maquette ont permis
d’observer les effets de l’explosion en fonction de la cible, de
la charge ainsi que de son conditionnement ou sa position. Des
charges unitaires allant jusqu’à plusieurs centaines de kg d’équivalent
TNT ont ainsi été mises en œuvre.
Pour chaque essai, le tir a été filmé en caméra ultra rapide et
ses effets au sol et dans l’air enregistrés par différents capteurs
de pression positionnés en fonction des modélisations de
dimensionnement préalables.
Les résultats obtenus ont confirmé l’intérêt d’essais en vraie
grandeur. Ces derniers ont permis de valider et d’améliorer les
modèles de comportement des structures.
Effet d'une charge d'explosive sur une paroi béton
Protection et contrôle
des matières nucléaires
Deux types d’inspection existent : l’inspection internationale par
EURATOM et l’inspection nationale pour le compte du Haut Fonctionnaire
de Défense et de Sécurité du MINEFE.
Le règlement EURATOM a changé en 2007. Il impose désormais
la comptabilisation des matières nucléaires contenues
dans les déchets. Le CEA s’est adapté à cette évolution. Malgré
une mise en place récente de nouvelles règles de suivi et
de comptabilité, les rapports d’inspection montrent que les
modalités de gestion répondent bien aux exigences EURATOM
et que la problématique déchets a su être maîtrisée rapidement.
S’agissant des inspections nationales, les écarts constatés
en 2007 concernent des objets contenant de très faible quantité
de matières nucléaires.
Effraction de porte à l'explosif formé
Sécurité des systèmes d’information
L’analyse des communications réseaux en provenance de l’internet
à destination des systèmes d’information du CEA permet
de constater une évolution de la menace globale. L’année 2007
révèle une baisse des attaques massives liées à la propagation
de virus informatiques sur internet, et en particulier sur les services
inhérents au système d’exploitation bureautique. Ces attaques
aveugles et récurrentes, généralement en provenance
des fournisseurs d’accès grand public, ont marqué un peu le

Répartition géographique de l’origine des tentatives d’attaques informatiques sur le CEA en 2007
45
Bilan maîtrise des risques
2007
pas au profit d’attaques plus ponctuelles dans le temps
(quelques heures à quelques jours) et plus précises en termes
de cibles visées. Néanmoins cette baisse est toute relative car
il faut bien constater que le ratio entre les tentatives de
connexions en provenance de l’internet et les connexions réellement
abouties car autorisées reste dans la limite des 3%
constatée ces deux dernières années.
Internet reste donc un média à risque élevé pour un service ne
disposant pas d’une protection réseau adéquate, malgré cette
baisse des grandes propagations virales sur internet.
Si en terme quantitatif, la baisse de ces grandes menaces génériques
peut être jugée favorablement, ce n’est pas du tout le
même constat en terme qualitatif. Depuis quelques années, on
remarque que les grandes infections en provenance de l’internet
ont fait place à des infections beaucoup plus réduites mais
dont la diversité met en défaut les systèmes de détection classiques
qui travaillent sur la base d’attaques connues. On est
donc passé de quelques grandes menaces détectées, car déjà
connues, à une multiplication de menaces à cible réduite mais
plus difficiles à détecter car très diverses.
On peut cependant constater que la majorité de ces menaces
se trahissent à un moment donné par une activité réseau atypique
dans leur tentative d’établir un canal de communication
caché.
Des entraînements communs et des échanges réguliers avec
les unités de la police, de la gendarmerie nationales et des services
départementaux d’incendie et de secours (SDIS) sont réalisés.
Le retour d’expérience ainsi acquis favorise une meilleure
compréhension des intervenants et améliore nos capacités
mutuelles de réaction. Des exercices nationaux, sur des
thématiques variées, assurent la sécurité globale de nos éta blis -
sements. Quel que soit le domaine concerné, la complémentarité
des équipes internes avec celles d’intervenants extérieurs
relevant de l’autorité étatique s’avère particulièrement efficiente
et adaptée.
Formations locales de Sécurité
Des agents polyvalents des Formations Locales de Sécurité
(FLS) assurent, 24 heures sur 24, au sein des établissements
du CEA, les missions de gardiennage, de secours aux victimes
et de lutte contre les incendies.
Les nouvelles exigences réglementaires en matière de gardiennage
ont conduit à une réflexion sur l’adaptation de leur
parcours professionnel.
Exercice PUI - Cadarache

Exercice PUI - Cadarache
46
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise
des situations
d’urgence
L’organisation de crise au CEA
La bonne conduite de la gestion d’une crise passe nécessairement
par une préparation et une organisation préalable
minutieuse.
L’organisation de crise au CEA repose ainsi sur l’articulation
de multiples acteurs ayant chacun un rôle bien déterminé
à jouer. En cas d’exercice ou de survenue d’un
évènement accidentel, sont activés :
– le centre de coordination en cas de crise (CCC) : centre
décisionnel de la Direction Générale dont la composition
est variable selon la nature de la situation
– l’équipe technique de crise centrale (ETC-C), constituée
de cellules d’expertise pour le diagnostic de l’installation
sinistrée et le pronostic des conséquences pour la
population et l’environnement
– les cellules de presse, centrale et locale, ayant pour mission
d’apporter des éléments de réponse aux sollicitations
médiatiques
– le poste de commandement de direction locale (PCD-L)
représentant l’autorité décisionnelle du centre concerné
par l’évènement
– l’équipe technique de crise locale (ETC-L) pour l’expertise
technique de l’installation (diagnostic/pronostic).
En cas d’accident survenant sur une installation nucléaire
de base civile du CEA, les acteurs nationaux et locaux de
la gestion de la situation se répartissent selon le schéma
de la page suivante.
Selon les cas, d’autres centres de crise peuvent être activés,
à savoir :
– la cellule de crise de la Direction des Applications Militaires
(CCDAM), constituant l’expertise technique en cas
d’évènement survenant sur une arme nucléaire ou une
chaufferie embarquée de la marine nationale
– le Poste de Commandement « Intervention Nucléaire »,
cellule d’alerte et d’appui logistique, activée dès lors que
des équipes du CEA sont engagées sur le terrain pour
une intervention d’urgence radiologique.

