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Rapport TSN Marcoule 2012 - CEA

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201 2<br />

<strong>Rapport</strong> transparence<br />

(Article 21 de la loi 2006.686 du 13 juin 2006)<br />

et sécurité nucléaire<br />

INB exploitées<br />

par le <strong>CEA</strong><br />

<strong>Marcoule</strong>


SOMMAIRE<br />

1. PRÉSENTATION GÉNÉRALE DU <strong>CEA</strong> MARCOULE . ........................................ 4<br />

2. DISPOSITIONS PRISES EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ ..................................... 7<br />

2.1. Généralités .......................................................................................... 7<br />

2.2. Organisation ........................................................................................ 7<br />

2.3. Dispositions générales . .......................................................................... 8<br />

2.4. Dispositions vis-à-vis des différents risques ............................................... 8<br />

2.5. Maîtrise des situations d’urgence . ............................................................ 9<br />

2.6. Inspections, audits et contrôles internes . .................................................. 11<br />

2.7. Faits notables de l’année <strong>2012</strong> ................................................................ 14<br />

3. DISPOSITIONS PRISES EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION ................. 17<br />

3.1. Organisation ....................................................................................... 17<br />

3.2. Faits marquants de l’année <strong>2012</strong> . ............................................................ 18<br />

3.3. Résultats ........................................................................................... 19<br />

4. ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS EN MATIÈRE<br />

DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE RADIOPROTECTION ................................ 21<br />

4.1. Généralités ......................................................................................... 21<br />

4.2. Événements significatifs déclarés à l’ASN en <strong>2012</strong> ..................................... 22<br />

4.3. Exploitation du retour d’expérience ......................................................... 22<br />

5. RÉSULTATS DES MESURES DES REJETS<br />

DES INSTALLATIONS ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT ..................... 24<br />

5.1. Rejets gazeux ..................................................................................... 24<br />

5.2. Rejets liquides .................................................................................... 25<br />

5.3. Impact des rejets sur l’environnement . ..................................................... 29<br />

5.4. Surveillance environnementale ............................................................... 32<br />

5.5. Management environnemental ............................................................... 33<br />

6. DÉCHETS RADIOACTIFS ENTREPOSÉS SUR LE CENTRE ........................ 34<br />

6.1. Mesures prises pour limiter le volume des déchets radioactifs entreposés ...... 34<br />

6.2. Mesures prises pour limiter les effets sur la santé et l’environnement<br />

en particulier le sol et les eaux . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35<br />

6.3. Nature et quantités de déchets entreposés sur les INB du Centre . ................. 36<br />

7. CONCLUSION .................................................................................................. 38<br />

8. GLOSSAIRE . ..................................................................................................... 39<br />

2 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


PRÉAMBULE<br />

Christian BONNET<br />

Directeur du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong><br />

Le <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> en <strong>2012</strong><br />

Implanté dans le Gard depuis 1955 et berceau historique de la filière nucléaire nationale, le site de <strong>Marcoule</strong> réunit<br />

aujourd’hui les équipes et moyens du <strong>CEA</strong> engagés dans les recherches sur le cycle du combustible nucléaire.<br />

Parallèlement, le Centre assure le pilotage de grands chantiers d’assainissement-démantèlement.<br />

La R&D pour le cycle du combustible<br />

Au plan industriel, le centre de <strong>Marcoule</strong> a poursuivi ses études engagées au profit d’AREVA pour l’amélioration<br />

du fonctionnement des usines du cycle du combustible, tant pour l’optimisation du site de Malvési (usine de conversion<br />

COMURHEX) que pour celui de La Hague (usine de traitement-recyclage). Les équipes contribuent également<br />

au développement de procédés en soutien d’AREVA pour la conception de futures usines du cycle, à l’international.<br />

S’agissant des travaux réalisés dans le cadre de la loi de 2006 sur la gestion durable des matières nucléaires<br />

et déchets radioactifs, le <strong>CEA</strong> a remis aux pouvoirs publics un dossier de synthèse qui inclut notamment les technologies<br />

de séparation-transmutation des actinides mineurs, dans lequel les équipes de <strong>Marcoule</strong> se sont fortement<br />

investies.<br />

S’agissant du recyclage des actinides dans des réacteurs de 4 ème génération, après six années d’études poussées,<br />

les chercheurs de <strong>Marcoule</strong> ont défini des procédés d’élaboration de combustibles chargés en américium et ont,<br />

par ailleurs, proposé le design de possibles installations du cycle pour des fabrications de combustibles à l’échelle<br />

de pilotes préindustriels. Parallèlement, les équipes se sont fortement investies dans les études sur le multirecyclage<br />

du plutonium.<br />

Le centre de <strong>Marcoule</strong> a également remis, au printemps, un référentiel sur le comportement des colis de déchets<br />

vitrifiés, qui sera repris par l’ANDRA pour constituer le « Référentiel de comportement des déchets vitrifiés », destiné<br />

à appuyer les choix des modèles et des paramètres utilisés pour évaluer la performance du stockage souterrain<br />

en vue de la création du stockage souterrain CIGEO.<br />

Les avancées du démantèlement<br />

Sur le périmètre des INB du centre, le réacteur nucléaire PHENIX a vu se poursuivre les chantiers de démontage réalisés<br />

dans le cadre de ses opérations préparatoires au démantèlement (OPMAD). Le démantèlement pourra débuter<br />

après obtention du décret ad-hoc, sur la base du dossier déposé fin 2011 par le <strong>CEA</strong> auprès de l’administration<br />

et actuellement en phase d’instruction.<br />

Ce rapport présente le fonctionnement et les évolutions relatifs aux deux installations nucléaires de base (INB)<br />

du Centre : le laboratoire de haute activité ATALANTE et le réacteur à neutrons rapides PHENIX. Les rejets et<br />

déchets produits, les événements significatifs et les mesures correctives associées y sont clairement présentés.<br />

Ce document dresse le bilan des dispositions mises en œuvre en matière de sûreté, de radioprotection, de contrôle<br />

et de surveillance de l’environnement. Ce rapport illustre notre politique de transparence et d’amélioration continue.<br />

Il confirme la maîtrise de l’impact de nos activités sur l’environnement.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 3


1.<br />

PRÉSENTATION GÉNÉRALE<br />

DU CENTRE DE MARCOULE<br />

Les 1 520 collaborateurs du Centre <strong>CEA</strong> de <strong>Marcoule</strong> s’investissent quotidiennement<br />

dans le soutien à l’industrie nucléaire actuelle et innovent pour le nucléaire<br />

de demain. Le <strong>CEA</strong> a fait de <strong>Marcoule</strong> son Centre de référence pour les recherches<br />

sur le cycle du combustible nucléaire (depuis la mine jusqu’à la gestion des déchets<br />

ultimes en passant par le traitement et recyclage des combustibles usés).<br />

Les activités du Centre ont également pour ambition le développement du cycle<br />

du combustible des systèmes nucléaires du futur, la recherche en soutien des<br />

industriels et la maîtrise d’ouvrage d’un vaste programme de démantèlement des<br />

anciennes installations du Centre.<br />

Le site de <strong>Marcoule</strong> est implanté sur la rive droite du Rhône, sur les communes gardoises de<br />

CHUSCLAN et de CODOLET. Le site couvre une surface totale d’environ 300 hectares dont 183<br />

sont occupés par le <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong>, le reste des surfaces appartenant aux entreprises MELOX et<br />

SOCODEI. Le <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> comprend deux « Installations Nucléaires de Base » (INB) objets du<br />

présent rapport (Loi n°2006-686 du 13 juin 2006, article 21) : le réacteur de recherche PHENIX<br />

(INB n°71) et les laboratoires ATALANTE de chimie en milieu radioactif (INB n°148). Le Centre<br />

comprend également une « Installation Nucléaire de Base Secrète » (INBS) avec 16 installations<br />

individuelles. L’INBS fait l’objet d’un rapport annuel de sûreté nucléaire (décret n°2007-758 du 10<br />

mai 2007) spécifique, distinct du présent document.<br />

• Au service de la collectivité<br />

À <strong>Marcoule</strong>, le <strong>CEA</strong> est en première ligne pour répondre aux enjeux fixés par la loi du 28 juin<br />

2006 sur la gestion durable des matières et déchets radioactifs. Les équipes de <strong>Marcoule</strong> sont<br />

mobilisées dans la recherche pour la gestion des déchets radioactifs de haute activité et à vie<br />

longue. Les équipes travaillent notamment sur le développement des procédés de séparation<br />

(en quelque sorte de tri sélectif) de certains éléments appelés actinides mineurs , qui sont les<br />

principaux responsables de la toxicité et de la durée de vie des déchets nucléaires. Une fois<br />

séparés, les actinides mineurs pourraient être « brûlés » dans des réacteurs nucléaires innovants,<br />

dits de quatrième génération dont la loi votée en 2006 par le Parlement, prévoit la construction<br />

d’un prototype à l’horizon 2020, en particulier dans le cadre du projet de réacteur ASTRID. En<br />

outre, certains programmes de recherche sur le confinement des déchets nucléaires sont menés<br />

au <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong>, en lien avec l’Agence Nationale pour la gestion des Déchets Radioactifs<br />

(ANDRA). C’est le cas de l’étude du comportement à long terme des verres nucléaires (en vue<br />

d’un éventuel stockage souterrain de longue durée). Toutes ces recherches font appel à des<br />

études et des campagnes expérimentales menées sur plusieurs installations du Centre.<br />

• Au service de l’industrie nucléaire<br />

Le <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> mène les études scientifiques et technologiques en soutien aux industriels,<br />

principalement le groupe AREVA, pour améliorer les performances des procédés des usines<br />

actuelles du cycle du combustible. Il intervient essentiellement dans le domaine du traitementrecyclage<br />

du combustible nucléaire après passage en réacteurs, pour optimiser le recyclage des<br />

matières énergétiques valorisables et réduire et sécuriser les déchets ultimes. Les recherches<br />

4 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


menées à <strong>Marcoule</strong> visent également à fournir aux industriels la capacité de proposer de nouvelles<br />

installations, compétitives à l’exportation. S’agissant de l’amont du cycle, qui regroupe les<br />

étapes industrielles depuis l’extraction minière jusqu’à l’enrichissement de l’uranium, le Centre<br />

de <strong>Marcoule</strong> mène une recherche ambitieuse et innovante, pour garantir à l’industrie nationale la<br />

compétitivité technico-économique et la diminution de l’impact environnemental de ces étapes,<br />

notamment sur l’extraction minière et la purification de l’uranium.<br />

• Les chantiers de démantèlement<br />

<strong>Marcoule</strong> est un site riche de plus d’un demi-siècle d’histoire. Certaines installations sont aujourd’hui<br />

définitivement arrêtées. Les travaux d’assainissement-démantèlement sur les installations<br />

les plus anciennes y sont menés au moyen de technologies parfois très innovantes (imagerie,<br />

techniques de décontamination, robotique…) et toujours dans le respect des exigences de<br />

radioprotection, de sécurité et de sûreté. Ces programmes d’assainissement-démantèlement,<br />

planifiés souvent sur plusieurs dizaines d’années, concernent les installations ayant permis de<br />

répondre aux besoins nucléaires historiques de la Défense Nationale mais aussi le réacteur<br />

PHENIX aujourd’hui à l’arrêt. Leur financement est assuré dans le cadre de fonds dédiés pour le<br />

démantèlement.<br />

• L’exploitation et les activités de soutien du Centre<br />

Pour l’exploitation et le fonctionnement quotidien du Centre, le <strong>CEA</strong> dispose de diverses installations<br />

de soutien : conditionnement des déchets solides, traitement des effluents, mais aussi<br />

distribution électrique ou de fluides, station d’épuration... L’ensemble de ces moyens ainsi que<br />

les unités de secours et de protection (Formation Locale de Sécurité, Service de Protection<br />

contre les Rayonnements et Service de Santé au Travail) concourent à une exploitation maîtrisée<br />

des activités du Centre.<br />

• L’installation ATALANTE (INB N°148)<br />

Mise en service progressivement de novembre 1992 à avril 2005, ATALANTE regroupe dans une<br />

même installation, l’ensemble des moyens de recherche en chimie en milieu radioactif nécessaires<br />

aux études sur l’aval du cycle électronucléaire. Comptant près de 300 chercheurs, ingénieurs<br />

et techniciens, dotée de moyens performants et modernes d’investigation (17 laboratoires<br />

et 8 chaînes blindées à ce jour), ATALANTE permet de conduire des recherches, tant fondamentales<br />

qu’appliquées, depuis les études de laboratoire de base (sur des microgrammes de matière)<br />

jusqu’aux démonstrations préindustrielles (sur des kilogrammes de combustible réel). Ceci<br />

lui confère un caractère exceptionnel dans le panorama mondial des équipements de recherche<br />

nucléaire : ATALANTE est, en particulier au cœur du réseau d’excellence européen TALISMAN<br />

(ex ACTINET) regroupant les laboratoires d’une douzaine de pays. La mise en service définitive<br />

d’ATALANTE a été autorisée par décision du Collège de l’Autorité de Sûreté Nucléaire en 2007.<br />

• L’installation PHENIX (INB N°71)<br />

Mis en service en 1973, PHENIX est un prototype de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis<br />

au sodium (RNR-Na). Sa mise à l’arrêt définitif est intervenue en 2009. D’une puissance de<br />

350 MW thermiques et 145 MW électriques, PHENIX a été utilisé d’abord comme démonstrateur<br />

de la filière des réacteurs à neutrons rapides au sodium, puis comme réacteur expérimental d’irradiations<br />

dans le cadre de la première loi de 1991 sur la gestion des déchets dite « loi Bataille ».<br />

Ses flux de neutrons, dix fois supérieurs à ceux de la plupart des réacteurs de recherche expérimentaux<br />

existants, en ont fait un outil sans équivalent en Europe occidentale pour réaliser<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 5


1.<br />

PRÉSENTATION GÉNÉRALE<br />

DU CENTRE DE MARCOULE<br />

un programme de recherche sur la transmutation, visant à réduire la quantité et la toxicité des<br />

déchets radioactifs à vie longue. Après d’importants travaux de vérification de l’état du réacteur<br />

et de mise en conformité avec les règles de sûreté les plus récentes (notamment en matière de<br />

tenue au séisme), PHENIX a obtenu en 2003 de l’Autorité de Sûreté Nucléaire l’autorisation de<br />

reprendre son programme expérimental. Les résultats obtenus ont démontré la faisabilité scientifique<br />

de la transmutation dans les réacteurs de ce type. Les dernières années de fonctionnement<br />

de PHENIX ont été consacrées à la réalisation d’expériences sur cette thématique et à la<br />

poursuite de la maîtrise de la filière des réacteurs à neutrons rapides refroidis au sodium. Ces<br />

programmes ont été, le plus souvent, menés dans un cadre international. Depuis son arrêt, le<br />

réacteur PHENIX est en phase de préparation au démantèlement.<br />

6 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

2.1. GÉNÉRALITÉS<br />

Le bon déroulement des activités de recherche du <strong>CEA</strong> nécessite une parfaite maîtrise de la<br />

sécurité : cette dernière est donc une priorité inscrite comme essentielle dans les contrats successifs<br />

entre le <strong>CEA</strong> et l’État. Le <strong>CEA</strong> met en œuvre les moyens nécessaires pour assurer cette<br />

maîtrise.<br />

La politique de sûreté du <strong>CEA</strong> est retranscrite dans un plan triennal d’amélioration de la sûreté et<br />

de la sécurité. Le dernier en date, qui couvre les années <strong>2012</strong>-2014, met l’accent sur la maîtrise<br />

des prestations sous-traitées, la réalisation des actions post-Fukushima, la déclinaison de la<br />

nouvelle réglementation de sûreté incluant l’environnement et les transports, la promotion de la<br />

culture de sûreté et le partage de l’expérience avec l’amélioration du Retour d’Expérience (REX)<br />

des projets et l’amélioration de la vigilance et de la rigueur.<br />

Le Centre de <strong>Marcoule</strong> s’inscrit dans ce plan et met en œuvre les dispositions qui y sont prévues.<br />

2.2. ORGANISATION<br />

La sécurité et la sûreté nucléaire du Centre <strong>CEA</strong> de <strong>Marcoule</strong> relèvent de la responsabilité<br />

du Directeur de Centre. Il est secondé par un Directeur Adjoint en charge de la sûreté, de la<br />

sécurité et des programmes. L’Ingénieur Sécurité de l’Établissement les assiste pour les questions<br />

relatives à la sécurité du travail.<br />

Pour chaque INB, un Chef d’installation est nommé. Il est responsable, par délégation du Directeur,<br />

de la sécurité et la sûreté nucléaire de l’installation dont il a la charge.<br />

