Orientations de la phase générique des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 1 300 MWe

Madame, Monsieur

Par la présente, je souhaite prendre part à la consultation organisée par l’ASN sur les orientations de la phase générique des quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 1 300 MWe, c’est-à-dire à la consultation menée dans le but de prolonger la durée de vie des réacteurs de 1300 MWe au-delà de 40 ans.

Sur la forme :

Il me parait tout d’abord important de souligner que l’organisation de cette consultation en ligne, bien que théoriquement ouverte à toutes les contributions, exclut en pratique de nombreuses personnes en raison de barrières linguistiques et géographiques et ne permet donc pas la participation de tout le public concerné. La description de la concertation n’est pas disponible en anglais, l’arborescence du site web de la consultation et toutes les propositions formulées à ce stade par EDF non plus. Les personnes non-francophones sont donc exclues. En ce sens, la consultation n’est pas conforme à l’exigence de non-discrimination de la convention d’Aarhus.

Pourtant, l’exploitation du parc nucléaire français de réacteurs de 1300 MWe dix à vingt ans au-delà de l’hypothèse initiale de construction et les accidents qu’elle pourrait occasionner, en particulier pour ce qui concerne la centrale nucléaire frontalière de Cattenom, en fait bien un « public concerné » au sens de la convention d’Aarhus. Conformément au projet de programmation pluriannuelle de l’énergie, celle-ci restera en activité au moins jusqu’en 2035. L’exploitation durant 60 ans de tranches initialement conçues pour fonctionner 40 ans et comprenant des composants essentiels non-remplaçables comme les cuves, constitue un facteur de vive inquiétude alors même que l’Allemagne sortira du nucléaire dès 2022.

Par ailleurs, aucune étude d’impact environnemental permettant d’informer le public sur le contexte social, économique et environnemental de la prolongation des réacteurs français de 1300 MWe n’a été réalisée en amont et mise à disposition du public. En ne réalisant pas une telle étude, la France contrevient d’abord aux obligations découlant de la Convention d’Espoo et à la directive européenne concernant l'évaluation des incidences de certains projets publics et privés sur l'environnement. Deuxièmement, elle sabote d’elle-même toute chance de mobilisation du public en déplaçant artificiellement le débat sur un terrain éminemment technique. À seulement quelques jours de la fin de la consultation, le faible nombre de contributions et commentaires le démontre : 3 participants en ligne uniquement. Ce chiffre va à rebours de la forte mobilisation, par exemple au sein des Commissions locales d’information (CLI).

Dans son projet de position sur les orientations de la phase générique du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe d’EDF (RP4-1300), l’ASN indique clairement que « […] les réacteurs de 1300 MWe pourraient coexister durablement avec des réacteurs de troisième génération, de type EPR ou équivalent, dont la conception répond à des exigences de sûreté significativement renforcées. La réévaluation de leur sûreté doit donc être réalisée au regard de ces nouvelles exigences de sûreté, de l’état de l’art en matière de technologies nucléaires et de la durée de fonctionnement qu’EDF envisage». Dans ce contexte, il apparait clairement que pour être pertinente, la consultation aurait dû se fonder un tableau de bord listant de manière la plus complète et la plus précise possible les évolutions visées pour les réacteurs 1300 MWe à travers le référentiel VD4-1300 et les éventuels écarts entre ce référentiel VD4-1300 et le référentiel EPR, comme l’ANCCLI l’a déjà demandé à plusieurs reprises. Un tel tableau doit être versé au débat sans attendre et l’ASN doit clairement indiquer à partir de quel delta la poursuite de l’exploitation d’un réacteur ne peut plus être autorisée.

Je tiens par ailleurs à souligner que le référentiel EPR retenu par l’ASN n’est pas suffisant. Le critère de comparaison pour la prolongation de l’exploitation de réacteurs au-delà de 40 ans devrait en réalité être l’état actuel de la science et de la technique, de loin supérieur à l’EPR.

Sur le fond :

Le vieillissement des cuves, initialement conçues pour une exploitation maximale de 40 ans, constitue l’un des facteurs de risque les plus saillants. A ce titre, EDF met en œuvre un programme de surveillance de l’irradiation (PSI) sensé exclure tout risque de rupture brutale. Par la présente, je demande à l’ASN d’en publier tous les résultats au fur et à mesure ainsi que de commander une analyse approfondie des cuves des réacteurs de Fessenheim après leur arrêt. Cela permettrait pour la première fois d’analyser les matériaux originaux, et non des reproductions soumises à des conditions « comparables ».

Il est par ailleurs évident que les réacteurs de 1300 MWe ne sont pas conformes à l’état actuel de la science et de la technique, et ce malgré les améliorations prévues par EDF dans le cadre du grand carénage. Selon l’ASN, malgré les améliorations apportées lors de précédentes réévaluation de sureté, l’état actuel de certains systèmes est d’ores et déjà en écart notable avec les principes de sûreté qui seraient appliqués à une nouvelle installation. Ces réacteurs ne pourraient donc plus faire l’objet d’une première autorisation aujourd’hui. Et même en retenant le critère tout à fait insuffisant de l’EPR, nous ne pouvons que constater les écarts conséquents en matière de sûreté. En voici une liste non-exhaustive :

