53 CHAPITRE LES PRINCIPES ET LES ACTEURS DU CONTRÔLE DE LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE, DE LA RADIOPROTECTION ET DE LA PROTECTION DE L’ENVIRONNEMENT 2 L’organisation du contrôle en France répond aux exigences de la CSN, dont l’article 7 impose que « chaque partie contractante établit et maintient en vigueur un cadre législatif et réglementaire pour régir la sûreté des installations nucléaires » et dont l’article 8 demande à chaque État membre qu’il « crée ou désigne un organisme de réglementation chargé de mettre en œuvre les dispositions législatives et réglementaires visées à l’article 7 et doté des pouvoirs, de la compétence et des ressources financières et humaines adéquats pour assumer les responsabilités qui lui sont assignées ». Ces dispositions ont été confirmées par la directive européenne du 25 juin 2009 relative à la sûreté nucléaire. En France, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection relève essentiellement de trois acteurs : le Parlement, le Gouvernement et l’ASN. Leurs compétences respectives sont définies par la loi TSN désormais codifiée aux livres Ier et V du code de l’environnement par l’ordonnance n° 2012-6 du 5 janvier 2012. 2I 1 Le Parlement Le Parlement intervient dans le domaine de la sûreté nucléaire et de la radioprotection, notamment par le vote de la loi. Ces accidents sont, en général, étudiés avec des hypothèses conservatives, c’est-à-dire qu’on suppose que les différents paramètres gouvernant cet accident sont les plus défavorables possibles. En outre, on applique le critère de défaillance unique, c’est-à-dire que dans la situation accidentelle, on postule en plus la défaillance d’un composant quelconque. Cela conduit à ce que les systèmes intervenant en cas d’accident (arrêt d’urgence, injection de sécurité, etc.) soient constitués d’au moins deux voies redondantes. Quatrième niveau: maîtrise des accidents avec fusion du cœur Ces accidents ont été étudiés à la suite de l’accident de Three Mile Island (1979) et sont désormais pris en compte dès la conception des nouveaux réacteurs tels que l’EPR. Il s’agit soit d’exclure ces accidents, soit de concevoir des systèmes permettant d’y faire face. L’étude de ces accidents sera réévaluée à la lumière du retour d’expérience de l’accident de Fukushima. Cinquième niveau: limitation des conséquences radiologiques en cas de rejets importants Il s’agit là de la mise en œuvre de mesures de plan d’urgence incluant des mesures de protection des populations : mise à l’abri, ingestion de comprimés d’iode stable pour saturer la thyroïde et éviter qu’elle fixe l’iode radioactif véhiculé par le panache radioactif, évacuation, restriction de consommation d’eau ou de produits agricoles, etc. 1I 2 I 3 L’interposition de barrières Pour limiter le risque de rejets, plusieurs barrières se superposent entre les produits radioactifs et l’environnement. Ces barrières doivent être conçues avec un haut degré de fiabilité, et bénéficier d’une surveillance permettant d’en détecter les éventuelles faiblesses avant une défaillance. Pour les réacteurs à eau sous pression, ces barrières sont au nombre de trois : la gaine du combustible, l’enveloppe du circuit primaire et l’enceinte de confinement (voir chapitre 12). 1I 2 I 4 Démarche déterministe et démarche probabiliste Le fait de postuler la survenue d’un nombre limité d’accidents de dimensionnement est une démarche dite déterministe. Cette démarche est simple à mettre en œuvre dans son principe et permet de dimensionner une installation avec de bonnes marges de sûreté, en utilisant des cas dits « enveloppes ». Elle ne conduit cependant pas à une vision réaliste des scénarios les plus probables et hiérarchise mal les risques car elle focalise l’attention sur des accidents étudiés avec des hypothèses très pénalisantes. Il convient donc de compléter l’approche déterministe par une approche tenant mieux compte des scénarios d’accidents en fonction de leur probabilité : l’approche probabiliste, utilisée dans les « études probabilistes de sûreté » (EPS). Les EPS consistent à construire, pour chaque événement « initiateur » conduisant à l’activation d’un système de sauvegarde (niveau 3 de la défense en profondeur), des arbres d’événements, définis par les défaillances (ou le succès) des actions des procédures de conduite du réacteur. Grâce à des statistiques sur la fiabilité des systèmes et sur le taux de succès des actions (ce qui inclut donc des données de « fiabilité humaine »), la probabilité de chaque séquence est calculée. Les séquences similaires correspondant à un même événement « initiateur » sont regroupées en familles, ce qui permet de déterminer la contribution de chaque famille à la probabilité de fusion du cœur du réacteur. Les EPS considèrent un panel d’accidents plus large que les études déterministes et permettent de vérifier et éventuellement de compléter le dimensionnement déterministe. Elles sont limitées par les incertitudes sur les données de fiabilité et les approximations de modélisation de l’installation. Elles doivent donc être un complément aux études déterministes, et non s’y substituer. 1I 2 I 5 Le retour d’expérience Le retour d’expérience participe à la défense en profondeur. Il consiste en la mise en œuvre d’un système fiable de détection des anomalies qui peuvent survenir, telles que des défaillances de matériels ou des erreurs d’application de procédure. Ce système doit permettre de déceler de manière précoce tout fonctionnement anormal et d’en tirer les conséquences (notamment en termes d’organisation) afin d’éviter que ces anomalies ne se reproduisent. Le retour d’expérience englobe les événements, incidents et accidents qui se produisent en France et à l’étranger dès lors qu’il est pertinent de les prendre en compte pour renforcer la sûreté nucléaire ou la radioprotection. 2 LES ACTEURS
RkJQdWJsaXNoZXIy NjQ0NzU=