Le Directeur du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> a également la responsabilité des expéditions des matières<br />

radioactives depuis le Centre. La charge de la réalisation opérationnelle des transports et du<br />

contrôle de leur conformité au regard des dispositions réglementaires en vigueur est déléguée<br />

au Bureau Transport du Centre (BT).<br />

Le Centre <strong>CEA</strong> de <strong>Marcoule</strong> dispose d’unités de support en matière de sécurité : la formation<br />

locale de sécurité (FLS) chargée des interventions en cas d’incendie ou d’accident de personnes<br />

et du gardiennage du Centre, un service de protection contre les rayonnements ionisants (SPR)<br />

dédié à la prévention du risque radioactif et à la surveillance de l’environnement, un service<br />

de santé au travail (SST) qui assure le suivi médical des salariés (en particulier ceux travaillant<br />

en milieu radioactif), un Laboratoire d’Analyses Biologiques et Médicales (LABM) et un service<br />

de Support en Sécurité et Sûreté Nucléaire (S3N), chargé notamment d’établir la documentation<br />

relative aux problématiques de sûreté transverses à l’ensemble des installations. Ces services<br />

sont regroupés au sein d’un même Département, le Département des Unités de Sécurité et de<br />

Protection (DUSP).<br />

En complément du BT, un service spécialisé du <strong>CEA</strong>, le Service des Transports de Matières<br />

Radioactives (STMR) basé à CADARACHE, a pour mission le développement, la maintenance<br />

et la mise à disposition du parc d’emballages nécessaire à la conduite des programmes de<br />

recherche et d’assainissement du <strong>CEA</strong>. Ce service est également responsable de l’élaboration<br />

des dossiers de sûreté associés à ce parc et de son suivi.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 7


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

Le Centre dispose d’une Cellule de contrôle (CSNSQ), indépendante des services opérationnels<br />

d’exploitation ou de support, qui assure pour le Directeur de Centre les contrôles des installations<br />

en matière de sécurité et de sûreté nucléaire, conformément aux dispositions prévues pour la<br />

sûreté nucléaire par l’arrêté du 10 août 1984, ainsi que les relations courantes avec les Autorités.<br />

2.3. DISPOSITIONS GÉNÉRALES<br />

La politique de sûreté du Centre de <strong>Marcoule</strong> vise à assurer, compte tenu des facteurs économiques<br />

et sociaux, la cohérence des objectifs de sûreté avec les dispositions techniques prises<br />

à tous les stades de la vie des installations. Des investissements très importants sont engagés<br />

pour maintenir les installations conformes aux exigences de sécurité, y compris celles qui sont<br />

apparues depuis leur création.<br />

Le personnel travaillant dans les INB a une formation et des habilitations appropriées aux tâches<br />

qu’il a à accomplir, et suit des formations régulières de maintien à niveau en matière de sécurité.<br />

Le Centre de <strong>Marcoule</strong> peut également s’appuyer sur les pôles de compétences en sûreté du<br />

<strong>CEA</strong> qui couvrent les principaux domaines d’expertises nécessaires en la matière. Ils traitent des<br />

problématiques liées aux séismes, à l’incendie, à la mécanique des structures, à l’instrumentation,<br />

au risque chimique, au facteur organisationnel et humain…<br />

Ces pôles de compétences comprennent des équipes de spécialistes du <strong>CEA</strong> et visent à fournir<br />

aux exploitants et aux chefs de projets l’assistance pour mener à bien des études de sûreté<br />

complexes, étudier des thèmes à caractère générique, assurer la cohérence des approches de<br />

sûreté.<br />

Pour chaque Installation Nucléaire de Base (INB), un domaine de fonctionnement est défini dans<br />

un ensemble de documents qui constitue un référentiel de sûreté ; il est approuvé par l’Autorité<br />

de Sûreté Nucléaire (ASN) qui le complète par des prescriptions techniques.<br />

Toute modification à apporter à une installation ou à son domaine de fonctionnement (adaptation<br />

du procédé mis en œuvre aux besoins de la recherche…), est, selon le cas, autorisée par :<br />

- le Directeur de Centre ou par délégation le chef d’installation dans la mesure où la<br />

modification ne remet pas en cause la démonstration de sûreté ;<br />

- l’ASN si la modification remet en cause la démonstration de sûreté mais reste conforme<br />

aux décrets d’autorisation ;<br />

- les pouvoirs publics avec la publication d’un nouveau décret d’autorisation (le cas<br />

échéant après enquête publique) si l’ampleur de la modification le nécessite.<br />

2.4. DISPOSITIONS VIS-À-VIS DES DIFFÉRENTS<br />

RISQUES<br />

À chaque étape de la vie d’une installation, de sa conception jusqu’à son déclassement, des<br />

études de sûreté, basées sur le principe de « défense en profondeur », permettent de mettre en<br />

place les mesures de prévention, de surveillance et de limitation des conséquences adaptées<br />

à chaque risque envisageable. Ces études et mesures associées sont formalisées dans des<br />

rapports de sûreté.<br />

Les principaux risques systématiquement pris en compte dans les rapports de sûreté sont :<br />

- les risques nucléaires : risques de dissémination de matières radioactives, d’ingestion,<br />

d’inhalation, d’exposition externe tant pour le personnel que pour le public et l’environnement,<br />

risque de réaction nucléaire incontrôlée (criticité), risques liés à l’effet des<br />

radiations sur les matériaux (radiolyse, échauffement)…<br />

8 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


- les risques classiques liés aux procédés mis en œuvre : risques d’incendie, d’inondation,<br />

de perte des alimentations électriques, risques liés à la manutention, à l’utilisation<br />

de produits chimiques…<br />

- les risques dus aux agressions externes, qu’elles soient d’origine naturelle (séisme,<br />

inondations, conditions météorologiques extrêmes, etc.) ou liées aux activités humaines<br />

(installations environnantes, voies de communication, chute d’avions…).<br />

L’étude des risques dus aux agressions externes est effectuée à partir des données historiques,<br />

des données recueillies par les stations météorologiques proches ou définies par des normes<br />

et la connaissance du trafic sur les voies de communication voisines du Centre (aéroports…).<br />

La Formation Locale de Sécurité (FLS) du Centre intervient en cas de déclenchement des alarmes<br />

de sécurité qui sont reportées au poste central de sécurité : incendie, débordement de liquides<br />

dans les dispositifs de rétention, fuites de gaz… Équipée d’engins de lutte contre les incendies,<br />

la FLS peut intervenir très rapidement ; elle peut aussi, si elle le juge nécessaire, faire appel<br />

au Service Départemental d’Intervention et de Secours (SDIS). La FLS intervient également en<br />

secours aux personnes victimes d’accident sur le centre. De plus, elle assure une mission de<br />

protection du Centre et des installations contre les intrusions et la malveillance.<br />

Afin de pallier les éventuelles coupures du réseau d’alimentation électrique, les INB ATALANTE<br />

et PHENIX sont équipées de groupes électrogènes de secours.<br />

Les équipements qui participent aux fonctions importantes pour la sûreté font l’objet de contrôles<br />

et essais périodiques ainsi que d’opérations de maintenance dont la périodicité est définie pour<br />

chaque équipement. En outre, certains équipements (manutention, équipements électriques…)<br />

font l’objet de contrôles réglementaires.<br />

Pour les prestations sous-traitées, les considérations de Santé, Sécurité, Qualité et Environnement<br />

(Q3SE) sont prises en compte dans l’élaboration des cahiers des charges et suivies par des<br />

chargés d’opération pendant toute leur durée.<br />

Par ailleurs, le Service Commercial du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> prend en compte les exigences en matière<br />

de sécurité des entreprises extérieures dans la sélection des fournisseurs et la contractualisation.<br />

Enfin, des études pluridisciplinaires de poste de travail sont réalisées conjointement par les<br />

acteurs de la sécurité (médical, membres du CHS-CT, ISE…), le chef d’installation et les salariés,<br />

selon un programme annuel. Elles permettent d’étudier tous les aspects du poste de travail (formations<br />

réglementaires et spécifiques, Retour d’Expérience des incidents et accidents, adaptation<br />

et optimisation de l’organisation…) et contribuent ainsi à améliorer la prise en compte du<br />

facteur humain dans le domaine de la sécurité nucléaire.<br />

En <strong>2012</strong>, sur la base d’une expertise à son initiative, le Centre a attiré l’attention des autorités<br />

de sûreté et des préfectures sur les risques que le projet d’implantation d’un gazoduc (projet<br />

« ERIDAN ») ferait peser sur ses installations si un tracé trop proche du site était maintenu.<br />

2.5. MAÎTRISE DES SITUATIONS D’URGENCE<br />

Le <strong>CEA</strong> s’est doté, aux niveaux national et local, d’une organisation qui lui permet de gérer à tout<br />

moment des situations d’urgence.<br />

En premier lieu, la FLS est organisée de manière à être opérationnelle en permanence pour ses<br />

missions de surveillance et d’intervention. De même certaines installations disposent d’un personnel<br />

permanent pour leur exploitation qui est formé aux gestes de base en matière de sécurité.<br />

Enfin, des Permanences pour Motif de Sécurité (PMS) sont mises en place en dehors des heures<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 9


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

normales de travail ; elles sont assurées par la présence sur le Centre de personnel ayant des<br />

compétences en sécurité nucléaire.<br />

Ces PMS sont complétées par un système d’astreinte à domicile qui permet d’assurer la permanence<br />

de commandement du Centre (astreinte Direction) ainsi que l’intervention nécessaire<br />

aux services de gestion de la crise (exploitation INB, sûreté, protection radiologique, services<br />

supports, communication, service médical…).<br />

Des exercices de vérification de l’efficacité de ces dispositifs sont régulièrement menés en interne,<br />

en collaboration avec les services de l’État chargés de la sécurité civile.<br />

Un exercice de crise au niveau local, basé sur un scénario Melox, a été mené le 31 mai <strong>2012</strong> sur<br />

l’ensemble du site de <strong>Marcoule</strong>. Certaines difficultés ont été rencontrées au cours de cet exercice,<br />

de natures technique ou organisationnelle, et font l’objet de retour d’expérience.<br />

Un second exercice crise a été réalisé le 21 juin <strong>2012</strong>, dans le cadre de l’inspection conjointe<br />

ASN/ASND sur le REX de l’accident de Fukushima.<br />

Cet exercice a mobilisé l’ensemble des acteurs de la gestion de crise du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong>, hormis<br />

ceux de la cellule de presse (CPRES). Le scénario proposé par un représentant des autorités<br />

était basé sur un départ de feu dans un laboratoire d’ATALANTE.<br />

Un plan d’actions d’amélioration a été réalisé à l’issue de chacun de ces deux exercices.<br />

En outre, divers exercices d’appel des astreintes ayant un rôle dans l’organisation de crise du<br />

Centre ont été organisés au cours de l’année.<br />

L’ensemble de ces exercices a montré une bonne performance globale de l’organisation.<br />

L’installation Atalante a fait l’objet d’une évaluation complémentaire de sûreté (ECS) suite à l’accident<br />

de FUKUSHIMA. Le rapport de cette évaluation envoyé à l’ASN le 15 septembre a montré<br />

la robustesse de l’installation qui avait subi une réévaluation de sûreté en 2007, dans les situations<br />

étudiées. Il préconise peu de travaux complémentaires, hormis le dévoiement d’une canalisation<br />

d’eau industrielle circulant au rez-de-chaussée de l’installation. Ce rapport fera l’objet<br />

d’un avis des Groupes Permanents à l’issue de leur réunion en juillet 2013, et, le cas échéant, de<br />

prescriptions de l’ASN.<br />

Par ailleurs, l’ECS des moyens généraux du Centre a été adressée à l’ASN en septembre <strong>2012</strong>.<br />

Ce rapport préconise la mise en place de certains matériels supplémentaires pour améliorer<br />

l’efficacité de la gestion de crise dans les situations étudiées.<br />

10 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


2.6. INSPECTIONS, AUDITS ET CONTRÔLES INTERNES<br />

En <strong>2012</strong>, le Centre a fait l’objet de 18 inspections menées par l’ASN. Les thèmes de ces inspections,<br />

les installations inspectées, les principales demandes de l’ASN et les réponses du Centre<br />