• Non-respect du critère de défaillance unique (n+2)/ redondance insuffisante : contrairement à l’EPR et aux recommandations de l’IAEA et de la WENRA, de nombreux systèmes de sécurité ne présentent qu’une redondance permanente de niveau n+1 dans les réacteurs de 1300 MWe. Cette lacune concerne par exemple le circuit d’injection de sécurité (RIS), le circuit de contrôle chimique et volumétrique du réacteur (RCV), le circuit d’aspersion dans l’enceinte (EAS) et le circuit de réfrigération intermédiaire. Lorsqu’une pompe RIS se trouve ne pas être en état d’assurer ses fonctions sur une durée prolongée - comme le nécessiterait un accident majeur – et que cette panne passe inaperçue pendant 16 ans (cas de l’évènement significatif survenu à Cattenom le 12 février 2019), une centrale nucléaire de 1300 MWe se retrouve durablement dans une situation de vulnérabilité totale : elle n’est pas en mesure de faire face à une situation d’urgence couplée à la maintenance de la pompe du système redondant. Cela signifie que pour ce système, même une redondance de niveau n+1 n’est pas donnée ;
• Interdépendance des redondances : tous les circuits de sauvegarde du circuit primaire sont alimentés par un seul et même réservoir, les rendant ainsi tous caduques si précisément celui-ci est hors d’usage ;
• Absence de coque avion : contrairement à l’EPR, les réacteurs de 1300 MWe ne disposent pas de coque avion destinée à protéger le bâtiment réacteur, le bâtiment combustible et certains bâtiments auxiliaires d’une chute d’avion au-delà de l’aviation générale (poids inférieur à 5,7 tonnes) : l’aviation commerciale et militaire ont été exclues sur le fondement d’études probabilistes de sûreté dont rien n’indique clairement qu’elles aient été mises à jour depuis la conception des réacteurs 1300 MWe. Les nouveaux dangers de l’ère post-2001 ne sont ainsi pas suffisamment pris en compte. En cas de chute d’avion de l’aviation commerciale ou militaire, une fusion du cœur ou de combustibles entreposés s’avèrerait ainsi tout aussi inévitable qu’incontrôlable ;
• Protection lacunaire contre les autres types d’agressions extérieures : contrairement à l’EPR, les réacteurs de 1300 MWe n’ont pas bénéficié de caractéristiques de conception permettant une meilleure robustesse vis-à-vis de séismes ou d’inondations : le système de décompression de l’enceinte de confinement n’est pas dimensionné pour y faire face et les diésels d’ultimes secours, théoriquement plus résistants aux agressions externes, tardent à être installés, notamment dans la centrale de Cattenom ;
• Dispositifs inefficaces de stabilisation du Corium (ou Core Catcher) : inspirés de l’EPR et devant être imités sur les réacteurs de 1300 MWe, ils n’y disposeront toutefois que d’un espace restreint. Ces dispositifs reposeront sur des radiers d’environ 3 mètres d’épaisseur contre environ 6 mètres pour les réacteurs les plus récents. L’amélioration ainsi apportée sera donc marginale.

Etant donné l’accroissement substantiel du risque d’accident dû au vieillissement des composants non-remplaçables ainsi que le delta conséquent entre les normes EPR et les réacteurs de 1300 MWe sur des fonctions essentielles, et compte tenu de l’impossibilité de les rééquiper à un tel niveau d’exigence à des conditions économiquement acceptables, l’exploitation de ces réacteurs au-delà de leur 40e année constitue un véritable danger et ne peut donc en aucun cas être envisagée.

Je vous prie d'agréer, Madame, Monsieur, l'expression de ma haute considération.

Sylvia Kotting-Uhl

Madame, Monsieur,

Permettez-nous de vous faire parvenir ci-dessous à la fois des remarques d’ordre général et des remarques directement liées à des passages du projet de position.

Remarques générales :
- Prolonger la durée de vie de centrales nucléaires au-delà de l’horizon initialement défini, tout comme le choix de l’électricité nucléaire en général, est certes un choix souverain de la France, mais n’est pas sans impact sur d’autres pays et notamment les pays voisins tels que le Luxembourg. L’accident de Fukushima l’a rappelé au monde, opter pour la technologie nucléaire, c'est aussi et accepter obligatoirement le risque résiduel d'un accident dont les conséquences peuvent être désastreuses.
- Les autorités françaises ayant fait le choix du nucléaire et le gouvernement tout comme l’opérateur EDF souhaitant à la fois prolonger les différentes générations de réacteurs composant le parc électronucléaire français et construire une nouvelle génération de réacteurs, il importe de quantifier de manière honnête l'ampleur de ce risque et à le minimiser autant que possible.
- Dans ce contexte, il nous semble particulièrement important de pointer la nature transnationale des conséquences d’un accident nucléaire qui complique fortement la gestion des conséquences d’un accident, notamment pour les centrales à proximité des frontières des pays voisins.
- Ensuite, un autre aspect qu’il convient d’intégrer au niveau de l’analyse des « coûts » et des « risques » d’une prolongation de durée de vie au-delà de 40 ans et donc aussi des prescriptions légales, c’est le facteur « population », c’est-à-dire le nombre d’habitants vivant à proximité des centrales nucléaires. Il s’agit ici d’un paramètre déterminant pour le calcul des risques et des dommages économiques d’un accident nucléaire et devraient donc faire partie du dossier de prolongation de l’exploitant dès la toute première étape.
- Dans certains cas, tel que pour la CNPE de Cattenom, mais aussi Fessenheim et Bugey, les deux aspects précédents de la proximité des frontières et d’une densité de population élevée se combinent et se renforcent mutuellement. Selon des chiffres de 2011, la CNPE de Cattenom - situé à moins de 10km de la frontière luxembourgeoise et à moins de 12km de la frontière allemande - est celle présentant la population la plus importante dans un périmètre de 5km. Elle reste ensuite parmi les trois premières centrales jusqu’à un périmètre de 35 km inclus (RADIOPROTECTION Vol. 47 – N°1 - 2012).
- Ce qui nous manque dans le projet de position de l’ASN est une analyse et des prescriptions sur la production et la gestion des déchets nucléaires qui seraient produits dans le cas d’une prolongation de la durée de vie des réacteurs de 1300 MWe. Quel sera l’impact sur tout le « cycle nucléaire », de l’extraction de l’uranium jusqu’au stockage définitif des déchets ? Quel sera l’impact des transports nucléaires ?
- Par ailleurs, nous nous soucions fortement des capacités industrielles et financières d’EDF pour réaliser tous les travaux nécessaires. Déjà à l’heure actuelle, la pression financière liés aux besoins d’investissements énormes est très problématique. L’ASN devra donc être très stricte à la fois sur les prescriptions et sur le contrôle de la conformité.
- A l’image de l’analyse manquante sur le cycle nucléaire complet, nous constatons qu’il manque des prescriptions suffisantes concernant l’impact de la prolongation sur la pollution des eaux et notamment :
· du traitement biocide par monochloramination des tours de refroidissement/ouvrages de prise et de rejet d´eau des centrales nucléaires pour éviter le développement de salmonelles ;
· des risques d´augmentation de pollution radioactive des eaux au Tritium, au-delà des limites établies ; et
· des risques d’augmentation de la température de la Moselle au-delà des limites autorisées.
Par ailleurs, la prise de position de l’ASN devrait également évaluer la garantie de disponibilité des ressources d’eau nécessaires à l’exploitation normale des CNPE. Avec des périodes de sécheresse étendues le niveau des cours d’eau va inévitablement baisser et impacter les différentes centrales à des degrés divers jusqu’à la possibilité d’un arrêt forcé. A titre d’informations, la CNPE de Cattenom peut avoir recours non seulement aux eaux de la Moselle, mais possède en outre un plan d’eau de réserve sur place et une connexion avec un lac artificiel d’approvisionnement assez éloigné (dans les Vosges) afin de soutenir le cours de la Moselle en cas de sécheresse. Or cette année, le niveau du lac des Vosges était également très bas et pourrai donc également se révéler inutilisable.

