Rapport TSN Marcoule 2012 - CEA

201 2
Rapport transparence
(Article 21 de la loi 2006.686 du 13 juin 2006)
et sécurité nucléaire
INB exploitées
par le CEA
Marcoule

SOMMAIRE
1. PRÉSENTATION GÉNÉRALE DU CEA MARCOULE . ........................................ 4
2. DISPOSITIONS PRISES EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ ..................................... 7
2.1. Généralités .......................................................................................... 7
2.2. Organisation ........................................................................................ 7
2.3. Dispositions générales . .......................................................................... 8
2.4. Dispositions vis-à-vis des différents risques ............................................... 8
2.5. Maîtrise des situations d’urgence . ............................................................ 9
2.6. Inspections, audits et contrôles internes . .................................................. 11
2.7. Faits notables de l’année 2012 ................................................................ 14
3. DISPOSITIONS PRISES EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION ................. 17
3.1. Organisation ....................................................................................... 17
3.2. Faits marquants de l’année 2012 . ............................................................ 18
3.3. Résultats ........................................................................................... 19
4. ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS EN MATIÈRE
DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE RADIOPROTECTION ................................ 21
4.1. Généralités ......................................................................................... 21
4.2. Événements significatifs déclarés à l’ASN en 2012 ..................................... 22
4.3. Exploitation du retour d’expérience ......................................................... 22
5. RÉSULTATS DES MESURES DES REJETS
DES INSTALLATIONS ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT ..................... 24
5.1. Rejets gazeux ..................................................................................... 24
5.2. Rejets liquides .................................................................................... 25
5.3. Impact des rejets sur l’environnement . ..................................................... 29
5.4. Surveillance environnementale ............................................................... 32
5.5. Management environnemental ............................................................... 33
6. DÉCHETS RADIOACTIFS ENTREPOSÉS SUR LE CENTRE ........................ 34
6.1. Mesures prises pour limiter le volume des déchets radioactifs entreposés ...... 34
6.2. Mesures prises pour limiter les effets sur la santé et l’environnement
en particulier le sol et les eaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35
6.3. Nature et quantités de déchets entreposés sur les INB du Centre . ................. 36
7. CONCLUSION .................................................................................................. 38
8. GLOSSAIRE . ..................................................................................................... 39
2 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

PRÉAMBULE
Christian BONNET
Directeur du CEA Marcoule
Le CEA Marcoule en 2012
Implanté dans le Gard depuis 1955 et berceau historique de la filière nucléaire nationale, le site de Marcoule réunit
aujourd’hui les équipes et moyens du CEA engagés dans les recherches sur le cycle du combustible nucléaire.
Parallèlement, le Centre assure le pilotage de grands chantiers d’assainissement-démantèlement.
La R&D pour le cycle du combustible
Au plan industriel, le centre de Marcoule a poursuivi ses études engagées au profit d’AREVA pour l’amélioration
du fonctionnement des usines du cycle du combustible, tant pour l’optimisation du site de Malvési (usine de conversion
COMURHEX) que pour celui de La Hague (usine de traitement-recyclage). Les équipes contribuent également
au développement de procédés en soutien d’AREVA pour la conception de futures usines du cycle, à l’international.
S’agissant des travaux réalisés dans le cadre de la loi de 2006 sur la gestion durable des matières nucléaires
et déchets radioactifs, le CEA a remis aux pouvoirs publics un dossier de synthèse qui inclut notamment les technologies
de séparation-transmutation des actinides mineurs, dans lequel les équipes de Marcoule se sont fortement
investies.
S’agissant du recyclage des actinides dans des réacteurs de 4 ème génération, après six années d’études poussées,
les chercheurs de Marcoule ont défini des procédés d’élaboration de combustibles chargés en américium et ont,
par ailleurs, proposé le design de possibles installations du cycle pour des fabrications de combustibles à l’échelle
de pilotes préindustriels. Parallèlement, les équipes se sont fortement investies dans les études sur le multirecyclage
du plutonium.
Le centre de Marcoule a également remis, au printemps, un référentiel sur le comportement des colis de déchets
vitrifiés, qui sera repris par l’ANDRA pour constituer le « Référentiel de comportement des déchets vitrifiés », destiné
à appuyer les choix des modèles et des paramètres utilisés pour évaluer la performance du stockage souterrain
en vue de la création du stockage souterrain CIGEO.
Les avancées du démantèlement
Sur le périmètre des INB du centre, le réacteur nucléaire PHENIX a vu se poursuivre les chantiers de démontage réalisés
dans le cadre de ses opérations préparatoires au démantèlement (OPMAD). Le démantèlement pourra débuter
après obtention du décret ad-hoc, sur la base du dossier déposé fin 2011 par le CEA auprès de l’administration
et actuellement en phase d’instruction.
Ce rapport présente le fonctionnement et les évolutions relatifs aux deux installations nucléaires de base (INB)
du Centre : le laboratoire de haute activité ATALANTE et le réacteur à neutrons rapides PHENIX. Les rejets et
déchets produits, les événements significatifs et les mesures correctives associées y sont clairement présentés.
Ce document dresse le bilan des dispositions mises en œuvre en matière de sûreté, de radioprotection, de contrôle
et de surveillance de l’environnement. Ce rapport illustre notre politique de transparence et d’amélioration continue.
Il confirme la maîtrise de l’impact de nos activités sur l’environnement.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 3

1.
PRÉSENTATION GÉNÉRALE
DU CENTRE DE MARCOULE
Les 1 520 collaborateurs du Centre CEA de Marcoule s’investissent quotidiennement
dans le soutien à l’industrie nucléaire actuelle et innovent pour le nucléaire
de demain. Le CEA a fait de Marcoule son Centre de référence pour les recherches
sur le cycle du combustible nucléaire (depuis la mine jusqu’à la gestion des déchets
ultimes en passant par le traitement et recyclage des combustibles usés).
Les activités du Centre ont également pour ambition le développement du cycle
du combustible des systèmes nucléaires du futur, la recherche en soutien des
industriels et la maîtrise d’ouvrage d’un vaste programme de démantèlement des
anciennes installations du Centre.
Le site de Marcoule est implanté sur la rive droite du Rhône, sur les communes gardoises de
CHUSCLAN et de CODOLET. Le site couvre une surface totale d’environ 300 hectares dont 183
sont occupés par le CEA Marcoule, le reste des surfaces appartenant aux entreprises MELOX et
SOCODEI. Le CEA Marcoule comprend deux « Installations Nucléaires de Base » (INB) objets du
présent rapport (Loi n°2006-686 du 13 juin 2006, article 21) : le réacteur de recherche PHENIX
(INB n°71) et les laboratoires ATALANTE de chimie en milieu radioactif (INB n°148). Le Centre
comprend également une « Installation Nucléaire de Base Secrète » (INBS) avec 16 installations
individuelles. L’INBS fait l’objet d’un rapport annuel de sûreté nucléaire (décret n°2007-758 du 10
mai 2007) spécifique, distinct du présent document.
• Au service de la collectivité
À Marcoule, le CEA est en première ligne pour répondre aux enjeux fixés par la loi du 28 juin
2006 sur la gestion durable des matières et déchets radioactifs. Les équipes de Marcoule sont
mobilisées dans la recherche pour la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie
longue. Les équipes travaillent notamment sur le développement des procédés de séparation
(en quelque sorte de tri sélectif) de certains éléments appelés actinides mineurs , qui sont les
principaux responsables de la toxicité et de la durée de vie des déchets nucléaires. Une fois
séparés, les actinides mineurs pourraient être « brûlés » dans des réacteurs nucléaires innovants,
dits de quatrième génération dont la loi votée en 2006 par le Parlement, prévoit la construction
d’un prototype à l’horizon 2020, en particulier dans le cadre du projet de réacteur ASTRID. En
outre, certains programmes de recherche sur le confinement des déchets nucléaires sont menés
au CEA Marcoule, en lien avec l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs
(ANDRA). C’est le cas de l’étude du comportement à long terme des verres nucléaires (en vue
d’un éventuel stockage souterrain de longue durée). Toutes ces recherches font appel à des
études et des campagnes expérimentales menées sur plusieurs installations du Centre.
• Au service de l’industrie nucléaire
Le CEA Marcoule mène les études scientifiques et technologiques en soutien aux industriels,
principalement le groupe AREVA, pour améliorer les performances des procédés des usines
actuelles du cycle du combustible. Il intervient essentiellement dans le domaine du traitementrecyclage
du combustible nucléaire après passage en réacteurs, pour optimiser le recyclage des
matières énergétiques valorisables et réduire et sécuriser les déchets ultimes. Les recherches
4 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

menées à Marcoule visent également à fournir aux industriels la capacité de proposer de nouvelles
installations, compétitives à l’exportation. S’agissant de l’amont du cycle, qui regroupe les
étapes industrielles depuis l’extraction minière jusqu’à l’enrichissement de l’uranium, le Centre
de Marcoule mène une recherche ambitieuse et innovante, pour garantir à l’industrie nationale la
compétitivité technico-économique et la diminution de l’impact environnemental de ces étapes,
notamment sur l’extraction minière et la purification de l’uranium.
• Les chantiers de démantèlement
Marcoule est un site riche de plus d’un demi-siècle d’histoire. Certaines installations sont aujourd’hui
définitivement arrêtées. Les travaux d’assainissement-démantèlement sur les installations
les plus anciennes y sont menés au moyen de technologies parfois très innovantes (imagerie,
techniques de décontamination, robotique…) et toujours dans le respect des exigences de
radioprotection, de sécurité et de sûreté. Ces programmes d’assainissement-démantèlement,
planifiés souvent sur plusieurs dizaines d’années, concernent les installations ayant permis de
répondre aux besoins nucléaires historiques de la Défense Nationale mais aussi le réacteur
PHENIX aujourd’hui à l’arrêt. Leur financement est assuré dans le cadre de fonds dédiés pour le
démantèlement.
• L’exploitation et les activités de soutien du Centre
Pour l’exploitation et le fonctionnement quotidien du Centre, le CEA dispose de diverses installations
de soutien : conditionnement des déchets solides, traitement des effluents, mais aussi
distribution électrique ou de fluides, station d’épuration... L’ensemble de ces moyens ainsi que
les unités de secours et de protection (Formation Locale de Sécurité, Service de Protection
contre les Rayonnements et Service de Santé au Travail) concourent à une exploitation maîtrisée
des activités du Centre.
• L’installation ATALANTE (INB N°148)
Mise en service progressivement de novembre 1992 à avril 2005, ATALANTE regroupe dans une
même installation, l’ensemble des moyens de recherche en chimie en milieu radioactif nécessaires
aux études sur l’aval du cycle électronucléaire. Comptant près de 300 chercheurs, ingénieurs
et techniciens, dotée de moyens performants et modernes d’investigation (17 laboratoires
et 8 chaînes blindées à ce jour), ATALANTE permet de conduire des recherches, tant fondamentales
qu’appliquées, depuis les études de laboratoire de base (sur des microgrammes de matière)
jusqu’aux démonstrations préindustrielles (sur des kilogrammes de combustible réel). Ceci
lui confère un caractère exceptionnel dans le panorama mondial des équipements de recherche
nucléaire : ATALANTE est, en particulier au cœur du réseau d’excellence européen TALISMAN
(ex ACTINET) regroupant les laboratoires d’une douzaine de pays. La mise en service définitive
d’ATALANTE a été autorisée par décision du Collège de l’Autorité de Sûreté Nucléaire en 2007.
• L’installation PHENIX (INB N°71)
Mis en service en 1973, PHENIX est un prototype de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis
au sodium (RNR-Na). Sa mise à l’arrêt définitif est intervenue en 2009. D’une puissance de
350 MW thermiques et 145 MW électriques, PHENIX a été utilisé d’abord comme démonstrateur
de la filière des réacteurs à neutrons rapides au sodium, puis comme réacteur expérimental d’irradiations
dans le cadre de la première loi de 1991 sur la gestion des déchets dite « loi Bataille ».
Ses flux de neutrons, dix fois supérieurs à ceux de la plupart des réacteurs de recherche expérimentaux
existants, en ont fait un outil sans équivalent en Europe occidentale pour réaliser
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 5