sont détaillés dans le tableau ci-après.<br />

Installations<br />

Date<br />

Thème de<br />

l’inspection<br />

PHENIX 21/02/12 Radioprotection<br />

CENTRE 23/02/12 Situations<br />

d’urgence et PUI<br />

ATALANTE 13/03/12 Incendie<br />

PHENIX 21/03/12 Visite générale<br />

PHENIX 25/04/12<br />

Respect des<br />

engagements,<br />

des spécifications<br />

techniques et des<br />

autorisations<br />

ATALANTE 26/04/12 REX Japon<br />

Principales demandes<br />

Mettre à jour les fiches<br />

d’aptitude médicale<br />

Compléter la formation<br />

des agents volontaires<br />

pour intervenir en cas<br />

de situation d’urgence<br />

Comment l’installation<br />

s’assure que<br />

les prestataires<br />

ne dépassent pas<br />

les limites de dose<br />

annuelle<br />

Pas de demande<br />

d’actions correctives<br />

Veiller à l’absence de<br />

matière combustible<br />

dans les dégagements<br />

destinés à l’évacuation,<br />

à l’accès des secours<br />

et des commandes<br />

de mise à l’état sûr<br />

de l’installation<br />

Prendre toutes<br />

les dispositions<br />

nécessaires pour<br />

réaliser les CEP dans<br />

les délais imposés<br />

Mettre en place un<br />

système effectif et<br />

efficace de surveillance<br />

des prestataires<br />

Constituer un fond<br />

documentaire pour<br />

le suivi de la qualité<br />

Tenir à jour<br />

régulièrement la<br />

liste des personnes<br />

autorisées à effectuer<br />

des travaux électriques<br />

dans l’installation<br />

Réponses<br />

aux demandes<br />

Fiches mises à jour<br />

avant fin <strong>2012</strong><br />

Formation<br />

radioprotection<br />

modifiée en ce sens<br />

Avant opération<br />

à risque et pendant<br />

travaux, échanges<br />

entre PCR entreprise<br />

extérieure et SPR sur<br />

aspects dosimétrie<br />

opérationnelle des<br />

intervenants<br />

Réduction des charges<br />

calorifiques dans les<br />

dégagements destinés<br />

prioritairement à la<br />

circulation du matériel<br />

Mise à jour des CEP<br />

avant fin <strong>2012</strong><br />

Application de la<br />

procédure générale<br />

de surveillance des<br />

prestataires<br />

Intégration<br />

des exigences de<br />

conservation dans<br />

les dossiers d’affaires<br />

des documents requis<br />

Action mise en œuvre<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 11


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

Installations<br />

Date<br />

PHENIX 07/06/12<br />

Thème de<br />

l’inspection<br />

Contrôles<br />

et essais<br />

périodiques<br />

PHENIX 15/06/12 Surveillance<br />

des prestataires<br />

Centre<br />

(conjointe<br />

ASN/ASND)<br />

21 et<br />

22/06/12<br />

Retour<br />

d’expérience<br />

de l’accident<br />

de Fukushima<br />

ATALANTE 05/07/12 Radioprotection<br />

TRANSPORT 26/07/12<br />

Contrôle routier<br />

inopiné sur<br />

autoroute A7<br />

d’un transport<br />

provenant du<br />

<strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong><br />

Principales demandes<br />

Faire apparaître les<br />

dates anniversaires<br />

de contrôle sur les<br />

gammes opératoires<br />

Mettre en place un<br />

moyen qui interdise<br />

en situation normale<br />

de sortir de zone<br />

réglementée, sans<br />

contrôle préalable<br />

Assurer la surveillance<br />

de tous les prestataires<br />

participant à une même<br />

affaire<br />

Réaliser la formation<br />

du personnel concerné<br />

Compléter le suivi<br />

actuel du REX des<br />

exercices PUI<br />

Disposer de consignes<br />

opérationnelles pour<br />

faire face à un éventuel<br />

séisme<br />

Fiabiliser les moyens<br />

de communication<br />

utilisés pour<br />

l’organisation de crise<br />

Établir les bilans de la<br />

dosimétrie de telle sorte<br />

qu’apparaissent les<br />

expositions externe,<br />

interne et totale<br />

Pas de demande<br />

d’action corrective<br />

Réponses<br />

aux demandes<br />

Indication de la date<br />

limite de réalisation<br />

de l’essai périodique<br />

« J0+25% » lors de<br />

l’impression de la fiche<br />

périodique<br />

Retrait, côté zone<br />

contrôlée, de la poignée<br />

de la porte séparant<br />

la zone contrôlée de la<br />

zone non réglementée<br />

Rappel à l’ensemble<br />

des chargés d’affaires<br />

courant octobre <strong>2012</strong><br />

de la surveillance<br />

des prestataires<br />

et programmation<br />

d’un audit interne<br />

Reprise des formations<br />

en fin <strong>2012</strong> et poursuite<br />

en 2013<br />

Chaque exercice fait<br />

l’objet d’un CR et d’un<br />

plan d’actions suivi<br />

régulièrement par le<br />

chargé de mission crise<br />

Rédaction en <strong>2012</strong><br />

de fiches réflexes et<br />

de fiches d’aide pour<br />

gérer une crise postsismique.<br />

Des fiches<br />

de reconnaissance sur<br />

les installations seront<br />

rédigées en 2013<br />

Le projet de<br />

remplacement<br />

des moyens de<br />

télécommunications<br />

afin de les rendre plus<br />

fiables, initié en 2010<br />

doit se terminer à la fin<br />

du premier trimestre<br />

2013<br />

Action mise en œuvre<br />

12 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


Installations<br />

Date<br />

ATALANTE 22/08/12<br />

Thème de<br />

l’inspection<br />

Confinements<br />

statique et<br />

dynamique<br />

ATALANTE 27/09/12 Surveillance<br />

des prestataires<br />

ATALANTE 31/10/12<br />

ATALANTE<br />

21 à<br />

23/11/12<br />

PHENIX 18/12/12<br />

Respect des<br />

engagements<br />

FHO<br />

ATALANTE 19/12/12 Déchets<br />

ATALANTE et<br />

PHENIX<br />

20/12/12<br />

Équipement sous<br />

pression<br />

Fonction support<br />

du Centre<br />

en charge<br />

des contrats<br />

de sous‐traitance<br />

Principales demandes<br />

Améliorer la rigueur<br />

dans le respect du<br />

formalisme des<br />

fiches de restitution<br />

des contrôles de<br />

radioprotection<br />

Faire du plan<br />

de prévention un<br />

document opérationnel<br />

décrivant avec précision<br />

les risques associés<br />

à chaque tâche et les<br />

moyens de prévention<br />

ad hoc<br />

Vérifier les enceintes<br />

de confinement<br />

et leur nettoyage<br />

conformément à<br />

la prescription III5<br />

des RGE<br />

Mettre en œuvre les<br />

actions de formation<br />

et sensibilisation<br />

permettant de<br />

s’assurer du respect<br />

des dispositions de<br />

l’article 42 III de l’arrêté<br />

du 31/12/99 par les<br />

opérateurs<br />

Définir les notions de<br />

condamnation et de<br />

consignation dans un<br />

document opérationnel<br />

Pas de demande<br />

d’action corrective<br />

Mettre en conformité<br />

la signalétique des<br />

équipements<br />

Caractériser et identifier<br />

tous les déchets<br />

entreposés dans<br />

le local CAR 273 et<br />

les traiter au plus tôt<br />

suivant la filière ad hoc<br />

(demande reçue en juin 2013)<br />

Mise en place et/ou<br />

optimisation des plans<br />

de surveillance des<br />

prestataires<br />

Réponses<br />

aux demandes<br />

Rappel fait aux<br />

intéressés<br />

Mise en place d’un<br />

groupe de travail<br />

mixte <strong>CEA</strong>/AREVA/<br />

Entreprises Extérieures<br />

Vérification faite sous<br />

la forme d’un contrôle<br />

de 1 er niveau<br />

Formation lors<br />

de l’accueil des<br />

nouveaux arrivants<br />

et sensibilisation lors<br />

des GT des chargés<br />

d’exploitation<br />

Mise à jour de la<br />

consigne générale<br />

de sécurité CG01-05<br />

Programmation<br />

d’une campagne<br />

de vérification et de<br />

remise en conformité<br />

éventuelle de<br />

l’ensemble des plaques<br />

avant fin avril 2013<br />

Déchets du CAR<br />

273 caractérisés et<br />

identifiés, organisation<br />

d’une campagne<br />

d’évacuation<br />

Traitement enclenché<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 13


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

Chaque inspection fait ensuite l’objet d’une lettre de suite de la part de l’ASN, publiée sur son<br />

site Internet (www.asn.fr), dans laquelle elle exprime des demandes d’actions correctives ou<br />

de compléments d’informations. Ces lettres de suite font systématiquement l’objet de réponses<br />

écrites de la part du Centre.<br />

Le centre de <strong>Marcoule</strong> et ses INB font également l’objet d’audits internes relatifs à la sécurité,<br />

notamment ceux réalisés par l’Inspection Générale et Nucléaire (IGN) du <strong>CEA</strong> qui en rend<br />

compte à l’Administrateur Général.<br />

En <strong>2012</strong>, ces audits ont porté sur :<br />

- le contrôle de second niveau du système d’autorisations internes,<br />

- l’évaluation de la pertinence de l’efficacité des missions de la circulaire MR04<br />

portant sur la maîtrise des opérations de génie civil des INB,<br />

- une mission réactive suite à la contamination d’agents <strong>CEA</strong> sur l’installation<br />

Chicade de CADARACHE,<br />

- la gestion et la vérification réglementaires des ESP et ESPN par les Centres,<br />

- la prise en compte du risque incendie dans les INB et les II-INBS,<br />

- la mise en œuvre de la stratégie de gestion des sources scellées sans emploi.<br />

Par ailleurs, la cellule de sûreté du Centre réalise, pour le compte du Directeur de Centre, des<br />

contrôles dits de second niveau, répondant aux exigences de l’arrêté du 10 août 1984. En <strong>2012</strong>,<br />

5 contrôles ont ainsi été réalisés ; leur liste est précisée dans le tableau ci-après.<br />

Installations ou unité Date Thème du contrôle<br />

ATALANTE 09/07/<strong>2012</strong> Gestion des CEP<br />

PHENIX 18/09/<strong>2012</strong><br />

Arrêt intempestif de la<br />

ventilation<br />

ATALANTE 16/10/<strong>2012</strong> Organisation FHO<br />

PHENIX 04/12/<strong>2012</strong> Gestion des déchets nucléaires<br />

ATALANTE 07/12/<strong>2012</strong><br />

Gestion de l’événement :<br />

contaminations répétées<br />

au L18<br />

En outre, en réponse aux exigences de l’arrêté du 10 août 1984, des contrôles de premier niveau<br />

au plus près des pratiques sont réalisés dans les INB par leurs équipes de sûreté, à l’initiative et<br />

pour le compte du Chef d’Installation.<br />

2.7. FAITS NOTABLES DE L’ANNÉE <strong>2012</strong><br />

2.7.1. PHENIX (INB 71)<br />

Dans la continuité de l’année précédente, l’année <strong>2012</strong> a été marquée par la réalisation de plusieurs<br />

Opérations Préparatoires à la Mise à l’Arrêt Définitif (OPMAD). Ces opérations permettent<br />

notamment de profiter des compétences du personnel présent pour diminuer au plus tôt les<br />

risques, en mettant à l’arrêt les systèmes n’ayant plus d’utilité, et en évacuant les matières dangereuses<br />

associées, dans l’attente du décret d’autorisation de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement,<br />

dont le dossier a été transmis aux autorités compétentes fin 2011.<br />

14 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


Les principales OPMAD réalisées ont concerné le bloc réacteur :<br />

• démontage et retrait de deux « faux échangeurs » intermédiaires,<br />

• mise en service des thermoplongeurs, nouveau système de chauffage du sodium.<br />

L’autorisation de l’ASN permettant de réaliser les manutentions « principales » à toute température<br />

stable comprise entre 180 et 250°C a été obtenue. Elle contribuera à faciliter le déchargement<br />

du cœur.<br />

Concernant les circuits de sodium secondaire, l’année <strong>2012</strong> a été consacrée principalement à<br />

la réalisation des travaux préparatoires à la carbonatation du circuit de sodium secondaire N°1.<br />

Ces travaux ont consisté en la mise en configuration du circuit et en la réalisation d’essais de<br />

circulation en argon sur le matériel de carbonatation.<br />

Les travaux de démontage des équipements de l’Installation de Production d’Électricité (IPE)<br />

se sont poursuivis.<br />

Plusieurs OPMAD autorisées par la Direction du Centre, dans le cadre d’un système de traitement<br />

des autorisations « internes » approuvé par l’ASN ont été réalisées, notamment la Mise<br />

Hors Service Définitif (MHSD) du groupe électrogène D4 et celle des moteurs principaux des<br />

pompes primaires P1 et P3.<br />

Dans le cadre des opérations préparatoires au démantèlement de la Centrale Phénix, un atelier<br />

destiné à traiter les assemblages fertiles neufs sans emploi, entreposés dans le stockage des<br />

éléments neufs, a été mis en service fin 2011. Cet atelier est équipé d’un banc de découpe.<br />

Le processus consiste à séparer le tronçon de tube hexagonal comportant le faisceau d’aiguilles<br />

fertiles du pied et de la Protection Neutronique Supérieure (PNS) de l’assemblage, puis à en<br />

boucher les deux extrémités afin de constituer un étui étanche.<br />

Au cours de l’année <strong>2012</strong>, les 34 derniers assemblages ont été ainsi reconditionnés. Chaque<br />

étui a ensuite été entreposé dans le sas des éléments neufs, puis expédié vers le Magasin des<br />

Matières Brutes (MMB - ICPE411) du Centre de Cadarache.<br />

Les travaux de remplacement de l’unité de levage (UL50) de la Cellule des Éléments Irradiés (CEI)<br />

ont été achevés durant le 1 er semestre. Le reste de l’année a donc été consacré à la réalisation<br />

des essais de qualification des nouveaux équipements et à la mise en configuration de la CEI<br />

pour une reprise de l’exploitation au plus tôt.<br />

Une trentaine de dossiers ont été transmis à l’ASN en <strong>2012</strong>, en particulier pour répondre à<br />

ses demandes (inspections, demandes génériques…), ou pour obtenir les accords nécessaires<br />

à certaines OPMAD.<br />

Le <strong>CEA</strong> a transmis le Dossier de réexamen de sûreté de la Centrale Phénix à l’ASN et à la<br />

Mission Sûreté Nucléaire et Radioprotection (MSNR) de la Direction Générale de la Prévention<br />

des Risques le 31 octobre <strong>2012</strong>.<br />

L’année <strong>2012</strong> a également été marquée par les suites de l’évaluation complémentaire de sûreté<br />

(ECS) post-Fukushima de l’installation. Suite à l’instruction du rapport transmis en 2011, des<br />

prescriptions complémentaires ont été définies. Les éléments relatifs à la définition du « noyau<br />

dur » et des aléas retenus ont été transmis à l’Autorité.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 15


2.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE SÉCURITÉ<br />

2.7.2. ATALANTE (INB 148)<br />

Comme les années précédentes, de nombreuses réalisations, des travaux de jouvence et de<br />

modernisation dans les secteurs électriques, contrôle-commandes, ventilation ont été menés.<br />

Les travaux de modernisations des unités de traitement des déchets et des effluents débutés<br />

depuis 2008 se sont poursuivis en <strong>2012</strong> ; ils devraient aboutir entre 2013 et 2015. Ces travaux<br />

concernent :<br />

- L’adressage des effluents provenant des laboratoires et cellules blindées directement<br />

vers l’unité de traitement effluents (Chaîne C8) et la mise au point de procédés de<br />

traitements (décontamination alpha en particulier) qui se termineront en 2013.<br />

- Les aménagements des postes de traitements de déchets solides débutés en 2011<br />

permettant l’évacuation des déchets nucléaires de catégorie FA-MA-VC en fûts prebétonnés<br />

E2 vers l’atelier CDS, qui se termineront également en 2013.<br />

- Les moyens de vitrification des PF produits dans l’installation, qui seront opérationnels<br />

en début 2014.<br />

- Les travaux d’aménagement de la cellule d’entreposage des solutions U et Pu<br />

(LES 401) qui ont repris en <strong>2012</strong> et devraient se poursuivre jusqu’à mi 2015.<br />

Les travaux d’assainissement du CAS 305 (traitement des effluents FA) ont été terminés en<br />

<strong>2012</strong>. Une partie des équipements a été réinstallée et les opérations de vidange vers la STEL des<br />

2 cuves contenant des effluents MAS ont été réalisées à l’aide de l’emballage LR68 , après autorisation<br />

de l’ASN. Les travaux de réaménagement se poursuivront jusqu’en 2014 et permettront<br />

de recouvrer la capacité de traitement initiale des effluents FA.<br />

En <strong>2012</strong>, 430 L d’effluents organiques « HA4 » provenant de l’INB 35 de Saclay ont été réceptionnés<br />

dans ATALANTE. Depuis 2010, environ 350 L de ces effluents ont été lavés et évaporés.<br />

Ces opérations se poursuivront sur plusieurs années afin de traiter la totalité des effluents « HA4 »<br />

dont 800 L restent à réceptionner d’ici fin 2013. Le traitement de ces effluents sera complet<br />

après la mise en service du procédé d’Oxydation Hydro Thermale.<br />

Afin de diminuer le terme source des Installations nucléaires en démantèlement de Fontenay-aux-<br />

Roses, l’installation a également accueilli une centaine de gramme de plutonium fin <strong>2012</strong>.<br />

Dans le cadre des autorisations internes approuvé par l’ASN, le CI d’ATALANTE a donné 47 autorisations<br />

et 5 autorisations ont été délivrées par le Directeur du Centre.<br />

Les échanges relatifs au dossier modifié de déclaration au sens de l’article 26 du décret 2007-<br />

1557 du 2 novembre 2007 (consommation d’eau, de transfert et de rejets d’effluents de l’installation)<br />

se sont poursuivis tout au long de l’année avec l’ASN. Les nouvelles décisions de rejets<br />

devraient être publiées en 2013.<br />

L’installation a fait l’objet d’une évaluation complémentaire de sûreté (ECS) suite à l’accident<br />

de FUKUSHIMA. Le rapport de cette évaluation envoyé à l’ASN le 15 septembre a montré la<br />

robustesse de l’installation qui avait subi une réévaluation de sûreté en 2007, dans les situations<br />

étudiées. Il préconise peu de travaux complémentaires, hormis le dévoiement d’une canalisation<br />

d’eau industrielle circulant au rez-de-chaussée de l’installation. Ce rapport fera l’objet d’un avis<br />

des Groupes Permanents à l’issue de leur réunion en juillet 2013, et, le cas échéant, de prescriptions<br />

de l’ASN.<br />

Enfin, plus de 97 % des engagements liés au Groupe Permanent de mi 2007 ont été soldés en<br />

<strong>2012</strong>, et 2013 devrait voir le solde de ces engagements.<br />

16 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


3. DISPOSITIONS<br />

PRISES EN MATIÈRE<br />

DE RADIOPROTECTION<br />

3.1. ORGANISATION<br />

La radioprotection est l’ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de<br />

surveillance visant à empêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisants produits<br />

sur les personnes, directement ou indirectement, y compris les atteintes portées à l’environnement.<br />

Elle repose sur trois principes fondamentaux :<br />

- le principe de justification : l’utilisation des rayonnements ionisants doit être justifiée,<br />

c’est-à-dire que le bénéfice qu’elle peut apporter doit être supérieur aux inconvénients<br />

de cette utilisation ;<br />

- le principe de limitation : les expositions individuelles ne doivent pas dépasser les limites<br />

de doses fixées par la réglementation ;<br />

- le principe d’optimisation : les expositions individuelles et collectives doivent être<br />

maintenues aussi bas qu’il est raisonnablement possible en dessous de ces limites et<br />

ce, compte tenu de l’état des techniques et des facteurs économiques et sociétaux<br />

(principe « ALARA »).<br />

Les progrès en radioprotection font partie intégrante de la politique d’amélioration de la sécurité<br />

du <strong>CEA</strong>. Cette démarche de progrès s’appuie notamment sur :<br />

- la responsabilisation des acteurs à tous les échelons ;<br />

- la prise en compte technique du risque radiologique dès la conception, pour les<br />

périodes d’exploitation et de démantèlement des installations ;<br />

- la mise en œuvre de moyens techniques performants pour la surveillance en continu<br />

des installations, des salariés et de l’environnement ;<br />

- le professionnalisme de l’ensemble des acteurs ainsi que le maintien de leurs compétences.<br />