Argumentaire précis :

ASN page 2
Aussi, les objectifs de sûreté à retenir pour le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe doivent être définis au regard des objectifs applicables aux réacteurs de nouvelle génération.
Les objectifs de sureté à retenir doivent viser le plus haut niveau possible, sachant que le risque résiduel en matière d’accident nucléaire ne peut jamais être complètement écarté. Or, nous sommes convaincues que les réacteurs 1300 MWe, conçus dans les années 1970 et construits dans les années 80 et 90, ne peuvent pas atteindre les mêmes objectifs de sûreté que les réacteurs de la dernière génération.

ASN page 3
Le périmètre du réexamen périodique inclut également le réexamen périodique des inconvénients que peuvent présenter les réacteurs de 1300 MWe en fonctionnement normal.
Toutefois, l’ASN considère que certains objectifs complémentaires doivent être explicitement intégrés au réexamen périodique.
Il faudrait expliciter dans le texte les inconvénients visés et prendre comme point de départ l’augmentation du risque de défaillance et d’incident lié à l’âge avancé des réacteurs et des équipements non-remplaçable. Par ailleurs, il faudrait veiller à analyser avec rigueur les inconvénients confirmés ou potentiels liés aux problèmes de compatibilité de composantes et de technologies de génération, respectivement d’âge, bien différentes.
Tout comme pour l’analyse des risques et des coûts d’incidents, le réexamen périodique des inconvénients liés au fonctionnement normal devrait obligatoirement prendre en compte le facteur « population ». Nous renvoyons ici aux chiffres et à l’étude cités plus haut. On peut raisonnablement estimer que la population a augmenté dans les régions à proximité des centrales nucléaires depuis la mise en service des réacteurs 1300 MWe et que de manière générale les conditions externes ont évolué depuis les années 1980.
Enfin, nous estimons nécessaire de prendre également en compte la dimension transnationale pour les inconvénients liés au fonctionnement normal.

ASN page 4
Traitement des écarts et des anomalies d’études
Les écarts détectés au cours de ladite visite décennale devront être corrigés dès que possible, en tenant compte de leur importance pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.
Dans le cas d’une détection tardive de telles anomalies, ne permettant pas une résorption avant la remise du rapport de conclusion du réexamen, l’ASN considère qu’EDF devra identifier dans ce rapport les dispositions qu’elle a prises ou qu’elle prévoit pour garantir le respect des critères de sûreté avec application des règles d’étude de la situation concernée.
Nous estimons que l’ASN pourrait être plus strict en ce qui concerne la mise en œuvre rapide de ses prescriptions. Dans le cas de détection d’une anomalie, le réacteur concerné devrait être mis à l’arrêt jusqu’à résorption de l’anomalie.

Réévaluation du niveau de sûreté
L’ASN note en particulier qu’EDF prévoit de pouvoir utiliser des assemblages à base d’uranium naturel enrichi ou de retraitement enrichi et que, sans que cela n’apparaisse explicitement dans le dossier d’orientation d’EDF, EDF a indiqué à l’ASN qu’elle étudiait l’introduction de combustibles dits « MOX » à base d’oxyde de plutonium.
L’utilisation de combustible MOX provoque un vieillissement prématuré des installations et augmente le bilan dosimétrique du personnel le manipulant. Ce type de combustible affecte aussi la gestion des réacteurs en rendant beaucoup plus longs les arrêts de tranche pour rechargement du combustible. Y compris pour la gestion des combustibles usés, le combustible MOX se révèle bien pire que le combustible classique à l’uranium (UO2): près de 9 fois plus radiotoxique, 8 fois plus radioactif et de 2 à 7 fois plus émetteur de chaleur.
Par ailleurs, en cas de fusion accidentelle du cœur, d’une part la température de fusion du MOX est inférieure de plusieurs dizaines de degrés Celsius à celle du UO2, et d’autre part, "les relâchements [de produits de fission] à partir de combustible MOX sont plus élevés qu’à partir de combustible UO2" (IRSN).

ASN page 5
Limitation des conséquences radiologiques des accidents
Ainsi l’ASN considère qu’EDF doit compléter ses objectifs afin que figure un objectif portant sur la réduction autant que raisonnablement possible des conséquences radiologiques à court, moyen et long terme des accidents étudiés dans le rapport de sûreté (y compris celles qui résulteraient d’agressions internes ou externes).
Nous soutenons pleinement cette prescription et la mention explicite d’agressions internes et externes. Or, nous estimons que l’expression « autant que raisonnablement possible » n’est pas précise et laisse une marge d’appréciation trop importante à l’exploitant. L’objectif devrait être l’écartement de tout risque avec conséquences radiologiques.

ASN page 6
Dispositions prévues pour la sûreté de l’entreposage des assemblages de combustible en piscine
Pour les situations accidentelles susceptibles de survenir dans la piscine d’entreposage des assemblages de combustible, y compris celles qui seraient induites par des agressions, l’ASN demande à EDF de retenir comme objectif l’absence de découvrement des assemblages, et de ramener à terme et de maintenir durablement l’installation dans un état correspondant à une absence d’ébullition de l’eau de la piscine.
Nous jugeons impératif de prescrire la bunkérisation des bâtiments qui abritent les piscines de refroidissement et d’entreposage des combustibles. En cas de chute accidentelle voire intentionnelle d’aéronefs de l’aviation commerciale ou d’un autre acte de malveillance, ces bâtiments ainsi que les piscines elles-mêmes pourraient être endommagées de façon à rendre inévitable un découvrement des barres de combustibles.

ASN page 8
Des évolutions de référentiels internationaux sont attendues dans les années à venir. À cet égard, l’ASN demande à EDF, dans les six mois suivant la mise à jour des niveaux de référence de l’association WENRA associés aux agressions internes et externes (niveaux dits « TU » et « SV ») et à la gestion du vieillissement des installations (niveau dit « I ») prévue à l’horizon de 2020 ou 2021, de vérifier que ses installations sont conformes à ces exigences et, le cas échéant, de proposer un cadre de traitement des exigences qui ne seraient pas satisfaites.
Dans le cas contraire, EDF devra présenter dans son rapport les dispositions qu’elle a prises ou qu’elle prévoit pour intégrer ces évolutions.
Nous estimons que le cadre de traitement des exigences non encore satisfaites doit être rigoureux et être strictement respecté par EDF. Il ne devrait pas être proposé par EDF, mais être directement fixé par l’ASN.

