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Incidents à répétition dans les installations nucléaires du sud-est

  • Par Rédaction le lundi 19 novembre 2018, 12:00

Depuis le début de l’année, les sites atomiques de la vallée Rhône-Durance voient se multiplier les incidents mettant en cause la sûreté (toute relative) des installations nucléaires, les atteintes à l’environnement et à la santé des populations et salariés. Vaucluse et Drôme (Tricastin), Gard (Marcoule), Bouches-du-Rhône (Cadarache), Ardèche (Cruas-Meysse) et encore un peu plus haut en Isère (Bugey)  : pas un site nucléaire n’échappe à la déliquescence, aux erreurs, aux fausses estimations (1). Alerte Non-respect de sûreté dans le confinement des matières radioactives, pression anormalement hautes, risques de dissémination pour les travailleurs et l’environnement, durées de refroidissement insuffisantes, non-maîtrise des variations élémentaire des durées nécessaires à la cristallisation complète et au refroidissement des conteneurs. 
information rendue publique par l’ASN le 29/10/2018 dix jours après l’aveu de l’incident, 12 jours après l’incident lui-même (2)

Areva-Orano au Tricastin impose un nouveau festival d’aberrations et d’atteintes à la vie au cœur même de ce qui a été présenté par les Directions (et la presse gavée de publicités pro-nucléaires) comme le must du must des installations nucléaires nouvelles. L’usine Georges Besse II, inaugurée en grande pompe voici quelques années, rivalise donc dans les défaillances et non-respect des règles de sûreté. Ainsi la Société d’Enrichissement du Tricastin (SET – INB n°168), une filiale d’Orano Cycle qui transforme les substances radioactives en séparant les isotopes de l’uranium par centrifugation jongle allègrement avec ses obligations. Elle a avoué le 19 octobre 2018 à l’ASN qu’une atteinte à la sécurité (événement significatif pour la sûreté) s’était produit deux jours plus tôt : la procédure interdisant de déplacer dans l’atelier REC II les conteneurs d’hexafluorure d’uranium (UF6) enrichi en isotope radioactif 235 qui ne sont pas entièrement solidifiés n’a pas été respectée.

C’est tout bête car en cas de dommage sur un conteneur, l’UF6 solidifié présente en effet un peu moins de risques de dissémination pour les travailleurs et l’environnement. Un peu moins. Et bien là l’UF6 des conteneurs liquéfié par chauffage dans un autoclave n’a pas été refroidi pendant une durée suffisante garantissant la solidification complète. Pourtant le référentiel de sûreté de l’installation l’exigeait. Dans le nucléaire on travaille à la louche et au doigt mouillé. Et au diable la santé et la vie de la population et des salariés.

Évidemment pour la Direction ce petit souci n’a eu, comme toujours, « aucune conséquence sur l’installation, le personnel ou l’environnement« . Pourtant il a été classé au niveau 1 de l’échelle INES (échelle internationale des évènements nucléaires) qui en comte 8. Et l’inspection de l’ASN réalisée le 26 octobre 2018 (INSSN-LYO-2018-0845.pdf) démontre qu’un document de travail interne à Areva-Orano montrait déjà que les durées nécessaires pour abaisser la température des autoclave (AEL) de 93 à 9°C – et permettre la solidification au terme de 29 heures pour les conteneurs de type 48Y ou 18 heures pour les conteneurs 30B – ne cessaient d’augmenter d’environ dix pourcents (une demi-heure supplémentaire) depuis l’année 2016. Ce qui signifie que les conditions d’abaissement de la température évoluent sans que personne ne sache vraiment pourquoi.

EDF Tricastin (Vaucluse), réacteurs nucléaires de 900 MWe chargés en Mox
Indisponibilité partielle du système de ventilation du bâtiment d’entreposage des produits de fission atomique (« combustible ») du réacteur 1 

information rendue publique par l’ASN le  03/07/2018, huit jours après l’aveu de EDF, 24 jours après le début de l’incident (3)

Au mois de juin 2018, le 26, EDF qui exploite la centrale nucléaire du Tricastin déclare à l’ASN un événement significatif pour la sûreté. Il s’agit ni plus ni moins que d’une défaillance du système de ventilation du bâtiment d’entreposage des assemblages de produits de fission atomique irradiés et usés  (4) du réacteur 1. Ces crayons de matière fissile non-combustible appelés mensongèrement « combustible ». Deux ventilateurs du système de ventilation ne sont pas opérationnels. Dans ce bâtiment les déchets radioactifs provenant des réacteurs sont entreposés dans une piscine pendant de longs mois et années. La nucléocratie parle alors de « désactivation » mais c’est simplement le temps qui s’écoule qui permet la baisse du niveau de radioactivité.