Les acteurs concernés sont :<br />

- l’opérateur qui est l’acteur essentiel de sa propre sécurité et qui à cet effet reçoit une<br />

formation à l’ensemble des risques inhérents à son poste de travail, notamment les<br />

risques radioactifs, et à leur prévention ;<br />

- le Chef d’installation qui est responsable de l’ensemble des actions nécessaires à la<br />

maîtrise des risques inhérents à son installation. Il lui appartient notamment de mettre<br />

en œuvre, avec le support du SPR, les dispositions collectives de prévention en matière<br />

de radioprotection sur la base de règles générales établies pour l’ensemble du <strong>CEA</strong> ;<br />

- le service de protection contre les rayonnements ionisants (SPR), service spécialisé<br />

entièrement dédié à la prévention du risque radioactif qui apporte son support aux installations<br />

dans ce domaine et veille à la cohérence des dispositions prises sur le site ;<br />

- le service de santé au travail (SST) qui assure le suivi médical particulier des salariés<br />

travaillant en milieu radioactif, en s’appuyant sur le laboratoire d’analyses biologiques et<br />

médicales, spécialisé dans la surveillance radiologique des salariés.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 17


3.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION<br />

Le service de protection contre les rayonnements ionisants est le service compétent en radioprotection<br />

au sens de la réglementation. Le service SPR du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> comprend une centaine<br />

de personnes. Ses principales missions sont :<br />

- la surveillance de la bonne application de la législation en vigueur et de la politique<br />

de la Direction Générale en matière de sécurité radiologique ;<br />

- la prévention : conseils et assistance aux chefs d’installation et évaluation des risques<br />

radiologiques ;<br />

- la surveillance radiologique des zones de travail et de l’environnement : contrôle des<br />

niveaux d’exposition dans les locaux, surveillance du personnel, contrôle des rejets et<br />

de l’environnement ;<br />

- l’intervention en cas d’incident ou d’accident radiologique ;<br />

- la formation et l’information aux risques radiologiques des personnels travaillant<br />

dans les installations.<br />

Conformément à la réglementation, les salariés intervenant en milieu radioactif sont dotés de<br />

deux types de dosimètres, destinés à évaluer les doses qu’ils reçoivent dans le cadre de leur<br />

activité professionnelle :<br />

- un dosimètre qui permet d’évaluer a posteriori la dose cumulée reçue par le travailleur<br />

(dosimétrie passive) ; ce dosimètre est constitué d’une carte munie de détecteurs<br />

thermo luminescents (TLD) ;<br />

- un dosimètre électronique à alarme : le DOSICARD, qui permet à chaque travailleur de<br />

connaître à tout instant la dose qu’il reçoit lors de travaux sous rayonnements ionisants<br />

et qui délivre une alarme sonore et visuelle si la dose reçue ou si le niveau d’exposition<br />

dépasse les seuils prédéfinis (dosimétrie opérationnelle). Cet appareil délivre l’accès à la<br />

zone réglementée uniquement si :<br />

• la formation radioprotection ou le recyclage obligatoire ont été effectués ;<br />

• le masque filtrant a fait l’objet d’une maintenance appropriée ;<br />

• l’aptitude médicale a été délivrée.<br />

En plus de ces dosimètres, le port de dosimètres complémentaires (dosimètre poignet, bague,<br />

dosimètre opérationnel neutron,...) peut être prescrit par le SPR lors de situations d’exposition<br />

particulières.<br />

3.2. FAITS MARQUANTS DE L’ANNÉE <strong>2012</strong><br />

Les règles générales de radioprotection du <strong>CEA</strong> ont été révisées et diffusées à tous les Centres<br />

<strong>CEA</strong> en <strong>2012</strong>.<br />

Concernant la politique de propreté radiologique menée par le SPR, il a été constaté en <strong>2012</strong>,<br />

par rapport à 2011 :<br />

- une stabilité du nombre de linges contaminés,<br />

- une diminution du nombre de masques contaminés (1 en <strong>2012</strong>, 4 en 2011),<br />

- une baisse des constats de contamination à l’extérieur des bâtiments,<br />

- une augmentation des contaminations au centre de tri des déchets conventionnels<br />

(5 en <strong>2012</strong> contre 2 en 2011),<br />

- une baisse globale des constats liés à la propreté radiologique (17 constats en <strong>2012</strong>,<br />

20 en 2011).<br />

18 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


Huit événements radiologiques ont été constatés sur l’installation Atalante, dont deux ont nécessité<br />

l’envoi de huit agents au service de la santé au travail (SST). Ces événements font suite<br />

à plusieurs facteurs dont :<br />

- des évolutions imprévues des nuisances radiologiques suite à une rupture de confinement<br />

: lors d’une opération de dévissage d’un support de boîte à gants, le gant droit de<br />

l’expérimentateur s’est déchiré au niveau du poignet. Le salarié ne portait pas d’équipement<br />

de protection respiratoire lors de cette manipulation ainsi que les cinq autres salariés<br />

présents dans le local concerné. Les 6 salariés ont été envoyés pour contrôle au SST ;<br />

- des équipements de protection inadaptés : lors de la découpe d’un conteneur de<br />

déchets « La Calhéne » dans un sas vinyle non ventilé, une contamination atmosphérique a<br />

été détectée. Les deux salariés présents dans le sas ont été envoyés pour contrôle au SST.<br />

Ces événements n’ont eu aucune conséquence sur le personnel concerné.<br />

Un événement radiologique nécessitant l’envoi de neuf salariés pour contrôle aux SST a également<br />

été constaté en <strong>2012</strong> sur l’installation Phénix : après la découpe d’un porte source contenant<br />

une source de 238 Pu, 3 salariés se sont contaminés les mains ainsi que la nuque pour un<br />

des trois. Un seul des neuf salariés a eu une dose engagée (entre 2 et 6 mSv) par exposition<br />

interne.<br />

3.3. RÉSULTATS<br />

Les graphiques suivants présentent l’évolution depuis 2008 de l’effectif surveillé des deux INB<br />

du Centre (<strong>CEA</strong> et entreprises extérieures), et pour l’ensemble de ce personnel, la dose individuelle<br />

moyenne annuelle mesurée par dosimétrie opérationnelle, pour les agents ayant intégré<br />

une dose non nulle.<br />

L’unité d’équivalent de doses est le sievert (Sv) dont on utilise en pratique le sous-multiple milli<br />

sievert (mSv) et microsievert (µSv) qui correspond mieux à l’ordre de grandeur des valeurs usuellement<br />

observées.<br />

La limite annuelle pour les travailleurs est fixée par la réglementation à 20 mSv (20000 µSv).<br />

Dose individuelle moyenne (µSv)<br />

Nombre d’agents surveillés<br />

80<br />

1200<br />

1194<br />

1181<br />

1190<br />

1157<br />

70<br />

60<br />

50<br />

40<br />

59<br />

53<br />

48<br />

69<br />

59<br />

1000<br />

800<br />

600<br />

1051<br />

816<br />

815<br />

783<br />

735<br />

782<br />

Agents<br />

entreprises<br />

extérieures<br />

Agents <strong>CEA</strong><br />

30<br />

400<br />

20<br />

10<br />

200<br />

0<br />

2008 2009 2010 2011<br />

<strong>2012</strong><br />

Année<br />

0<br />

2008 2009 2010 2011<br />

<strong>2012</strong><br />

Année<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 19


3.<br />

DISPOSITIONS PRISES<br />

EN MATIÈRE DE RADIOPROTECTION<br />

La dose maximale individuelle enregistrée en <strong>2012</strong> a été de 0,67 mSv pour un salarié <strong>CEA</strong> et<br />

de 1,13 mSv pour un salarié d’entreprise. Ces valeurs, très inférieures aux limites fixées par la<br />

réglementation (20 mSv), sont stables pour le <strong>CEA</strong> (0,83 mSv en 2011) et en diminution pour les<br />

entreprises extérieures (1,94 mSv en 2011) par rapport à celles de l’année dernière.<br />

Une légère diminution de la dose collective sur Atalante (-3%) conjuguée à une diminution de la<br />

dose collective sur Phénix (-27%) ont conduit à une baisse de la dosimétrie opérationnelle<br />

(73 H.mSv) par rapport à 2011 (83 H.mSv).<br />

Pour Atalante, la dose collective totale a été de 45,95 H.mSv. L’essentiel des doses reçues (87%)<br />

correspond aux travaux réalisés dans le cadre des activités courantes. Les autres doses ont été<br />

intégrées suite à des travaux sous DIMR.<br />

Pour Phénix la dose collective totale a été de 26,7 H.mSv. Les doses reçues correspondent<br />

majoritairement (65%) aux travaux réalisés dans le cadre des activités courantes. Les autres<br />

doses ont été intégrées lors des travaux sous DIMR.<br />

À titre indicatif la dose collective annuelle de l’effectif surveillé due à la radioactivité naturelle,<br />

calculée sur la base de la valeur moyenne observée en France (2,4 mSv/an /personne), serait de<br />

4653 H.mSv.<br />

La surveillance de la contamination surfacique (sols, murs…), faite au titre des contrôles techniques<br />

d’ambiance interne, a été maintenue à un niveau élevé : 2100 contrôles de lieux ont été<br />

réalisés à Phenix et 1086 à Atalante. 41 contrôles ont été considérés comme « positifs » ; seul<br />

1 contrôle a donné lieu à l’ouverture d’un constat d’événement radiologique (contamination sur<br />

une canne de bullage dans le sas 215 d’Atalante). Pour les autres, compte tenu des faibles<br />

niveaux de contamination décelés dans les locaux concernés, ils n’ont pas donné lieu à l’ouverture<br />

de constats d’événements radiologiques.<br />

La dosimétrie de zone n’a mis en évidence aucune valeur notable non reliée à une opération<br />

dans l’installation, que ce soit à Phénix ou à Atalante.<br />

20 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


accident<br />

incident<br />

4.<br />

ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS<br />

EN MATIÈRE DE SÛRETÉ<br />

NUCLÉAIRE ET DE<br />

RADIOPROTECTION<br />

4.1. GÉNÉRALITÉS<br />

La France a décidé de mettre en place un système de déclaration des événements significatifs<br />

pour la sûreté depuis 1983, et pour les incidents de transport depuis 1999. En 2002, des critères<br />

de déclaration ont été introduits dans le domaine de la radioprotection, et en 2003, dans le<br />

domaine de l’environnement.<br />

Chaque événement significatif fait l’objet d’une analyse qui vise à établir les faits, à en comprendre<br />

les causes, à examiner ce qui pourrait se passer dans des circonstances différentes,<br />

pour finalement décider des meilleures solutions à apporter aux problèmes rencontrés. L’analyse<br />

des événements significatifs est un outil essentiel d’amélioration de la sûreté. Elle est formalisée<br />

par un compte rendu transmis à l’autorité de sûreté et largement diffusé au sein du <strong>CEA</strong>.<br />

Au niveau central du <strong>CEA</strong>, les événements significatifs déclarés aux autorités de sûreté font l’objet<br />

d’un suivi en continu ; les événements porteurs d’enseignements particulièrement intéressants<br />

sont alors signalés à tous les centres du <strong>CEA</strong>, par des fiches de retour d’expérience. D’autres<br />

enseignements sont tirés annuellement, après examen des bilans effectués sur l’ensemble des<br />

événements significatifs déclarés par le <strong>CEA</strong>. Tenant compte de ces deux approches, le retour<br />

d’expérience des événements de <strong>2012</strong> a notamment montré la nécessité de caractériser plus<br />

précisément la typologie des événements ayant une origine technique et de maintenir l’effort sur<br />

les mesures permettant de garantir l’intégrité des chaînes de levage des charges lourdes sur<br />

l’ensemble des installations du <strong>CEA</strong>. Par ailleurs, une campagne de vérification des mesures des<br />

effluents gazeux est lancée sur l’ensemble des émissaires des installations nucléaires du <strong>CEA</strong>.<br />

L’échelle INES (International Nuclear Event Scale) est<br />

l’échelle internationale qui classe les événements survenus<br />

sur les installations nucléaires, en fonction de leur gravité.<br />

Elle comporte 8 niveaux (de 0 à 7), le plus haut niveau correspondant<br />

à la gravité de l’accident de Tchernobyl.<br />

Utilisée depuis 1991, par une soixantaine de pays, cette<br />

échelle est destinée à faciliter la perception par les médias<br />

et le public de l’importance des incidents et des accidents<br />

nucléaires.<br />

Elle ne constitue pas un outil d’évaluation et ne peut, en<br />

aucun cas, servir de base à des comparaisons internationales<br />

: en particulier, il n’y a pas de relation univoque entre<br />

le nombre d’incidents sans gravité déclarés et la probabilité<br />

que survienne un accident grave sur une installation.<br />

Les autorités de sûreté sont seules responsables de la décision<br />

finale de classement.<br />

accident grave<br />

accident<br />

conséquences étendues<br />

accident<br />

conséquences locales<br />

incident grave<br />

incident<br />

anomalie<br />

accident majeur-7-<br />

-6-<br />

-5-<br />

-4-<br />

-3-<br />

-2-<br />

-1-<br />

En dessous de l'échelle/niveau 0<br />

Aucune importance<br />

du point de vue de la sûreté<br />

Les événements significatifs, déclarés à l’ASN, à l’exception des événements non nucléaires,<br />

sont accompagnés d’une proposition de classement dans l’échelle INES.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 21


4.<br />

ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS EN MATIÈRE<br />

DE SÛRETÉ NUCLÉAIRE ET DE RADIOPROTECTION<br />

4.2. ÉVÉNEMENTS SIGNIFICATIFS DÉCLARÉS A L’ASN<br />

EN <strong>2012</strong><br />

9 événements significatifs ont été déclarés en <strong>2012</strong>.<br />

Niveau INES<br />

Date de<br />

déclaration<br />

Installation<br />

0 10/01/<strong>2012</strong> Centre<br />

0 01/03/<strong>2012</strong> PHENIX<br />

0 16/03/<strong>2012</strong> Centre<br />

0 21/03/<strong>2012</strong> PHENIX<br />

0 19/07/<strong>2012</strong> ATALANTE<br />

0 05/09/<strong>2012</strong> ATALANTE<br />

0 24/10/<strong>2012</strong> PHENIX<br />

0 15/11/<strong>2012</strong> ATALANTE<br />

0 07/12/<strong>2012</strong> PHENIX<br />

Libellé de l’événement<br />

Non-respect des modalités de transport (non-respect<br />

des exigences d’assurance qualité de fabrication des<br />

gorges de joint des emballages CTB).<br />

Inhibition non détectée du report au PCS d’une partie<br />

des alarmes de Détection Automatique Incendie (DAI)<br />

pendant six jours.<br />

Non-respect d’un critère de la réglementation<br />

transport. Le transport a été réalisé en exempté<br />

alors qu’il aurait dû être en classe 7 en raison<br />

du débit de dose mesuré.<br />

Fuite de sodium secondaire au niveau de la<br />

manchette reliant l’échangeur intermédiaire 32 à la<br />

ligne de vidange.<br />

Détection au centre de tri des déchets conventionnels<br />

du Centre, d’un sac de déchets légèrement<br />

contaminés en provenance de l’installation.<br />

Réalisation d’un CEP avec une périodicité différente<br />

de celle indiquée dans les RGE.<br />

Mise en service d’un nouveau filtre THE du dernier<br />

niveau de filtration du système de ventilation du<br />

bâtiment des manutentions, sans test d’efficacité<br />

préalable.<br />

Non-respect de la consigne d’application issue de<br />

la prescription technique III-5 du chapitre 0 des RGE<br />

relative au nettoyage périodique des enceintes de<br />

confinement.<br />

Contamination interne d’un salarié d’une entreprise<br />

sous-traitante.<br />

Les événements significatifs font l’objet d’un avis publié sur le site internet de l’ASN (www.asn.fr).<br />

4.3. EXPLOITATION DU RETOUR D’EXPÉRIENCE<br />

Le retour d’expérience permet un partage des informations (plans d’action, bonnes pratiques…)<br />

sur les incidents survenus sur le Centre ou ailleurs, entre les responsables de la sûreté et notamment<br />

les chefs d’installation du Centre.<br />

Un responsable REX est désigné sur le Centre pour animer cette activité et assurer le suivi des<br />

plans d’action en découlant. Il organise à cet effet une réunion annuelle d’échanges sur le REX<br />

des incidents au niveau du Centre et participe aux réunions organisées au niveau national par le<br />

pôle maîtrise des risques du <strong>CEA</strong>.<br />

La réunion au niveau du Centre est présidée par le Directeur Adjoint ; sont conviés les chefs<br />

d’installations (<strong>CEA</strong> et AREVA), les représentants des unités spécialisées en sûreté-sécurité<br />