ASN page 21
Maîtrise de la réactivité dans les états d’arrêt à chaud
En revanche, (les éléments de réponse) pour les incidents de refroidissement incontrôlés qui surviendraient durant un passage temporaire en arrêt à chaud, un retour en puissance ne peut être écarté.
Ceci prouve que certaines situations critiques, bien qu’elles ne soient que peu fréquentes, ne peuvent pas être maîtrisées de manière satisfaisante, ce qui au regards des conséquences potentiellement dévastatrices, n’est pas acceptable.

ASN page 26
B.2.2. Gestion des combustibles usés
Vous prévoyez de mettre en œuvre un programme pour évacuer autant d’assemblages usés que possible, de mettre en place plusieurs actions visant à permettre l’évacuation d’assemblages actuellement non transportables et d’étudier la création de capacités supplémentaires d’entreposage qui renforceront la robustesse du cycle du combustible.
La gestion des combustibles usés devient un point de plus en plus critique aux vues de l’absence de solution de stockage définitive et d’une capacité d’entreposage de plus en plus limitée à La Hague. Ceci implique un recours accru au stockage en CNPE et, en conséquence, à la fois une augmentation des risques afférents et une réduction graduelle des capacités d’entreposage sur site. Partant, aucune prolongation de la durée de vie des réacteurs n’est acceptable tant qu’une nouvelle solution de stockage n’est pas mise en place.

ASN page 28
Demande n° 35 : L’ASN vous demande de confirmer au plus tard en mars 2020 la mise en œuvre de dispositions visant à limiter les situations d’ouverture de l’enceinte en cas d’accident grave (EASu) et les risques de percement du radier (noyage passif sous eau) à l’échéance du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe.
De plus, vous préciserez les approches retenues pour les réacteurs de 1300 MWe concernant
L’épaississement des radiers en béton très siliceux ;
Les exigences de conception associées à l’échangeur et à la pompe du système EASu
La question qui se pose est de savoir si un épaississement du radier peut atteindre le même niveau de robustesse qu’un radier prévu dans les réacteurs de nouvelle génération.

ASN page 29
Des modélisations en situation d’accident grave de l’enceinte de confinement des réacteurs de type P’4 ont fait apparaître un comportement particulier qui est susceptible de conduire à une fissuration d’une partie de l’épaisseur du dôme dans certains scénarios accidentels. Cette fissuration est susceptible de conduire à une augmentation sensible des fuites au travers du dôme, et donc de conduire à des rejets importants. Vous vous êtes engagé à étudier ce phénomène et à évaluer la sensibilité des résultats aux différents paramètres du modèle et aux hypothèses retenues (courbe de fragilité de l’enceinte, représentativité du modèle de l’enceinte…).
Cette affirmation démontre que dans certaines situations accidentelles l’enceinte de confinement n’est pas capable de retenir des rejets radioactifs massifs. Or, l’enceinte est une des composantes qui ne peuvent pas être remplacées ni fondamentalement modifiées.

ASN page 31
De plus, l’ASN rappelle que certaines demandes faites dans la lettre citée en référence [29], concernant notamment les scénarios de chute d’un assemblage en fond de piscine suivie du percement de la peau d’étanchéité, restent encore sans réponse à ce jour.
[29] Lettre ASN Dep-DCN-0293-2007 du 27 août 2007 relative au référentiel criticité
Nous estimons parfaitement inacceptables que des demandes de l’ASN formulées en 2007 - donc il y a 12 ans - restent toujours sans réponse jusqu’à ce jour. Par ailleurs, il ne s’agit pas d’un cas isolé. À plusieurs reprises, EDF ne respecte pas les prescriptions ou demandes de l’ASN.

ASN page 33
B.5.4. Chute accidentelle d’aéronef
Demande n°48 [900MWe-SUR29] : L’ASN vous demande de préciser au plus tard en mars 2020 les engagements que vous avez pris dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe concernant la méthode probabiliste utilisée pour évaluer le risque associé à la chute accidentelle d’aéronef, qui seront applicables au quatrième réexamen des réacteurs de 1300 MWe.
Par ailleurs, l’ASN vous demande de démontrer l’élimination pratique du risque de fusion des assemblages de combustible entreposés dans les piscines du bâtiment du combustible vis-à-vis du risque de chute accidentelle d’aéronefs de l’aviation générale, sans écarter ces situations sur la seule base d’une considération probabiliste. Vous fournirez au plus tard en mars 2020 votre programme d’étude.
Comme évoqué précédemment, EDF devrait aussi démontrer l’élimination pratique du risque de fusion des assemblages de combustible entreposés dans les piscines par rapport au risque de chute accidentelle d’aéronefs de l’aviation commerciale. Pour certaines centrales, ce risque est objectivement bien plus élevé car lié à la proximité d’un ou de plusieurs aéroports au trafic aérien important. Ceci est notamment le cas de la CNPE de Cattenom.

ASN page 38
Demande n° 63 : L’ASN vous demande, pour le quatrième réexamen de sureté des réacteurs de 1300 MWe et au vu de votre programme d’étude, de démontrer l’atteinte de l’objectif de rendre extrêmement improbable avec un haut degré de confiance le découvrement des assemblages en piscine dans le bâtiment combustible.
Le terme « extrêmement improbable » est imprécis et devrait être précisé.

ASN page 44
B.13. Actes de malveillance
Demande n° 80 : L’ASN vous demande d’ajouter un livrable complémentaire à votre programme de travail relatif à la maîtrise des conséquences des accidents pouvant résulter d’éventuels actes de malveillance non écartés. Vous fournirez au plus tard en mars 2020 votre programme d'étude.
Nous vous demandons de nous transmettre (à titre confidentiel ?) les scénarios d’actes de malveillance étudiés.