Pouvoirs publics
Niveau national
Pouvoirs publics
Niveau local
Préfet
PPI
Une veille H24
Equipes
techniques
Décision
Presse
Toute situation d’urgence passe par une détection locale
sur site et, en cas de besoin, par une transmission rapide
de l’information à la Direction Générale.
A titre d’illustration, en 2007, l’astreinte du Pôle Maîtrise
des Risques du CEA a été sollicitée à 21 reprises pour des
situations réelles Hors Horaires Ouvrables.
PUI
CCC
PCD-L
Sollicitations de l’astreinte CEA – 2007
ETC-C
ETC-L
CEA national
Centre CEA
Les situations réelles
En 2007, aucune situation « accidentelle » n’a entraîné
l’acti vation du Centre de Coordination en cas de Crise. Néanmoins,
plusieurs évènements ont nécessité une gestion de
crise en local ou encore une veille, un soutien, voire une
expertise ponctuelle centrale au profit des établissements.
Parmi ces situations, on retiendra :
– Une contamination radioactive détectée dans une
déchar ge publique du sud ouest de la France (Audenge –
33) imputée initialement au Cesta. Appuyé par le centre de
DIF, le Cesta a conduit les recherches et expertises qui ont
permis d’écarter formellement son implication dans l’origine
de cette contamination
– La détection de la perte, à Saclay, d’une source
radioactive de faible activité, source initialement présente
dans un appareil de mesure de l’empoussièrement
de l’air
– Une intervention à Peyrolles (13) d’une équipe ZIPE de
Cadarache pour la levée de doute d’un colis suspecté
radioactif
– 5 sorties de la ZIPE de Saclay dans les zones de fret
des aéroports de Roissy et Orly pour le reconditionnement
de colis endommagés contenant des produits
radiopharmaceutiques
– La chute d’un arbre durant la nuit du 26 au 27 mai sur la
clôture du centre de Fontenay-aux-Roses, endommageant
celle-ci significativement.
47
Bilan maîtrise des risques
2007
• Expertise d’une
décharge publique
• Inventaire de matières
nucléaires
• Recherche d’une
source radioactive
Nombre de HO HHO
sollicitations
Situations réelles 28 21
• Dégagement
de fumées en INB
• Estimation
d’un séisme
en Martinique
• Intervention ZIPE
Qu’est ce qu’une ZIPE
Les Zones d’Intervention de Premier Echelon
(ZIPE), réparties au nombre de 8 sur le territoire
national selon un découpage départemental,
sont composées de spécialistes en radioprotection
du CEA (et d’AREVA).
Elles peuvent être sollicitées par les autorités
pour intervenir dans le domaine public dans
différents cas : découverte d’un colis potentiellement
radioactif sur la voie publique, dans
une décharge, dans une zone de fret d’un
aéroport…
Exercices 22 2
• PUI Cadarache
• Piratome 07
• Base navale Toulon
• Inspection
des autorités
Les exercices de crise
Chaque année des exercices de crise sont réalisés afin
de tester le dispositif de gestion des situations d’urgence.
En 2007, l’exercice PIRATOME 07 a particulièrement
mobilisé les équipes du CEA (plus d’une centaine de

48
Bilan maîtrise des risques
2007
Exercice Piratome 07
Le Secrétariat Général de la Défense Nationale
(SGDN) a organisé les 3 et 4 avril 2007 un exercice
majeur sur la thématique du terrorisme NR
(Nucléaire – Radiologique). Pour ce type d’exercice,
l’expertise technique du CEA et en
particulier des spécialistes en intervention nucléaire
et en radioprotection a été mise à contribution au
profit du Ministère de l’Intérieur dans le cadre du
Détachement Central Interministériel d’intervention
technique (DCI).
16 activations du CCC pour exercice – année 2007
personnes) du terrain jusqu’à la Direction Générale.
Les ZIPE ont également été sollicitées par la Direction de
la Défense et de la Sécurité Civiles pour une participation
à 5 exercices nationaux, dont 3 sur des centrales
nuclé aires, 1 sur une base aérienne et 1 sur une base de
la marine nationale.
Par ailleurs, les thématiques retenues par les centres pour
les exercices de mise en œuvre des dispositions d’urgence
interne ont couvert cette année des aspects très diversifiés
: le transport de matières radioactives, la malveillance,
le risque toxique…
PUI Saclay
4/12
Inopiné Saclay
27/09
PUI FAR
18/12
Exercice DCI
25/09
Saclay
Fontenay-aux-Roses
Bruyères-le-Châtel
BA Luxeuil
ZIPE - 4/12
CNPE Dampierre
ZIPE - 22/02
Exercice CFS
18/09
Transport interne
14/12
Le Ripault
Valduc
Piratome 07
4/04
CNPE Blayais
ZIPE - 21/11
Grenoble
PUI Grenoble
7/12
POI Cesta
29/06
Marcoule
Cadarache
CNPE Tricastin
ZIPE - 27/09
PUI Cadarache
18/12
PUI Marcoule
15/01
Marine Toulon
ZIPE - 16/10

DENUX 07
La France a organisé les 21 et 22 mars 2007
une démonstration des moyens d’intervention
dont elle dispose en cas d’accident sur une
arme nucléaire. Une délégation d’une centaine
d’observateurs de pays de l’OTAN et de la
Fédération de Russie a assisté à cette démonstration.
Les équipes du CEA ont été sollicitées pour
cette démonstration à plusieurs titres pour :
• la caractérisation des dégradations subies
par l’arme et la mesure de la radioactivité
• le calcul de la zone potentiellement contaminée
• la mise en œuvre de moyens de décontamination
et du dispositif Hélinuc
• le reconditionnement des débris
• l’appui auprès des pouvoirs publics dans le
cadre des ZIPE.
La pandémie grippale
Un document « cadre » a été réalisé afin de fixer les orientations
stratégiques du CEA en matière de préparation à
une situation de type pandémie.
Les grandes missions du CEA ainsi que les fonctions prioritaires
à maintenir, y compris dans la phase de la pandémie
durant laquelle le taux d’absentéisme sera le plus
élevé, ont ainsi été définies (ex. : protection physique des
centres, capacité d’inter vention en cas d’accident sur arme
nucléaire…)
Ce référentiel d’application fixe également la doctrine
d’achat, de distribution et d’utilisation des masques de protection
en fonction des différentes phases de la progression
de la pandémie. Chaque centre a constitué un stock
de masques de protection des voies respiratoires correspondant
à ses besoins propres.
En complément de ce document « cadre », chaque centre
a établi en 2007 un plan de continuité d’activités conformément
aux directives gouvernementales.
Enfin, dans le but d’éprouver ce dispositif, un exercice de
mise en situation sera réalisé en janvier 2008 permettant
à chaque centre d’améliorer davantage sa capacité de réaction
et d’ajuster, le cas échéant, son dispositif de crise.
49
Bilan maîtrise des risques
2007
Exercice PUI – Saclay
Les autres évènements
marquants
Parmi les évènements marquants de 2007, il faut souligner :
– La démonstration DENUX 07 qui a mobilisé de nombreux
moyens CEA
– Les 2 inspections des autorités de sûreté nucléaire réali
sées sur le thème de la gestion de crise :
- les 27/28 juin sur le site de Marcoule : inspection commune
ASN/DSND avec déclenchement d’un exercice
inopiné en début de soirée
- le 3 juillet sur le site de Cadarache : inspection de l’ASN
avec déclenchement d’un exercice inopiné en journée.
CEA et pandémie grippale
Pour mémoire, la réponse du CEA face à une
situation de type pandémie s’articule autour
du déclenchement de deux plans :
• Plan A :
le taux d’absentéisme dans les centres est
tel qu’il reste possible de poursuivre les activités,
même si le fonctionnement est ralenti
• Plan B :
le taux d’absentéisme est tel (malades, salariés
au chevet de leurs proches, absence
de moyens de transport…) qu’il est nécessaire
de mettre en sommeil les activités.
Dans ce plan, seul l’effectif, préalablement
identifié comme indispensable aux activités
essentielles des installations, sera autorisé
sur les sites et seules les activités prioritaires
seront maintenues.
En fonction de la situation nationale, les plans
A et B pourront être déclenchés soit en local
(un ou plusieurs centres), soit en national (tous
les centres).