1.
PRÉSENTATION GÉNÉRALE
DU CENTRE DE MARCOULE
un programme de recherche sur la transmutation, visant à réduire la quantité et la toxicité des
déchets radioactifs à vie longue. Après d’importants travaux de vérification de l’état du réacteur
et de mise en conformité avec les règles de sûreté les plus récentes (notamment en matière de
tenue au séisme), PHENIX a obtenu en 2003 de l’Autorité de Sûreté Nucléaire l’autorisation de
reprendre son programme expérimental. Les résultats obtenus ont démontré la faisabilité scientifique
de la transmutation dans les réacteurs de ce type. Les dernières années de fonctionnement
de PHENIX ont été consacrées à la réalisation d’expériences sur cette thématique et à la
poursuite de la maîtrise de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. Ces
programmes ont été, le plus souvent, menés dans un cadre international. Depuis son arrêt, le
réacteur PHENIX est en phase de préparation au démantèlement.
6 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
2.1. GÉNÉRALITÉS
Le bon déroulement des activités de recherche du CEA nécessite une parfaite maîtrise de la
sécurité : cette dernière est donc une priorité inscrite comme essentielle dans les contrats successifs
entre le CEA et l’État. Le CEA met en œuvre les moyens nécessaires pour assurer cette
maîtrise.
La politique de sûreté du CEA est retranscrite dans un plan triennal d’amélioration de la sûreté et
de la sécurité. Le dernier en date, qui couvre les années 2012-2014, met l’accent sur la maîtrise
des prestations sous-traitées, la réalisation des actions post-Fukushima, la déclinaison de la
nouvelle réglementation de sûreté incluant l’environnement et les transports, la promotion de la
culture de sûreté et le partage de l’expérience avec l’amélioration du Retour d’Expérience (REX)
des projets et l’amélioration de la vigilance et de la rigueur.
Le Centre de Marcoule s’inscrit dans ce plan et met en œuvre les dispositions qui y sont prévues.
2.2. ORGANISATION
La sécurité et la sûreté nucléaire du Centre CEA de Marcoule relèvent de la responsabilité
du Directeur de Centre. Il est secondé par un Directeur Adjoint en charge de la sûreté, de la
sécurité et des programmes. L’Ingénieur Sécurité de l’Établissement les assiste pour les questions
relatives à la sécurité du travail.
Pour chaque INB, un Chef d’installation est nommé. Il est responsable, par délégation du Directeur,
de la sécurité et la sûreté nucléaire de l’installation dont il a la charge.
Le Directeur du CEA Marcoule a également la responsabilité des expéditions des matières
radioactives depuis le Centre. La charge de la réalisation opérationnelle des transports et du
contrôle de leur conformité au regard des dispositions réglementaires en vigueur est déléguée
au Bureau Transport du Centre (BT).
Le Centre CEA de Marcoule dispose d’unités de support en matière de sécurité : la formation
locale de sécurité (FLS) chargée des interventions en cas d’incendie ou d’accident de personnes
et du gardiennage du Centre, un service de protection contre les rayonnements ionisants (SPR)
dédié à la prévention du risque radioactif et à la surveillance de l’environnement, un service
de santé au travail (SST) qui assure le suivi médical des salariés (en particulier ceux travaillant
en milieu radioactif), un Laboratoire d’Analyses Biologiques et Médicales (LABM) et un service
de Support en Sécurité et Sûreté Nucléaire (S3N), chargé notamment d’établir la documentation
relative aux problématiques de sûreté transverses à l’ensemble des installations. Ces services
sont regroupés au sein d’un même Département, le Département des Unités de Sécurité et de
Protection (DUSP).
En complément du BT, un service spécialisé du CEA, le Service des Transports de Matières
Radioactives (STMR) basé à CADARACHE, a pour mission le développement, la maintenance
et la mise à disposition du parc d’emballages nécessaire à la conduite des programmes de
recherche et d’assainissement du CEA. Ce service est également responsable de l’élaboration
des dossiers de sûreté associés à ce parc et de son suivi.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 7

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
Le Centre dispose d’une Cellule de contrôle (CSNSQ), indépendante des services opérationnels
d’exploitation ou de support, qui assure pour le Directeur de Centre les contrôles des installations
en matière de sécurité et de sûreté nucléaire, conformément aux dispositions prévues pour la
sûreté nucléaire par l’arrêté du 10 août 1984, ainsi que les relations courantes avec les Autorités.
2.3. DISPOSITIONS GÉNÉRALES
La politique de sûreté du Centre de Marcoule vise à assurer, compte tenu des facteurs économiques
et sociaux, la cohérence des objectifs de sûreté avec les dispositions techniques prises
à tous les stades de la vie des installations. Des investissements très importants sont engagés
pour maintenir les installations conformes aux exigences de sécurité, y compris celles qui sont
apparues depuis leur création.
Le personnel travaillant dans les INB a une formation et des habilitations appropriées aux tâches
qu’il a à accomplir, et suit des formations régulières de maintien à niveau en matière de sécurité.
Le Centre de Marcoule peut également s’appuyer sur les pôles de compétences en sûreté du
CEA qui couvrent les principaux domaines d’expertises nécessaires en la matière. Ils traitent des
problématiques liées aux séismes, à l’incendie, à la mécanique des structures, à l’instrumentation,
au risque chimique, au facteur organisationnel et humain…
Ces pôles de compétences comprennent des équipes de spécialistes du CEA et visent à fournir
aux exploitants et aux chefs de projets l’assistance pour mener à bien des études de sûreté
complexes, étudier des thèmes à caractère générique, assurer la cohérence des approches de
sûreté.
Pour chaque Installation Nucléaire de Base (INB), un domaine de fonctionnement est défini dans
un ensemble de documents qui constitue un référentiel de sûreté ; il est approuvé par l’Autorité
de Sûreté Nucléaire (ASN) qui le complète par des prescriptions techniques.
Toute modification à apporter à une installation ou à son domaine de fonctionnement (adaptation
du procédé mis en œuvre aux besoins de la recherche…), est, selon le cas, autorisée par :
- le Directeur de Centre ou par délégation le chef d’installation dans la mesure où la
modification ne remet pas en cause la démonstration de sûreté ;
- l’ASN si la modification remet en cause la démonstration de sûreté mais reste conforme
aux décrets d’autorisation ;
- les pouvoirs publics avec la publication d’un nouveau décret d’autorisation (le cas
échéant après enquête publique) si l’ampleur de la modification le nécessite.
2.4. DISPOSITIONS VIS-À-VIS DES DIFFÉRENTS
RISQUES
À chaque étape de la vie d’une installation, de sa conception jusqu’à son déclassement, des
études de sûreté, basées sur le principe de « défense en profondeur », permettent de mettre en
place les mesures de prévention, de surveillance et de limitation des conséquences adaptées
à chaque risque envisageable. Ces études et mesures associées sont formalisées dans des
rapports de sûreté.
Les principaux risques systématiquement pris en compte dans les rapports de sûreté sont :
- les risques nucléaires : risques de dissémination de matières radioactives, d’ingestion,
d’inhalation, d’exposition externe tant pour le personnel que pour le public et l’environnement,
risque de réaction nucléaire incontrôlée (criticité), risques liés à l’effet des
radiations sur les matériaux (radiolyse, échauffement)…
8 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

- les risques classiques liés aux procédés mis en œuvre : risques d’incendie, d’inondation,
de perte des alimentations électriques, risques liés à la manutention, à l’utilisation
de produits chimiques…
- les risques dus aux agressions externes, qu’elles soient d’origine naturelle (séisme,
inondations, conditions météorologiques extrêmes, etc.) ou liées aux activités humaines
(installations environnantes, voies de communication, chute d’avions…).
L’étude des risques dus aux agressions externes est effectuée à partir des données historiques,
des données recueillies par les stations météorologiques proches ou définies par des normes
et la connaissance du trafic sur les voies de communication voisines du Centre (aéroports…).
La Formation Locale de Sécurité (FLS) du Centre intervient en cas de déclenchement des alarmes
de sécurité qui sont reportées au poste central de sécurité : incendie, débordement de liquides
dans les dispositifs de rétention, fuites de gaz… Équipée d’engins de lutte contre les incendies,
la FLS peut intervenir très rapidement ; elle peut aussi, si elle le juge nécessaire, faire appel
au Service Départemental d’Intervention et de Secours (SDIS). La FLS intervient également en
secours aux personnes victimes d’accident sur le centre. De plus, elle assure une mission de
protection du Centre et des installations contre les intrusions et la malveillance.
Afin de pallier les éventuelles coupures du réseau d’alimentation électrique, les INB ATALANTE
et PHENIX sont équipées de groupes électrogènes de secours.
Les équipements qui participent aux fonctions importantes pour la sûreté font l’objet de contrôles
et essais périodiques ainsi que d’opérations de maintenance dont la périodicité est définie pour
chaque équipement. En outre, certains équipements (manutention, équipements électriques…)
font l’objet de contrôles réglementaires.
Pour les prestations sous-traitées, les considérations de Santé, Sécurité, Qualité et Environnement
(Q3SE) sont prises en compte dans l’élaboration des cahiers des charges et suivies par des
chargés d’opération pendant toute leur durée.
Par ailleurs, le Service Commercial du CEA Marcoule prend en compte les exigences en matière
de sécurité des entreprises extérieures dans la sélection des fournisseurs et la contractualisation.
Enfin, des études pluridisciplinaires de poste de travail sont réalisées conjointement par les
acteurs de la sécurité (médical, membres du CHS-CT, ISE…), le chef d’installation et les salariés,
selon un programme annuel. Elles permettent d’étudier tous les aspects du poste de travail (formations
réglementaires et spécifiques, Retour d’Expérience des incidents et accidents, adaptation
et optimisation de l’organisation…) et contribuent ainsi à améliorer la prise en compte du
facteur humain dans le domaine de la sécurité nucléaire.
En 2012, sur la base d’une expertise à son initiative, le Centre a attiré l’attention des autorités
de sûreté et des préfectures sur les risques que le projet d’implantation d’un gazoduc (projet
« ERIDAN ») ferait peser sur ses installations si un tracé trop proche du site était maintenu.
2.5. MAÎTRISE DES SITUATIONS D’URGENCE
Le CEA s’est doté, aux niveaux national et local, d’une organisation qui lui permet de gérer à tout
moment des situations d’urgence.
En premier lieu, la FLS est organisée de manière à être opérationnelle en permanence pour ses
missions de surveillance et d’intervention. De même certaines installations disposent d’un personnel
permanent pour leur exploitation qui est formé aux gestes de base en matière de sécurité.
Enfin, des Permanences pour Motif de Sécurité (PMS) sont mises en place en dehors des heures
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 9

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
normales de travail ; elles sont assurées par la présence sur le Centre de personnel ayant des
compétences en sécurité nucléaire.
Ces PMS sont complétées par un système d’astreinte à domicile qui permet d’assurer la permanence
de commandement du Centre (astreinte Direction) ainsi que l’intervention nécessaire
aux services de gestion de la crise (exploitation INB, sûreté, protection radiologique, services
supports, communication, service médical…).
Des exercices de vérification de l’efficacité de ces dispositifs sont régulièrement menés en interne,
en collaboration avec les services de l’État chargés de la sécurité civile.
Un exercice de crise au niveau local, basé sur un scénario Melox, a été mené le 31 mai 2012 sur
l’ensemble du site de Marcoule. Certaines difficultés ont été rencontrées au cours de cet exercice,
de natures technique ou organisationnelle, et font l’objet de retour d’expérience.
Un second exercice crise a été réalisé le 21 juin 2012, dans le cadre de l’inspection conjointe
ASN/ASND sur le REX de l’accident de Fukushima.
Cet exercice a mobilisé l’ensemble des acteurs de la gestion de crise du CEA Marcoule, hormis
ceux de la cellule de presse (CPRES). Le scénario proposé par un représentant des autorités
était basé sur un départ de feu dans un laboratoire d’ATALANTE.
Un plan d’actions d’amélioration a été réalisé à l’issue de chacun de ces deux exercices.
En outre, divers exercices d’appel des astreintes ayant un rôle dans l’organisation de crise du
Centre ont été organisés au cours de l’année.
L’ensemble de ces exercices a montré une bonne performance globale de l’organisation.
L’installation Atalante a fait l’objet d’une évaluation complémentaire de sûreté (ECS) suite à l’accident
de FUKUSHIMA. Le rapport de cette évaluation envoyé à l’ASN le 15 septembre a montré
la robustesse de l’installation qui avait subi une réévaluation de sûreté en 2007, dans les situations
étudiées. Il préconise peu de travaux complémentaires, hormis le dévoiement d’une canalisation
d’eau industrielle circulant au rez-de-chaussée de l’installation. Ce rapport fera l’objet
d’un avis des Groupes Permanents à l’issue de leur réunion en juillet 2013, et, le cas échéant, de
prescriptions de l’ASN.
Par ailleurs, l’ECS des moyens généraux du Centre a été adressée à l’ASN en septembre 2012.
Ce rapport préconise la mise en place de certains matériels supplémentaires pour améliorer
l’efficacité de la gestion de crise dans les situations étudiées.
10 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

2.6. INSPECTIONS, AUDITS ET CONTRÔLES INTERNES
En 2012, le Centre a fait l’objet de 18 inspections menées par l’ASN. Les thèmes de ces inspections,
les installations inspectées, les principales demandes de l’ASN et les réponses du Centre
sont détaillés dans le tableau ci-après.
Installations
Date
Thème de
l’inspection
PHENIX 21/02/12 Radioprotection
CENTRE 23/02/12 Situations
d’urgence et PUI
ATALANTE 13/03/12 Incendie
PHENIX 21/03/12 Visite générale
PHENIX 25/04/12
Respect des
engagements,
des spécifications
techniques et des
autorisations
ATALANTE 26/04/12 REX Japon
Principales demandes
Mettre à jour les fiches
d’aptitude médicale
Compléter la formation
des agents volontaires
pour intervenir en cas
de situation d’urgence
Comment l’installation
s’assure que
les prestataires
ne dépassent pas
les limites de dose
annuelle
Pas de demande
d’actions correctives
Veiller à l’absence de
matière combustible
dans les dégagements
destinés à l’évacuation,
à l’accès des secours
et des commandes
de mise à l’état sûr
de l’installation
Prendre toutes
les dispositions
nécessaires pour
réaliser les CEP dans
les délais imposés
Mettre en place un
système effectif et
efficace de surveillance
des prestataires
Constituer un fond
documentaire pour
le suivi de la qualité
Tenir à jour
régulièrement la
liste des personnes
autorisées à effectuer
des travaux électriques
dans l’installation
Réponses
aux demandes
Fiches mises à jour
avant fin 2012
Formation
radioprotection
modifiée en ce sens
Avant opération
à risque et pendant
travaux, échanges
entre PCR entreprise
extérieure et SPR sur
aspects dosimétrie
opérationnelle des
intervenants
Réduction des charges
calorifiques dans les
dégagements destinés
prioritairement à la
circulation du matériel
Mise à jour des CEP
avant fin 2012
Application de la
procédure générale
de surveillance des
prestataires
Intégration
des exigences de
conservation dans
les dossiers d’affaires
des documents requis
Action mise en œuvre
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 11