ASN page 44
B.14. Réévaluation des inconvénients
Demande n° 81 : L’ASN vous demande, pour mars 2020 au plus tard, de modifier votre dossier d’orientation du réexamen relatif aux inconvénients [10] afin de :
- produire la liste des équipements et des activités dont la conformité sera examinée, étant entendu que tous les équipements pertinents concourant à la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 devront être concernés ;
- préciser dans l’analyse de la conformité les textes réglementaires et les référentiel internes pris en compte ;
- présenter et justifier le programme de vérification in situ
- présenter et justifier les modalités de traitement des éventuels écarts détectés ;
- prévoir que les rapports de conclusion de réexamen détailleront les résultats des contrôles de conformité réalisés et les actions associées ;
- compléter la méthodologie d’analyse de l’état chimique et radiologique de l’environnement portant sur l’installation et son voisinage, par la description de l’environnement du site, la précision des substances chimiques ou radioactives recherchées, l’élargissement de la zone dans laquelle la qualité des sols est évaluée, les critères de décision de mise en œuvre d’un campagne de mesure, la méthodologie d’acquisition des données sur l’état des sols, et la méthodologie de définition des zones nécessitant des mesures de gestion
Est-ce que cette réévaluation des inconvénients est conforme aux exigences de la Convention d’ESPOO ?

ASN page 46
Demande n° 84 : L’ASN vous demande de mettre à jour, dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, les études d’impact de vos centrales nucléaires à l’aune des exigences des articles R. 122-5 et R. 593-17 du code de l’environnement. Ces études d’impact devront être transmises lors de la remise des rapports de conclusion de réexamen.
Vous veillerez notamment :
- à consolider les mises à jour réalisées par le passé sous la forme prévue par les articles R. 122-5 et R.593-17 du code de l’environnement ;
- à tenir compte de l’évolution de l’état des connaissances, notamment en matière d’évaluation des impacts des rejets des installations et d’évolution de l’environnement du site ;
- à décrire le cumul des incidences avec les autres activités existantes, notamment le cumul des incidences des centrales nucléaires situées sur un même fleuve ;
- à décrire l’incidence de l’installation sur le climat et sa vulnérabilité au changement climatique, notamment en ce qui concerne les rejets thermiques, la gestion des rejets liquides et l’utilisation de la ressource en eau.
Vous pourrez fonder vos études sur des données et analyses existantes quand celles-ci sont encore pertinentes, en particulier quand vous avez évalué certains impacts sur l’environnement lors de modifications récentes. Les éléments descriptifs de l’état de l’environnement pourront être reconduits sans évolution. Est-ce que ceci est conforme aux exigences de la Convention d’ESPOO ?

Veuillez croire, Madame, Monsieur, à nos sentiments les meilleurs

Permettez-nous de vous faire parvenir ci-dessous à la fois des remarques d’ordre général et des remarques directement liées à des passages du projet de position.

Remarques générales :
- Prolonger la durée de vie de centrales nucléaires au-delà de l’horizon initialement défini, tout comme le choix de l’électricité nucléaire en général, est certes un choix souverain de la France, mais n’est pas sans impact sur d’autres pays et notamment les pays voisins tels que le Luxembourg. L’accident de Fukushima l’a rappelé au monde, opter pour la technologie nucléaire, c'est aussi et accepter obligatoirement le risque résiduel d'un accident dont les conséquences peuvent être désastreuses.
- Les autorités françaises ayant fait le choix du nucléaire et le gouvernement tout comme l’opérateur EDF souhaitant à la fois prolonger les différentes générations de réacteurs composant le parc électronucléaire français et construire une nouvelle génération de réacteurs, il importe de quantifier de manière honnête l'ampleur de ce risque et à le minimiser autant que possible.
- Dans ce contexte, il nous semble particulièrement important de pointer la nature transnationale des conséquences d’un accident nucléaire qui complique fortement la gestion des conséquences d’un accident, notamment pour les centrales à proximité des frontières des pays voisins.
- Ensuite, un autre aspect qu’il convient d’intégrer au niveau de l’analyse des « coûts » et des « risques » d’une prolongation de durée de vie au-delà de 40 ans et donc aussi des prescriptions légales, c’est le facteur « population », c’est-à-dire le nombre d’habitants vivant à proximité des centrales nucléaires. Il s’agit ici d’un paramètre déterminant pour le calcul des risques et des dommages économiques d’un accident nucléaire et devraient donc faire partie du dossier de prolongation de l’exploitant dès la toute première étape.
- Dans certains cas, tel que pour la CNPE de Cattenom, mais aussi Fessenheim et Bugey, les deux aspects précédents de la proximité des frontières et d’une densité de population élevée se combinent et se renforcent mutuellement. Selon des chiffres de 2011, la CNPE de Cattenom - situé à moins de 10km de la frontière luxembourgeoise et à moins de 12km de la frontière allemande - est celle présentant la population la plus importante dans un périmètre de 5km. Elle reste ensuite parmi les trois premières centrales jusqu’à un périmètre de 35 km inclus (RADIOPROTECTION Vol. 47 – N°1 - 2012).
- Ce qui nous manque dans le projet de position de l’ASN est une analyse et des prescriptions sur la production et la gestion des déchets nucléaires qui seraient produits dans le cas d’une prolongation de la durée de vie des réacteurs de 1300 MWe. Quel sera l’impact sur tout le « cycle nucléaire », de l’extraction de l’uranium jusqu’au stockage définitif des déchets ? Quel sera l’impact des transports nucléaires ?
- Par ailleurs, nous nous soucions fortement des capacités industrielles et financières d’EDF pour réaliser tous les travaux nécessaires. Déjà à l’heure actuelle, la pression financière liés aux besoins d’investissements énormes est très problématique. L’ASN devra donc être très stricte à la fois sur les prescriptions et sur le contrôle de la conformité.
- A l’image de l’analyse manquante sur le cycle nucléaire complet, nous constatons qu’il manque des prescriptions suffisantes concernant l’impact de la prolongation sur la pollution des eaux et notamment :
· du traitement biocide par monochloramination des tours de refroidissement/ouvrages de prise et de rejet d´eau des centrales nucléaires pour éviter le développement de salmonelles ;
· des risques d´augmentation de pollution radioactive des eaux au Tritium, au-delà des limites établies ; et
· des risques d’augmentation de la température de la Moselle au-delà des limites autorisées.
Par ailleurs, la prise de position de l’ASN devrait également évaluer la garantie de disponibilité des ressources d’eau nécessaires à l’exploitation normale des CNPE. Avec des périodes de sécheresse étendues le niveau des cours d’eau va inévitablement baisser et impacter les différentes centrales à des degrés divers jusqu’à la possibilité d’un arrêt forcé. A titre d’informations, la CNPE de Cattenom peut avoir recours non seulement aux eaux de la Moselle, mais possède en outre un plan d’eau de réserve sur place et une connexion avec un lac artificiel d’approvisionnement assez éloigné (dans les Vosges) afin de soutenir le cours de la Moselle en cas de sécheresse. Or cette année, le niveau du lac des Vosges était également très bas et pourrai donc également se révéler inutilisable.