Le plan d’actions entre le Centre de Coordination en cas de
Crise du CEA et le Centre de Crise du ROSATOM a été
reconduit pour la période 2008/2010. La signature commune
de ce plan s’est déroulée le 5 octobre 2007 au siège
du CEA (Saclay).
Dans le cadre des échanges entre le CEA, le Department
Of Energy (DOE) des Etats-Unis et le NARAC (National
Atmospheric Release Advisory Center), un exercice, de
type « Table Top », d’intercomparaison de codes de calcul
pour la modélisation des conséquences d’un accident
radiologique a été réalisé mi 2007.
50
Bilan maîtrise des risques
2007
Démonstration d’extinction d’incendie en Russie - septembre 2007
Les relations internationales
Dans le cadre du plan d’actions 2005/2007 établi entre
le CEA et le ROSATOM (Fédération de Russie) sur la gestion
de crise, des observateurs CEA ont participé à un
exercice de crise nucléaire de grande ampleur sur la centrale
nucléaire de Leningrad en septembre.
Exercice d’intercomparaison CEA/NARAC

Bâtiment siège à Saclay
51
Bilan maîtrise des risques
2007
Contrôles
et audits
Démarche et organisation
Le plan d’audit du CEA s’inscrit dans une approche globale et
systématique. Il est construit à partir de la cartographie qui
identifie les risques encourus par l’organisme.
Cet exercice de cartographie, mené pour la première fois en
2004 avec la participation de tous les pôles opérationnels et
fonctionnels, a été actualisé en 2007 ; ainsi 34 risques ont été
consolidés en 4 catégories : les risques stratégiques, les
risques opérationnels, les risques liés aux systèmes d’information
et les risques de non-conformité réglementaire.
Le plan d’audit ainsi construit annuellement constitue la base
du processus normal de vérification de la mise sous
contrôle des risques, de la bonne gestion et de l’utilisation des
moyens de l’organisme. Il vise également à apporter l’aide
nécessaire aux directions des pôles et des centres du CEA dans
l’atteinte de leurs objectifs et la maîtrise de leurs risques. Il
constitue un élément central dans le dispositif de contrôle
interne du CEA.
En complément, une veille permanente est assurée sur
l’ensemble des activités et des résultats de l’organisme. Elle
permet le cas échéant la mise en oeuvre d’un processus
d’investigation, au plus près du terrain, conduisant, en une
durée aussi limitée que possible, à analyser et comprendre
les dysfonctionnements et à aider à la définition des mesures
correctives. Ce dispositif est le garant de la réactivité de
l’organisme.
Les missions d’inspection et d’audit sont structurées et mises
en œuvre, dans le cadre des 2 processus pré-décrits (plan
d’audit, veille permanente) et en fonction de la nature des activités
sur lesquelles elles portent, selon 5 grands domaines :
– des missions d’audit à portée générale sur l’organi -
sation, la gestion et le fonctionnement de l’établissement,
notam ment sur les aspects financiers
– des missions d’inspection sur la sûreté nucléaire couvrant
aussi les champs de la gestion des matières nucléaires,
du transport des matières radioactives et de l’impact sur l’environnement
– des missions d’audit sur la sécurité dans les centres et
dans les installations ; elles concernent annuellement chacun
des neuf centres CEA et couvrent les champs de l’hygiène et
sécurité conventionnelle, la sécurité radiologique, la protection
physique du patrimoine et des installations, la protection et le
suivi des matières nucléaires ainsi que la sécurité des systèmes
d’information

52
Bilan maîtrise des risques
2007
– des audits en auto-évaluation, dans le cadre d’une
démarche initiée en 2007 d’auto-évaluation du contrôle
interne dans le but d’en améliorer la pratique et l’efficacité
– des audits sur les référentiels qualité (ISO 9001), envi -
ronnement (ISO 14001) et sûreté nucléaire (arrêté du
10 août 1984), placés sous la responsabilité des pôles opérationnels
et des centres qui établissent et réalisent leur programme
d’audits annuel.
Pour piloter l’ensemble de ces inspections et audits, il est fait
appel selon les cas à l’Inspection Générale et Nucléaire ou à la
Direction Financière.
Exemples de missions
réalisées en 2007
Audits à portée générale
Gestion d’habilitations dans le système d’information
du CEA
L’audit a vérifié l’efficacité du processus de gestion d’habilitations
dans le système d’information du CEA, notamment dans
le domaine commercial.
Il a préconisé une série d’actions pour améliorer cette efficacité,
telles que la définition des contrôles à mettre en place, l’actualisation
des listes d’habilitations, l’analyse précise des besoins,
la mise en cohérence des informations à la disposition des
acteurs du système informatique de gestion.
Exercice des métiers de la sécurité conventionnelle
L’audit a réalisé une revue des conditions dans lesquelles sont
exercés les métiers de la sécurité conventionnelle dans les
installations du CEA. Il s’est en particulier appuyé sur une
enquête réalisée auprès de tous les ingénieurs de sécurité d’installation
de l’organisme.
L’audit a préconisé un programme d’actions touchant à l’organisation
et la structure de la ligne d’action relative à la sécurité
conventionnelle, au positionnement, à la désignation et à la formation
des responsables de cette ligne d’action, ainsi qu’au
processus d’intervention d’entreprises extérieures.
Maîtrise des risques liés au pilotage de la soustraitance
L’audit a vérifié 4 marchés importants de prestations de service
ou de travaux réalisés dans les centres.
L’audit a recommandé la mise en place systématique d’une
organisation projet et d’un engagement plus marqué des
directions de centre pour le pilotage de tels marchés (évaluation
des ressources nécessaires pour le pilotage). Il a proposé des
améliorations en matière d’analyse de risques en amont de
toute consultation.
Mise en tenue d’un opérateur pour l’assainissement d’une cuve à Marcoule
Audits dans le domaine de la sûreté
nucléaire
Exercice du contrôle de premier niveau dans le
domaine de la sûreté nucléaire
L’inspection a porté sur 23 installations nucléaires de base
(INB).
Elle a recommandé :
– d’améliorer la formation des acteurs en charge du contrôle de
1 er niveau
– de porter un effort accru sur l’identification des activités
redevables réglementairement d’un tel contrôle
– de décrire plus précisément les besoins des INB dans les
documents d’interface avec les entreprises sous-traitantes
chargées de telles activités.
Mission réactive consécutive à l’évènement survenu le
10 septembre 2007 à l’INB 72 du centre de Saclay
Suite à cet évènement de pénétration en zone rouge, au sens
de la radioprotection, d’un opérateur sans autorisation (cf. description
de l’évènement, chapitre radioprotection), l’Inspection
Générale et Nucléaire a diligenté une mission réactive pour identifier
les causes de l’évènement et proposer les actions correctives
visant à renforcer les lignes de défense de l’installation
et du centre.
Audits de sécurité
En 2007, les audits de sécurité dans les 9 centres du CEA se
sont focalisés sur les trois thèmes suivants :
– évaluation des risques professionnels (EvRP)
– organisation de la gestion de crise
– gestion des installations classées pour la protection de
l’environnement (ICPE).
D’une façon générale, des efforts importants ont été déployés
par les centres pour mettre en œuvre la démarche d’évaluation

des risques professionnels ; les audits ont cependant fait
apparaître une grande hétérogénéité dans l’application de cette
démarche dans les centres. Rappelons que l’EvRP est un outil
de prévention s’inscrivant dans une démarche d’amélioration
continue de la sécurité.
En matière de gestion de crise, les audits ont montré que
les référentiels de crise et en particulier les plans d’urgence
sont connus et maîtrisés. A noter, également le très bon
niveau des moyens de communication et de transmission
des différents centres de crise. En revanche, une marge de
progrès a été contatée pour certains centres dans la réalisation
d’exercices de crise impliquant le Centre de Coordination
en cas de Crise.
Pour ce qui concerne la gestion des ICPE, les audits recommandent
l’adoption d’un processus de suivi et de résorption
des écarts constatés par les directions de centre.
Centre
Cadarache
Cesta
DAM
Ile de France
Fontenayaux-Roses
Grenoble
Le Ripault
Saclay
Valduc
Marcoule
activités auditées
Installation nucléaire de recherche
sur l’énergie de fusion
Dimensionnement
et essais thermomécaniques
Radio-toxicologie des animaux
Physique nucléaire
Utilisation d’un irradiateur
pour la radiobiologie
Recherche dans le domaine
de l’énergie solaire
Traitement et usinage
de poudres métalliques
Chimie, toxicologie moléculaire
et biotechnologie
Traitement et entreposage
d’Uranium métallique
Confinement de déchets radioactifs
Tore Supra à Cadarache
Audits en auto-évaluation
Suite à la suggestion des commissaires aux comptes de
l’organisme, une démarche d’auto-évaluation du contrôle interne
a été initiée en 2007 dans le but d’en éprouver la pratique et
d’en tester l’efficacité.
La démarche a concerné le processus de gestion de projets
défini par le référentiel méthodologique des projets au CEA.
Chaque pôle opérationnel a auto-évalué deux de ses projets.
Un pôle fonctionnel a réalisé une auto-évaluation. Les résultats
présentés aux commissaires aux comptes n’ont pas mis en évidence
de manquement majeur en termes de gestion de projets.
La démarche d’auto-évaluation en 2008 concernera un nombre
plus important de projets ainsi que le processus achats.
Audits qualité
Dans le cadre de l’animation du vivier des auditeurs qualité, les
quinzièmes journées des auditeurs se sont tenues les 12 et
13 novembre 2007 à Cadarache. Elles ont rassemblé une centaine
de personnes et ont été l’occasion d’échanger sur les
bonnes pratiques mises en œuvre lors des audits internes.
53
Bilan maîtrise des risques
2007