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
Installations
Date
PHENIX 07/06/12
Thème de
l’inspection
Contrôles
et essais
périodiques
PHENIX 15/06/12 Surveillance
des prestataires
Centre
(conjointe
ASN/ASND)
21 et
22/06/12
Retour
d’expérience
de l’accident
de Fukushima
ATALANTE 05/07/12 Radioprotection
TRANSPORT 26/07/12
Contrôle routier
inopiné sur
autoroute A7
d’un transport
provenant du
CEA Marcoule
Principales demandes
Faire apparaître les
dates anniversaires
de contrôle sur les
gammes opératoires
Mettre en place un
moyen qui interdise
en situation normale
de sortir de zone
réglementée, sans
contrôle préalable
Assurer la surveillance
de tous les prestataires
participant à une même
affaire
Réaliser la formation
du personnel concerné
Compléter le suivi
actuel du REX des
exercices PUI
Disposer de consignes
opérationnelles pour
faire face à un éventuel
séisme
Fiabiliser les moyens
de communication
utilisés pour
l’organisation de crise
Établir les bilans de la
dosimétrie de telle sorte
qu’apparaissent les
expositions externe,
interne et totale
Pas de demande
d’action corrective
Réponses
aux demandes
Indication de la date
limite de réalisation
de l’essai périodique
« J0+25% » lors de
l’impression de la fiche
périodique
Retrait, côté zone
contrôlée, de la poignée
de la porte séparant
la zone contrôlée de la
zone non réglementée
Rappel à l’ensemble
des chargés d’affaires
courant octobre 2012
de la surveillance
des prestataires
et programmation
d’un audit interne
Reprise des formations
en fin 2012 et poursuite
en 2013
Chaque exercice fait
l’objet d’un CR et d’un
plan d’actions suivi
régulièrement par le
chargé de mission crise
Rédaction en 2012
de fiches réflexes et
de fiches d’aide pour
gérer une crise postsismique.
Des fiches
de reconnaissance sur
les installations seront
rédigées en 2013
Le projet de
remplacement
des moyens de
télécommunications
afin de les rendre plus
fiables, initié en 2010
doit se terminer à la fin
du premier trimestre
2013
Action mise en œuvre
12 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

Installations
Date
ATALANTE 22/08/12
Thème de
l’inspection
Confinements
statique et
dynamique
ATALANTE 27/09/12 Surveillance
des prestataires
ATALANTE 31/10/12
ATALANTE
21 à
23/11/12
PHENIX 18/12/12
Respect des
engagements
FHO
ATALANTE 19/12/12 Déchets
ATALANTE et
PHENIX
20/12/12
Équipement sous
pression
Fonction support
du Centre
en charge
des contrats
de sous‐traitance
Principales demandes
Améliorer la rigueur
dans le respect du
formalisme des
fiches de restitution
des contrôles de
radioprotection
Faire du plan
de prévention un
document opérationnel
décrivant avec précision
les risques associés
à chaque tâche et les
moyens de prévention
ad hoc
Vérifier les enceintes
de confinement
et leur nettoyage
conformément à
la prescription III5
des RGE
Mettre en œuvre les
actions de formation
et sensibilisation
permettant de
s’assurer du respect
des dispositions de
l’article 42 III de l’arrêté
du 31/12/99 par les
opérateurs
Définir les notions de
condamnation et de
consignation dans un
document opérationnel
Pas de demande
d’action corrective
Mettre en conformité
la signalétique des
équipements
Caractériser et identifier
tous les déchets
entreposés dans
le local CAR 273 et
les traiter au plus tôt
suivant la filière ad hoc
(demande reçue en juin 2013)
Mise en place et/ou
optimisation des plans
de surveillance des
prestataires
Réponses
aux demandes
Rappel fait aux
intéressés
Mise en place d’un
groupe de travail
mixte CEA/AREVA/
Entreprises Extérieures
Vérification faite sous
la forme d’un contrôle
de 1 er niveau
Formation lors
de l’accueil des
nouveaux arrivants
et sensibilisation lors
des GT des chargés
d’exploitation
Mise à jour de la
consigne générale
de sécurité CG01-05
Programmation
d’une campagne
de vérification et de
remise en conformité
éventuelle de
l’ensemble des plaques
avant fin avril 2013
Déchets du CAR
273 caractérisés et
identifiés, organisation
d’une campagne
d’évacuation
Traitement enclenché
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 13

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
Chaque inspection fait ensuite l’objet d’une lettre de suite de la part de l’ASN, publiée sur son
site Internet (www.asn.fr), dans laquelle elle exprime des demandes d’actions correctives ou
de compléments d’informations. Ces lettres de suite font systématiquement l’objet de réponses
écrites de la part du Centre.
Le centre de Marcoule et ses INB font également l’objet d’audits internes relatifs à la sécurité,
notamment ceux réalisés par l’Inspection Générale et Nucléaire (IGN) du CEA qui en rend
compte à l’Administrateur Général.
En 2012, ces audits ont porté sur :
- le contrôle de second niveau du système d’autorisations internes,
- l’évaluation de la pertinence de l’efficacité des missions de la circulaire MR04
portant sur la maîtrise des opérations de génie civil des INB,
- une mission réactive suite à la contamination d’agents CEA sur l’installation
Chicade de CADARACHE,
- la gestion et la vérification réglementaires des ESP et ESPN par les Centres,
- la prise en compte du risque incendie dans les INB et les II-INBS,
- la mise en œuvre de la stratégie de gestion des sources scellées sans emploi.
Par ailleurs, la cellule de sûreté du Centre réalise, pour le compte du Directeur de Centre, des
contrôles dits de second niveau, répondant aux exigences de l’arrêté du 10 août 1984. En 2012,
5 contrôles ont ainsi été réalisés ; leur liste est précisée dans le tableau ci-après.
Installations ou unité Date Thème du contrôle
ATALANTE 09/07/2012 Gestion des CEP
PHENIX 18/09/2012
Arrêt intempestif de la
ventilation
ATALANTE 16/10/2012 Organisation FHO
PHENIX 04/12/2012 Gestion des déchets nucléaires
ATALANTE 07/12/2012
Gestion de l’événement :
contaminations répétées
au L18
En outre, en réponse aux exigences de l’arrêté du 10 août 1984, des contrôles de premier niveau
au plus près des pratiques sont réalisés dans les INB par leurs équipes de sûreté, à l’initiative et
pour le compte du Chef d’Installation.
2.7. FAITS NOTABLES DE L’ANNÉE 2012
2.7.1. PHENIX (INB 71)
Dans la continuité de l’année précédente, l’année 2012 a été marquée par la réalisation de plusieurs
Opérations Préparatoires à la Mise à l’Arrêt Définitif (OPMAD). Ces opérations permettent
notamment de profiter des compétences du personnel présent pour diminuer au plus tôt les
risques, en mettant à l’arrêt les systèmes n’ayant plus d’utilité, et en évacuant les matières dangereuses
associées, dans l’attente du décret d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement,
dont le dossier a été transmis aux autorités compétentes fin 2011.
14 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

Les principales OPMAD réalisées ont concerné le bloc réacteur :
• démontage et retrait de deux « faux échangeurs » intermédiaires,
• mise en service des thermoplongeurs, nouveau système de chauffage du sodium.
L’autorisation de l’ASN permettant de réaliser les manutentions « principales » à toute température
stable comprise entre 180 et 250°C a été obtenue. Elle contribuera à faciliter le déchargement
du cœur.
Concernant les circuits de sodium secondaire, l’année 2012 a été consacrée principalement à
la réalisation des travaux préparatoires à la carbonatation du circuit de sodium secondaire N°1.
Ces travaux ont consisté en la mise en configuration du circuit et en la réalisation d’essais de
circulation en argon sur le matériel de carbonatation.
Les travaux de démontage des équipements de l’Installation de Production d’Électricité (IPE)
se sont poursuivis.
Plusieurs OPMAD autorisées par la Direction du Centre, dans le cadre d’un système de traitement
des autorisations « internes » approuvé par l’ASN ont été réalisées, notamment la Mise
Hors Service Définitif (MHSD) du groupe électrogène D4 et celle des moteurs principaux des
pompes primaires P1 et P3.
Dans le cadre des opérations préparatoires au démantèlement de la Centrale Phénix, un atelier
destiné à traiter les assemblages fertiles neufs sans emploi, entreposés dans le stockage des
éléments neufs, a été mis en service fin 2011. Cet atelier est équipé d’un banc de découpe.
Le processus consiste à séparer le tronçon de tube hexagonal comportant le faisceau d’aiguilles
fertiles du pied et de la Protection Neutronique Supérieure (PNS) de l’assemblage, puis à en
boucher les deux extrémités afin de constituer un étui étanche.
Au cours de l’année 2012, les 34 derniers assemblages ont été ainsi reconditionnés. Chaque
étui a ensuite été entreposé dans le sas des éléments neufs, puis expédié vers le Magasin des
Matières Brutes (MMB - ICPE411) du Centre de Cadarache.
Les travaux de remplacement de l’unité de levage (UL50) de la Cellule des Éléments Irradiés (CEI)
ont été achevés durant le 1 er semestre. Le reste de l’année a donc été consacré à la réalisation
des essais de qualification des nouveaux équipements et à la mise en configuration de la CEI
pour une reprise de l’exploitation au plus tôt.
Une trentaine de dossiers ont été transmis à l’ASN en 2012, en particulier pour répondre à
ses demandes (inspections, demandes génériques…), ou pour obtenir les accords nécessaires
à certaines OPMAD.
Le CEA a transmis le Dossier de réexamen de sûreté de la Centrale Phénix à l’ASN et à la
Mission Sûreté Nucléaire et Radioprotection (MSNR) de la Direction Générale de la Prévention
des Risques le 31 octobre 2012.
L’année 2012 a également été marquée par les suites de l’évaluation complémentaire de sûreté
(ECS) post-Fukushima de l’installation. Suite à l’instruction du rapport transmis en 2011, des
prescriptions complémentaires ont été définies. Les éléments relatifs à la définition du « noyau
dur » et des aléas retenus ont été transmis à l’Autorité.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 15

2.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ
2.7.2. ATALANTE (INB 148)
Comme les années précédentes, de nombreuses réalisations, des travaux de jouvence et de
modernisation dans les secteurs électriques, contrôle-commandes, ventilation ont été menés.
Les travaux de modernisations des unités de traitement des déchets et des effluents débutés
depuis 2008 se sont poursuivis en 2012 ; ils devraient aboutir entre 2013 et 2015. Ces travaux
concernent :
- L’adressage des effluents provenant des laboratoires et cellules blindées directement
vers l’unité de traitement effluents (Chaîne C8) et la mise au point de procédés de
traitements (décontamination alpha en particulier) qui se termineront en 2013.
- Les aménagements des postes de traitements de déchets solides débutés en 2011
permettant l’évacuation des déchets nucléaires de catégorie FA-MA-VC en fûts prebétonnés
E2 vers l’atelier CDS, qui se termineront également en 2013.
- Les moyens de vitrification des PF produits dans l’installation, qui seront opérationnels
en début 2014.
- Les travaux d’aménagement de la cellule d’entreposage des solutions U et Pu
(LES 401) qui ont repris en 2012 et devraient se poursuivre jusqu’à mi 2015.
Les travaux d’assainissement du CAS 305 (traitement des effluents FA) ont été terminés en
2012. Une partie des équipements a été réinstallée et les opérations de vidange vers la STEL des
2 cuves contenant des effluents MAS ont été réalisées à l’aide de l’emballage LR68 , après autorisation
de l’ASN. Les travaux de réaménagement se poursuivront jusqu’en 2014 et permettront
de recouvrer la capacité de traitement initiale des effluents FA.
En 2012, 430 L d’effluents organiques « HA4 » provenant de l’INB 35 de Saclay ont été réceptionnés
dans ATALANTE. Depuis 2010, environ 350 L de ces effluents ont été lavés et évaporés.
Ces opérations se poursuivront sur plusieurs années afin de traiter la totalité des effluents « HA4 »
dont 800 L restent à réceptionner d’ici fin 2013. Le traitement de ces effluents sera complet
après la mise en service du procédé d’Oxydation Hydro Thermale.
Afin de diminuer le terme source des Installations nucléaires en démantèlement de Fontenay-aux-
Roses, l’installation a également accueilli une centaine de gramme de plutonium fin 2012.
Dans le cadre des autorisations internes approuvé par l’ASN, le CI d’ATALANTE a donné 47 autorisations
et 5 autorisations ont été délivrées par le Directeur du Centre.
Les échanges relatifs au dossier modifié de déclaration au sens de l’article 26 du décret 2007-
1557 du 2 novembre 2007 (consommation d’eau, de transfert et de rejets d’effluents de l’installation)
se sont poursuivis tout au long de l’année avec l’ASN. Les nouvelles décisions de rejets
devraient être publiées en 2013.
L’installation a fait l’objet d’une évaluation complémentaire de sûreté (ECS) suite à l’accident
de FUKUSHIMA. Le rapport de cette évaluation envoyé à l’ASN le 15 septembre a montré la
robustesse de l’installation qui avait subi une réévaluation de sûreté en 2007, dans les situations
étudiées. Il préconise peu de travaux complémentaires, hormis le dévoiement d’une canalisation
d’eau industrielle circulant au rez-de-chaussée de l’installation. Ce rapport fera l’objet d’un avis
des Groupes Permanents à l’issue de leur réunion en juillet 2013, et, le cas échéant, de prescriptions
de l’ASN.
Enfin, plus de 97 % des engagements liés au Groupe Permanent de mi 2007 ont été soldés en
2012, et 2013 devrait voir le solde de ces engagements.
16 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