Argumentaire précis :

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Aussi, les objectifs de sûreté à retenir pour le quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe doivent être définis au regard des objectifs applicables aux réacteurs de nouvelle génération.
Les objectifs de sureté à retenir doivent viser le plus haut niveau possible, sachant que le risque résiduel en matière d’accident nucléaire ne peut jamais être complètement écarté. Or, nous sommes convaincues que les réacteurs 1300 MWe, conçus dans les années 1970 et construits dans les années 80 et 90, ne peuvent pas atteindre les mêmes objectifs de sûreté que les réacteurs de la dernière génération.

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Le périmètre du réexamen périodique inclut également le réexamen périodique des inconvénients que peuvent présenter les réacteurs de 1300 MWe en fonctionnement normal.
Toutefois, l’ASN considère que certains objectifs complémentaires doivent être explicitement intégrés au réexamen périodique.
Il faudrait expliciter dans le texte les inconvénients visés et prendre comme point de départ l’augmentation du risque de défaillance et d’incident lié à l’âge avancé des réacteurs et des équipements non-remplaçable. Par ailleurs, il faudrait veiller à analyser avec rigueur les inconvénients confirmés ou potentiels liés aux problèmes de compatibilité de composantes et de technologies de génération, respectivement d’âge, bien différentes.
Tout comme pour l’analyse des risques et des coûts d’incidents, le réexamen périodique des inconvénients liés au fonctionnement normal devrait obligatoirement prendre en compte le facteur « population ». Nous renvoyons ici aux chiffres et à l’étude cités plus haut. On peut raisonnablement estimer que la population a augmenté dans les régions à proximité des centrales nucléaires depuis la mise en service des réacteurs 1300 MWe et que de manière générale les conditions externes ont évolué depuis les années 1980.
Enfin, nous estimons nécessaire de prendre également en compte la dimension transnationale pour les inconvénients liés au fonctionnement normal.

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Traitement des écarts et des anomalies d’études
Les écarts détectés au cours de ladite visite décennale devront être corrigés dès que possible, en tenant compte de leur importance pour la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 du code de l’environnement.
Dans le cas d’une détection tardive de telles anomalies, ne permettant pas une résorption avant la remise du rapport de conclusion du réexamen, l’ASN considère qu’EDF devra identifier dans ce rapport les dispositions qu’elle a prises ou qu’elle prévoit pour garantir le respect des critères de sûreté avec application des règles d’étude de la situation concernée.
Nous estimons que l’ASN pourrait être plus strict en ce qui concerne la mise en œuvre rapide de ses prescriptions. Dans le cas de détection d’une anomalie, le réacteur concerné devrait être mis à l’arrêt jusqu’à résorption de l’anomalie.

Réévaluation du niveau de sûreté
L’ASN note en particulier qu’EDF prévoit de pouvoir utiliser des assemblages à base d’uranium naturel enrichi ou de retraitement enrichi et que, sans que cela n’apparaisse explicitement dans le dossier d’orientation d’EDF, EDF a indiqué à l’ASN qu’elle étudiait l’introduction de combustibles dits « MOX » à base d’oxyde de plutonium.
L’utilisation de combustible MOX provoque un vieillissement prématuré des installations et augmente le bilan dosimétrique du personnel le manipulant. Ce type de combustible affecte aussi la gestion des réacteurs en rendant beaucoup plus longs les arrêts de tranche pour rechargement du combustible. Y compris pour la gestion des combustibles usés, le combustible MOX se révèle bien pire que le combustible classique à l’uranium (UO2): près de 9 fois plus radiotoxique, 8 fois plus radioactif et de 2 à 7 fois plus émetteur de chaleur.
Par ailleurs, en cas de fusion accidentelle du cœur, d’une part la température de fusion du MOX est inférieure de plusieurs dizaines de degrés Celsius à celle du UO2, et d’autre part, "les relâchements [de produits de fission] à partir de combustible MOX sont plus élevés qu’à partir de combustible UO2" (IRSN).

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Limitation des conséquences radiologiques des accidents
Ainsi l’ASN considère qu’EDF doit compléter ses objectifs afin que figure un objectif portant sur la réduction autant que raisonnablement possible des conséquences radiologiques à court, moyen et long terme des accidents étudiés dans le rapport de sûreté (y compris celles qui résulteraient d’agressions internes ou externes).
Nous soutenons pleinement cette prescription et la mention explicite d’agressions internes et externes. Or, nous estimons que l’expression « autant que raisonnablement possible » n’est pas précise et laisse une marge d’appréciation trop importante à l’exploitant. L’objectif devrait être l’écartement de tout risque avec conséquences radiologiques.

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Dispositions prévues pour la sûreté de l’entreposage des assemblages de combustible en piscine
Pour les situations accidentelles susceptibles de survenir dans la piscine d’entreposage des assemblages de combustible, y compris celles qui seraient induites par des agressions, l’ASN demande à EDF de retenir comme objectif l’absence de découvrement des assemblages, et de ramener à terme et de maintenir durablement l’installation dans un état correspondant à une absence d’ébullition de l’eau de la piscine.
Nous jugeons impératif de prescrire la bunkérisation des bâtiments qui abritent les piscines de refroidissement et d’entreposage des combustibles. En cas de chute accidentelle voire intentionnelle d’aéronefs de l’aviation commerciale ou d’un autre acte de malveillance, ces bâtiments ainsi que les piscines elles-mêmes pourraient être endommagées de façon à rendre inévitable un découvrement des barres de combustibles.

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Des évolutions de référentiels internationaux sont attendues dans les années à venir. À cet égard, l’ASN demande à EDF, dans les six mois suivant la mise à jour des niveaux de référence de l’association WENRA associés aux agressions internes et externes (niveaux dits « TU » et « SV ») et à la gestion du vieillissement des installations (niveau dit « I ») prévue à l’horizon de 2020 ou 2021, de vérifier que ses installations sont conformes à ces exigences et, le cas échéant, de proposer un cadre de traitement des exigences qui ne seraient pas satisfaites.
Dans le cas contraire, EDF devra présenter dans son rapport les dispositions qu’elle a prises ou qu’elle prévoit pour intégrer ces évolutions.
Nous estimons que le cadre de traitement des exigences non encore satisfaites doit être rigoureux et être strictement respecté par EDF. Il ne devrait pas être proposé par EDF, mais être directement fixé par l’ASN.