(DUSP), les représentants de la CSNSQ et, suivant l’ordre du jour, des représentants de DPSN.<br />

22 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


Au titre du partage d’expérience, diverses actions ont été engagées en <strong>2012</strong> sur les thèmes<br />

suivants :<br />

- Prise en compte du retour d’expérience d’un événement survenu en septembre<br />

2011 dans une INB, relatif à un bouchage partiel des buses d’un système fixe d’extinction<br />

incendie par génération de mousse bas foisonnement ou pulvérisation d’eau seule,<br />

après utilisation.<br />

- Prise en compte des dysfonctionnements provoqués sur le Centre de <strong>Marcoule</strong> par<br />

la vague de froid des semaines 6 et 7 de l’année <strong>2012</strong>.<br />

- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement relatif au dépassement<br />

du nombre de A2 autorisé lors du transport interne d’une poubelle de déchets sur<br />

le Centre de <strong>Marcoule</strong>, le 03/11/2011.<br />

- Suite de la prise en compte du retour d’expérience de l’événement tritium de Saint<br />

Maur du 03/11/2010 « Utilisation d’un équipement contaminé en tritium provenant d’un<br />

centre <strong>CEA</strong>, dans des locaux non nucléaires d’un prestataire » :<br />

• La première étape consistant à réaliser l’inventaire des outillages, des matériels<br />

et des équipements présents dans les zones à déchets conventionnels<br />

(réglementées ou non au sens de la radioprotection) susceptibles d’avoir été<br />

en contact avec la radioactivité, a débuté au cours de l’année <strong>2012</strong>.<br />

- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement significatif du 22 mars 2010<br />

déclaré par le <strong>CEA</strong> Grenoble, concernant l’inhibition involontaire d’une détection automatique<br />

d’incendie (DAI). Les investigations ont porté sur :<br />

• l’ergonomie de chaque centrale de détection,<br />

• l’évaluation de la possibilité d’inhibition par inadvertance,<br />

• l’identification des centrales de détection dotées d’un poste de contrôle déporté,<br />

• les processus d’inhibition et de remise en service des DAI,<br />

• la qualité des dispositions permettant de s’assurer de la bonne réalisation des<br />

inhibitions.<br />

- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement concernant la chute du palan<br />

PEGASE (déclaré par le <strong>CEA</strong> Cadarache) avec la réalisation en <strong>2012</strong> de l’inventaire des<br />

ponts équipé de limiteur de charge. Les investigations, dont les résultats sont attendus fin<br />

d’année 2013, portent sur :<br />

• la vérification de l’existence des dispositions permettant de limiter les risques<br />

de chute des éléments mobiles,<br />

• la vérification que sont clairement identifiés les contrôles devant être effectuées<br />

au titre des CEP et de la réglementation ainsi que les conditions de leur<br />

réalisation,<br />

• la liste des dispositions relatives à la maintenance préventive et curative,<br />

• l’identification des améliorations de nature à limiter ou éviter les conséquences<br />

d’une chute de l’appareil ou d’un de ses composants,<br />

• l’analyse des risques liés à une telle chute lors de la mise à jour des rapports<br />

de sûreté.<br />

- Prise en compte du retour d’expérience de l’événement de La Hague relatif<br />

aux risques d’agression interne d’une installation due à des mouvements non maîtrisés<br />

de moyens de transport.<br />

- Elaboration d’un plan d’actions suite à la contamination interne d’un salarié d’une<br />

entreprise sous-traitante, déclarée le 7/12/<strong>2012</strong>.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 23


5.<br />

RÉSULTATS DES MESURES<br />

DES REJETS DES INSTALLATIONS<br />

ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

5.1. REJETS GAZEUX<br />

La surveillance des effluents radioactifs gazeux est assurée au niveau des émissaires de rejets<br />

des installations (cheminées), en aval des systèmes d’épuration et de filtration. Les aérosols<br />

alpha et bêta et les gaz radioactifs font l’objet d’un contrôle continu. De plus, les rejets des aérosols,<br />

des halogènes et du tritium sont évalués à partir de mesures différées en laboratoire sur les<br />

prélèvements continus sur des dispositifs d’épuration ou de filtration (cartouches de charbon actif<br />

pour les halogènes, filtres papier pour les aérosols et barboteurs pour le piégeage du tritium).<br />

Cinq catégories de radionucléides sont réglementairement surveillées dans les rejets gazeux :<br />

- les aérosols émetteurs β-γ,<br />

- les aérosols émetteurs α,<br />

- le tritium,<br />

- les halogènes (iode),<br />

- les gaz autres que le tritium.<br />

Le tableau suivant en présente les activités cumulées mesurées en <strong>2012</strong> pour les deux INB du<br />

centre <strong>CEA</strong> de <strong>Marcoule</strong>. L’unité de mesure est le Becquerel et plus couramment ses multiples :<br />

méga becquerel (MBq = 1 million de Bq), giga becquerel (GBq = 1 milliard de Bq) ou téra becquerel<br />

(TBq = mille milliards de Bq).<br />

Aérosols β-γ<br />

(MBq)<br />

Aérosols α<br />

(MBq)<br />

Tritium<br />

(GBq)<br />

Halogènes<br />

(MBq)<br />

Gaz hors<br />

tritium (TBq)<br />

Activité<br />

des rejets<br />

ATALANTE<br />

Limites<br />

annuelles<br />

autorisées pour<br />

ATALANTE<br />

Activité<br />

des rejets<br />

PHENIX<br />

Limites<br />

annuelles<br />

autorisées<br />

pour Phénix<br />

Total des<br />

activités des<br />

rejets des INB<br />

<strong>CEA</strong> - <strong>Marcoule</strong><br />

0,25 3,7.10 3 1,1 40.10 3 * 1,35<br />

0,21 37 Sans Objet Sans Objet 0,21<br />

24 370 5,7 400. 10 3 ** 29,7<br />

9,4 10 4 5,1 40.10 3 * 14,5<br />

33 370 10,3 400 ** 43,3<br />

* la valeur de 40.10 3 MBq est la valeur limite annuelle autorisée pour les aérosols β-γ + les halogènes.<br />

** la valeur de 400 TBq est la valeur limite annuelle autorisée pour le tritium + les autres gaz.<br />

Les principaux gaz radioactifs émis sont le xénon 133 provenant majoritairement du réacteur<br />

Phénix, et le krypton 85 provenant d’ATALANTE.<br />

Parmi les halogènes, on note de façon prépondérante la présence des isotopes 129, 131 et 133<br />

de l’iode.<br />

24 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


1,5<br />

0,6<br />

2,5 2,5<br />

0,8<br />

0,8<br />

2,0 2,0<br />

0,6<br />

0,6<br />

1,5 1,5<br />

0,4<br />

0,4<br />

1,0 1,0<br />

0,2<br />

0,2<br />

0,5 0,5<br />

0,0 0,0<br />

0,0 0,0<br />

150<br />

150 150<br />

120<br />

120 120<br />

90<br />

90 90<br />

60<br />

60 60<br />

30<br />

30 30<br />

0<br />

0<br />

Les activités rejetées sont très en deçà des limites fixées par les autorisations (< 9% pour le<br />

0,5<br />

pourcentage le plus élevé représenté par le rejet tritium d’ATALANTE).<br />

0,0<br />

Les histogrammes suivants présentent l’évolution, par catégorie, des rejets des deux INB au<br />

cours de ces cinq dernières années.<br />

1,0<br />

1,0<br />

Aérosols βγ (MBq) Aérosols α (MBq) Tritium (GBq)<br />

2,09<br />

0,73<br />

0,6 0,6<br />

90<br />

90<br />

1,35<br />

0,4 0,4<br />

60<br />

0,86<br />

0,37 0,38<br />

53,5<br />

0,74 0,71<br />

0,2 0,2<br />

0,26<br />

30<br />

47,9<br />

0,21<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

28,8 29,7<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

0,0 0,0<br />

0<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

Année 2008 2009 2010 2011<br />

<strong>2012</strong><br />

Année 2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

Halogènes (MBq)<br />

145<br />

On observe par rapport aux années précédentes :<br />

- une faible augmentation des rejets d’aérosols β-γ due à l’installation Phenix, ainsi<br />

qu’une faible augmentation des rejets d’halogènes répartie sur les deux installations.<br />

- une confirmation de la baisse des rejets tritium et aérosols α constatés en 2011.<br />

5.2. REJETS LIQUIDES<br />

Les effluents liquides non radioactifs sont rejetés dans l’environnement via un réseau d’égouts<br />

banals. Ces effluents font l’objet de contrôles pour vérifier que leurs caractéristiques sont compatibles<br />

avec les autorisations de rejet en vigueur.<br />

En <strong>2012</strong>, ATALANTE a transféré la totalité de ses effluents Très Haute Activité, soit 2,3 m 3 vers<br />

l’AVM.<br />

Les autres effluents liquides radioactifs des deux INB ou susceptibles de l’être, sont transférés<br />

à la STEL de l’INBS de <strong>Marcoule</strong> pour y être épurés et rejetés au Rhône via une canalisation<br />

dédiée. Tous les rejets radioactifs sont comptabilisés notamment pour s’assurer du respect des<br />

autorisations accordées pour l’INBS.<br />

La STEL traitant de façon concomitante l’ensemble des effluents radioactifs du site de <strong>Marcoule</strong>,<br />

à l’exception des effluents de CENTRACO (INB et INBS du <strong>CEA</strong>, MELOX et CIS Bio), il n’est<br />

pas possible d’individualiser précisément dans l’activité des rejets après traitement, celle des<br />

effluents liquides provenant des INB ATALANTE et PHENIX.<br />

Les activités des rejets présentés pour <strong>2012</strong> dans le tableau suivant sont donc celles de la totalité<br />

des effluents radioactifs des installations de <strong>Marcoule</strong> citées ci-dessus.<br />

Cinq catégories principales de radionucléides sont réglementairement surveillées dans les rejets<br />

liquides :<br />

- les émetteurs α (mesure totale),<br />

- les radioéléments β-γ autres que le tritium, le 137 Cs et le 90 Sr (mesure globale),<br />

- Le Césium 137 ( 137 Cs),<br />

- Le Strontium 90 ( 90 Sr),<br />

- le tritium.<br />

1,0 1,0<br />

0,8 0,8<br />

50<br />

150 150<br />

40<br />

120 120<br />

30<br />

90 90<br />

20<br />

60 60<br />

10<br />

Gaz autres que tritium (TBq)<br />

28,3<br />

24,1<br />

33,3<br />

30 30<br />

10 10<br />

12,2 12,9 9,6 14,5<br />

0<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

0<br />

0<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

2008 2009 2010 2011<br />

<strong>2012</strong><br />

2008 2009 2010 2011<br />

<strong>2012</strong><br />

47,3<br />

43,3<br />

1,0<br />

150<br />

120<br />

50 50<br />

40 40<br />

30 30<br />

20 20<br />

0,0<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

200<br />

150<br />

120<br />

90<br />

60<br />

30<br />

0,4<br />

0,2<br />

0<br />

2008<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 25


5.<br />

RÉSULTATS DES MESURES<br />

DES REJETS DES INSTALLATIONS<br />

ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

2,5<br />

2,5 2,0<br />

2,0 1,5<br />

1,5 1,0<br />

1,0 0,5<br />

0,5 0,0<br />

0,0<br />

Émetteurs<br />

alpha<br />

(GBq)<br />

Radioéléments bêtagamma<br />

hors tritium,<br />

90<br />

Sr et 137 Cs<br />

(TBq)<br />

90<br />

Sr<br />

(TBq)<br />

137<br />

Cs<br />

(TBq)<br />

Tritium<br />

(TBq)<br />

Activité rejetée 1,3 0,061 0,025 0,023 10,2<br />

Limite<br />

annuelle<br />

autorisée*<br />

150 150 6 6 2500<br />

*Le nouvel arrêté de rejet INBS étant paru le 16 avril <strong>2012</strong>, l’arrêté de référence pendant toute l’année <strong>2012</strong><br />

2,0<br />

a été l’arrêté du 18 janvier 2008.<br />

Les activités rejetées sont très en deçà des limites fixées par les autorisations 1,0<br />

(< 1% pour toutes<br />

les catégories).<br />

Les histogrammes ci-dessous présentent l’évolution, par catégorie, des rejets de la STEL depuis<br />

0,0<br />

ces cinq dernières années.<br />

2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

0,12 Radioéléments βγ autres que<br />

2,5<br />

0,12<br />

tritium, 90 Sr et 137 137<br />

Émetteurs α (GBq)<br />

Cs (TBq)<br />

Cs (TBq)<br />

0,10<br />

2,5<br />

0,12 0,12 0,10<br />

0,05<br />

0,08<br />

2,0<br />

0,08<br />

0,07<br />

2,0<br />

0,10 0,10 0,08 0,111<br />

0,04<br />

1,5<br />

2,01<br />

0,041 0,041<br />

0,06<br />

0,06<br />

0,08 0,08 0,06 0,088<br />

1,5<br />

0,03<br />

0,037<br />

0,05<br />

1,0<br />

1,49<br />

0,04<br />

0,06 0,06<br />

0,04<br />

1,30<br />

0,04<br />

0,065<br />

0,070<br />

0,061 0,023<br />

1,0 1,11<br />

0,02<br />

0,5<br />

0,02<br />

0,03<br />

0,04 0,04 0,02<br />

0,020<br />

0,76<br />

0,02<br />

0,5<br />

0,02<br />

0,00 0,02<br />

0,01<br />

0,0<br />

0,00<br />

2008 0,01<br />

2008<br />

2009<br />

2009<br />

2010<br />

2010<br />

2011 <strong>2012</strong><br />

2011 <strong>2012</strong><br />

2008<br />

2008<br />

2009<br />

2009<br />

2010<br />

2010<br />

2011 <strong>2012</strong><br />

2011 <strong>2012</strong><br />

0,0<br />

0,00 0,00<br />

0,00<br />

0,00<br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 <strong>2012</strong> <strong>2012</strong> Année 2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 <strong>2012</strong> <strong>2012</strong> Année 2008 2009 2010 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

2<br />

2,5<br />

1,5<br />

0,5<br />

0,12<br />

0,10<br />

0,08<br />

0,06<br />

0,04<br />

0,02<br />

0,00<br />

90<br />

Sr (TBq)<br />

0,05 0,05<br />

0,08 0,08<br />

100 100<br />

0,07<br />

0,05<br />

0,08 0,07<br />

0,05 0,04<br />

0,08<br />

0,04<br />

100 100<br />

0,06<br />

80<br />

0,07 0,06 0,064<br />

80<br />

0,07<br />

80,4<br />

0,04 0,04<br />

0,03<br />

0,05<br />

0,06<br />

80<br />

0,03<br />

0,05<br />

0,06<br />

80 60 60<br />

0,04<br />

0,03<br />

0,05 0,04<br />

0,046<br />

0,03<br />

0,05<br />

0,02<br />

60<br />

0,02<br />

60<br />

0,03<br />

0,04 0,03<br />

0,034 0,036 40 40<br />

0,04<br />

41<br />

0,02 0,02<br />

0,02<br />

0,03 0,03 0,02<br />

0,025<br />

40<br />

0,01 0,01<br />

40 20 20 24<br />

21,6<br />

0,01<br />

0,02 0,02 0,01<br />

0,01 0,01<br />

20 20<br />

10,2<br />

0,00 0,00<br />

0,00<br />

0,01 0,01 0,00<br />

0 0<br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 <strong>2012</strong> 2011 <strong>2012</strong><br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 <strong>2012</strong> 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 <strong>2012</strong> 2011 <strong>2012</strong> Année<br />

0,00 0,00<br />

0,00 0,00<br />

0 0<br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 <strong>2012</strong> <strong>2012</strong><br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 <strong>2012</strong> <strong>2012</strong><br />

2008 2008 2009 2009 2010 2010 2011 2011 <strong>2012</strong> <strong>2012</strong><br />

En <strong>2012</strong>, ATALANTE a transféré vers la STEL10 m 3 d’effluents radioactifs de moyenne activité<br />

spéciaux (effluents de décontamination du CAS 305) et 299 m 3 d’effluents industriels inactifs qui<br />

étaient rejetés, jusqu’en juillet <strong>2012</strong>, dans le réseau des effluents banals.<br />

PHENIX a transféré 37 m 3 d’effluents de faible activité, 35 m 3 d’effluents de moyenne activité et<br />