3. DISPOSITIONS
PRISES EN MATIÈRE
DE RADIOPROTECTION
3.1. ORGANISATION
La radioprotection est l’ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de
surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits
sur les personnes, directement ou indirectement, y compris les atteintes portées à l’environnement.
Elle repose sur trois principes fondamentaux :
- le principe de justification : l’utilisation des rayonnements ionisants doit être justifiée,
c’est-à-dire que le bénéfice qu’elle peut apporter doit être supérieur aux inconvénients
de cette utilisation ;
- le principe de limitation : les expositions individuelles ne doivent pas dépasser les limites
de doses fixées par la réglementation ;
- le principe d’optimisation : les expositions individuelles et collectives doivent être
maintenues aussi bas qu’il est raisonnablement possible en dessous de ces limites et
ce, compte tenu de l’état des techniques et des facteurs économiques et sociétaux
(principe « ALARA »).
Les progrès en radioprotection font partie intégrante de la politique d’amélioration de la sécurité
du CEA. Cette démarche de progrès s’appuie notamment sur :
- la responsabilisation des acteurs à tous les échelons ;
- la prise en compte technique du risque radiologique dès la conception, pour les
périodes d’exploitation et de démantèlement des installations ;
- la mise en œuvre de moyens techniques performants pour la surveillance en continu
des installations, des salariés et de l’environnement ;
- le professionnalisme de l’ensemble des acteurs ainsi que le maintien de leurs compétences.
Les acteurs concernés sont :
- l’opérateur qui est l’acteur essentiel de sa propre sécurité et qui à cet effet reçoit une
formation à l’ensemble des risques inhérents à son poste de travail, notamment les
risques radioactifs, et à leur prévention ;
- le Chef d’installation qui est responsable de l’ensemble des actions nécessaires à la
maîtrise des risques inhérents à son installation. Il lui appartient notamment de mettre
en œuvre, avec le support du SPR, les dispositions collectives de prévention en matière
de radioprotection sur la base de règles générales établies pour l’ensemble du CEA ;
- le service de protection contre les rayonnements ionisants (SPR), service spécialisé
entièrement dédié à la prévention du risque radioactif qui apporte son support aux installations
dans ce domaine et veille à la cohérence des dispositions prises sur le site ;
- le service de santé au travail (SST) qui assure le suivi médical particulier des salariés
travaillant en milieu radioactif, en s’appuyant sur le laboratoire d’analyses biologiques et
médicales, spécialisé dans la surveillance radiologique des salariés.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 17

3.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION
Le service de protection contre les rayonnements ionisants est le service compétent en radioprotection
au sens de la réglementation. Le service SPR du CEA Marcoule comprend une centaine
de personnes. Ses principales missions sont :
- la surveillance de la bonne application de la législation en vigueur et de la politique
de la Direction Générale en matière de sécurité radiologique ;
- la prévention : conseils et assistance aux chefs d’installation et évaluation des risques
radiologiques ;
- la surveillance radiologique des zones de travail et de l’environnement : contrôle des
niveaux d’exposition dans les locaux, surveillance du personnel, contrôle des rejets et
de l’environnement ;
- l’intervention en cas d’incident ou d’accident radiologique ;
- la formation et l’information aux risques radiologiques des personnels travaillant
dans les installations.
Conformément à la réglementation, les salariés intervenant en milieu radioactif sont dotés de
deux types de dosimètres, destinés à évaluer les doses qu’ils reçoivent dans le cadre de leur
activité professionnelle :
- un dosimètre qui permet d’évaluer a posteriori la dose cumulée reçue par le travailleur
(dosimétrie passive) ; ce dosimètre est constitué d’une carte munie de détecteurs
thermo luminescents (TLD) ;
- un dosimètre électronique à alarme : le DOSICARD, qui permet à chaque travailleur de
connaître à tout instant la dose qu’il reçoit lors de travaux sous rayonnements ionisants
et qui délivre une alarme sonore et visuelle si la dose reçue ou si le niveau d’exposition
dépasse les seuils prédéfinis (dosimétrie opérationnelle). Cet appareil délivre l’accès à la
zone réglementée uniquement si :
• la formation radioprotection ou le recyclage obligatoire ont été effectués ;
• le masque filtrant a fait l’objet d’une maintenance appropriée ;
• l’aptitude médicale a été délivrée.
En plus de ces dosimètres, le port de dosimètres complémentaires (dosimètre poignet, bague,
dosimètre opérationnel neutron,...) peut être prescrit par le SPR lors de situations d’exposition
particulières.
3.2. FAITS MARQUANTS DE L’ANNÉE 2012
Les règles générales de radioprotection du CEA ont été révisées et diffusées à tous les Centres
CEA en 2012.
Concernant la politique de propreté radiologique menée par le SPR, il a été constaté en 2012,
par rapport à 2011 :
- une stabilité du nombre de linges contaminés,
- une diminution du nombre de masques contaminés (1 en 2012, 4 en 2011),
- une baisse des constats de contamination à l’extérieur des bâtiments,
- une augmentation des contaminations au centre de tri des déchets conventionnels
(5 en 2012 contre 2 en 2011),
- une baisse globale des constats liés à la propreté radiologique (17 constats en 2012,
20 en 2011).
18 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

Huit événements radiologiques ont été constatés sur l’installation Atalante, dont deux ont nécessité
l’envoi de huit agents au service de la santé au travail (SST). Ces événements font suite
à plusieurs facteurs dont :
- des évolutions imprévues des nuisances radiologiques suite à une rupture de confinement
: lors d’une opération de dévissage d’un support de boîte à gants, le gant droit de
l’expérimentateur s’est déchiré au niveau du poignet. Le salarié ne portait pas d’équipement
de protection respiratoire lors de cette manipulation ainsi que les cinq autres salariés
présents dans le local concerné. Les 6 salariés ont été envoyés pour contrôle au SST ;
- des équipements de protection inadaptés : lors de la découpe d’un conteneur de
déchets « La Calhéne » dans un sas vinyle non ventilé, une contamination atmosphérique a
été détectée. Les deux salariés présents dans le sas ont été envoyés pour contrôle au SST.
Ces événements n’ont eu aucune conséquence sur le personnel concerné.
Un événement radiologique nécessitant l’envoi de neuf salariés pour contrôle aux SST a également
été constaté en 2012 sur l’installation Phénix : après la découpe d’un porte source contenant
une source de 238 Pu, 3 salariés se sont contaminés les mains ainsi que la nuque pour un
des trois. Un seul des neuf salariés a eu une dose engagée (entre 2 et 6 mSv) par exposition
interne.
3.3. RÉSULTATS
Les graphiques suivants présentent l’évolution depuis 2008 de l’effectif surveillé des deux INB
du Centre (CEA et entreprises extérieures), et pour l’ensemble de ce personnel, la dose individuelle
moyenne annuelle mesurée par dosimétrie opérationnelle, pour les agents ayant intégré
une dose non nulle.
L’unité d’équivalent de doses est le sievert (Sv) dont on utilise en pratique le sous-multiple milli
sievert (mSv) et microsievert (µSv) qui correspond mieux à l’ordre de grandeur des valeurs usuellement
observées.
La limite annuelle pour les travailleurs est fixée par la réglementation à 20 mSv (20000 µSv).
Dose individuelle moyenne (µSv)
Nombre d’agents surveillés
80
1200
1194
1181
1190
1157
70
60
50
40
59
53
48
69
59
1000
800
600
1051
816
815
783
735
782
Agents
entreprises
extérieures
Agents CEA
30
400
20
10
200
0
2008 2009 2010 2011
2012
Année
0
2008 2009 2010 2011
2012
Année
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 19

3.
DISPOSITIONS PRISES
EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION
La dose maximale individuelle enregistrée en 2012 a été de 0,67 mSv pour un salarié CEA et
de 1,13 mSv pour un salarié d’entreprise. Ces valeurs, très inférieures aux limites fixées par la
réglementation (20 mSv), sont stables pour le CEA (0,83 mSv en 2011) et en diminution pour les
entreprises extérieures (1,94 mSv en 2011) par rapport à celles de l’année dernière.
Une légère diminution de la dose collective sur Atalante (-3%) conjuguée à une diminution de la
dose collective sur Phénix (-27%) ont conduit à une baisse de la dosimétrie opérationnelle
(73 H.mSv) par rapport à 2011 (83 H.mSv).
Pour Atalante, la dose collective totale a été de 45,95 H.mSv. L’essentiel des doses reçues (87%)
correspond aux travaux réalisés dans le cadre des activités courantes. Les autres doses ont été
intégrées suite à des travaux sous DIMR.
Pour Phénix la dose collective totale a été de 26,7 H.mSv. Les doses reçues correspondent
majoritairement (65%) aux travaux réalisés dans le cadre des activités courantes. Les autres
doses ont été intégrées lors des travaux sous DIMR.
À titre indicatif la dose collective annuelle de l’effectif surveillé due à la radioactivité naturelle,
calculée sur la base de la valeur moyenne observée en France (2,4 mSv/an /personne), serait de
4653 H.mSv.
La surveillance de la contamination surfacique (sols, murs…), faite au titre des contrôles techniques
d’ambiance interne, a été maintenue à un niveau élevé : 2100 contrôles de lieux ont été
réalisés à Phenix et 1086 à Atalante. 41 contrôles ont été considérés comme « positifs » ; seul
1 contrôle a donné lieu à l’ouverture d’un constat d’événement radiologique (contamination sur
une canne de bullage dans le sas 215 d’Atalante). Pour les autres, compte tenu des faibles
niveaux de contamination décelés dans les locaux concernés, ils n’ont pas donné lieu à l’ouverture
de constats d’événements radiologiques.
La dosimétrie de zone n’a mis en évidence aucune valeur notable non reliée à une opération
dans l’installation, que ce soit à Phénix ou à Atalante.
20 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

accident
incident
4.
ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS
EN MATIÈRE DE SÛRETÉ
NUCLÉAIRE ET DE
RADIOPROTECTION
4.1. GÉNÉRALITÉS
La France a décidé de mettre en place un système de déclaration des événements significatifs
pour la sûreté depuis 1983, et pour les incidents de transport depuis 1999. En 2002, des critères
de déclaration ont été introduits dans le domaine de la radioprotection, et en 2003, dans le
domaine de l’environnement.
Chaque événement significatif fait l’objet d’une analyse qui vise à établir les faits, à en comprendre
les causes, à examiner ce qui pourrait se passer dans des circonstances différentes,
pour finalement décider des meilleures solutions à apporter aux problèmes rencontrés. L’analyse
des événements significatifs est un outil essentiel d’amélioration de la sûreté. Elle est formalisée
par un compte rendu transmis à l’autorité de sûreté et largement diffusé au sein du CEA.
Au niveau central du CEA, les événements significatifs déclarés aux autorités de sûreté font l’objet
d’un suivi en continu ; les événements porteurs d’enseignements particulièrement intéressants
sont alors signalés à tous les centres du CEA, par des fiches de retour d’expérience. D’autres
enseignements sont tirés annuellement, après examen des bilans effectués sur l’ensemble des
événements significatifs déclarés par le CEA. Tenant compte de ces deux approches, le retour
d’expérience des événements de 2012 a notamment montré la nécessité de caractériser plus
précisément la typologie des événements ayant une origine technique et de maintenir l’effort sur
les mesures permettant de garantir l’intégrité des chaînes de levage des charges lourdes sur
l’ensemble des installations du CEA. Par ailleurs, une campagne de vérification des mesures des
effluents gazeux est lancée sur l’ensemble des émissaires des installations nucléaires du CEA.
L’échelle INES (International Nuclear Event Scale) est
l’échelle internationale qui classe les événements survenus
sur les installations nucléaires, en fonction de leur gravité.
Elle comporte 8 niveaux (de 0 à 7), le plus haut niveau correspondant
à la gravité de l’accident de Tchernobyl.
Utilisée depuis 1991, par une soixantaine de pays, cette
échelle est destinée à faciliter la perception par les médias
et le public de l’importance des incidents et des accidents
nucléaires.
Elle ne constitue pas un outil d’évaluation et ne peut, en
aucun cas, servir de base à des comparaisons internationales
: en particulier, il n’y a pas de relation univoque entre
le nombre d’incidents sans gravité déclarés et la probabilité
que survienne un accident grave sur une installation.
Les autorités de sûreté sont seules responsables de la décision
finale de classement.
accident grave
accident
conséquences étendues
accident
conséquences locales
incident grave
incident
anomalie
accident majeur-7-
-6-
-5-
-4-
-3-
-2-
-1-
En dessous de l'échelle/niveau 0
Aucune importance
du point de vue de la sûreté
Les événements significatifs, déclarés à l’ASN, à l’exception des événements non nucléaires,
sont accompagnés d’une proposition de classement dans l’échelle INES.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 21

4.
ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS EN MATIÈRE
DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE RADIOPROTECTION
4.2. ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS DÉCLARÉS A L’ASN
EN 2012
9 événements significatifs ont été déclarés en 2012.
Niveau INES
Date de
déclaration
Installation
0 10/01/2012 Centre
0 01/03/2012 PHENIX
0 16/03/2012 Centre
0 21/03/2012 PHENIX
0 19/07/2012 ATALANTE
0 05/09/2012 ATALANTE
0 24/10/2012 PHENIX
0 15/11/2012 ATALANTE
0 07/12/2012 PHENIX
Libellé de l’événement
Non-respect des modalités de transport (non-respect
des exigences d’assurance qualité de fabrication des
gorges de joint des emballages CTB).
Inhibition non détectée du report au PCS d’une partie
des alarmes de Détection Automatique Incendie (DAI)
pendant six jours.
Non-respect d’un critère de la réglementation
transport. Le transport a été réalisé en exempté
alors qu’il aurait dû être en classe 7 en raison
du débit de dose mesuré.
Fuite de sodium secondaire au niveau de la
manchette reliant l’échangeur intermédiaire 32 à la
ligne de vidange.
Détection au centre de tri des déchets conventionnels
du Centre, d’un sac de déchets légèrement
contaminés en provenance de l’installation.
Réalisation d’un CEP avec une périodicité différente
de celle indiquée dans les RGE.
Mise en service d’un nouveau filtre THE du dernier
niveau de filtration du système de ventilation du
bâtiment des manutentions, sans test d’efficacité
préalable.
Non-respect de la consigne d’application issue de
la prescription technique III-5 du chapitre 0 des RGE
relative au nettoyage périodique des enceintes de
confinement.
Contamination interne d’un salarié d’une entreprise
sous-traitante.
Les événements significatifs font l’objet d’un avis publié sur le site internet de l’ASN (www.asn.fr).
4.3. EXPLOITATION DU RETOUR D’EXPÉRIENCE
Le retour d’expérience permet un partage des informations (plans d’action, bonnes pratiques…)
sur les incidents survenus sur le Centre ou ailleurs, entre les responsables de la sûreté et notamment
les chefs d’installation du Centre.
Un responsable REX est désigné sur le Centre pour animer cette activité et assurer le suivi des
plans d’action en découlant. Il organise à cet effet une réunion annuelle d’échanges sur le REX
des incidents au niveau du Centre et participe aux réunions organisées au niveau national par le
pôle maîtrise des risques du CEA.
La réunion au niveau du Centre est présidée par le Directeur Adjoint ; sont conviés les chefs
d’installations (CEA et AREVA), les représentants des unités spécialisées en sûreté-sécurité
(DUSP), les représentants de la CSNSQ et, suivant l’ordre du jour, des représentants de DPSN.
22 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