Signature du 9 ème protocole CEA/CAEA Chine au Château de Cadarache
54
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise des risques
juridiques
La maîtrise des risques juridiques s’opère par un soutien rapproché
aux opérationnels et le plus en amont possible, sur
l’ensemble des projets et thématiques concernant le CEA.
Cela consiste également à accompagner, voire anticiper, les
sujétions découlant des demandes des pouvoirs publics.
Grands projets et affaires
juridiques
Certains des grands projets du CEA, ou dans lesquels il est
impliqué, ont connu des évolutions significatives en 2007.
• ITER : entrée en vigueur du traité, signature de l’accord de
siège entre la France et l’Organisation Internationale ITER,
création de l’entité européenne dénommée F4E (Fusion for
Energie)
• RJH (réacteur Jules Horowitz) : signature du contrat de
consortium avec 7 partenaires le 19 mars 2007, entrée de
4 nouveaux membres depuis (Japon, Pays-Bas Suède et Inde)
• Réacteurs de 4 ème génération : formalisation d’échanges
d’information entre la France, le Japon et les USA en vue de
la construction de prototypes de réacteurs à neutrons
rapides refroidis au sodium dans chacun de ces trois pays
• CNRG (Centre national de Recherche en Génomique) :
intégration au CEA avec rattachement au Centre de Fontenay-aux-Roses
des composantes Centre National de
Séquençage et Centre National de Génotypage du CNRG
situés à Evry
• usine pilote de Bure (Haute Marne) : projet de construction
d’un pilote de fabrication de bio carburant de 2 ème
génération, acquisition de la propriété intellectuelle et des
technologies nécessaires.
Veille et analyse réglementaire
L’actualité législative et règlementaire impactant les activités
du CEA a été abondante en 2007. Deux publications spécialisées
paraissent en interne : le Bulletin d’Information
Juridique (BIJ), outil de veille juridique portant sur l’analyse
de tous les textes législatifs et réglementaires ainsi que
JURISACTION, plus pratique, qui se fait l’écho de l’actualité
juridique.
L’objectif est également de procurer aux opérationnels, par
des formations, une meilleure connaissance des aspects
juridiques de certains sujets, par exemple pour les Programmes
Cadres de Recherche et Développement de l’Union
Européenne.

Dans le domaine nucléaire, après l’adoption en 2006 de la loi
Transparence et Sécurité Nucléaire et de la loi relative à la
gestion durable des matières et déchets radioactifs, les
textes d’application de ces lois parus en 2007 ont été déclinés
en procédures opérationnelles.
Matières et déchets radioactifs
L’article 20 de la loi n° 2006-739 du 28 juin
2006 de programme relative à la gestion durable
des matières et déchets radioactifs a renforcé
les obligations des exploitants en ce qui concerne
la gestion du financement des charges de démantèlement
et de gestion des déchets radioactifs.
Le décret n°2007-243 du 23 février 2007 et
un arrêté du 21 mars 2007 sont venus préciser
les modalités de financement et les garanties
relatives aux dépenses de démantèlement des
INB. Ils fixent notamment :
– les catégories de charges et leurs méthodes
d’évaluation
– les actifs admissibles à la couverture de ces
charges
– la gouvernance en matière de constitution et
de gestion des actifs
– les modalités du contrôle interne et l’évaluation
des risques financiers
– le contenu du rapport triennal et de la note
d’actualisation
– le contrôle de l’administration.
Une gestion rigoureuse des contentieux sociaux et des dossiers
de sécurité sociale (accidents du travail et maladies
professionnelles) permet de défendre les intérêts du CEA
dans le domaine des ressources humaines et de limiter les
coûts notamment par la maîtrise des taux des cotisations.
Certains dossiers de reconnaissance de maladie professionnelle,
dits « vétérans » des essais nucléaires français,
réclament un travail de recherche historique conséquent.
La gestion préventive de situations potentiellement conflictuelles
permet également d’éviter l’émergence de contentieux.
Activités contractuelles et immobilières
Les opérationnels sont accompagnés dans la négociation et
la conclusion de contrats commerciaux complexes à forts
enjeux afin de limiter les risques pour le CEA et de générer,
le cas échéant des ressources financières complémentaires.
Plusieurs opérations ont mis en valeur le patrimoine foncier
du CEA par la vente ou la mise à disposition de terrains permettant
l’implantation de nouvelles installations de recher -
ches, d’entreprises prestataires ou utilisant des technologies
issues du CEA, comme à Saclay, au Ripault, au Cesta ou à
Grenoble.
55
Bilan maîtrise des risques
2007
Contentieux, affaires sociales
L’activité contentieuse, notamment dans le domaine social
et commercial, suit la tendance nationale d’augmentation et
prend des formes nouvelles : à côté des traditionnelles
actions devant les tribunaux, on assiste à une multiplication
des résolutions des litiges par d’autres voies juridiques :
expertise, médiation et transaction.
A titre d’illustration, une expertise a été demandée pour l’exécution
d’un marché de démantèlement, l’avis de l’expert a
été suivi par les deux parties, allégeant ainsi la procédure.
L’année 2007 a été marquée par des développements du
dossier Rapsodie, un accident du travail mortel survenu en
mars 1994 à Cadarache. L’information judiciaire close en juillet
2005 par une ordonnance de non-lieu, a été relancée par
les parties civiles par la voie d’une citation directe à l’encontre
du CEA. La Cour d’appel d’Aix-en-Provence a rejeté leur
demande le 22 octobre 2007, considérant que l’ordonnance
de non-lieu rendue en 2005 avait l’autorité de la chose jugée
et que la nouvelle action engagée à l’encontre du CEA était
irrecevable.
Installation de bio carburant à Grenoble