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Maîtrise de la réactivité dans les états d’arrêt à chaud
En revanche, (les éléments de réponse) pour les incidents de refroidissement incontrôlés qui surviendraient durant un passage temporaire en arrêt à chaud, un retour en puissance ne peut être écarté.
Ceci prouve que certaines situations critiques, bien qu’elles ne soient que peu fréquentes, ne peuvent pas être maîtrisées de manière satisfaisante, ce qui au regards des conséquences potentiellement dévastatrices, n’est pas acceptable.

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B.2.2. Gestion des combustibles usés
Vous prévoyez de mettre en œuvre un programme pour évacuer autant d’assemblages usés que possible, de mettre en place plusieurs actions visant à permettre l’évacuation d’assemblages actuellement non transportables et d’étudier la création de capacités supplémentaires d’entreposage qui renforceront la robustesse du cycle du combustible.
La gestion des combustibles usés devient un point de plus en plus critique aux vues de l’absence de solution de stockage définitive et d’une capacité d’entreposage de plus en plus limitée à La Hague. Ceci implique un recours accru au stockage en CNPE et, en conséquence, à la fois une augmentation des risques afférents et une réduction graduelle des capacités d’entreposage sur site. Partant, aucune prolongation de la durée de vie des réacteurs n’est acceptable tant qu’une nouvelle solution de stockage n’est pas mise en place.

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Demande n° 35 : L’ASN vous demande de confirmer au plus tard en mars 2020 la mise en œuvre de dispositions visant à limiter les situations d’ouverture de l’enceinte en cas d’accident grave (EASu) et les risques de percement du radier (noyage passif sous eau) à l’échéance du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe.
De plus, vous préciserez les approches retenues pour les réacteurs de 1300 MWe concernant
L’épaississement des radiers en béton très siliceux ;
Les exigences de conception associées à l’échangeur et à la pompe du système EASu
La question qui se pose est de savoir si un épaississement du radier peut atteindre le même niveau de robustesse qu’un radier prévu dans les réacteurs de nouvelle génération.

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Des modélisations en situation d’accident grave de l’enceinte de confinement des réacteurs de type P’4 ont fait apparaître un comportement particulier qui est susceptible de conduire à une fissuration d’une partie de l’épaisseur du dôme dans certains scénarios accidentels. Cette fissuration est susceptible de conduire à une augmentation sensible des fuites au travers du dôme, et donc de conduire à des rejets importants. Vous vous êtes engagé à étudier ce phénomène et à évaluer la sensibilité des résultats aux différents paramètres du modèle et aux hypothèses retenues (courbe de fragilité de l’enceinte, représentativité du modèle de l’enceinte…).
Cette affirmation démontre que dans certaines situations accidentelles l’enceinte de confinement n’est pas capable de retenir des rejets radioactifs massifs. Or, l’enceinte est une des composantes qui ne peuvent pas être remplacées ni fondamentalement modifiées.

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De plus, l’ASN rappelle que certaines demandes faites dans la lettre citée en référence [29], concernant notamment les scénarios de chute d’un assemblage en fond de piscine suivie du percement de la peau d’étanchéité, restent encore sans réponse à ce jour.
[29] Lettre ASN Dep-DCN-0293-2007 du 27 août 2007 relative au référentiel criticité
Nous estimons parfaitement inacceptables que des demandes de l’ASN formulées en 2007 - donc il y a 12 ans - restent toujours sans réponse jusqu’à ce jour. Par ailleurs, il ne s’agit pas d’un cas isolé. À plusieurs reprises, EDF ne respecte pas les prescriptions ou demandes de l’ASN.

ASN page 33
B.5.4. Chute accidentelle d’aéronef
Demande n°48 [900MWe-SUR29] : L’ASN vous demande de préciser au plus tard en mars 2020 les engagements que vous avez pris dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 900 MWe concernant la méthode probabiliste utilisée pour évaluer le risque associé à la chute accidentelle d’aéronef, qui seront applicables au quatrième réexamen des réacteurs de 1300 MWe.
Par ailleurs, l’ASN vous demande de démontrer l’élimination pratique du risque de fusion des assemblages de combustible entreposés dans les piscines du bâtiment du combustible vis-à-vis du risque de chute accidentelle d’aéronefs de l’aviation générale, sans écarter ces situations sur la seule base d’une considération probabiliste. Vous fournirez au plus tard en mars 2020 votre programme d’étude.
Comme évoqué précédemment, EDF devrait aussi démontrer l’élimination pratique du risque de fusion des assemblages de combustible entreposés dans les piscines par rapport au risque de chute accidentelle d’aéronefs de l’aviation commerciale. Pour certaines centrales, ce risque est objectivement bien plus élevé car lié à la proximité d’un ou de plusieurs aéroports au trafic aérien important. Ceci est notamment le cas de la CNPE de Cattenom.

ASN page 38
Demande n° 63 : L’ASN vous demande, pour le quatrième réexamen de sureté des réacteurs de 1300 MWe et au vu de votre programme d’étude, de démontrer l’atteinte de l’objectif de rendre extrêmement improbable avec un haut degré de confiance le découvrement des assemblages en piscine dans le bâtiment combustible.
Le terme « extrêmement improbable » est imprécis et devrait être précisé.

ASN page 44
B.13. Actes de malveillance
Demande n° 80 : L’ASN vous demande d’ajouter un livrable complémentaire à votre programme de travail relatif à la maîtrise des conséquences des accidents pouvant résulter d’éventuels actes de malveillance non écartés. Vous fournirez au plus tard en mars 2020 votre programme d'étude.
Nous vous demandons de nous transmettre (à titre confidentiel ?) les scénarios d’actes de malveillance étudiés.