Au titre du partage d’expérience, diverses actions ont été engagées en 2012 sur les thèmes
suivants :
- Prise en compte du retour d’expérience d’un événement survenu en septembre
2011 dans une INB, relatif à un bouchage partiel des buses d’un système fixe d’extinction
incendie par génération de mousse bas foisonnement ou pulvérisation d’eau seule,
après utilisation.
- Prise en compte des dysfonctionnements provoqués sur le Centre de Marcoule par
la vague de froid des semaines 6 et 7 de l’année 2012.
- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement relatif au dépassement
du nombre de A2 autorisé lors du transport interne d’une poubelle de déchets sur
le Centre de Marcoule, le 03/11/2011.
- Suite de la prise en compte du retour d’expérience de l’événement tritium de Saint
Maur du 03/11/2010 « Utilisation d’un équipement contaminé en tritium provenant d’un
centre CEA, dans des locaux non nucléaires d’un prestataire » :
• La première étape consistant à réaliser l’inventaire des outillages, des matériels
et des équipements présents dans les zones à déchets conventionnels
(réglementées ou non au sens de la radioprotection) susceptibles d’avoir été
en contact avec la radioactivité, a débuté au cours de l’année 2012.
- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement significatif du 22 mars 2010
déclaré par le CEA Grenoble, concernant l’inhibition involontaire d’une détection automatique
d’incendie (DAI). Les investigations ont porté sur :
• l’ergonomie de chaque centrale de détection,
• l’évaluation de la possibilité d’inhibition par inadvertance,
• l’identification des centrales de détection dotées d’un poste de contrôle déporté,
• les processus d’inhibition et de remise en service des DAI,
• la qualité des dispositions permettant de s’assurer de la bonne réalisation des
inhibitions.
- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement concernant la chute du palan
PEGASE (déclaré par le CEA Cadarache) avec la réalisation en 2012 de l’inventaire des
ponts équipé de limiteur de charge. Les investigations, dont les résultats sont attendus fin
d’année 2013, portent sur :
• la vérification de l’existence des dispositions permettant de limiter les risques
de chute des éléments mobiles,
• la vérification que sont clairement identifiés les contrôles devant être effectuées
au titre des CEP et de la réglementation ainsi que les conditions de leur
réalisation,
• la liste des dispositions relatives à la maintenance préventive et curative,
• l’identification des améliorations de nature à limiter ou éviter les conséquences
d’une chute de l’appareil ou d’un de ses composants,
• l’analyse des risques liés à une telle chute lors de la mise à jour des rapports
de sûreté.
- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement de La Hague relatif
aux risques d’agression interne d’une installation due à des mouvements non maîtrisés
de moyens de transport.
- Elaboration d’un plan d’actions suite à la contamination interne d’un salarié d’une
entreprise sous-traitante, déclarée le 7/12/2012.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 23

5.
RÉSULTATS DES MESURES
DES REJETS DES INSTALLATIONS
ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT
5.1. REJETS GAZEUX
La surveillance des effluents radioactifs gazeux est assurée au niveau des émissaires de rejets
des installations (cheminées), en aval des systèmes d’épuration et de filtration. Les aérosols
alpha et bêta et les gaz radioactifs font l’objet d’un contrôle continu. De plus, les rejets des aérosols,
des halogènes et du tritium sont évalués à partir de mesures différées en laboratoire sur les
prélèvements continus sur des dispositifs d’épuration ou de filtration (cartouches de charbon actif
pour les halogènes, filtres papier pour les aérosols et barboteurs pour le piégeage du tritium).
Cinq catégories de radionucléides sont réglementairement surveillées dans les rejets gazeux :
- les aérosols émetteurs β-γ,
- les aérosols émetteurs α,
- le tritium,
- les halogènes (iode),
- les gaz autres que le tritium.
Le tableau suivant en présente les activités cumulées mesurées en 2012 pour les deux INB du
centre CEA de Marcoule. L’unité de mesure est le Becquerel et plus couramment ses multiples :
méga becquerel (MBq = 1 million de Bq), giga becquerel (GBq = 1 milliard de Bq) ou téra becquerel
(TBq = mille milliards de Bq).
Aérosols β-γ
(MBq)
Aérosols α
(MBq)
Tritium
(GBq)
Halogènes
(MBq)
Gaz hors
tritium (TBq)
Activité
des rejets
ATALANTE
Limites
annuelles
autorisées pour
ATALANTE
Activité
des rejets
PHENIX
Limites
annuelles
autorisées
pour Phénix
Total des
activités des
rejets des INB
CEA - Marcoule
0,25 3,7.10 3 1,1 40.10 3 * 1,35
0,21 37 Sans Objet Sans Objet 0,21
24 370 5,7 400. 10 3 ** 29,7
9,4 10 4 5,1 40.10 3 * 14,5
33 370 10,3 400 ** 43,3
* la valeur de 40.10 3 MBq est la valeur limite annuelle autorisée pour les aérosols β-γ + les halogènes.
** la valeur de 400 TBq est la valeur limite annuelle autorisée pour le tritium + les autres gaz.
Les principaux gaz radioactifs émis sont le xénon 133 provenant majoritairement du réacteur
Phénix, et le krypton 85 provenant d’ATALANTE.
Parmi les halogènes, on note de façon prépondérante la présence des isotopes 129, 131 et 133
de l’iode.
24 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

1,5
0,6
2,5 2,5
0,8
0,8
2,0 2,0
0,6
0,6
1,5 1,5
0,4
0,4
1,0 1,0
0,2
0,2
0,5 0,5
0,0 0,0
0,0 0,0
150
150 150
120
120 120
90
90 90
60
60 60
30
30 30
0
0
Les activités rejetées sont très en deçà des limites fixées par les autorisations (< 9% pour le
0,5
pourcentage le plus élevé représenté par le rejet tritium d’ATALANTE).
0,0
Les histogrammes suivants présentent l’évolution, par catégorie, des rejets des deux INB au
cours de ces cinq dernières années.
1,0
1,0
Aérosols βγ (MBq) Aérosols α (MBq) Tritium (GBq)
2,09
0,73
0,6 0,6
90
90
1,35
0,4 0,4
60
0,86
0,37 0,38
53,5
0,74 0,71
0,2 0,2
0,26
30
47,9
0,21
2008 2009 2010 2011 2012
28,8 29,7
2008 2009 2010 2011 2012
0,0 0,0
0
2008 2009 2010 2011 2012
Année 2008 2009 2010 2011
2012
Année 2008 2009 2010 2011 2012 Année
Halogènes (MBq)
145
On observe par rapport aux années précédentes :
- une faible augmentation des rejets d’aérosols β-γ due à l’installation Phenix, ainsi
qu’une faible augmentation des rejets d’halogènes répartie sur les deux installations.
- une confirmation de la baisse des rejets tritium et aérosols α constatés en 2011.
5.2. REJETS LIQUIDES
Les effluents liquides non radioactifs sont rejetés dans l’environnement via un réseau d’égouts
banals. Ces effluents font l’objet de contrôles pour vérifier que leurs caractéristiques sont compatibles
avec les autorisations de rejet en vigueur.
En 2012, ATALANTE a transféré la totalité de ses effluents Très Haute Activité, soit 2,3 m 3 vers
l’AVM.
Les autres effluents liquides radioactifs des deux INB ou susceptibles de l’être, sont transférés
à la STEL de l’INBS de Marcoule pour y être épurés et rejetés au Rhône via une canalisation
dédiée. Tous les rejets radioactifs sont comptabilisés notamment pour s’assurer du respect des
autorisations accordées pour l’INBS.
La STEL traitant de façon concomitante l’ensemble des effluents radioactifs du site de Marcoule,
à l’exception des effluents de CENTRACO (INB et INBS du CEA, MELOX et CIS Bio), il n’est
pas possible d’individualiser précisément dans l’activité des rejets après traitement, celle des
effluents liquides provenant des INB ATALANTE et PHENIX.
Les activités des rejets présentés pour 2012 dans le tableau suivant sont donc celles de la totalité
des effluents radioactifs des installations de Marcoule citées ci-dessus.
Cinq catégories principales de radionucléides sont réglementairement surveillées dans les rejets
liquides :
- les émetteurs α (mesure totale),
- les radioéléments β-γ autres que le tritium, le 137 Cs et le 90 Sr (mesure globale),
- Le Césium 137 ( 137 Cs),
- Le Strontium 90 ( 90 Sr),
- le tritium.
1,0 1,0
0,8 0,8
50
150 150
40
120 120
30
90 90
20
60 60
10
Gaz autres que tritium (TBq)
28,3
24,1
33,3
30 30
10 10
12,2 12,9 9,6 14,5
0
2008 2009 2010 2011 2012 Année
2008 2009 2010 2011 2012 Année
0
0
2008 2009 2010 2011 2012
2008 2009 2010 2011
2012
2008 2009 2010 2011
2012
47,3
43,3
1,0
150
120
50 50
40 40
30 30
20 20
0,0
2008 2009 2010 2011 2012
200
150
120
90
60
30
0,4
0,2
0
2008
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 25

5.
RÉSULTATS DES MESURES
DES REJETS DES INSTALLATIONS
ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT
2,5
2,5 2,0
2,0 1,5
1,5 1,0
1,0 0,5
0,5 0,0
0,0
Émetteurs
alpha
(GBq)
Radioéléments bêtagamma
hors tritium,
90
Sr et 137 Cs
(TBq)
90
Sr
(TBq)
137
Cs
(TBq)
Tritium
(TBq)
Activité rejetée 1,3 0,061 0,025 0,023 10,2
Limite
annuelle
autorisée*
150 150 6 6 2500
*Le nouvel arrêté de rejet INBS étant paru le 16 avril 2012, l’arrêté de référence pendant toute l’année 2012
2,0
a été l’arrêté du 18 janvier 2008.
Les activités rejetées sont très en deçà des limites fixées par les autorisations 1,0
(< 1% pour toutes
les catégories).
Les histogrammes ci-dessous présentent l’évolution, par catégorie, des rejets de la STEL depuis
0,0
ces cinq dernières années.
2008 2009 2010 2011 2012
0,12 Radioéléments βγ autres que
2,5
0,12
tritium, 90 Sr et 137 137
Émetteurs α (GBq)
Cs (TBq)
Cs (TBq)
0,10
2,5
0,12 0,12 0,10
0,05
0,08
2,0
0,08
0,07
2,0
0,10 0,10 0,08 0,111
0,04
1,5
2,01
0,041 0,041
0,06
0,06
0,08 0,08 0,06 0,088
1,5
0,03
0,037
0,05
1,0
1,49
0,04
0,06 0,06
0,04
1,30
0,04
0,065
0,070
0,061 0,023
1,0 1,11
0,02
0,5
0,02
0,03
0,04 0,04 0,02
0,020
0,76
0,02
0,5
0,02
0,00 0,02
0,01
0,0
0,00
2008 0,01
2008
2009
2009
2010
2010
2011 2012
2011 2012
2008
2008
2009
2009
2010
2010
2011 2012
2011 2012
0,0
0,00 0,00
0,00
0,00
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 2012 2012 Année 2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 2012 2012 Année 2008 2009 2010 2011 2012 Année
2
2,5
1,5
0,5
0,12
0,10
0,08
0,06
0,04
0,02
0,00
90
Sr (TBq)
0,05 0,05
0,08 0,08
100 100
0,07
0,05
0,08 0,07
0,05 0,04
0,08
0,04
100 100
0,06
80
0,07 0,06 0,064
80
0,07
80,4
0,04 0,04
0,03
0,05
0,06
80
0,03
0,05
0,06
80 60 60
0,04
0,03
0,05 0,04
0,046
0,03
0,05
0,02
60
0,02
60
0,03
0,04 0,03
0,034 0,036 40 40
0,04
41
0,02 0,02
0,02
0,03 0,03 0,02
0,025
40
0,01 0,01
40 20 20 24
21,6
0,01
0,02 0,02 0,01
0,01 0,01
20 20
10,2
0,00 0,00
0,00
0,01 0,01 0,00
0 0
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2012 2011 2012
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2012 2011 2012 Année
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2012 2011 2012 Année
0,00 0,00
0,00 0,00
0 0
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 2012 2012
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 2012 2012
2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 2012 2012
En 2012, ATALANTE a transféré vers la STEL10 m 3 d’effluents radioactifs de moyenne activité
spéciaux (effluents de décontamination du CAS 305) et 299 m 3 d’effluents industriels inactifs qui
étaient rejetés, jusqu’en juillet 2012, dans le réseau des effluents banals.
PHENIX a transféré 37 m 3 d’effluents de faible activité, 35 m 3 d’effluents de moyenne activité et
14 m 3 d’effluents de moyenne activité spéciaux.
Le volume total transféré par ces deux installations représente moins de 5% du volume total des
effluents réceptionnés à la STEL en 2012.
L’activité de ces effluents est présentée dans le tableau ci-après.
Tritium (TBq)
Émetteurs α
Émetteurs βγ
hors tritium
Tritium
309 MBq 6,50 GBq 4,13 GBq
26 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