14 m 3 d’effluents de moyenne activité spéciaux.<br />

Le volume total transféré par ces deux installations représente moins de 5% du volume total des<br />

effluents réceptionnés à la STEL en <strong>2012</strong>.<br />

L’activité de ces effluents est présentée dans le tableau ci-après.<br />

Tritium (TBq)<br />

Émetteurs α<br />

Émetteurs βγ<br />

hors tritium<br />

Tritium<br />

309 MBq 6,50 GBq 4,13 GBq<br />

26 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


En ce qui concerne les substances chimiques, on distingue les substances présentes dans les effluents<br />

rejetés dans le Rhône par la STEL, et celles rejetées directement dans le Rhône et son contre-canal via<br />

les réseaux d’égouts banals.<br />

Les substances présentes dans les rejets de la STEL doivent être conformes aux limites fixées par l’arrêté<br />

de rejet du 18 janvier 2008.<br />

Les valeurs de ces substances mesurées au cours de l’année <strong>2012</strong> sont les suivantes :<br />

Éléments<br />

dosés<br />

Résidu sec<br />

Quantité<br />

annuelle<br />

rejetée (kg)<br />

1,05E+5<br />

Autorisations<br />

actuelles<br />

(kg)<br />

% de<br />

l’autorisation<br />

annuelle<br />

Concentration volumique<br />

moyenne mensuelle ajoutée<br />

après dilution dans le Rhône (µg/l)<br />

Autorisations<br />

actuelles<br />

(µg/l)<br />

Na 2,89E+4 500 000 5,78 6,97E-1 1 700<br />

Mg 6,36E+1 13 000 0,49 1,64E-3 43<br />

Ca 5,47E+2 7 200 7,59 1,35E-2 24<br />

K 2,84E+2 6 200 4,59 7,56E-3 21<br />

Ba 1,30E+1 160 8,13 2,81E-4 0,5<br />

Ag < 2,16E-1 * * < 4,97E-6 *<br />

Al 2,47E+0 380 0,65 6,01E-5 1<br />

Cu 2,19E+0 60 3,64 5,81E-5 < 0,5<br />

Fe 4,17E+0 450 0,93 1,01E-4 2<br />

Cr < 1,83E-1 130 0,14 < 4,42E-6 < 0,5<br />

Ni < 2,42E+0 100 2,42 < 6,45E-5 < 0,5<br />

Mn < 1,13E+0 80 1,42 < 2,73E-5 < 0,5<br />

Co < 3,67E-1 260 0,14 < 8,84E-6 1<br />

Cd 1,23E-1 260 0,05 3,02E-6 1<br />

Zr < 1,83E-1 50 0,37 < 4,42E-6 < 0,5<br />

Zn < 1,39E+0 260 0,54 < 3,40E-5 1<br />

Pb < 5,57E-1 400 0,14 < 1,36E-5 1<br />

Hg < 9,17E-2 90 0,10 < 2,21E-6 < 0,5<br />

Sb < 3,67E-1 300 0,12 < 8,84E-6 1<br />

Se < 3,67E-1 * * < 8,84E-6 *<br />

As < 3,55E-1 * * < 8,36E-6 *<br />

Ce < 9,17E-1 * * < 2,21E-5 *<br />

NO2 - 3,54E+2 7 500 4,71 9,28E-3 24<br />

NO3 - 6,82E+4 1 500 000 4,54 1,63E+0 5 000<br />

SO4 -- 2,68E+3 74 000 3,62 7,67E-2 250<br />

P2O5 5,75E+1 5 000 1,15 1,41E-3 500<br />

CI - 3,45E+2 2 800 12,31 8,94E-3 9<br />

F - < 3,67E+1 480 7,65 < 8,84E-4 2<br />

NH4 + < 3,11E+1 1 900 1,63 < 7,51E-4 6<br />

N2H4 < 1,83E+0 10 18,35 < 4,42E-5 < 0,1<br />

CN - < 1,93E+0 90 2,15 < 4,70E-5 < 0,5<br />

TBP < 1,83E+1 2 700 0,68 < 4,42E-4 9<br />

* Pas de limite fixée.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 27


5.<br />

RÉSULTATS DES MESURES<br />

DES REJETS DES INSTALLATIONS<br />

ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

Les valeurs mesurées sont toutes très en deçà des limites autorisées en dehors de quelques valeurs<br />

qui restent toutefois, à l’exception de l’hydrazine (N 2<br />

H 4<br />

), en dessous de 10% de ces limites.<br />

Les valeurs en chlore et en fluor sont en forte baisse (respectivement d’un facteur 3 et 2 environ)<br />

depuis l’arrêt en août 2011 de l’envoi des effluents de l’INB Centraco vers la STEL de <strong>Marcoule</strong>.<br />

La concentration en hydrazine est très souvent inférieure à la limite de détection des appareils<br />

de mesure (< 0,1 mg/l). Réglementairement, on comptabilise les rejets à une concentration prise<br />

égale à cette limite. Étant donné le volume élevé des effluents susceptibles de contenir ce produit,<br />

la quantité annuelle déclarée atteint ainsi 18,35 % de la quantité autorisée pour cette substance.<br />

Les substances chimiques rejetées via les réseaux d’égouts banals directement dans le Rhône<br />

et son contre-canal doivent satisfaire aux prescriptions complémentaires prises au titre de l’arrêté<br />

préfectoral 94/1422 du 14 juin 1994.<br />

Ces prescriptions imposent en particulier :<br />

- des interdictions de rejet dans l’environnement de certains effluents pouvant impacter<br />

la faune,<br />

- des dispositions particulières concernant la température et le pH,<br />

- des concentrations maximales et des flux journaliers de substances chimiques pour<br />

les effluents du réseau d’assainissement aboutissant au contre-canal du Rhône où ces<br />

substances sont rejetées.<br />

Les valeurs moyennes mesurées pour l’année <strong>2012</strong> dans le contre-canal du Rhône sont les suivantes<br />

:<br />

Paramètre mesuré Mesure <strong>2012</strong><br />

Autorisations actuelles<br />

(arrêté préfectoral de 1994)<br />

MES (mg.l -1 ) 13,1 10<br />

DBO 5 (mg.l -1 ) 9,2 15<br />

DCO (mg.l -1 ) 11,7 40<br />

Anions<br />

Nitrates (NO 3<br />

) (mg.l -1 ) 4,9 *<br />

Nitrites (NO 2<br />

) (mg.l -1 ) 0,004<br />

Phosphore total (P) (mg.l -1 ) < 0,10 *<br />

Cations alcalins<br />

et alcalino‐terreux<br />

Ammonium (NH 4<br />

) (mg.l -1 ) < 0,60 *<br />

Paramètre microbiologique<br />

Coliformes fécaux (/100 ml) 460 *<br />

* Pas de limite fixée.<br />

L’ensemble des valeurs respectent les prescriptions de l’arrêté préfectoral de 1994, à l’exception<br />

des matières en suspension (MES), légèrement supérieure à la limite autorisée. Pour la majorité<br />

des prélèvements hebdomadaires analysés, le taux de matières en suspension est en deçà des<br />

limites fixées par l’arrêté préfectoral. Cependant, on observe des dépassements occasionnels<br />

dus aux apports d’eaux du Rhône qui alimentent le contre-canal, et qui sont elles-mêmes chargées<br />

en matières en suspension, notamment en période de crue.<br />

28 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


5.3. IMPACT DES REJETS SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

5.3.1. GÉNÉRALITÉS<br />

Les substances chimiques ou radioactives contenues dans les effluents gazeux, rejetées par<br />

le site, sont transférés à l’environnement par les vents et la diffusion dans l’atmosphère. Une partie<br />

de ces substances se dépose au sol ou sur la végétation, ce dépôt décroissant sensiblement<br />

à mesure que l’on s’éloigne du site.<br />

Les rejets d’effluents liquides conduisent à la présence de substances chimiques ou radioactives<br />

dans l’eau du Rhône en aval du site. Leur concentration diminue également à mesure que l’on<br />

s’en éloigne. Ces substances sont plus ou moins absorbées par la faune et la flore aquatiques.<br />

L’impact radiologique sur les populations résulte de leur exposition aux produits radioactifs<br />

contenus dans l’air, à la fois en exposition externe et interne, au travers de l’air qu’elles inhalent<br />

en respirant. Il résulte également des produits qu’elles ingèrent du fait de leur consommation<br />

alimentaire.<br />

L’évaluation de l’impact radiologique est effectuée sur un « groupe de référence » constitué de<br />

personnes résidant à proximité du site, en l’occurrence dans le village de Codolet situé à 2 km<br />

au sud et se nourrissant des produits du cru.<br />

À cet effet, une enquête alimentaire a été conduite par l’IRSN en juillet 2010. Elle a conclu à l’intérêt<br />

de considérer en détail trois classes d’âge de la population :<br />

- Adulte (plus de 17 ans),<br />

- Enfant (7 à 12 ans),<br />

- Enfant (1 à 2 ans).<br />

L’impact radiologique est estimé sur la base d’hypothèses pénalisantes quant-au comportement<br />

alimentaire et au mode de vie des personnes constituant le groupe de référence :<br />

- elles séjournent en permanence dans leur zone de résidence et passent la moitié<br />

du temps à l’extérieur de bâtiments ;<br />

- elles consomment exclusivement des aliments provenant des cultures, de l’élevage<br />

ou de la pêche locale, consommés sans transformation due à une préparation<br />

culinaire ;<br />

- l’arrosage des cultures est effectué avec de l’eau du Rhône prélevée au voisinage<br />

du site de <strong>Marcoule</strong> ;<br />

- il est supposé que l’eau de boisson ne subit aucun traitement de purification, hormis<br />

une simple filtration, et que la radioactivité susceptible d’être présente dans cette<br />

eau est identique à celle du Rhône (par infiltration dans le sol).<br />

5.3.2. ÉVALUATION DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE<br />

DÛ AUX REJETS GAZEUX<br />

L’impact maximal dû aux rejets gazeux des INB PHENIX et ATALANTE pour l’année <strong>2012</strong> est<br />

de 0,137 µSv pour l’adulte. Les résultats montrent peu de différence entre l’adulte et les enfants<br />

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.<br />

Cet impact est en légère augmentation par rapport à celui de l’année 2011(0,104 µSv) tout en<br />

ayant des rejets sensiblement équivalents.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 29


5.<br />

RÉSULTATS DES MESURES<br />

DES REJETS DES INSTALLATIONS<br />

ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

Cette augmentation est due essentiellement :<br />

- à la spécificité de la rose des vents pour l’année <strong>2012</strong> dont la fréquence sur le secteur<br />

de 20° a été plus importante que les années précédentes ;<br />

- au positionnement de l’installation Phénix dans ce secteur par rapport au groupe<br />

de référence.<br />

5.3.3. ÉVALUATION DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE DÛ AUX REJETS<br />

LIQUIDES<br />

Comme indiqué précédemment, la station de traitements des effluents liquides traitant de façon<br />

concomitante l’ensemble des effluents radioactifs du site de <strong>Marcoule</strong>, il n’est pas possible d’individualiser<br />

précisément l’impact des rejets des effluents liquides provenant des INB ATALANTE<br />

et PHENIX.<br />

Les calculs d’impact des rejets présentés ci-après sont donc ceux de la totalité des effluents<br />

liquides radioactifs du site de <strong>Marcoule</strong> ( à l’exception des effluents de Centraco), la part des INB<br />

ATALANTE et PHENIX dans ces rejets étant elle-même très faible.<br />

L’impact maximal dû aux rejets liquides pour l’ensemble du site de <strong>Marcoule</strong> pour l’année <strong>2012</strong><br />

est de 0,025 µSv pour l’adulte. L’impact sur les autres classes d’âge est encore plus faible, respectivement<br />

0,014 µSv et 0,020 µSv pour les enfants de 1 à 2 ans et 7 à 12 ans.<br />

Les principales contributions pour l’alimentation proviennent des poissons pêchés dans le<br />

Rhône (64,5% de la dose totale), des végétaux (22%), des animaux terrestres (10%) et de l’eau<br />

de boisson (3,3%), également considérée provenir du Rhône. Les radioéléments qui contribuent<br />

en majorité à cet impact sont le césium 137 (62,5%), le strontium 90 (20,5%), le cobalt (8,8%) et<br />

le tritium (eau tritiée et tritium organiquement lié : 2,6%).<br />

5.3.4. BILAN DE L’IMPACT RADIOLOGIQUE LIQUIDE ET GAZEUX<br />

L’impact total des rejets radiologiques des INB PHENIX et ATALANTE pour l’année <strong>2012</strong>, évalué<br />

pour la population du groupe de référence de Codolet est au plus de 0,000162 mSv. Cette valeur<br />

est environ 15000 fois inférieure à la dose totale due à la radioactivité naturelle (2,4 mSv/an<br />

en moyenne en France).<br />

Cet impact respecte très largement les limites fixées par le code de la santé publique pour les<br />

activités nucléaires qui ne doivent pas ajouter de dose annuelle supérieure à 1 mSv aux personnes<br />

du public.<br />

L’impact radiologique annuel en <strong>2012</strong> peut donc être considéré comme négligeable.<br />

5.3.5. BILAN DE L’IMPACT CHIMIQUE DES REJETS GAZEUX ET<br />

LIQUIDES<br />

Vis-à-vis des critères d’évaluation de l’état écologique des milieux de surface définis par l’arrêté<br />

ministériel du 25 janvier 2010, les concentrations moyennes mesurées dans le contre-canal en<br />

aval des rejets du Centre correspondent à une classe de qualité variant entre moyen et très bon<br />

suivant le paramètre étudié.<br />

Par ailleurs, la qualité biologique du contre-canal traduite par l’Indice Biologique Global Normalisé<br />

mesuré en amont et en aval des rejets peut être qualifiée de bonne (IBGN n’est pas actuellement<br />

défini dans l’arrêté ministériel du 25 janvier 2010).<br />

30 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


Les valeurs de l’IBGN obtenues dans le contre-canal ces trois dernières années sont présentées<br />

ci-après :<br />

Dans le contre-canal, la qualité biologique de<br />

la station amont est moins bonne que lors<br />

des précédents suivis. La variété des organismes<br />

vivants diminue en <strong>2012</strong>, indiquant<br />

une dégradation de la qualité des habitats.<br />

Le groupe indicateur d’organismes vivants<br />

est stable depuis 2010 mais la disparition<br />

d’un groupe plus sensible à la pollution<br />

en 2010, peut témoigner d’une dégradation<br />

de la qualité des eaux du contre-canal<br />

au niveau de cette station.<br />

Dans la station aval du contre-canal, la<br />

qualité biologique s’est améliorée sensiblement<br />

en 2011 et reste stable en <strong>2012</strong> avec<br />

le maintien d’une bonne qualité biologique.<br />

L’augmentation de la diversité faunistique et<br />

du groupe indicateur d’organismes vivants<br />

en 2011 est confirmée par les résultats de<br />

<strong>2012</strong>.<br />

IBGN<br />

15<br />

2009 2010 2011<br />

12<br />

13<br />

0<br />

12 12<br />

(qualité<br />

La valeur de l’Indice Biologique Global Adapté (IBGA) obtenue 2009 dans "moyenne") le 2010 Rhône depuis 20112010 est <strong>2012</strong><br />

11<br />

présentée ci-après :<br />

9IBGA<br />

Dans le Rhône, la qualité biologique de la<br />

15<br />

8<br />

station amont est « moyenne » et stable depuis<br />

(qualité<br />

le premier suivi réalisé en 2011. En <strong>2012</strong>, 6 Station<br />

"médiocre")<br />

en amont non mesurée<br />

14<br />

la diminution de la variété des organismes 12<br />

13<br />

12<br />

vivants est en partie compensée par l’augmentation<br />

(qualité<br />

12<br />

du niveau du groupe indicateur<br />

traduisant simultanément une dégradation<br />

3<br />

9<br />

"moyenne")<br />

11 11<br />

de la qualité de l’habitat et une amélioration<br />

0 8<br />

de la qualité des eaux.<br />

2009 (qualité<br />

6 "médiocre")<br />

La qualité de la station aval s’améliore depuis<br />

2009, passant de « médiocre » en 2009<br />

2010 2011 <strong>2012</strong><br />

à « bonne » en <strong>2012</strong>. La variété faunistique et<br />

le groupe indicateur augmentent traduisant<br />

3<br />

respectivement une amélioration de la capacité<br />

d’accueil des habitats et de la qualité 0<br />

des eaux.<br />

2009 2010 2011 <strong>2012</strong><br />

12<br />

9<br />

15<br />

6<br />

12<br />

3<br />

9<br />

0<br />

6<br />

15<br />

3<br />

14<br />

14<br />

11<br />

11<br />

13 13 13<br />

12<br />

10<br />

IBGN Station amont<br />

IBGN Station aval<br />

10<br />

Station en amont non mesurée<br />

13 13 13<br />

12<br />

11<br />

11<br />

<strong>2012</strong><br />

13<br />

13<br />

14<br />

Année<br />

Année<br />

IBGA Station amont<br />

IBGA Station aval<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 31


5.<br />

RÉSULTATS DES MESURES<br />

DES REJETS DES INSTALLATIONS<br />

ET IMPACT SUR L’ENVIRONNEMENT<br />

5.4. SURVEILLANCE ENVIRONNEMENTALE<br />

La surveillance de l’environnement du site de <strong>Marcoule</strong> fait l’objet d’un programme, conforme<br />

aux prescriptions fixées par les arrêtés de rejets et approuvé par l’ASN et le DSND pour l’INBS.<br />