Évidemment lorsque ces assemblages sont manipulés le système de ventilation doit être impérativement opérationnel afin de filtrer et piéger les gaz radioactifs qui pourraient être relâchés incidemment ou lors d’un accident de manutention. Mais le 23 juin 2018, les équipes de conduite du réacteur 1 détectent une anomalie : les bornes d’un tableau électrique ont été inversées lors d’une intervention réalisée quinze jours plus tôt. Le 7 juin précisément. A l’époque les opérations s’étaient appuyées sur des consignes fausses et erronées qui n’avaient pas été mises à jour depuis… mai 2017! Et du 9 juin 2018 (date de remise sous tension du tableau électrique) jusqu’au 23 juin 2018 des opérations de manutention d’assemblages de combustible usé ont été pourtant réalisées. Seul hic : les règles générales d’exploitation interdisent de telles manutentions lorsque ce système de ventilation n’est pas disponible.

Si dans le nucléaire la notion du temps n’est pas commune, elle est élastique et approximative, celle du respect des règles l’est tout autant.

C.E.A – Cadarache dans les Bouches du Rhône

 

Sous-estimation de la masse de matière fissile contenue dans des gaines de combustible transférés du CEA Cadarache au CEA Saclay.

information rendue publique par l’ASN le 25/10/2018 (5), 50 jours après l’aveu du CEA, 11 mois après l’incident nucléaire

L’ASN sait depuis le 5 septembre 2018 et même dès le mois d’aôut que le Commissariat à l’énergie atomique (CEA) de Cadarache a dangereusement merdé. Mais ce n’est que deux mois plus tard qu’elle va rendre public l’incident nucléaire. Incident qui s’est en fait produit, on vient de le découvrir, onze mois plus tôt! Bonjour la transparence et le souci des populations et de l’environnement.

Dans le mic-mac du monde et des activités nucléaires le va-et-vient des matières radioactives au quatre coins de l’hexagone est devenu un sport d’élite. On extrait au Niger, on transporte sur les mers, on transforme à Narbonne, on enrichit dans le Vaucluse, on conditionne en Isère, on répartit un peu partout sur le territoire, on rejette de la radioactivité dans l’eau et dans l’air, on génère des déchets d’Est en Ouest et du Nord au Sud, on les rapatrie de ci de là et vers la Normandie, et ils comptent les enfouir sous terre du côté de la Champagne. Le Commissariat à l’Energie Atomique, le patron des sous-fifres Areva et EDF, est expert en la matière. Notamment à Cadarache dans les Bouches-du-Rhône et à Saclay dans l’Essonne.

Ainsi lors de la manipulation de déchets en provenance du réacteur de démonstration atomique à neutrons rapides refroidi au sodium « Phénix » (6) en cours de démantèlement, créée en 1969 et devenu réacteur d’irradiation pour des études de traitement des déchets à vie longue située sur le site du CEA de Marcoule (Gard) : on a joué au tonneau des danaïdes. Le maître de cérémonie étant le LECA (7) de Cadarache.

Ce Laboratoire d’Examens des Combustibles Actifs du CEA et sa Station de Traitement, d’Assainissement et de Reconditionnement de combustibles irradiés (Star) ont tout simplement sous-estimé la quantité de matière fissile présente dans deux tronçons de gaines de combustible usés issus de feu cette centrale Phénix. On croyait avoir tout vidé et il en restait encore. C’est tout bête mais c’est hyper dangereux. Mortel.

Le 27 novembre 2017, donc, dans une cellule blindée de cette INB 55, le « combustible » est retiré de sa gaine de protection et ces tronçons de gaines, une fois vidés de leur contenu, sont envoyés à 800 km de là le 16 janvier 2018. Vers l’INB 50 le LECI (8), située sur le site CEA de Saclay dans l’Essone, pour entreposage dans l’attente d’examens complémentaires. Près de 9 mois plus tard les mesures réalisées le 27 août 2018 sur ces fûts de déchets réceptionnés dans l’Essonne, révèle le pot aux roses : il y a encore des résidus de combustible irradié.  Deux jours plus tard, le 29 août 2018, le CEA de Saclay est contraint de déclarer un premier incident nucléaire (événement significatif).