En ce qui concerne les substances chimiques, on distingue les substances présentes dans les effluents
rejetés dans le Rhône par la STEL, et celles rejetées directement dans le Rhône et son contre-canal via
les réseaux d’égouts banals.
Les substances présentes dans les rejets de la STEL doivent être conformes aux limites fixées par l’arrêté
de rejet du 18 janvier 2008.
Les valeurs de ces substances mesurées au cours de l’année 2012 sont les suivantes :
Éléments
dosés
Résidu sec
Quantité
annuelle
rejetée (kg)
1,05E+5
Autorisations
actuelles
(kg)
% de
l’autorisation
annuelle
Concentration volumique
moyenne mensuelle ajoutée
après dilution dans le Rhône (µg/l)
Autorisations
actuelles
(µg/l)
Na 2,89E+4 500 000 5,78 6,97E-1 1 700
Mg 6,36E+1 13 000 0,49 1,64E-3 43
Ca 5,47E+2 7 200 7,59 1,35E-2 24
K 2,84E+2 6 200 4,59 7,56E-3 21
Ba 1,30E+1 160 8,13 2,81E-4 0,5
Ag < 2,16E-1 * * < 4,97E-6 *
Al 2,47E+0 380 0,65 6,01E-5 1
Cu 2,19E+0 60 3,64 5,81E-5 < 0,5
Fe 4,17E+0 450 0,93 1,01E-4 2
Cr < 1,83E-1 130 0,14 < 4,42E-6 < 0,5
Ni < 2,42E+0 100 2,42 < 6,45E-5 < 0,5
Mn < 1,13E+0 80 1,42 < 2,73E-5 < 0,5
Co < 3,67E-1 260 0,14 < 8,84E-6 1
Cd 1,23E-1 260 0,05 3,02E-6 1
Zr < 1,83E-1 50 0,37 < 4,42E-6 < 0,5
Zn < 1,39E+0 260 0,54 < 3,40E-5 1
Pb < 5,57E-1 400 0,14 < 1,36E-5 1
Hg < 9,17E-2 90 0,10 < 2,21E-6 < 0,5
Sb < 3,67E-1 300 0,12 < 8,84E-6 1
Se < 3,67E-1 * * < 8,84E-6 *
As < 3,55E-1 * * < 8,36E-6 *
Ce < 9,17E-1 * * < 2,21E-5 *
NO2 - 3,54E+2 7 500 4,71 9,28E-3 24
NO3 - 6,82E+4 1 500 000 4,54 1,63E+0 5 000
SO4 -- 2,68E+3 74 000 3,62 7,67E-2 250
P2O5 5,75E+1 5 000 1,15 1,41E-3 500
CI - 3,45E+2 2 800 12,31 8,94E-3 9
F - < 3,67E+1 480 7,65 < 8,84E-4 2
NH4 + < 3,11E+1 1 900 1,63 < 7,51E-4 6
N2H4 < 1,83E+0 10 18,35 < 4,42E-5 < 0,1
CN - < 1,93E+0 90 2,15 < 4,70E-5 < 0,5
TBP < 1,83E+1 2 700 0,68 < 4,42E-4 9
* Pas de limite fixée.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 27

5.
RÉSULTATS DES MESURES
DES REJETS DES INSTALLATIONS
ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT
Les valeurs mesurées sont toutes très en deçà des limites autorisées en dehors de quelques valeurs
qui restent toutefois, à l’exception de l’hydrazine (N 2
H 4
), en dessous de 10% de ces limites.
Les valeurs en chlore et en fluor sont en forte baisse (respectivement d’un facteur 3 et 2 environ)
depuis l’arrêt en août 2011 de l’envoi des effluents de l’INB Centraco vers la STEL de Marcoule.
La concentration en hydrazine est très souvent inférieure à la limite de détection des appareils
de mesure (< 0,1 mg/l). Réglementairement, on comptabilise les rejets à une concentration prise
égale à cette limite. Étant donné le volume élevé des effluents susceptibles de contenir ce produit,
la quantité annuelle déclarée atteint ainsi 18,35 % de la quantité autorisée pour cette substance.
Les substances chimiques rejetées via les réseaux d’égouts banals directement dans le Rhône
et son contre-canal doivent satisfaire aux prescriptions complémentaires prises au titre de l’arrêté
préfectoral 94/1422 du 14 juin 1994.
Ces prescriptions imposent en particulier :
- des interdictions de rejet dans l’environnement de certains effluents pouvant impacter
la faune,
- des dispositions particulières concernant la température et le pH,
- des concentrations maximales et des flux journaliers de substances chimiques pour
les effluents du réseau d’assainissement aboutissant au contre-canal du Rhône où ces
substances sont rejetées.
Les valeurs moyennes mesurées pour l’année 2012 dans le contre-canal du Rhône sont les suivantes
:
Paramètre mesuré Mesure 2012
Autorisations actuelles
(arrêté préfectoral de 1994)
MES (mg.l -1 ) 13,1 10
DBO 5 (mg.l -1 ) 9,2 15
DCO (mg.l -1 ) 11,7 40
Anions
Nitrates (NO 3
) (mg.l -1 ) 4,9 *
Nitrites (NO 2
) (mg.l -1 ) 0,004
Phosphore total (P) (mg.l -1 ) < 0,10 *
Cations alcalins
et alcalino‐terreux
Ammonium (NH 4
) (mg.l -1 ) < 0,60 *
Paramètre microbiologique
Coliformes fécaux (/100 ml) 460 *
* Pas de limite fixée.
L’ensemble des valeurs respectent les prescriptions de l’arrêté préfectoral de 1994, à l’exception
des matières en suspension (MES), légèrement supérieure à la limite autorisée. Pour la majorité
des prélèvements hebdomadaires analysés, le taux de matières en suspension est en deçà des
limites fixées par l’arrêté préfectoral. Cependant, on observe des dépassements occasionnels
dus aux apports d’eaux du Rhône qui alimentent le contre-canal, et qui sont elles-mêmes chargées
en matières en suspension, notamment en période de crue.
28 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

5.3. IMPACT DES REJETS SUR L’ENVIRONNEMENT
5.3.1. GÉNÉRALITÉS
Les substances chimiques ou radioactives contenues dans les effluents gazeux, rejetées par
le site, sont transférés à l’environnement par les vents et la diffusion dans l’atmosphère. Une partie
de ces substances se dépose au sol ou sur la végétation, ce dépôt décroissant sensiblement
à mesure que l’on s’éloigne du site.
Les rejets d’effluents liquides conduisent à la présence de substances chimiques ou radioactives
dans l’eau du Rhône en aval du site. Leur concentration diminue également à mesure que l’on
s’en éloigne. Ces substances sont plus ou moins absorbées par la faune et la flore aquatiques.
L’impact radiologique sur les populations résulte de leur exposition aux produits radioactifs
contenus dans l’air, à la fois en exposition externe et interne, au travers de l’air qu’elles inhalent
en respirant. Il résulte également des produits qu’elles ingèrent du fait de leur consommation
alimentaire.
L’évaluation de l’impact radiologique est effectuée sur un « groupe de référence » constitué de
personnes résidant à proximité du site, en l’occurrence dans le village de Codolet situé à 2 km
au sud et se nourrissant des produits du cru.
À cet effet, une enquête alimentaire a été conduite par l’IRSN en juillet 2010. Elle a conclu à l’intérêt
de considérer en détail trois classes d’âge de la population :
- Adulte (plus de 17 ans),
- Enfant (7 à 12 ans),
- Enfant (1 à 2 ans).
L’impact radiologique est estimé sur la base d’hypothèses pénalisantes quant-au comportement
alimentaire et au mode de vie des personnes constituant le groupe de référence :
- elles séjournent en permanence dans leur zone de résidence et passent la moitié
du temps à l’extérieur de bâtiments ;
- elles consomment exclusivement des aliments provenant des cultures, de l’élevage
ou de la pêche locale, consommés sans transformation due à une préparation
culinaire ;
- l’arrosage des cultures est effectué avec de l’eau du Rhône prélevée au voisinage
du site de Marcoule ;
- il est supposé que l’eau de boisson ne subit aucun traitement de purification, hormis
une simple filtration, et que la radioactivité susceptible d’être présente dans cette
eau est identique à celle du Rhône (par infiltration dans le sol).
5.3.2. ÉVALUATION DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE
DÛ AUX REJETS GAZEUX
L’impact maximal dû aux rejets gazeux des INB PHENIX et ATALANTE pour l’année 2012 est
de 0,137 µSv pour l’adulte. Les résultats montrent peu de différence entre l’adulte et les enfants
de 1 à 2 ans et de 7 à 12 ans, avec un impact d’environ 0,138 µSv pour ces deux tranches d’âge.
Cet impact est en légère augmentation par rapport à celui de l’année 2011(0,104 µSv) tout en
ayant des rejets sensiblement équivalents.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 29

5.
RÉSULTATS DES MESURES
DES REJETS DES INSTALLATIONS
ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT
Cette augmentation est due essentiellement :
- à la spécificité de la rose des vents pour l’année 2012 dont la fréquence sur le secteur
de 20° a été plus importante que les années précédentes ;
- au positionnement de l’installation Phénix dans ce secteur par rapport au groupe
de référence.
5.3.3. ÉVALUATION DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE DÛ AUX REJETS
LIQUIDES
Comme indiqué précédemment, la station de traitements des effluents liquides traitant de façon
concomitante l’ensemble des effluents radioactifs du site de Marcoule, il n’est pas possible d’individualiser
précisément l’impact des rejets des effluents liquides provenant des INB ATALANTE
et PHENIX.
Les calculs d’impact des rejets présentés ci-après sont donc ceux de la totalité des effluents
liquides radioactifs du site de Marcoule ( à l’exception des effluents de Centraco), la part des INB
ATALANTE et PHENIX dans ces rejets étant elle-même très faible.
L’impact maximal dû aux rejets liquides pour l’ensemble du site de Marcoule pour l’année 2012
est de 0,025 µSv pour l’adulte. L’impact sur les autres classes d’âge est encore plus faible, respectivement
0,014 µSv et 0,020 µSv pour les enfants de 1 à 2 ans et 7 à 12 ans.
Les principales contributions pour l’alimentation proviennent des poissons pêchés dans le
Rhône (64,5% de la dose totale), des végétaux (22%), des animaux terrestres (10%) et de l’eau
de boisson (3,3%), également considérée provenir du Rhône. Les radioéléments qui contribuent
en majorité à cet impact sont le césium 137 (62,5%), le strontium 90 (20,5%), le cobalt (8,8%) et
le tritium (eau tritiée et tritium organiquement lié : 2,6%).
5.3.4. BILAN DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE LIQUIDE ET GAZEUX
L’impact total des rejets radiologiques des INB PHENIX et ATALANTE pour l’année 2012, évalué
pour la population du groupe de référence de Codolet est au plus de 0,000162 mSv. Cette valeur
est environ 15000 fois inférieure à la dose totale due à la radioactivité naturelle (2,4 mSv/an
en moyenne en France).
Cet impact respecte très largement les limites fixées par le code de la santé publique pour les
activités nucléaires qui ne doivent pas ajouter de dose annuelle supérieure à 1 mSv aux personnes
du public.
L’impact radiologique annuel en 2012 peut donc être considéré comme négligeable.
5.3.5. BILAN DE L’IMPACT CHIMIQUE DES REJETS GAZEUX ET
LIQUIDES
Vis-à-vis des critères d’évaluation de l’état écologique des milieux de surface définis par l’arrêté
ministériel du 25 janvier 2010, les concentrations moyennes mesurées dans le contre-canal en
aval des rejets du Centre correspondent à une classe de qualité variant entre moyen et très bon
suivant le paramètre étudié.
Par ailleurs, la qualité biologique du contre-canal traduite par l’Indice Biologique Global Normalisé
mesuré en amont et en aval des rejets peut être qualifiée de bonne (IBGN n’est pas actuellement
défini dans l’arrêté ministériel du 25 janvier 2010).
30 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

Les valeurs de l’IBGN obtenues dans le contre-canal ces trois dernières années sont présentées
ci-après :
Dans le contre-canal, la qualité biologique de
la station amont est moins bonne que lors
des précédents suivis. La variété des organismes
vivants diminue en 2012, indiquant
une dégradation de la qualité des habitats.
Le groupe indicateur d’organismes vivants
est stable depuis 2010 mais la disparition
d’un groupe plus sensible à la pollution
en 2010, peut témoigner d’une dégradation
de la qualité des eaux du contre-canal
au niveau de cette station.
Dans la station aval du contre-canal, la
qualité biologique s’est améliorée sensiblement
en 2011 et reste stable en 2012 avec
le maintien d’une bonne qualité biologique.
L’augmentation de la diversité faunistique et
du groupe indicateur d’organismes vivants
en 2011 est confirmée par les résultats de
2012.
IBGN
15
2009 2010 2011
12
13
0
12 12
(qualité
La valeur de l’Indice Biologique Global Adapté (IBGA) obtenue 2009 dans "moyenne") le 2010 Rhône depuis 20112010 est 2012
11
présentée ci-après :
9IBGA
Dans le Rhône, la qualité biologique de la
15
8
station amont est « moyenne » et stable depuis
(qualité
le premier suivi réalisé en 2011. En 2012, 6 Station
"médiocre")
en amont non mesurée
14
la diminution de la variété des organismes 12
13
12
vivants est en partie compensée par l’augmentation
(qualité
12
du niveau du groupe indicateur
traduisant simultanément une dégradation
3
9
"moyenne")
11 11
de la qualité de l’habitat et une amélioration
0 8
de la qualité des eaux.
2009 (qualité
6 "médiocre")
La qualité de la station aval s’améliore depuis
2009, passant de « médiocre » en 2009
2010 2011 2012
à « bonne » en 2012. La variété faunistique et
le groupe indicateur augmentent traduisant
3
respectivement une amélioration de la capacité
d’accueil des habitats et de la qualité 0
des eaux.
2009 2010 2011 2012
12
9
15
6
12
3
9
0
6
15
3
14
14
11
11
13 13 13
12
10
IBGN Station amont
IBGN Station aval
10
Station en amont non mesurée
13 13 13
12
11
11
2012
13
13
14
Année
Année
IBGA Station amont
IBGA Station aval
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 31