Le suivi de la qualité de l’air est assuré d’une part au plus près des points d’émissions (émissaires<br />

de rejet), et d’autre part au travers d’une surveillance atmosphérique réalisée à partir de mesures<br />

effectuées en continu dans quatre stations fixes réparties autour du Centre (Caderousse,<br />

Codolet, Bagnols sur Cèze et Saint Etienne des Sorts).<br />

Ces informations, centralisées directement sur le Centre <strong>CEA</strong> de <strong>Marcoule</strong>, permettent de déceler<br />

toute anomalie de fonctionnement d’une installation (réseau d’alerte). Elles sont complétées<br />

par des mesures différées en laboratoire pour les besoins de la surveillance de l’environnement.<br />

Le Centre est doté d’une station météorologique fournissant en permanence les paramètres<br />

nécessaires à cette surveillance.<br />

Le réseau hydrographique fait l’objet d’une surveillance radiologique portant sur :<br />

- le réseau des eaux souterraines de la nappe phréatique de la plaine de Codolet et en<br />

amont du site ;<br />

- les eaux de surface (Rhône et contre-canal).<br />

En 2011 une étude a été réalisée afin d’améliorer les connaissances des sens d’écoulement de<br />

la nappe phréatique à l’intérieur et à l’extérieur du site de <strong>Marcoule</strong>.<br />

Cette étude a permis de mettre en place au cours de l’année <strong>2012</strong>, un nouveau programme de<br />

surveillance radiologique et chimique de la nappe prenant en compte les dernières connaissances<br />

des écoulements identifiés.<br />

Station de prélèvement atmosphérique -<br />

environnement (air, pluie)<br />

Nappe phréatique<br />

Eau des communes<br />

Lait<br />

Plus de 13 000 échantillons par an sont<br />

prélevés à diverses fréquences (quotidienne,<br />

hebdomadaire, mensuelle, trimestrielle<br />

ou semestrielle), dans l’air, l’eau, les<br />

sédiments, les sols, les végétaux, le lait,<br />

les aliments..., pour suivre et déterminer<br />

l’impact des rejets sur l’environnement du<br />

<strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong>.<br />

Dans ce cadre, le Laboratoire de Mesures<br />

et Analyses Radiologique (LMAR) et le laboratoire<br />

de Contrôle de l’Environnement<br />

et Études d’Impact (LCEI) du Centre sont<br />

agréés par l’Autorité de sûreté pour effectuer<br />

ces mesures.<br />

Points de surveillance de l’environnement.<br />

32 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


5.5. MANAGEMENT ENVIRONNEMENTAL<br />

La certification ISO14001 du Centre obtenue en 2006 et confirmée chaque année dans le cadre<br />

du système de management intégré (ISO 9001, ISO14001 et OHSAS18001) atteste de l’aptitude<br />

du Centre à améliorer ses performances environnementales pour l’ensemble de ses activités, de<br />

sa volonté de prévenir les pollutions et d’être dans une démarche active vis-à-vis d’une réglementation<br />

lourde.<br />

La politique du Centre fixe 3 objectifs principaux :<br />

- préserver les ressources naturelles ;<br />

- limiter les émissions de gaz à effet de serre ;<br />

- optimiser la gestion des rejets et déchets.<br />

Dans ce cadre :<br />

- la Station d’épuration (STEP) a traité 87428 m 3 d’eaux usées/eaux vannes avec des<br />

performances d’épuration proches de 90% selon les paramètres ;<br />

- la consommation de fioul lourd a fortement diminué en <strong>2012</strong> à la suite de l’arrêt<br />

définitif d’une chaudière ne fonctionnant qu’au fioul lourd (-73%), avec en parallèle, la<br />

montée en puissance de la chaufferie sud fonctionnant au fioul domestique ;<br />

- la consommation de gaz a été de 71455 MWh PCI ; elle est en légère baisse par rapport<br />

à 2011 (-13%) ;<br />

- le total des combustibles fossiles consommés est resté orienté à la baisse (-8%) ;<br />

- la consommation d’électricité a été stable par rapport à l’année précédente<br />

(109083 MWh).<br />

Le remplacement du fluide frigorigène R22 des systèmes de climatisation et de réfrigération s’est<br />

poursuivi en <strong>2012</strong> afin de respecter les échéances réglementaires de 2014 et 2019. Contrairement<br />

aux années précédentes, le bilan <strong>2012</strong> prend en compte la quantité de fluide frigorigène R22<br />

de l’ensemble des installations du Centre de <strong>Marcoule</strong> ; les années précédentes ce bilan ne<br />

concernait que les installations exploitées historiquement par le <strong>CEA</strong>. La quantité totale de fluide<br />

frigorigène R22 présente sur le Centre s’élevait à 4974 kg en fin d’année <strong>2012</strong>, 500 kg ont été<br />

évacués en cours d’année.<br />

La consommation en eau (potable et industrielle) du Centre en <strong>2012</strong> a été de 3,6 millions de m 3 ;<br />

elle est en baisse de 14% par rapport à l’année 2011. Cette baisse s’explique essentiellement par<br />

l’optimisation du lavage des filtres utilisés pour la production d’eau à partir du Rhône.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 33


6.<br />

DÉCHETS RADIOACTIFS<br />

ENTREPOSÉS SUR LE CENTRE<br />

6.1. MESURES PRISES POUR LIMITER LE VOLUME<br />

DES DÉCHETS RADIOACTIFS ENTREPOSÉS<br />

La stratégie du <strong>CEA</strong> repose sur l’élimination des déchets, le plus rapidement possible après<br />

leur production, par les filières appropriées. Une filière comprend généralement pour le déchet<br />

produit des étapes de traitement notamment pour réduire les volumes ou pour rendre le déchet<br />

recyclable, puis pour le déchet ultime le conditionnement par incorporation du déchet dans un<br />

matériau inerte d’immobilisation (verre, bitume ou ciment) et mise en conteneur pour constituer<br />

un colis. Ensuite ce colis est placé éventuellement en entreposage avant d’être envoyé au stockage<br />

définitif. On parle de filières existantes quand il existe un stockage final, sinon les déchets<br />

sont mis en entreposage en attente d’exutoire, en conditions sûres dans des installations spécifiques.<br />

Il s’agit alors d’une filière à créer partiellement puisqu’elle n’existe que jusqu’à l’étape<br />

entreposage.<br />

Différentes mesures sont prises pour limiter les volumes de déchets radioactifs entreposés.<br />

D’une manière générale, la sectorisation de l’ensemble des zones de production, appelée « zonage<br />

déchets » a été réalisée afin d’identifier les zones de production des déchets nucléaires et<br />

les zones de production des déchets conventionnels.<br />

Le tri à la source et l’inventaire précis des déchets radioactifs permet ensuite de les orienter dès<br />

leur création vers la filière d’élimination adaptée, existante ou à créer. De nouvelles filières sont<br />

progressivement étudiées et mises en place pour minimiser les volumes de déchets entreposés.<br />

Le <strong>CEA</strong> a ainsi mis en place une filière de traitement par décontamination du plomb par fusion,<br />

à des fins de recyclage dans le domaine du nucléaire, dans le respect de la réglementation en<br />

rigueur.<br />

Pour les déchets solides de très faible activité (TFA) ou de faible activité (FA) et moyenne activité<br />

(MA) à vie courte (VC) pour lesquels existent les filières d’évacuation vers un site de stockage<br />

définitif (CIRES et CSA), l’entreposage, en attente d’évacuation, est en général de courte<br />

durée dans les unités de production elles-mêmes ou dans les zones de regroupement dédiées<br />

(CRETFA pour les déchets TFA et atelier CDS pour les déchets FMA-VC). Les déchets FMA-VC<br />

sont traités dans l’atelier de Conditionnement des Déchets Solides (CDS) afin d’être conformes<br />

aux spécifications d’accueil du CSA de l’ANDRA.<br />

Dans quelques cas, les déchets sont entreposés sur une période plus longue, au sein d’installations<br />

d’entreposage spécifiques, de sorte que la décroissance radioactive permette à terme<br />

leur évacuation vers les exutoires existants, dans le respect de leurs spécifications de prise en<br />

charge.<br />

Les déchets solides de moyenne activité (MA) à vie longue (VL) ou de haute activité (HA) sont<br />

conditionnés en conteneur de caractéristiques connues et pris en compte par l’ANDRA dans le<br />

cadre de ses études pour le stockage géologique. Dans l’attente de l’ouverture des centres de<br />

stockage dédiés, les colis produits sont entreposés dans des installations spécifiques du centre<br />

de <strong>Marcoule</strong> ou regroupés avec des déchets de même nature dans d’autres centres <strong>CEA</strong> (entreposage<br />

CEDRA de Cadarache par exemple).<br />

Pour les effluents liquides, les traitements réalisés visent à les épurer de leurs contaminants<br />

radioactifs avant leur rejet dans l’environnement. Les résidus actifs résultants de ces traitements<br />

34 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


ont vocation à être incorporés dans des matériaux (matrices) solides : verre, bitume, ciment…<br />

En ce qui concerne les effluents aqueux, ces opérations sont réalisées, selon leur activité, à l’atelier<br />

de vitrification (AVM), arrêté depuis décembre <strong>2012</strong>, pour les effluents de haute activité ou à<br />

la Station de Traitement des Effluents Liquides (STEL) de l’INBS de <strong>Marcoule</strong>, pour les effluents<br />

de plus faible activité. Les conteneurs de verre produits par l’AVM sont entreposés dans des puits<br />

ventilés de l’installation, en attente de l’ouverture du centre de stockage profond. Les fûts d’enrobés<br />

bitumineux produits par la STEL sont, suivant leur activité, dirigés vers une filière opérationnelle<br />

(CSA) ou entreposés en attente de l’ouverture du centre de stockage profond. À partir de<br />

2015 le procédé de bitumage des boues sera remplacé par un procédé de cimentation.<br />

Les effluents organiques de très faible activité peuvent être traités directement dans des installations<br />

dédiées comme l’usine d’incinération CENTRACO, située sur le site de <strong>Marcoule</strong> et<br />

exploitée par la société SOCODEI.<br />

Pour les effluents organiques plus actifs, un procédé appelé DELOS (Destruction des liquides<br />

OrganiqueS) a été développé par le <strong>CEA</strong>. Ce procédé consiste à :<br />

• épurer l’effluent par lavage et évaporation, permettant ainsi le transfert de la majeure<br />

partie de leurs contaminants radioactifs dans des effluents aqueux dirigés vers la STEL ;<br />

dans la majorité des cas le liquide organique traité peut être incinéré en filière industrielle<br />

(CENTRACO),<br />

• incinérer le liquide organique traité par oxydation hydrothermale (OHT), si la décontamination<br />

atteinte ne permet pas leur traitement par la filière industrielle. Les résidus<br />

minéraux de cette combustion sont incorporés aux effluents aqueux de haute activité et<br />

traités comme tels. Cette unité de minéralisation n’est pas encore en service.<br />

Les autres déchets, dont les filières sont en cours de création, sont entreposés en conditions<br />

sûres dans les INB elles-mêmes ou dans des installations dédiées de l’INBS de <strong>Marcoule</strong>.<br />

6.2. MESURES PRISES POUR LIMITER LES<br />

EFFETS SUR LA SANTÉ ET L’ENVIRONNEMENT<br />

EN PARTICULIER LE SOL ET LES EAUX<br />

Ces mesures ont pour objectif de protéger les travailleurs, la population et l’environnement en<br />

limitant en toutes circonstances la dispersion des substances radioactives contenues dans<br />

les colis de déchets radioactifs.<br />

Pour atteindre cet objectif, les installations d’entreposage de déchets radioactifs sont conçues<br />

et exploitées conformément au concept de défense en profondeur qui conduit à assurer le fonctionnement<br />

normal en prévenant les défaillances, à envisager des défaillances possibles, à les<br />

détecter afin d‘intervenir au plus tôt et à supposer des scénarii accidentels afin de pouvoir en<br />

limiter les effets.<br />

Les déchets radioactifs de faible et moyenne activité produits sont conditionnés dans des conteneurs<br />

entreposés à l’intérieur de bâtiments.<br />

Les déchets de très faible activité du Centre sont soit évacués directement vers le CIRES de<br />

l’ANDRA soit regroupés avant évacuation dans un bâtiment prévu à cet effet, appelé CRETFA.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 35


6.<br />

DÉCHETS RADIOACTIFS<br />

ENTREPOSÉS SUR LE SITE<br />

6.3. NATURE ET QUANTITÉS DE DÉCHETS<br />

ENTREPOSÉS SUR LES INB DU CENTRE<br />

Diverses catégories de déchets sont entreposées sur le Centre.<br />

On trouvera ci-après l’inventaire des différentes catégories présentes dans les deux INB à fin <strong>2012</strong>.<br />

Nota : L’inventaire national ANDRA correspond à une situation au 31/12/2010 alors que les chiffres<br />

mentionnés dans ce rapport sont ceux au 31/12/<strong>2012</strong>, des différences peuvent donc en résulter.<br />

Nature<br />

6.3.1. PHENIX (INB 71)<br />

Déchets solides Catégorie TFA<br />

Quantité entreposée<br />

au 31/12/12<br />

Masse<br />

(kg)<br />

Volume<br />

entreposé<br />

(m 3 )<br />

Classe<br />

Exutoire<br />

Déchets non métalliques 514 5,00 TFA ANDRA / CIRES<br />

Déchets Bois 6 448 23,10 TFA ANDRA / CIRES<br />

Mise en rebut châteaux de<br />

transport (déchets métalliques)<br />

Déchets solides Catégorie FMA-VC<br />

// 33,0 FMA-VC / TFA<br />

ANDRA / CIRES<br />

ou CSA<br />

Déchets technologiques 0,7 FMA-VC ANDRA / CSA<br />

Déchets solides Catégorie MA-VL<br />

Barres de commande * 3,4 MA-VL<br />

Effluents liquides / solides incinérables<br />

Produits organiques (huiles,<br />

glycol,…)<br />

Sources sans emploi<br />

Sources (11 sources) FA-VL<br />

Sources - Détecteurs DAI 0,04 FA-VL<br />

Déchets sans filière définie ou sans filière immédiate (DSFI)<br />

STOCKAGE<br />

PROFOND<br />

1,295 FMA-VC CENTRACO<br />

Déchets amiantés 5 TFA / FMA-VC DSFI**<br />

Mercure 0,415 TFA / FMA-VC DSFI **<br />

Extrémités d’assemblages<br />

fertiles neufs contenant du<br />

B4C<br />

Déchets d’équipements<br />

électriques et électroniques<br />

* Comprend barres en réacteur, barillet, SEN et CEI.<br />

3600 2,5 TFA<br />

** Déchets pour lesquels il n’existe pas aujourd’hui d’exutoire.<br />

700 2,7 TFA / FMA-VC DSFI**<br />

Attente filière de<br />

traitement ***<br />

Attente filière de<br />

traitement ***<br />

Attente filière de<br />

traitement ***<br />

*** Déchets qui nécessitent une instruction particulière afin de pouvoir être évacués vers une filière existante.<br />

En <strong>2012</strong>, Phenix a poursuivi l’évacuation des déchets TFA, ce qui a permis d’éliminer la totalité<br />

des déchets métalliques encore entreposés sur l’installation en fin d’année 2011 ainsi que ceux<br />