ASN page 44
B.14. Réévaluation des inconvénients
Demande n° 81 : L’ASN vous demande, pour mars 2020 au plus tard, de modifier votre dossier d’orientation du réexamen relatif aux inconvénients [10] afin de :
- produire la liste des équipements et des activités dont la conformité sera examinée, étant entendu que tous les équipements pertinents concourant à la protection des intérêts mentionnés à l’article L. 593-1 devront être concernés ;
- préciser dans l’analyse de la conformité les textes réglementaires et les référentiel internes pris en compte ;
- présenter et justifier le programme de vérification in situ
- présenter et justifier les modalités de traitement des éventuels écarts détectés ;
- prévoir que les rapports de conclusion de réexamen détailleront les résultats des contrôles de conformité réalisés et les actions associées ;
- compléter la méthodologie d’analyse de l’état chimique et radiologique de l’environnement portant sur l’installation et son voisinage, par la description de l’environnement du site, la précision des substances chimiques ou radioactives recherchées, l’élargissement de la zone dans laquelle la qualité des sols est évaluée, les critères de décision de mise en œuvre d’un campagne de mesure, la méthodologie d’acquisition des données sur l’état des sols, et la méthodologie de définition des zones nécessitant des mesures de gestion
Est-ce que cette réévaluation des inconvénients est conforme aux exigences de la Convention d’ESPOO ?

ASN page 46
Demande n° 84 : L’ASN vous demande de mettre à jour, dans le cadre du quatrième réexamen périodique des réacteurs de 1300 MWe, les études d’impact de vos centrales nucléaires à l’aune des exigences des articles R. 122-5 et R. 593-17 du code de l’environnement. Ces études d’impact devront être transmises lors de la remise des rapports de conclusion de réexamen.
Vous veillerez notamment :
- à consolider les mises à jour réalisées par le passé sous la forme prévue par les articles R. 122-5 et R.593-17 du code de l’environnement ;
- à tenir compte de l’évolution de l’état des connaissances, notamment en matière d’évaluation des impacts des rejets des installations et d’évolution de l’environnement du site ;
- à décrire le cumul des incidences avec les autres activités existantes, notamment le cumul des incidences des centrales nucléaires situées sur un même fleuve ;
- à décrire l’incidence de l’installation sur le climat et sa vulnérabilité au changement climatique, notamment en ce qui concerne les rejets thermiques, la gestion des rejets liquides et l’utilisation de la ressource en eau.
Vous pourrez fonder vos études sur des données et analyses existantes quand celles-ci sont encore pertinentes, en particulier quand vous avez évalué certains impacts sur l’environnement lors de modifications récentes. Les éléments descriptifs de l’état de l’environnement pourront être reconduits sans évolution.
Est-ce que ceci est conforme aux exigences de la Convention d’ESPOO ?

Bonjour
Les conditions actuelles de la sous-traitance sur notre parc nucléaire ne sont pas de nature à améliorer le niveau de sécurité et sûreté des installations déjà mis à mal (qualité du matériel installé et la situation économique des divers exploitants nucléaire ) !
Sans convention collective spécifique aux travailleurs sous-traitants du nucléaire toutes les entreprises se livrent entres elles, une concurrence déloyale dans la mesure ou dans 80% des cas d'attribution d'un marché, c'est le moins disant social qui le remporte.
Que vient faire une convention collective du Nettoyage ou Syntec alors que nous réalisons des opérations d'assainissement , de démantèlement , conditionnement et gestion de déchet, de la logistique, de la radioprotection ?
Réponse DU DUMPING SOCIAL
La commission d'enquête parlementaire Barbara POMPILI préconise la mise en place d'une convention collective plancher pour l'ensemble des sous-traitants du nucléaire. L'ensemble des organisations syndicales auditionnées "CFDT/FO/CGT/CFE-CGC/CFTC" y sont aussi favorable.
Nous devons avoir en parallèle une réflexion sur la capacité des salarié-es sous-traitant-es à intervenir lors d'un accident nucléaire majeur afin d'en minimiser son impact jusqu'à l'intervention des équipes des divers exploitants (FARN)
Certains salariés sous-traitants permanent intervenant sur les installations des divers donneurs d'ordres ont pour beaucoup aujourd'hui une meilleur connaissance des installations que certains agents de exploitant lui même... a force de faire faire le travail aux autres on perd la technique et donc le savoir faire.
Il devient capital pour la poursuite et la bonne réalisation des divers travaux (grand carénage-démantèlement) d'arrêter ce dumping social qui dégrade de fait, le niveau de sécurité et sûreté des installations synonyme d'une industrie LOW-COST.
Ne pas considérer cette aspect social est tout simplement dangereux pour tous , alors agissons enfin pour l’intérêt général ET vite !
Gilles Reynaud Président de l'Association Ma Zone Contrôlée Salarié sous-traitant Orano D&S

Dans le cadre de la lutte contre le réchauffement climatique, le nucléaire, énergie n'émettant pas de gaz à effet de serre, participe certainement, en complément des énergies renouvelables, aux objectifs de neutralité carbone pour 2050.
D'où l'intérêt de cette démarche de quatrième examen de sûreté. Je note avec intérêt que "Le groupe permanent note avec satisfaction les objectifs ambitieux qu’EDF s’est fixés pour ce réexamen périodique, qui reprennent ceux qui ont été retenus pour les quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe." Dès lors, je m'interroge sur la stricte nécessité des compléments évoqués : le rapport sûreté / coût doit être évidement examiné afin de ne pas aller vers une amélioration minime pour un coût élevé, qui in fine retombera sur le client-citoyen. Par ailleurs, je suis inquiet de la possibilité de compléments ou modifications susceptibles de complexifier l'exploitation ou la maintenance des centrales nucléaires. En effet, mieux vaut une situation stable, connue et maîtrisée que des changements trop importants qui pourraient in fine être moins maîtrisables par les personnels exploitants ou que des règles supplémentaires qui complexifieraient la conduite des réacteurs. le + Simple n'est il pas + sûr que trop sophistiqué ou trop complexe… Pour ces raisons, je ne pense pas souhaitable d'aller au delà des propositions d'EDF.

Le nucléaire en France est un moyen de production sûr, exploité et surveillé avec sérieux, dont la conception est revue régulièrement.
Ce moyen de production n'émet pas de gaz à effet de serre et permet que la facture d'électricité soit l'une des moins chère d'Europe.
Dans le cadre du réexamen de sûreté, qui a lieu tous les 10 ans, EDF doit vérifier la conformité de ses centrales et améliorer encore la sûreté nucléaire, pour la rapprocher de celle de l'EPR.
Le groupe permanent "note avec satisfaction les objectifs ambitieux qu’EDF s’est fixés pour ce réexamen périodique, qui reprennent ceux qui ont été retenus pour les quatrièmes réexamens périodiques des réacteurs de 900 MWe".
Des compléments de modifications sont souhaités par le groupe permanent.
Ces compléments n'améliorent la sûreté qu'à la marge, avec un coût et des difficultés industrielles non proportionnés : il n'apparaît pas utile d'en demander davantage que la proposition d'EDF.