5.
RÉSULTATS DES MESURES
DES REJETS DES INSTALLATIONS
ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT
5.4. SURVEILLANCE ENVIRONNEMENTALE
La surveillance de l’environnement du site de Marcoule fait l’objet d’un programme, conforme
aux prescriptions fixées par les arrêtés de rejets et approuvé par l’ASN et le DSND pour l’INBS.
Le suivi de la qualité de l’air est assuré d’une part au plus près des points d’émissions (émissaires
de rejet), et d’autre part au travers d’une surveillance atmosphérique réalisée à partir de mesures
effectuées en continu dans quatre stations fixes réparties autour du Centre (Caderousse,
Codolet, Bagnols sur Cèze et Saint Etienne des Sorts).
Ces informations, centralisées directement sur le Centre CEA de Marcoule, permettent de déceler
toute anomalie de fonctionnement d’une installation (réseau d’alerte). Elles sont complétées
par des mesures différées en laboratoire pour les besoins de la surveillance de l’environnement.
Le Centre est doté d’une station météorologique fournissant en permanence les paramètres
nécessaires à cette surveillance.
Le réseau hydrographique fait l’objet d’une surveillance radiologique portant sur :
- le réseau des eaux souterraines de la nappe phréatique de la plaine de Codolet et en
amont du site ;
- les eaux de surface (Rhône et contre-canal).
En 2011 une étude a été réalisée afin d’améliorer les connaissances des sens d’écoulement de
la nappe phréatique à l’intérieur et à l’extérieur du site de Marcoule.
Cette étude a permis de mettre en place au cours de l’année 2012, un nouveau programme de
surveillance radiologique et chimique de la nappe prenant en compte les dernières connaissances
des écoulements identifiés.
Station de prélèvement atmosphérique -
environnement (air, pluie)
Nappe phréatique
Eau des communes
Lait
Plus de 13 000 échantillons par an sont
prélevés à diverses fréquences (quotidienne,
hebdomadaire, mensuelle, trimestrielle
ou semestrielle), dans l’air, l’eau, les
sédiments, les sols, les végétaux, le lait,
les aliments..., pour suivre et déterminer
l’impact des rejets sur l’environnement du
CEA Marcoule.
Dans ce cadre, le Laboratoire de Mesures
et Analyses Radiologique (LMAR) et le laboratoire
de Contrôle de l’Environnement
et Études d’Impact (LCEI) du Centre sont
agréés par l’Autorité de sûreté pour effectuer
ces mesures.
Points de surveillance de l’environnement.
32 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

5.5. MANAGEMENT ENVIRONNEMENTAL
La certification ISO14001 du Centre obtenue en 2006 et confirmée chaque année dans le cadre
du système de management intégré (ISO 9001, ISO14001 et OHSAS18001) atteste de l’aptitude
du Centre à améliorer ses performances environnementales pour l’ensemble de ses activités, de
sa volonté de prévenir les pollutions et d’être dans une démarche active vis-à-vis d’une réglementation
lourde.
La politique du Centre fixe 3 objectifs principaux :
- préserver les ressources naturelles ;
- limiter les émissions de gaz à effet de serre ;
- optimiser la gestion des rejets et déchets.
Dans ce cadre :
- la Station d’épuration (STEP) a traité 87428 m 3 d’eaux usées/eaux vannes avec des
performances d’épuration proches de 90% selon les paramètres ;
- la consommation de fioul lourd a fortement diminué en 2012 à la suite de l’arrêt
définitif d’une chaudière ne fonctionnant qu’au fioul lourd (-73%), avec en parallèle, la
montée en puissance de la chaufferie sud fonctionnant au fioul domestique ;
- la consommation de gaz a été de 71455 MWh PCI ; elle est en légère baisse par rapport
à 2011 (-13%) ;
- le total des combustibles fossiles consommés est resté orienté à la baisse (-8%) ;
- la consommation d’électricité a été stable par rapport à l’année précédente
(109083 MWh).
Le remplacement du fluide frigorigène R22 des systèmes de climatisation et de réfrigération s’est
poursuivi en 2012 afin de respecter les échéances réglementaires de 2014 et 2019. Contrairement
aux années précédentes, le bilan 2012 prend en compte la quantité de fluide frigorigène R22
de l’ensemble des installations du Centre de Marcoule ; les années précédentes ce bilan ne
concernait que les installations exploitées historiquement par le CEA. La quantité totale de fluide
frigorigène R22 présente sur le Centre s’élevait à 4974 kg en fin d’année 2012, 500 kg ont été
évacués en cours d’année.
La consommation en eau (potable et industrielle) du Centre en 2012 a été de 3,6 millions de m 3 ;
elle est en baisse de 14% par rapport à l’année 2011. Cette baisse s’explique essentiellement par
l’optimisation du lavage des filtres utilisés pour la production d’eau à partir du Rhône.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 33

6.
DÉCHETS RADIOACTIFS
ENTREPOSÉS SUR LE CENTRE
6.1. MESURES PRISES POUR LIMITER LE VOLUME
DES DÉCHETS RADIOACTIFS ENTREPOSÉS
La stratégie du CEA repose sur l’élimination des déchets, le plus rapidement possible après
leur production, par les filières appropriées. Une filière comprend généralement pour le déchet
produit des étapes de traitement notamment pour réduire les volumes ou pour rendre le déchet
recyclable, puis pour le déchet ultime le conditionnement par incorporation du déchet dans un
matériau inerte d’immobilisation (verre, bitume ou ciment) et mise en conteneur pour constituer
un colis. Ensuite ce colis est placé éventuellement en entreposage avant d’être envoyé au stockage
définitif. On parle de filières existantes quand il existe un stockage final, sinon les déchets
sont mis en entreposage en attente d’exutoire, en conditions sûres dans des installations spécifiques.
Il s’agit alors d’une filière à créer partiellement puisqu’elle n’existe que jusqu’à l’étape
entreposage.
Différentes mesures sont prises pour limiter les volumes de déchets radioactifs entreposés.
D’une manière générale, la sectorisation de l’ensemble des zones de production, appelée « zonage
déchets » a été réalisée afin d’identifier les zones de production des déchets nucléaires et
les zones de production des déchets conventionnels.
Le tri à la source et l’inventaire précis des déchets radioactifs permet ensuite de les orienter dès
leur création vers la filière d’élimination adaptée, existante ou à créer. De nouvelles filières sont
progressivement étudiées et mises en place pour minimiser les volumes de déchets entreposés.
Le CEA a ainsi mis en place une filière de traitement par décontamination du plomb par fusion,
à des fins de recyclage dans le domaine du nucléaire, dans le respect de la réglementation en
rigueur.
Pour les déchets solides de très faible activité (TFA) ou de faible activité (FA) et moyenne activité
(MA) à vie courte (VC) pour lesquels existent les filières d’évacuation vers un site de stockage
définitif (CIRES et CSA), l’entreposage, en attente d’évacuation, est en général de courte
durée dans les unités de production elles-mêmes ou dans les zones de regroupement dédiées
(CRETFA pour les déchets TFA et atelier CDS pour les déchets FMA-VC). Les déchets FMA-VC
sont traités dans l’atelier de Conditionnement des Déchets Solides (CDS) afin d’être conformes
aux spécifications d’accueil du CSA de l’ANDRA.
Dans quelques cas, les déchets sont entreposés sur une période plus longue, au sein d’installations
d’entreposage spécifiques, de sorte que la décroissance radioactive permette à terme
leur évacuation vers les exutoires existants, dans le respect de leurs spécifications de prise en
charge.
Les déchets solides de moyenne activité (MA) à vie longue (VL) ou de haute activité (HA) sont
conditionnés en conteneur de caractéristiques connues et pris en compte par l’ANDRA dans le
cadre de ses études pour le stockage géologique. Dans l’attente de l’ouverture des centres de
stockage dédiés, les colis produits sont entreposés dans des installations spécifiques du centre
de Marcoule ou regroupés avec des déchets de même nature dans d’autres centres CEA (entreposage
CEDRA de Cadarache par exemple).
Pour les effluents liquides, les traitements réalisés visent à les épurer de leurs contaminants
radioactifs avant leur rejet dans l’environnement. Les résidus actifs résultants de ces traitements
34 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

ont vocation à être incorporés dans des matériaux (matrices) solides : verre, bitume, ciment…
En ce qui concerne les effluents aqueux, ces opérations sont réalisées, selon leur activité, à l’atelier
de vitrification (AVM), arrêté depuis décembre 2012, pour les effluents de haute activité ou à
la Station de Traitement des Effluents Liquides (STEL) de l’INBS de Marcoule, pour les effluents
de plus faible activité. Les conteneurs de verre produits par l’AVM sont entreposés dans des puits
ventilés de l’installation, en attente de l’ouverture du centre de stockage profond. Les fûts d’enrobés
bitumineux produits par la STEL sont, suivant leur activité, dirigés vers une filière opérationnelle
(CSA) ou entreposés en attente de l’ouverture du centre de stockage profond. À partir de
2015 le procédé de bitumage des boues sera remplacé par un procédé de cimentation.
Les effluents organiques de très faible activité peuvent être traités directement dans des installations
dédiées comme l’usine d’incinération CENTRACO, située sur le site de Marcoule et
exploitée par la société SOCODEI.
Pour les effluents organiques plus actifs, un procédé appelé DELOS (Destruction des liquides
OrganiqueS) a été développé par le CEA. Ce procédé consiste à :
• épurer l’effluent par lavage et évaporation, permettant ainsi le transfert de la majeure
partie de leurs contaminants radioactifs dans des effluents aqueux dirigés vers la STEL ;
dans la majorité des cas le liquide organique traité peut être incinéré en filière industrielle
(CENTRACO),
• incinérer le liquide organique traité par oxydation hydrothermale (OHT), si la décontamination
atteinte ne permet pas leur traitement par la filière industrielle. Les résidus
minéraux de cette combustion sont incorporés aux effluents aqueux de haute activité et
traités comme tels. Cette unité de minéralisation n’est pas encore en service.
Les autres déchets, dont les filières sont en cours de création, sont entreposés en conditions
sûres dans les INB elles-mêmes ou dans des installations dédiées de l’INBS de Marcoule.
6.2. MESURES PRISES POUR LIMITER LES
EFFETS SUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT
EN PARTICULIER LE SOL ET LES EAUX
Ces mesures ont pour objectif de protéger les travailleurs, la population et l’environnement en
limitant en toutes circonstances la dispersion des substances radioactives contenues dans
les colis de déchets radioactifs.
Pour atteindre cet objectif, les installations d’entreposage de déchets radioactifs sont conçues
et exploitées conformément au concept de défense en profondeur qui conduit à assurer le fonctionnement
normal en prévenant les défaillances, à envisager des défaillances possibles, à les
détecter afin d‘intervenir au plus tôt et à supposer des scénarii accidentels afin de pouvoir en
limiter les effets.
Les déchets radioactifs de faible et moyenne activité produits sont conditionnés dans des conteneurs
entreposés à l’intérieur de bâtiments.
Les déchets de très faible activité du Centre sont soit évacués directement vers le CIRES de
l’ANDRA soit regroupés avant évacuation dans un bâtiment prévu à cet effet, appelé CRETFA.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 35