56
Bilan maîtrise des risques
2007
Propriété intellectuelle
Le parlement français à voté deux lois importantes en
matière de brevet : la ratification de l’Accord de Londres et
la révision de la Convention sur la délivrance de brevets
européens, dite CBE. Les dispositions de l’Accord de Londres
modifient le régime linguistique actuel du brevet
euro péen. Cela entraînera une réduction des coûts d’obtention.
La révision de la CBE, dont la ratification date de
1973, doit faciliter les procédures d’obtention des brevets
ce qui est conforme aux tendances législatives mondiales
en matière de propriété intellectuelle et industrielle (PI). Ces
nouvelles dispositions devraient inciter les organismes et
entreprises concernées à déposer davantage de brevets.
fonctionnalités ont été ouvertes à tous les salariés du CEA.
L’application permet à tous d’entreprendre les démarches pour
déposer un brevet, suivre l’avancement de ses propres inventions
ou consulter les brevets du CEA déjà publiés.
Evolution des dépôts de brevets
424*
359
364
315
297
Accord
de Londres
La demande de brevet est déposée dans
une des trois langues officielles de l’Office
Européen des Brevets : anglais, français,
allemand. Il n’y a plus la nécessité de la
traduire intégralement dans la langue officielle
des pays concernés par le dépôt pour permettre
sa validation (34 pays et 25 langues).
2003 2004
2005
2006
2007
Brevets * Chiffre estimé au 31/12/2007
Brevets, accords de transferts
de technologie
Selon les critères retenus par l’Institut National de la Propriété
Intellectuelle, le CEA a été classé, pour 2007 en
France, 1 er dépo sant de brevets parmi les organismes publics
de recherche et à la 5 ème place au classement général
(incluant les entreprises).
Accords signés en 2007 par partenaires
11%
Organismes publics
étrangers :
41
11%
Sociétés étrangères :
40
4%
Contrats
communautaires
et consortium :
14
Titre officiel d’un brevet CEA déposé au japon
Gestion des accords
Le déploiement de l’outil informatique BALI en 2007, a permis
de consolider les processus de gestion en matière de
PI et de valider les informations. BALI participe ainsi à la
sécurisation juridique du patrimoine PI du CEA.
Cette application gère l’ensemble de son patrimoine intellectuel
: accords, brevets et marques au profit des acteurs PI
(juristes, chargés de contrat, ingénieurs-brevet, responsables
de portefeuille, responsables de la valorisation…). Certaines
PME françaises :
80
21%
Grands groupes
industriels français :
57
15%
Total : 373
Oganismes
publics français :
141
38%

Le nombre des accords de partenariat signés est estimé
à 325 et celui des licences concédées atteint 48, conduisant
à un total de 373 accords signés en matière de PI.
Le portefeuille global des accords liés à la propriété
industrielle s’élève, à fin 2007, à environ 2167 (soit une
augmentation moyenne de 19%) et celui des accords de
licence à 468.
Assurances
Le CEA gère un programme d’assurance adapté en permanence
à la nature des risques à couvrir :
– dommages affectant les salariés participant à son activité
– dommages matériels et immatériels causés par le CEA
– dommages causés à ses biens propres.
Assurance des salariés
Dans le cadre des couvertures proposées par le CEA à ses
salariés facultatives ou obligatoires (versement d’un capital
aux ayants droit en cas de décès ou aux salariés en cas d’invalidité),
une somme de 3,2 millions d’euros a été versée au
titre de 42 dossiers.
Les prestations d’assistance et des versements complémentaires
prévus en cas d’accidents corporels survenus en
cours de mission en France ou à l’étranger ont été refondues
au sein d’une police unique.
Assurance des biens
Le patrimoine et les actifs du CEA sont assurés au cours de
trois phases successives :
• Phase construction
Une police dite « Tous risques chantier (TRC) » garantit les
dommages affectant les travaux de bâtiment pendant la
période de construction jusqu’à la réception. En 2007,
25 dossiers ont été traités dans ce cadre.
• Phase exploitation
Une police patrimoniale couvre l’ensemble des biens meubles
et immeubles, y compris les installations nucléaires
de base, dont le CEA est propriétaire. Cette police s’exerce
à concurrence d’un montant maximum de 120 millions d’euros
par sinistre et par année d’assurance.
• Phase assainissement/démantèlement
La police de démantèlement garantit tous les dommages
matériels subis par les biens du CEA concernés par les
travaux de démantèlement ou à proximité desquels les travaux
sont exécutés. Les principaux dossiers ont concerné
les centres de Fontenay-aux-Roses et Grenoble.
57
Bilan maîtrise des risques
2007
Dommages causés par le CEA
Le CEA est couvert par un programme d’assurance qui
garantit sa responsabilité civile dans le cadre de toutes ses
actions y compris du fait de ses engagements contractuels.
Par ailleurs, le CEA dispose de polices Responsabilités
Civiles Nucléaires conformément aux conventions internationales
ratifiées par la France.
Cérémonie de pose de la première pierre du RJH à Cadarache

Pôle Stratégie et
Relations Extérieures
Pôle Ressources
Humaines et Formation
Pôle
Maîtrise des Risques
Pôle Gestion et Système
d’Information
Haut-Commissaire
Administrateur
Général
58
Bilan maîtrise des risques
2007
Pôle
Sciences de la Matière*
Saclay
Pôle
Sciences du Vivant*
Pôle Défense
Pôle Recherche
Technologique
Fontenayaux-Roses
Pôle
Energie Nucléaire
CESTA
DIF
Grenoble
Pôle fonctionnel
Pôle opérationnel
* Regroupés au sein du Pôle Recherche jusqu’au 1 er janvier 2008
Cadarache
Marcoule
Le Ripault
Valduc
Le Pôle Maîtrise
des Risques
Le CEA est structuré autour de cinq pôles opérationnels
(Energie Nucléaire, Recherche Technolo gique, Défense,
Sciences de la Matière et Sciences du Vivant) et quatre
pôles fonctionnels (Maîtrise des Risques, Ressources
Humaines et Formation, Stratégie et Relations Extérieures,
Gestion et Système d’Information), dans un souci
de cohérence, de lisibilité, et de synergie de ses compétences.
Le pôle Maîtrise des Risques (MR) a pour missions :
– d’identifier et maîtriser les risques liés aux activités du CEA
– d’arrêter les modalités de protection et de sécurisation des
activités, en donnant les directives nécessaires à toutes
les unités du CEA en matière de sécurité et sûreté et en
optimisant l’incidence des contraintes extérieures sur les
activités opérationnelles
– de piloter les chaînes fonctionnelles internes sur une
dynamique et une fluidité des échanges.
Le pôle MR est structuré en 4 directions fonctionnelles :
– la Direction Centrale de la Sécurité (DCS)
– la Direction de la Protection et de la Sûreté Nucléaire (DPSN)
– la Direction Juridique et de Contentieux (DJC)
– l’Inspection Générale et Nucléaire (IGN)
Cette organisation repose sur deux principes : une seule direction
interlocutrice vis-à-vis des entités externes au CEA (autorité
de contrôle…) et une séparation effective entre l’aide aux
exploitants nucléaires (DCS, DPSN, DJC) et le contrôle (IGN).
Le conseiller médical du CEA est rattaché au directeur du
pôle MR.
En définitive, le pôle MR est un support fonctionnel au service
des opérationnels, assurant une cohérence d’ensemble dans
les domaines clefs que sont la sécurité et la sûreté nucléaire.
Il est également une vigie du fonctionnement interne du CEA
pour l’administrateur général.
La maîtrise des risques fait également appel à un réseau
d’experts fonctionnels, qui assistent et conseillent les unités