36 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


produits en cours d’année.<br />

La poursuite du tri et de la caractérisation des déchets dès leur production ainsi que l’utilisation<br />

de conteneur injectable a permis d’évacuer des déchets métalliques, jusqu’alors envoyés vers<br />

le CSA, vers le CIRES.<br />

Nature<br />

Déchets solides TFA<br />

6.3.2. ATALANTE (INB 148)<br />

Quantité entreposée au<br />

31/12/12<br />

Masse<br />

(kg)<br />

Volume<br />

entreposé<br />

(m 3 )<br />

Classe<br />

Exutoire<br />

Déchets non métalliques 18,9 TFA ANDRA / CIRES<br />

Déchets inertes, Gravats 2,0 TFA ANDRA / CIRES<br />

Colonne silice imprégnée de<br />

solvants organiques<br />

Déchets solides Catégorie FMA-VC<br />

55 0,5 TFA ANDRA / CIRES<br />

Déchets technologiques 28,4 FMA-VC ANDRA / CSA<br />

Résines échangeuses d’ions 18 FMA-VC ANDRA / CSA<br />

Déchets solides Catégorie MA-VL<br />

Déchets technologiques 2,8 MA-VL<br />

Effluents liquides incinérables<br />

Produits organiques (huiles,<br />

glycol,…)<br />

Sources sans emploi<br />

Sources hors filière 7<br />

25 sources<br />

STOCKAGE<br />

PROFOND<br />

5,6 FMA-VC CENTRACO<br />

FMA-VC / MA-<br />

VL<br />

Sources filière 7 1700 sources MA-VL<br />

Déchets sans filière définie ou sans filière immédiate (DSFI)<br />

Colonnes de support SiO2<br />

imprégnées de solvants<br />

organiques (tributylphosphate)<br />

3 MA-VL<br />

Liquides scintillants 0,007 FMA-VC<br />

Attente filière de<br />

traitement***<br />

Attente filière de<br />

traitement***<br />

Attente filière de<br />

traitement***<br />

Attente filière de<br />

traitement***<br />

*** Déchets qui nécessitent une instruction particulière afin de pouvoir être évacués vers une filière existante.<br />

L’installation Atalante a obtenu de l’ANDRA une acceptation pour sa production de lots de déchets<br />

TFA gravats et métalliques, ce qui a permis d’évacuer vers le CIRES près de 30 m 3 de<br />

déchets issus du chantier de démantèlement des équipements de collecte des déchets de très<br />

faible activité.<br />

Elle a également expédié 118 fûts de 100l alpha MA-VL vers l’INB37 (Filière CEDRA).<br />

ATALANTE est le point de regroupement des sources de la filière 7 du <strong>CEA</strong>, ce qui explique le<br />

nombre de sources de cette filière entreposées en fin d’année <strong>2012</strong> dans cette installation.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 37


7.<br />

CONCLUSION<br />

L’organisation mise en place sur le Centre de <strong>Marcoule</strong> en matière de sécurité répond aux principes<br />

établis pour l’ensemble du <strong>CEA</strong>. Ces principes sont conformes aux règles en vigueur pour<br />

la sûreté nucléaire. La triple certification selon les normes de sécurité OHSAS18001, qualité<br />

ISO9001 et environnement ISO14001, conforte cette organisation.<br />

En <strong>2012</strong>, les deux INB du Centre ont déclaré un nombre d’événements significatifs à l’Autorité<br />

de Sûreté Nucléaire sensiblement identique à celui de 2011. Aucun de ces événements n’a été<br />

classé au niveau 1 ou à un niveau supérieur de l’échelle INES. Ces événements ont donné lieu à<br />

un partage d’expérience entre l’ensemble des installations nucléaires du Centre.<br />

Le niveau de sûreté des INB ATALANTE et PHENIX peut être raisonnablement considéré comme<br />

bon. Toutefois, à l’instar des années précédentes, le Centre, sous l’impulsion de sa Direction,<br />

s’inscrit dans une démarche d’amélioration continue dans ce domaine et les efforts réalisés en<br />

sûreté seront poursuivis en 2013 et les années suivantes.<br />

En ce qui concerne l’exposition radiologique des travailleurs intervenant sur le Centre, la dose<br />

maximale d’irradiation enregistrée en <strong>2012</strong> pour l’ensemble des agents ayant travaillé sur les<br />

installations ATALANTE et PHENIX est en baisse par rapport à celle observée en 2011 et reste<br />

très inférieure à la limite de 20 mSv fixée par la réglementation.<br />

De plus, sur les 3186 contrôles réalisés sur ces 2 INB, un seul a donné lieu à un constat d’événement<br />

radiologique.<br />

En ce qui concerne l’impact sur l’environnement, les rejets radiologiques gazeux des deux INB<br />

sont très en deçà des limites fixées par leur arrêté d’autorisation de rejet ou de transfert respectifs<br />

(


8.<br />

GLOSSAIRE<br />

• A2 : Unité d’activité utilisée pour déterminer la catégorie d’un colis de transport en fonction de<br />

la matière radioactive qu’il contient.<br />

• ADM : Atelier de Décontamination de Matériels du centre de <strong>Marcoule</strong>.<br />

• ALARA : Acronyme de l’expression anglaise As Low As Reasonably Achievable (aussi bas<br />

que raisonnablement réalisable). Se dit d’une démarche ou d’un principe selon lequel les dispositions<br />

de protection contre les rayonnements ionisants sont conçues et mises en pratique<br />

de sorte que les expositions à ces rayonnements soient maintenues au niveau le plus bas<br />

qu’on puisse raisonnablement atteindre, compte tenu des facteurs économiques et sociaux.<br />

• ANDRA : Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs. Établissement public<br />

à caractère industriel et commercial chargé de la gestion et du stockage des déchets radioactifs<br />

solides.<br />

• ASN : Autorité de sûreté nucléaire. L’ASN assure, au nom de l’État, le contrôle de la sûreté<br />

nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger le public, les travailleurs et l’environnement<br />

des risques liés à l’utilisation du nucléaire. Elle contribue à l’information des citoyens.<br />

• AVM : Atelier de Vitrification de <strong>Marcoule</strong>.<br />

• Becquerel (Bq) : unité de mesure de la radioactivité, c’est-à-dire le nombre d’atomes radioactifs<br />

qui se désintègrent par unité de temps (1 Bq = 1 désintégration par seconde).<br />

• Déchets FMA-VC et FMA-VL : Catégorie de déchets de faible et moyenne activités contenant<br />

respectivement des radioéléments à vie courte et à vie longue.<br />

• CBP : Chaîne Blindée Procédé.<br />

• CEDRA : Conditionnement et Entreposage de Déchets Radioactifs. CEDRA est une installation<br />

d’entreposage de déchets de faible et moyenne activité à vie longue implantée sur le<br />

Centre de CADARACHE.<br />

• CEI : Cellule des Éléments Irradiés.<br />

• CEP : Contrôles et Essais Périodiques.<br />

• CRETFA : Centre de REgroupement des déchets de Très Faible Activité du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong>.<br />

• CSA : Centre de Stockage des déchets de Faible et Moyenne Activité de l’ANDRA.<br />

• CIRES : (ex CSTFA) Centre Industriel de Stockage des déchets de Très Faible Activité de<br />

l’ANDRA.<br />

• Demande Biochimique en Oxygène (DBO) : Les phénomènes d’auto-épuration dans<br />

les eaux superficielles résultent de la dégradation des charges organiques polluantes par<br />

les micro-organismes dont l’activité tend à consommer de l’oxygène. Cette consommation<br />

d’oxygène est mesurée par la DBO 5 qui s’exprime en milligramme par litre (mg/l) d’oxygène<br />

consommé pendant 5 jours à 20° C.<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 39


7.<br />

GLOSSAIRE<br />

• Demande Chimique en Oxygène (DCO) : Elle s’exprime en milligramme par litre (mg/l)<br />

d’oxygène et correspond à la quantité d’oxygène nécessaire pour oxyder dans des conditions<br />

opératoires définies, les matières organiques présentes dans un échantillon donné. La DCO<br />

représente l’ensemble des matières oxydables et la DBO 5 représente la part des matières<br />

organiques biodégradables.<br />

• DIMR : Dossier d’Intervention en Milieu Radioactif.<br />

• DNF : Dernier Niveau de Filtration.<br />

• DSND : Délégué à la sûreté nucléaire et à la radioprotection pour les installations et activités<br />

intéressant la Défense.<br />

• ETC-L : Équipe Technique de Crise Locale.<br />

• ESP, ESPN : Équipement Sous Pression (Nucléaire).<br />

• FH et O : Facteurs Humains et Organisationnels.<br />

• Génomique : Discipline de la biologie moderne qui a pour objet l’étude du fonctionnement<br />

d’un organisme à l’échelle de son génome.<br />

• Gray (Gy) : unité de mesure de l’exposition au rayonnement ou, dose absorbée, c’est-à-dire<br />

l’énergie cédée à la matière (1 Gy = 1 joule par kilogramme).<br />

• Groupe Permanent (GP) : Groupe d’experts et de représentants de l’administration sur<br />

lequel s’appuie l’Autorité de Sûreté Nucléaire pour préparer ses décisions principales.<br />

• INB : Installation Nucléaire de Base. Installation où sont mises en œuvre des matières nucléaires<br />

en quantité dépassant un seuil fixé par la réglementation.<br />

• INBS : Installation Nucléaire de Base Secrète. Périmètre comportant au moins une INB soumise<br />

à un contrôle et une surveillance particuliers du fait de ses activités pour les programmes<br />

de Défense nationale.<br />

• INES : échelle internationale des événements nucléaires. Échelle de communication à 8 niveaux,<br />

destinée à faciliter la perception par les médias et le public de l’importance en matière<br />

de sûreté des événements, incidents ou accidents nucléaires se produisant dans toute installation<br />

nucléaire ou au cours d’un transport de matières radioactives.<br />

• IRSN : Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire. Organisme ayant pour missions l’évaluation<br />

de la sûreté nucléaire, de la sûreté des transports de matières radioactives, de la protection<br />

de l’homme et de l’environnement contre les rayonnements ionisants, de la protection<br />

et le contrôle des matières nucléaires ainsi que de la protection des installations nucléaires<br />

contre les actes de malveillance.<br />

• LOREA : Liquides Organiques Radioactifs Entreposés à ATALANTE.<br />

• MES : Matières en suspension.<br />

• OHSAS 18001: Occupational Health and Safety Assessment Systems 18001. Référentiel<br />

reconnu mondialement pour les systèmes de gestion de la santé et de la sécurité au travail.<br />

• Potentiel d’Hydrogène (pH) : cette mesure physico-chimique effectuée à l’aide d’un<br />

ph mètre, permet de savoir si un échantillon d’eau est acide, basique ou neutre. L’échelle des<br />

pH varie de 0 à 14, le pH de neutralité étant 7.<br />

• PCD : Poste de Commandement Direction.<br />

• PCI : Pouvoir Calorifique Inférieur.<br />

40 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


• PCOI : Poste de Commandement Opérationnel Interdépartemental.<br />

• PCR : Personne Compétente en Radioprotection.<br />

• PCS : Poste Central de Sécurité.<br />

• PF : Produits de Fissions.<br />

• Radiolyse : Décomposition de la matière sous l’effet de rayonnements ionisants. La radiolyse<br />

de l’eau est la dissociation de l’eau (H 2 O) en hydrogène et hydroxyde.<br />

• Radionucléide : Noyau atomique radioactif capable de se transformer spontanément en un<br />

autre noyau, avec éventuellement émission de particules chargées, de rayons X ou de rayons<br />

gamma.<br />

• Sievert (Sv) : unité de mesure de l’équivalent de dose qui exprime l’impact des rayonnements<br />

sur la matière vivante. Cet impact tient compte du type de rayonnement, de la nature<br />

des organes concernés et des différentes voies de transfert : exposition directe, absorption par<br />

inhalation ou ingestion de matières radioactives.<br />

• SEN : Stockage des Éléments Neufs.<br />

• Sécurité : la sécurité comprend l’hygiène et la sécurité du travail (i.e. la protection, par l’employeur,<br />

des travailleurs contre tout risque ou danger lié à l’activité professionnelle du salarié),<br />

la sécurité nucléaire, la protection physique des installations, la protection physique et le<br />

contrôle des matières nucléaires, la protection du patrimoine scientifique et technique (protection<br />

des activités et informations classées) et l’intervention en cas d’accident.<br />

• Sécurité nucléaire : la sécurité nucléaire comprend l’ensemble des dispositions prises pour<br />

assurer la protection des personnes, des biens et de l’environnement contre les risques et nuisances<br />

de toute nature résultant de la création, du fonctionnement, de l’arrêt et du démantèlement<br />

des installations nucléaires, ainsi que de la détention, du transport, de l’utilisation et de<br />

la transformation des substances radioactives naturelles ou artificielles.<br />

• STEP : Station de Traitement des Eaux Polluées.<br />

• Sûreté nucléaire : la sûreté nucléaire, composante de la sécurité nucléaire, comprend<br />

l’ensemble des dispositions techniques et organisationnelles prises à tous les stades de la<br />

conception, de la construction, du fonctionnement, de l’arrêt et du démantèlement des installations<br />

nucléaires, ainsi qu’au cours du transport de matières radioactives pour prévenir<br />

les accidents et en limiter les effets.<br />

• TALISMAN : Transnational Acces to Large Infrastructure for a Safe Management of Actinid.<br />

• THE : Très Haute Efficacité : se dit notamment de certains dispositifs de filtration équipant la<br />

ventilation nucléaire d’une installation : « filtres THE ».<br />

<strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong> 41


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42 <strong>Rapport</strong> transparence et sécurité nucléaire <strong>2012</strong>


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Fontenay-aux-Roses<br />

Saclay<br />

Bruyères-le-Châtel<br />

Valduc<br />

Le Ripault<br />

Grenoble<br />

Cesta<br />

Gramat<br />

<strong>Marcoule</strong><br />

Cadarache<br />

Direction<br />

de l’énergie nucléaire<br />

<strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong><br />

BP 17171<br />

30207 Bagnols-sur-Cèze Cedex<br />

France<br />

Tél. 04 66 79 60 00<br />

www-marcoule.cea.fr<br />

sur le pont ! communication - Juin 2013


Recommandations du CHSCT du <strong>CEA</strong> <strong>Marcoule</strong> sur le rapport Transparence et Sécurité<br />

Nucléaire <strong>2012</strong> examiné en réunion du CHSCT du 18 juin 2013.<br />

Le CHSCT fait les recommandations suivantes :<br />

1- Garder un gréement optimum en moyens humains, notamment les personnels <strong>CEA</strong> affectés<br />

à la radioprotection et aux services supports FLS, SST, SSTL, STIC afin de rester toujours en<br />

adéquation avec les exigences de maîtrise de la sécurité dans les installations et faire en sorte<br />

que ces moyens en particulier le personnel <strong>CEA</strong> du support site, soient adaptés à la gestion<br />

d’un événement grave.<br />

2- Maintenir l’objectif dans les situations de crise ou les exercices de crise, d’améliorer<br />

l’efficacité des moyens de communication interne à travers le Réseau de Diffusion d’Ordres<br />

qui doit être opérationnel dans le périmètre qu’il devra couvrir.<br />

3- Garantir un haut niveau d’exigences en matière de qualité de surveillance des installations,<br />

en proposant une formation professionnelle permettant d’acquérir toutes les compétences<br />

requises et en compensant la perte de connaissance de nos installations due au non<br />

remplacement des personnes qui partent en retraite, mutation, etc… .<br />

4- Mettre en œuvre les mesures adaptées pour faire diminuer les événements radiologiques<br />

donnant lieu à l’envoi de salariés au service médical.<br />

5- Rester vigilant dans le cadre de l’application de la NIG 606 relative à la politique de soustraitance<br />

pour que les effectifs du <strong>CEA</strong> restent à un niveau permettant le maintien des<br />

connaissances et des compétences pour assurer la surveillance des prestataires.<br />

6- Rajouter un schéma qui indique l’organisation du <strong>CEA</strong> en situation d’urgence.<br />

7- Récapituler dans un tableau les plans d’actions en sécurité nucléaire prévus sur les<br />

installations Atalante et Phénix et en particulier celles issues des inspections du CHSCT.<br />

8- Associer les représentants du personnel en CHSCT aux analyses et arbres des causes tant<br />

des événements radiologiques que des événements significatifs.<br />

9- Mettre en place un groupe de travail ayant pour mission de faire du procès-verbal du plan<br />

de prévention un document opérationnel avec l’objectif d’un support à l’établissement de ce<br />

PV remodelé et prêt pour sa mise en application à la fin de l’année 2013.<br />

10- Souligner dans les dispositions générales la part du personnel dans la satisfaction des<br />

exigences de sûreté.

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