6.
DÉCHETS RADIOACTIFS
ENTREPOSÉS SUR LE SITE
6.3. NATURE ET QUANTITÉS DE DÉCHETS
ENTREPOSÉS SUR LES INB DU CENTRE
Diverses catégories de déchets sont entreposées sur le Centre.
On trouvera ci-après l’inventaire des différentes catégories présentes dans les deux INB à fin 2012.
Nota : L’inventaire national ANDRA correspond à une situation au 31/12/2010 alors que les chiffres
mentionnés dans ce rapport sont ceux au 31/12/2012, des différences peuvent donc en résulter.
Nature
6.3.1. PHENIX (INB 71)
Déchets solides Catégorie TFA
Quantité entreposée
au 31/12/12
Masse
(kg)
Volume
entreposé
(m 3 )
Classe
Exutoire
Déchets non métalliques 514 5,00 TFA ANDRA / CIRES
Déchets Bois 6 448 23,10 TFA ANDRA / CIRES
Mise en rebut châteaux de
transport (déchets métalliques)
Déchets solides Catégorie FMA-VC
// 33,0 FMA-VC / TFA
ANDRA / CIRES
ou CSA
Déchets technologiques 0,7 FMA-VC ANDRA / CSA
Déchets solides Catégorie MA-VL
Barres de commande * 3,4 MA-VL
Effluents liquides / solides incinérables
Produits organiques (huiles,
glycol,…)
Sources sans emploi
Sources (11 sources) FA-VL
Sources - Détecteurs DAI 0,04 FA-VL
Déchets sans filière définie ou sans filière immédiate (DSFI)
STOCKAGE
PROFOND
1,295 FMA-VC CENTRACO
Déchets amiantés 5 TFA / FMA-VC DSFI**
Mercure 0,415 TFA / FMA-VC DSFI **
Extrémités d’assemblages
fertiles neufs contenant du
B4C
Déchets d’équipements
électriques et électroniques
* Comprend barres en réacteur, barillet, SEN et CEI.
3600 2,5 TFA
** Déchets pour lesquels il n’existe pas aujourd’hui d’exutoire.
700 2,7 TFA / FMA-VC DSFI**
Attente filière de
traitement ***
Attente filière de
traitement ***
Attente filière de
traitement ***
*** Déchets qui nécessitent une instruction particulière afin de pouvoir être évacués vers une filière existante.
En 2012, Phenix a poursuivi l’évacuation des déchets TFA, ce qui a permis d’éliminer la totalité
des déchets métalliques encore entreposés sur l’installation en fin d’année 2011 ainsi que ceux
36 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

produits en cours d’année.
La poursuite du tri et de la caractérisation des déchets dès leur production ainsi que l’utilisation
de conteneur injectable a permis d’évacuer des déchets métalliques, jusqu’alors envoyés vers
le CSA, vers le CIRES.
Nature
Déchets solides TFA
6.3.2. ATALANTE (INB 148)
Quantité entreposée au
31/12/12
Masse
(kg)
Volume
entreposé
(m 3 )
Classe
Exutoire
Déchets non métalliques 18,9 TFA ANDRA / CIRES
Déchets inertes, Gravats 2,0 TFA ANDRA / CIRES
Colonne silice imprégnée de
solvants organiques
Déchets solides Catégorie FMA-VC
55 0,5 TFA ANDRA / CIRES
Déchets technologiques 28,4 FMA-VC ANDRA / CSA
Résines échangeuses d’ions 18 FMA-VC ANDRA / CSA
Déchets solides Catégorie MA-VL
Déchets technologiques 2,8 MA-VL
Effluents liquides incinérables
Produits organiques (huiles,
glycol,…)
Sources sans emploi
Sources hors filière 7
25 sources
STOCKAGE
PROFOND
5,6 FMA-VC CENTRACO
FMA-VC / MA-
VL
Sources filière 7 1700 sources MA-VL
Déchets sans filière définie ou sans filière immédiate (DSFI)
Colonnes de support SiO2
imprégnées de solvants
organiques (tributylphosphate)
3 MA-VL
Liquides scintillants 0,007 FMA-VC
Attente filière de
traitement***
Attente filière de
traitement***
Attente filière de
traitement***
Attente filière de
traitement***
*** Déchets qui nécessitent une instruction particulière afin de pouvoir être évacués vers une filière existante.
L’installation Atalante a obtenu de l’ANDRA une acceptation pour sa production de lots de déchets
TFA gravats et métalliques, ce qui a permis d’évacuer vers le CIRES près de 30 m 3 de
déchets issus du chantier de démantèlement des équipements de collecte des déchets de très
faible activité.
Elle a également expédié 118 fûts de 100l alpha MA-VL vers l’INB37 (Filière CEDRA).
ATALANTE est le point de regroupement des sources de la filière 7 du CEA, ce qui explique le
nombre de sources de cette filière entreposées en fin d’année 2012 dans cette installation.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 37

7.
CONCLUSION
L’organisation mise en place sur le Centre de Marcoule en matière de sécurité répond aux principes
établis pour l’ensemble du CEA. Ces principes sont conformes aux règles en vigueur pour
la sûreté nucléaire. La triple certification selon les normes de sécurité OHSAS18001, qualité
ISO9001 et environnement ISO14001, conforte cette organisation.
En 2012, les deux INB du Centre ont déclaré un nombre d’événements significatifs à l’Autorité
de Sûreté Nucléaire sensiblement identique à celui de 2011. Aucun de ces événements n’a été
classé au niveau 1 ou à un niveau supérieur de l’échelle INES. Ces événements ont donné lieu à
un partage d’expérience entre l’ensemble des installations nucléaires du Centre.
Le niveau de sûreté des INB ATALANTE et PHENIX peut être raisonnablement considéré comme
bon. Toutefois, à l’instar des années précédentes, le Centre, sous l’impulsion de sa Direction,
s’inscrit dans une démarche d’amélioration continue dans ce domaine et les efforts réalisés en
sûreté seront poursuivis en 2013 et les années suivantes.
En ce qui concerne l’exposition radiologique des travailleurs intervenant sur le Centre, la dose
maximale d’irradiation enregistrée en 2012 pour l’ensemble des agents ayant travaillé sur les
installations ATALANTE et PHENIX est en baisse par rapport à celle observée en 2011 et reste
très inférieure à la limite de 20 mSv fixée par la réglementation.
De plus, sur les 3186 contrôles réalisés sur ces 2 INB, un seul a donné lieu à un constat d’événement
radiologique.
En ce qui concerne l’impact sur l’environnement, les rejets radiologiques gazeux des deux INB
sont très en deçà des limites fixées par leur arrêté d’autorisation de rejet ou de transfert respectifs
(

8.
GLOSSAIRE
• A2 : Unité d’activité utilisée pour déterminer la catégorie d’un colis de transport en fonction de
la matière radioactive qu’il contient.
• ADM : Atelier de Décontamination de Matériels du centre de Marcoule.
• ALARA : Acronyme de l’expression anglaise As Low As Reasonably Achievable (aussi bas
que raisonnablement réalisable). Se dit d’une démarche ou d’un principe selon lequel les dispositions
de protection contre les rayonnements ionisants sont conçues et mises en pratique
de sorte que les expositions à ces rayonnements soient maintenues au niveau le plus bas
qu’on puisse raisonnablement atteindre, compte tenu des facteurs économiques et sociaux.
• ANDRA : Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs. Établissement public
à caractère industriel et commercial chargé de la gestion et du stockage des déchets radioactifs
solides.
• ASN : Autorité de sûreté nucléaire. L’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.
• AVM : Atelier de Vitrification de Marcoule.
• Becquerel (Bq) : unité de mesure de la radioactivité, c’est-à-dire le nombre d’atomes radioactifs
qui se désintègrent par unité de temps (1 Bq = 1 désintégration par seconde).
• Déchets FMA-VC et FMA-VL : Catégorie de déchets de faible et moyenne activités contenant
respectivement des radioéléments à vie courte et à vie longue.
• CBP : Chaîne Blindée Procédé.
• CEDRA : Conditionnement et Entreposage de Déchets Radioactifs. CEDRA est une installation
d’entreposage de déchets de faible et moyenne activité à vie longue implantée sur le
Centre de CADARACHE.
• CEI : Cellule des Éléments Irradiés.
• CEP : Contrôles et Essais Périodiques.
• CRETFA : Centre de REgroupement des déchets de Très Faible Activité du CEA Marcoule.
• CSA : Centre de Stockage des déchets de Faible et Moyenne Activité de l’ANDRA.
• CIRES : (ex CSTFA) Centre Industriel de Stockage des déchets de Très Faible Activité de
l’ANDRA.
• Demande Biochimique en Oxygène (DBO) : Les phénomènes d’auto-épuration dans
les eaux superficielles résultent de la dégradation des charges organiques polluantes par
les micro-organismes dont l’activité tend à consommer de l’oxygène. Cette consommation
d’oxygène est mesurée par la DBO 5 qui s’exprime en milligramme par litre (mg/l) d’oxygène
consommé pendant 5 jours à 20° C.
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 39

7.
GLOSSAIRE
• Demande Chimique en Oxygène (DCO) : Elle s’exprime en milligramme par litre (mg/l)
d’oxygène et correspond à la quantité d’oxygène nécessaire pour oxyder dans des conditions
opératoires définies, les matières organiques présentes dans un échantillon donné. La DCO
représente l’ensemble des matières oxydables et la DBO 5 représente la part des matières
organiques biodégradables.
• DIMR : Dossier d’Intervention en Milieu Radioactif.
• DNF : Dernier Niveau de Filtration.
• DSND : Délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les installations et activités
intéressant la Défense.
• ETC-L : Équipe Technique de Crise Locale.
• ESP, ESPN : Équipement Sous Pression (Nucléaire).
• FH et O : Facteurs Humains et Organisationnels.
• Génomique : Discipline de la biologie moderne qui a pour objet l’étude du fonctionnement
d’un organisme à l’échelle de son génome.
• Gray (Gy) : unité de mesure de l’exposition au rayonnement ou, dose absorbée, c’est-à-dire
l’énergie cédée à la matière (1 Gy = 1 joule par kilogramme).
• Groupe Permanent (GP) : Groupe d’experts et de représentants de l’administration sur
lequel s’appuie l’Autorité de Sûreté Nucléaire pour préparer ses décisions principales.
• 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 : échelle internationale des événements nucléaires. Échelle de communication à 8 niveaux,
destinée à faciliter la perception par les médias et le public de l’importance en matière
de sûreté des événements, incidents 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. Organisme ayant pour missions l’évaluation
de la sûreté nucléaire, de la sûreté des transports de matières radioactives, de la protection
de l’homme et de l’environnement contre les rayonnements ionisants, de la protection
et le contrôle des matières nucléaires ainsi que de la protection des installations nucléaires
contre les actes de malveillance.
• LOREA : Liquides Organiques Radioactifs Entreposés à ATALANTE.
• MES : Matières en suspension.
• OHSAS 18001: Occupational Health and Safety Assessment Systems 18001. Référentiel
reconnu mondialement pour les systèmes de gestion de la santé et de la sécurité au travail.
• Potentiel d’Hydrogène (pH) : cette mesure physico-chimique effectuée à l’aide d’un
ph mètre, permet de savoir si un échantillon d’eau est acide, basique ou neutre. L’échelle des
pH varie de 0 à 14, le pH de neutralité étant 7.
• PCD : Poste de Commandement Direction.
• PCI : Pouvoir Calorifique Inférieur.
40 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

• PCOI : Poste de Commandement Opérationnel Interdépartemental.
• PCR : Personne Compétente en Radioprotection.
• PCS : Poste Central de Sécurité.
• PF : Produits de Fissions.
• Radiolyse : Décomposition de la matière sous l’effet de rayonnements ionisants. La radiolyse
de l’eau est la dissociation de l’eau (H 2 O) en hydrogène et hydroxyde.
• Radionucléide : Noyau atomique radioactif capable de se transformer spontanément en un
autre noyau, avec éventuellement émission de particules chargées, de rayons X ou de rayons
gamma.
• Sievert (Sv) : unité de mesure de l’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.
• SEN : Stockage des Éléments Neufs.
• 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 nucléaires, 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 l’ensemble des dispositions prises pour
assurer la protection des personnes, des biens et de l’environnement contre les risques et nuisances
de toute nature résultant de la création, du fonctionnement, de l’arrêt et du démantèlement
des installations nucléaires, ainsi que de la détention, du transport, de l’utilisation et de
la transformation des substances radioactives naturelles ou artificielles.
• STEP : Station de Traitement des Eaux Polluées.
• Sûreté nucléaire : la sûreté nucléaire, composante de la sécurité nucléaire, comprend
l’ensemble des dispositions techniques et organisationnelles prises à tous les stades de la
conception, de la construction, du fonctionnement, de l’arrêt et du démantèlement des installations
nucléaires, ainsi qu’au cours du transport de matières radioactives pour prévenir
les accidents et en limiter les effets.
• TALISMAN : Transnational Acces to Large Infrastructure for a Safe Management of Actinid.
• THE : Très Haute Efficacité : se dit notamment de certains dispositifs de filtration équipant la
ventilation nucléaire d’une installation : « filtres THE ».
Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012 41

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42 Rapport transparence et sécurité nucléaire 2012

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Fontenay-aux-Roses
Saclay
Bruyères-le-Châtel
Valduc
Le Ripault
Grenoble
Cesta
Gramat
Marcoule
Cadarache
Direction
de l’énergie nucléaire
CEA Marcoule
BP 17171
30207 Bagnols-sur-Cèze Cedex
France
Tél. 04 66 79 60 00
www-marcoule.cea.fr
sur le pont ! communication - Juin 2013

Recommandations du CHSCT du CEA Marcoule sur le rapport Transparence et Sécurité
Nucléaire 2012 examiné en réunion du CHSCT du 18 juin 2013.
Le CHSCT fait les recommandations suivantes :
1- Garder un gréement optimum en moyens humains, notamment les personnels CEA affectés
à la radioprotection et aux services supports FLS, SST, SSTL, STIC afin de rester toujours en
adéquation avec les exigences de maîtrise de la sécurité dans les installations et faire en sorte
que ces moyens en particulier le personnel CEA du support site, soient adaptés à la gestion
d’un événement grave.
2- Maintenir l’objectif dans les situations de crise ou les exercices de crise, d’améliorer
l’efficacité des moyens de communication interne à travers le Réseau de Diffusion d’Ordres
qui doit être opérationnel dans le périmètre qu’il devra couvrir.
3- Garantir un haut niveau d’exigences en matière de qualité de surveillance des installations,
en proposant une formation professionnelle permettant d’acquérir toutes les compétences
requises et en compensant la perte de connaissance de nos installations due au non
remplacement des personnes qui partent en retraite, mutation, etc… .
4- Mettre en œuvre les mesures adaptées pour faire diminuer les événements radiologiques
donnant lieu à l’envoi de salariés au service médical.
5- Rester vigilant dans le cadre de l’application de la NIG 606 relative à la politique de soustraitance
pour que les effectifs du CEA restent à un niveau permettant le maintien des
connaissances et des compétences pour assurer la surveillance des prestataires.
6- Rajouter un schéma qui indique l’organisation du CEA en situation d’urgence.
7- Récapituler dans un tableau les plans d’actions en sécurité nucléaire prévus sur les
installations Atalante et Phénix et en particulier celles issues des inspections du CHSCT.
8- Associer les représentants du personnel en CHSCT aux analyses et arbres des causes tant
des événements radiologiques que des événements significatifs.
9- Mettre en place un groupe de travail ayant pour mission de faire du procès-verbal du plan
de prévention un document opérationnel avec l’objectif d’un support à l’établissement de ce
PV remodelé et prêt pour sa mise en application à la fin de l’année 2013.
10- Souligner dans les dispositions générales la part du personnel dans la satisfaction des
exigences de sûreté.