opérationnelles (pôles opérationnels, centres, installations)
dans leurs activités quotidiennes. Le rôle du pôle est de
piloter et d’animer les actions et les missions de chaque
chaîne fonctionnelle.
La chaîne fonctionnelle en matière de sécurité est constituée :
• au niveau de chaque pôle opérationnel, par l’unité ou des
personnes en charge de la sûreté, de la sécurité ou de la
qualité au sein de la direction de pôle.
• au niveau de chaque centre :
– en matière de sécurité,
- par les unités de Protection contre les Rayonnements,
qui assurent la radioprotection des personnes, des installations
et la surveillance de l’environnement
- par les Formation Locales de Sécurité (FLS), qui
assurent le gardiennage et la protection contre
l’incendie
- par les médecins des services de santé au travail (SST)
sur les centres, qui sont en liaison fonctionnelle avec le
conseiller médical du CEA, appartenant au pôle MR
- par les correspondants chargés de la protection du
patrimoine scientifique et technique du CEA
- par les Assistants de Sécurité des Systèmes d’Information
(ASSI), qui veillent à la mise en place de mesures
de protection, et en contrôlent la bonne application,
gèrent les incidents et anomalies, et assurent la sensibilisation
des personnels
- par les Ingénieurs de Sécurité d’Etablissement (ISE), en
ce qui concerne l'application, notamment dans le
domaine technique, de la réglementation en matière de
sécurité et la conduite de la politique de prévention dans
le domaine non nucléaire.
- par les conseillers à la sécurité pour le transport de marchandises
dangereuses sur les centres
- par les bureaux transports des centres
- par les correspondants ou assistants en matière juridique,
d’assurances et de propriété industrielle
- en matière de sûreté des installations nucléaires, par
des ingénieurs sûreté dans les installations et départements,
et des cellules et commissions de sûreté. Les
réseaux de "pôles de compétences" constituent également
un soutien indispensable aux concepteurs et aux
exploitants d’installations. Constitués de spécialistes
dans les principaux domaines techniques intéressant la
sûreté, ces pôles ont pour objectif de développer,
capitaliser et faire partager les approches de sûreté au
sein de la doctrine générale du CEA.
– dans le domaine de la qualité, par un tissu dense de correspondants
qualité
• au niveau de chaque installation, par le chef d’installation,
l’ingénieur de sécurité d’installation et les animateurs de
sécurité.
59
Bilan maîtrise des risques
2007
Pôle Maîtrise des Risques
(MR)
Conseiller
Médical CEA
Direction Centrale
de la Sécurité
(DCS)
Direction
de la Protection et
de la Sûreté Nucléaire
(DPSN)
Direction Juridique
et du Contentieux
(DJC)
Inspection Générale
et Nucléaire
(IGN)
Sécurité des personnes
et des biens
Sécurité
conventionnelle
Affaires juridiques
Protection des activités
classées et des informations
Sécurité radiologique
Assurances
Sûreté nucléaire
Propriété industrielle
et accords
Gestion de crise
Mission qualité

Le CEA : un acteur
clef de la recherche
technologique
60
Bilan maîtrise des risques
2007
Acteur majeur en matière de recherche, de développement
et d’innovation, le CEA intervient dans trois grands
domaines : l’énergie, les technologies pour l’information
et la santé, la défense et la sécurité ; en s’appuyant sur
une recherche fondamentale d’excellence.
Fort de ses 15 000 chercheurs et collaborateurs, aux compétences
internationalement reconnues, le CEA constitue une
force d’expertise et de proposition pour les pouvoirs publics.
Implanté sur 9 centres répartis dans toute la France, le CEA
bénéficie d’une forte insertion régionale et de solides partenariats
avec les autres organismes de recherche.
Reconnu comme un expert dans ses domaines de compétences,
le CEA s’insère pleinement dans l’espace européen de
la recherche et accroît sans cesse sa présence au niveau
international.
Défense et sécurité globale
Le CEA conçoit, fabrique, maintient en condition opérationnelle
puis démantèle les têtes nucléaires de la force de dissuasion
française. Il est responsable de la conception, de la réalisation
et de l’entretien des réacteurs qui équipent les bâtiments à propulsion
nucléaire de la Marine nationale (sous-marins et porteavions).
Contre la prolifération et le terrorisme
Le CEA contribue, pour les instances nationales et internationales,
à la surveillance du respect des traités internationaux tels
que le Traité d’interdiction complète des essais nucléaires (Tice).
Il participe à la lutte contre la prolifération des armes nucléaires.
En matière de lutte contre le terrorisme, le CEA conduit le programme
interministériel de recherche dans les domaines
nucléaire, radiologique, biologique et chimique, pour le compte
du Secrétariat général de la défense nationale (SGDN).
Énergie
Disposer de formes d’énergie compétitives, sûres et propres,
en particulier non émettrices de gaz à effet de serre, tel est
l’objectif que poursuit le CEA à travers ses recherches et
développements sur l’énergie.
L’engagement dans le nucléaire
Le CEA apporte un soutien permanent aux industriels nucléaires
en France en cherchant à optimiser les réacteurs nucléaires
actuels et le cycle du combustible. En aval, il met au point des
solutions techniques pour la gestion des déchets radioactifs.
Le CEA est responsable de l’assainissement et du démantèlement
de ses installations nucléaires. Il conduit enfin des programmes
sur l’impact sanitaire et environnemental de l’énergie
nucléaire.
4 ème génération : sécurité et performance
À l’échelle internationale, le CEA participe aux programmes de
recherche sur les réacteurs et combustibles nucléaires du futur
qui assureront une production durable à la fois plus sûre et
générant moins de déchets. Dans ce cadre, il a en charge la
réalisation du prototype d’un réacteur de 4 ème génération.
À la pointe de la simulation numérique
Depuis l’arrêt définitif des essais nucléaires, la garantie sur le
long terme de la fiabilité et de la sûreté des armes repose sur
la simulation. À cette fin, le CEA développe de nouveaux
modèles physiques, s’équipe de supercalculateurs (Tera) et de
moyens expérimentaux de validation (machine radiographique
Airix, laser Mégajoule).

Inventer de nouvelles énergies
Acteur incontournable en matière de nouvelles technologies de
l’énergie, le CEA est présent dans les recherches sur l’hydrogène
et la pile à combustible, le solaire photovoltaïque et thermique.
Par ailleurs, il mène avec l’IFP des réflexions préliminaires sur
la fabrication de biocarburants à partir de biomasse lignocellulosique.
Grâce au travail de ses équipes, il contribue aux
études sur la maîtrise de l’énergie.
Technologies pour l’information
et la santé
La recherche fondamentale
au service des programmes
du CEA
En amont des recherches et développements sur les énergies,
le CEA conduit différents programmes dans les domaines des
sciences du climat et de l’environnement, des sciences de la
matière – de la physique des particules à l’astrophysique – de
la chimie et des interactions rayonnement/matière. Ses
recherches concernent également les sciences du vivant,
notamment la radiobiologie et la toxicologie nucléaire.
Acteur moteur de l’innovation industrielle, le CEA dispose d’une
recherche technologique de haut niveau dans le domaine des
micro et nanotechnologies, pour notamment les télécom -
munications et les objets communicants (téléphones mobiles,
réseaux sans fils, cartes à puce…).
61
Bilan maîtrise des risques
2007
Avec et pour les industriels
Partenaire de nombreux industriels, le CEA développe les
microsystèmes (capteurs, condensateurs, commutateurs…)
qui enrichiront nos objets quotidiens de nouvelles fonctions.
Le CEA exerce ses compétences dans le domaine des technologies
logicielles : systèmes embarqués et interactifs, capteurs
et traitement du signal, dont les applications concernent les
industries nucléaire, automobile, aéronautique, de défense et de
santé. Dans le domaine des systèmes interactifs, le CEA développe
des interfaces hommes-machines s’appuyant sur la vision
3D, la robotique, le traitement des informations et la mécanique,
pour les interventions dans le secteur nucléaire et médical.
Iter, source durable d’énergie
La fusion thermonucléaire, dont la maîtrise pourrait permettre
à l’avenir de disposer d’une source durable d’énergie, est également
au cœur de ses recherches. Le CEA est ainsi fortement
impliqué dans le projet international du réacteur expérimental
ITER en cours d’implantation à Cadarache.
Les expertises du CEA
L’un des points forts du CEA est d’avoir une recherche appliquée
qui se nourrit de la recherche fondamentale, notamment
en nanophysique et ingénierie moléculaire, ainsi qu’en sciences
des matériaux (du nano au macro). Le CEA développe une
expertise en électronique moléculaire et quantique.
Les nouvelles voies de la médecine
Depuis sa création, le CEA s’attache également à faire
bénéficier le secteur de la santé des avancées fondées sur
les technologies issues du nucléaire. Il fournit des concepts
et des outils innovants pour l’ouverture de nouvelles voies
diagnostiques ou thérapeutiques, indispensables aux progrès
de notre compréhension de la complexité du vivant
(biopuces, génomiques fonctionnelle et structurale, ingénierie
des biomolécules, nouvelles méthodologies d’imagerie,
neuro-imagerie cérébrale, détection et transmission
d’informations…).
Le CEA en 2007
• 15 612 salariés
• 9 centres de recherche
• 3,4 milliards d'euros de budget
• 424 dépôts de brevets prioritaires
• 1 608 brevets prioritaires délivrés et en
vigueur en portefeuille
• 99 nouvelles entreprises créées depuis 1984
dans le secteur des hautes technologies
• 54 Unités mixtes de recherche (UMR) lient
le CEA à ses partenaires de recherche
• 28 Laboratoires de recherche correspondants
(LRC) associés au CEA.
• 47 800 visiteurs du public reçus sur ses
sites

Glossaire général
62
Bilan maîtrise des risques
2007
AIEA : Agence Internationale de l’Energie Atomique. Organi sation
inter gouvernementale créée en 1957 dont le rôle est de favo riser et d’encourager
l’utilisation pacifique de l’énergie atomique dans le monde entier.
ANDRA : Agence nationale pour la gestion des déchets radio actifs.
Etablissement public à caractère industriel et commercial chargé de la gestion
et du stockage des déchets radio actifs solides.
ASN : L’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) assure, au nom de l’État,
le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour
protéger le public, les travailleurs et l’environnement des risques liés à
l’utilisation du nucléaire. Elle contribue à l’information des citoyens.
(Loi n°2006-686)
Becquerel (Bq) : mesure la radioactivité, c’est-à-dire le nombre d’atomes
radioactifs qui se désintègrent par unité de temps (1Bq = 1 désintégration
par seconde).
COFRAC : Comité français d’accréditation. Conçu conformément aux
exigences européennes et internationales, il permet aux laboratoires qu’il
accrédite d’apporter la preuve de leur compétence et de garantir la
confiance dans les prestations effectuées.
Colis exceptés : L'activité globale du contenu est très faible. Ces colis ne
sont soumis à aucune épreuve de qualification. Exemples : colis contenant
des sources d’étalonnage de très faible activité ou des détecteurs d’in cendie,
colis de transport de radio-isotopes pour la recherche et le diagnostic
médical.
Colis industriels : Le contenu est de faible activité massique ou surfacique.
Exemples : fûts ou colis de déchets, citernes de transport d’effluents faible -
ment radioactifs.
Colis de types A : L'activité du contenu est limitée. Ces colis sont qualifiés
pour résister aux conditions normales de transport. Exemples : gamma densitomêtres,
sources pour usage radio-pharmaceutique ou médical.
Colis de type B : L'activité globale du contenu est importante. Ces colis
sont qualifiés pour résister aux conditions accidentelles de transport. Exemples
: gammagraphes, irradiateurs, colis de transport de combustible nuclé -
aire. Les colis de type B, les colis de transport de source sous forme
spéciale ainsi que les colis de transport de matières fissiles, font l’objet d’un
agrément délivré par l’autorité compétente, après analyse du dossier de
sûreté.
DRIRE : Direction Régionale de l’Industrie, de la Recherche et de l’Environnement.
Services de l’Etat, elles ont pour fonction notamment de vérifier le
respect par les entreprises des lois et des arrêtés en matière de protection
de l’environnement. Elles peuvent comporter une Division des Installations
Nucléaires (DIN), spécialement chargée de contrôler ce secteur.
DSND : Délégué à la Sûreté Nucléaire et à la radioprotection pour les activités
intéressant la Défense.
Gray (Gy) : mesure l’exposition au rayonnement ou la dose absorbée, c’està-dire
l’énergie cédée à la matière (1 Gy = 1 joule par kilogramme).
INB : Installation Nucléaire de Base. Installation où sont mises en œuvre
des matières nucléaires en quantité dépassant un seuil fixé par la réglementation.
INBS : Installation Nucléaire de Base Secrète. Périmètre comportant
au moins une INB soumise à un contrôle et une surveillance particuliers du
fait de ses activités pour les programmes de Défense nationale.
INES : Echelle internationale des événements nucléaires. Echelle de
communication à 7 niveaux, destinée à faciliter la perception par les médias
et le public de l’importance en matière de sûreté des événements, inci dents
ou accidents nucléaires se produisant dans toute installation nucléaire ou au
cours d’un transport de matières radioactives.
IRSN : Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire. Etablissement
public à caractère industriel et commercial ayant pour missions : la sûreté
nucléaire, la sûreté des transports, la protection de l’homme et de l’environnement
contre les rayonnements ionisants, la protection et le contrôle
des matières nucléaires ainsi que la protection des installations nucléaires
contre les actes de malveillance. Il a repris les missions de l’IPSN (Institut de
Protection et de Sûreté Nucléaire) et certaines de l’OPRI (Office de Protection
contre les Rayonnements Ionisants).
ISO : Organisation internationale de normalisation. Organisation non gouvernementale,
l'ISO est un réseau d'instituts nationaux de normalisation de
148 pays. Elle a pour activité principale l'élaboration de normes techniques.
Radioprotection : la radioprotection est la protection contre les rayon nements
ionisants, c’est-à-dire 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 par les atteintes portées à l’environnement.
(Loi n°2006-686)
Sievert (Sv) : est l’unité d’équivalent de dose qui exprime l’impact des rayonnements
sur la matière vivante. Cet impact tient compte du type de rayonnement,
de la nature des organes concernés et des différentes voies de
transfert : exposition directe, absorption par inhalation ou ingestion de
matières radioactives.
Sécurité : la sécurité comprend l’hygiène et la sécurité du travail (i.e. la
protection, par l’employeur, des travailleurs contre tout risque ou danger lié
à l’activité professionnelle du salarié), la sécurité nucléaire, la protection physique
des installations, la protection physique et le contrôle des matières
nuclé aires, la protection du patrimoine scientifique et technique (protection
des activités et informations classées) et l’intervention en cas d’accident.
Sécurité nucléaire : la sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la
radioprotection, la prévention et la lutte contre les actes de malveillance,
ainsi que les actions de sécurité civile en cas d’accident. (Loi n°2006-686)
Sûreté nucléaire : la sûreté nucléaire est l’ensemble des dispositions techniques
et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction,
au fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des installations
nucléaires de base, ainsi qu’au transport des substances radioactives, prises
en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets. (Loi n°2006-686)
Unités : les multiples et sous-multiples des unités de mesures de la radio -
activité utilisent les préfixes du système international.
Préfixe Quantité Symbole
Giga- Milliard G
Méga- Million M
Kilo- Mille k
Milli- Millième m
Micro- Millionième µ
Nano- Milliardième n

Annexe
Cumul des rejets en 2007 (GBq/an)
Rejets liquides
Rejets gazeux
Tritium Alpha Bêta- C-14 Cs-137 Sr-90 Gaz Tritium Halogènes Aérosols Alpha Bêtagamma
gamma
Bruyères-le-Châtel 2,1 0,005 0,07 95 200 Bruyères-le-Châtel
75 0,075 0,2 - - - - 1 850 000 - - - -
Cadarache 53,6 0,00027 0,326 0,076 33 800 12,1 0,00829 - 0,000028 0,00101 Cadarache
1 000 0,13 1,5 0,5 - - Limites annuelles par INB et somme ICPE et non pour le centre
Fontenay-aux-Roses 0,02 0,008 0,250 0 0 0,0028 0,00014 Fontenay-aux-Roses
200 1 40 - - - 20 000 10 - -
Grenoble 0,68 0,0001 0,0076 0 36,2 0,0001 Grenoble
97,5 0,02201 0,22 - - - 400,5 8 390 - 0,08 - -
Marcoule 15 800 0,829 57,1 28,3 29,3 206 000 366 000 1,17 0,0217 0,00887 Marcoule
2 500 000 150 150 000 - 6 000 6 000 60 000 000 10 000 000 150 80 0,4 -
Saclay 43 < 0,112 1,22 36 560 20 136 0,173 0,034 Saclay
7 400 0,74 37 - - - 740 000 555 000 18,5 37 - -
Valduc
Pas d’autorisation de rejet
100 251 200 0,0238 0,00032 Valduc
40 000 1 850 000 0,75 0,075 - -
63
Bilan maîtrise des risques
2007
Les différences entre les limites d'autorisation dépendent de la nature des recherches conduites sur chaque centre.
Cumul annuel 2007 - Autorisation annuelle
Moyennes annuelles 2007
Surveillance de l’air en 2007
Radioactivité alpha Radioactivité bêta Exposition externe au
rayonnement ambiant
mBq/m 3 mBq/m 3 nGy/h
Bruyères-le-Châtel 0,08 0,24 91
Cadarache 0,09 0,63 78
Fontenay-aux-Roses 0,04 0,34 86
Grenoble 0,06 0,49 65
Marcoule < 0,38 0,60 84
Saclay 0,04 0,37 97
Valduc 0,04 0,36 97
Moyennes annuelles 2007
Surveillance du tritium
dans les eaux en 2007 (Bq/l)
Eaux de surface Eaux souterraines Eaux réceptrices
Bruyères-le-Châtel 52 72 < 10
Cadarache < 5,2 < 5,1 < 5,3
Fontenay-aux-Roses 10 12 Sans objet
Grenoble < 6,5 < 6,4 < 6,5
Marcoule < 10 67,5 < 8,4
Saclay 12 24 21
Valduc 34 23 Sans objet
Moyennes annuelles 2007
Surveillance du tritium dans
les végétaux et le lait en 2007
Végétation Bq/kg frais
Lait Bq/l
Bruyères-le-Châtel 125 < 9
Cadarache Niveau non détectable Niveau non détectable
Fontenay-aux-Roses Mesure non effectuée Pas de producteur de lait
Grenoble 5,6 5,9
Marcoule 64,0 < 14
Saclay 12 < 4,0
Valduc 36 24

Crédit photos
64
Bilan maîtrise des risques
2007
Maîtrise de l’impact sur l’environnement
Accueil du centre de Cadarache . . . . . . . P. Dumas/CEA
Laboratoire d’analyses. . . . . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Ravin de la bête – Cadarache . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Prélèvement d’aérosols . . . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
atmosphériques
Prélèvement d’eau . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . F. Jannin/CEA
dans l’étang Colbert
Prélèvement de végétaux . . . . . . . . . . . . . . F. Jannin/CEA
dans les environs de FAR
Radioprotection des personnels
Travail en zone réglementée . . . . . . . . . . . P. Dumas/CEA
Contrôle de non-contamination . . . . . . . . . Ph. Brault/CEA
Piscine d’irradiation ArcNucléart . . . . . . . CEA/ArcNucléart
Film dosimétrique porté . . . . . . . . . . . . . . . A. Gonin/CEA
par une opératrice
Contrôle radiologique . . . . . . . . . . . . . . . . . . P. Dumas/CEA
d’un fût de déchets
Contrôle d’une source . . . . . . . . . . . . . . . . . . F. Vigouroux/CEA
Maîtrise des risques professionnels :
santé/sécurité au travail
Etudes de l’écotoxicité . . . . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
des nanoparticules
Laboratoire de haute sécurité . . . . . . . . . L.Godart/CEA
microbiologique
Terrassement du chantier LMJ . . . . . . . . . CEA
Structure de caractérisation . . . . . . . . . . . CEA
des moyens extincteurs
Synthèse de nano cristaux . . . . . . . . . . . . . F. Vigouroux/CEA
Lanterneaux à Fontenay-aux-Roses. . . . . CEA
Manutention IRM Neurospin. . . . . . . . . . . . . F. Vigouroux/CEA
Cuve RES à Cadarache . . . . . . . . . . . . . . . . . Lesenechal/CEA
Maîtrise de la sûreté des installations
Laboratoire d’essais de l’installation . . . P. Stroppa/CEA
PELECI à Saclay
Confortement Atalante. . . . . . . . . . . . . . . . . . CEA
Piscine du réacteur Orphee . . . . . . . . . . . . P. Stroppa/CEA
à Saclay
Voile renforcé TFC ® . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . JRC-ELSA/EDF/
COGEMA/Freyssinet
Cellules chaudes du réacteur . . . . . . . . . . L. Godart/CEA
Osiris à Saclay
Gestion des déchets
Visiatome à Marcoule . . . . . . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Zone Tampon de l’installation . . . . . . . . . . CEA
Rotonde à Cadarache
Hall des alvéoles de Cedra . . . . . . . . . . . . CEA
à Cadarache
Maîtrise des transports de matières dangereuses
Transport emballage IR 100. . . . . . . . . . . . CEA
Emballage IR 800 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . CEA
Arrivée à Toulon emballage PN/CN . . . . CEA
Emballage IR 500 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . CEA
Protection des sites, du patrimoine
et des installations
Essai de franchissement . . . . . . . . . . . . . . . CEA/DCS/SPACI
par des fusiliers commandos
Effraction de porte à l'explosif formé . . CEA/DCS/SPACI
Effet d'une charge d'explosive . . . . . . . . . CEA/DCS/SPACI
sur une paroi béton
Exercice PUI – Cadarache . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Maîtrise des situations d’urgence
Exercice PUI à Cadarache . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Exercice PUI à Saclay . . . . . . . . . . . . . . . . . . C. Dupont/CEA
Démonstration extinction . . . . . . . . . . . . . . CEA
incendie en Russie
Contrôles et audits
Bâtiment siège à Saclay . . . . . . . . . . . . . . . . P. Ruault
Assainissement d’une cuve . . . . . . . . . . . . P. Dumas/CEA
à Marcoule
Tore Supra . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . CEA
Maîtrise des risques juridiques
Signature protocole d’accord . . . . . . . . . . D.R.
CEA CAEA Chine
Installation de biocarburant. . . . . . . . . . . . . Artechnique/CEA
Cérémonie de pose . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . CEA
de la première pierre du RJH
Présentation du CEA
Cellules Photovoltaïques sur Si . . . . . . . . . D. Michon/
Artechnique-CEA
IRM "3 Teslas" . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . P. Stroppa/CEA
La ligne d'intégration laser (LIL) . . . . . . . . H. Raguet/
Science&Avenir/
CEA
ALICE au CERN . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . P. Stroppa/CEA
Micro-PAC . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . P. Stroppa/CEA
Arrivée SNLE à Brest . . . . . . . . . . . . . . . . . . . Marine Nationale/
Alain Monot
Cœur d’un réacteur nucléaire . . . . . . . . . . P. Stroppa/CEA
Laboratoire. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . L. Godart/CEA
Conception et réalisation :
calathea

Pôle maîtrise des risques
CEA/Fontenay-aux-Roses
BP6
92265 Fontenay-aux-Roses cedex
Téléphone : 01 46 54 93 33
Télécopie : 01 46 54 93 11
www.cea.fr
Fontenay-aux-Roses
Saclay
Bruyères-le-Châtel
Valduc
Le Ripault
Grenoble
Cesta
Marcoule
Cadarache