Évidemment le CEA affirme a posteriori que les limites de criticité des véhicules et containers dans lesquelles les tronçons ont transité ont été respectées et que, bien sûr, « cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sécurité des personnes et sur l’environnement. » Pourtant, l’ASN a classé (provisoirement) cet événement significatif au niveau 1 de l’échelle INES de gravité, en raison de « contrôles inadaptés à la prévention du risque de criticité ».  27 novembre 2017 – 25 octobre 2018 : presqu’un an avant que l’information ne soit connue !

 

C.E.A – Cadarache dans les Bouches du Rhône

 

Non-respect de deux règles de sûreté lors d’un transport de substances radioactives au sein du centre de Cadarache
information rendue publique par l’ASN le  11/10/2018, neuf jours après l’aveu du CEA, 13 jours après l’incident nucléaire (10),

Les réacteurs de recherche atomique du CEA, Éole et Minerve (11) avaient une autorisation de fonctionnement limitée jusqu’en 2019 sous réserve du renforcements anti-sismiques. Aujourd’hui, en novembre 2018, ils sont à l’arrêt définitif et s’y déroulent des « désentreposages » de combustibles sans usage ainsi que des renforcements des installations fragilisées.

Le 2 octobre 2018 le Commissariat à l’énergie atomique a reconnu auprès de l’ASN que, lors d’un transport de substances radioactives interne au centre, on n’avait pas trop respecté les exigences de sûreté concernant ce type de transport. En effet, cinq jours plus tôt, le 27 septembre 2018, des containers de type TNBGC-1 contenant des matières uranifères particulièrement chaudes et radioactives, dirigés vers l’installation d’entreposage « Magenta » avaient quelques peu pris des libertés avec l’élémentaire sécurité.

La plaque de protection en aluminium de la cage externe de l’emballage, destinée à empêcher tout contact physique des salariés avec le colis compte tenu du risque de brûlure, a été détériorée. Au lieu de la remplacer ou de neutraliser le container la plaque de protection a tout bonnement été retirée. Première faute, avant la seconde : les mesures de température de la surface externe du colis, qui auraient du être effectuées avant le transport, n’ont pas été réalisées. C’est dangereux, ça met en péril la santé et la vie des personnes : on ne mesure pas c’est plus simple. Foin de la protection. Ca aurait pu passer ni-vu ni-connu, d’autant que ces non-respects des règles de sûreté n’ont été détectés qu’après le transport. Mais comme l’affirme le Commissariat à l’Energie Atomique : « l’événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté, la sécurité des personnes ou l’environnement« . Pourtant cet événement significatif pour la sécurité des personnes vient d’être classé au niveau 1 de l’échelle INES de gravité.

Le 17 février 2010, un autre événement significatif pour la sûreté, le blocage d’une barre de sécurité sur le réacteur Eole lors d’un essai de bon fonctionnement, avait déjà eu lieu sur l’installation.

 

Centrale nucléaire EDF de Cruas-Meysse (Ardèche) Réacteurs de 900 MWe

 

Contamination corporelle
information rendue publique par l’ASN le 21/06/2018, 3 jours après l’aveu de EDF (12), 42 jours après l’incident

Le 10 mai 2018, alors que le réacteur 4 de la centrale de Cruas-Meysse était en arrêt pour maintenance et rechargement en produits radioactifs de fission (« combustible ») un salarié a été contaminé par des substances radioactives. C’est lors d’une visite de repérage par contrôle visuel de robinets dans le bâtiment réacteur, visite préalable à la réalisation d’activités de maintenance programmées pendant cet arrêt, que le drame a eu lieu.

Cette contamination n’a été détectée qu’en sortie de zone contrôlée lors de son passage au niveau des portiques de contrôle radiologique. L’intervenant a été pris en charge par le service médical du site qui a procédé au retrait d’une particule radioactive présente au niveau de la barbe. Un contrôle complémentaire a été mené afin de confirmer l’absence d’autre contamination de l’intervenant, interne notamment.

La médecine du travail a estimé que la dose reçue par l’intervenant dépasse, sur cette seule intervention, de 25% la limite réglementaire annuelle d’exposition des travailleurs. Mais comme au total la limite annuelle n’est pas encore dépassée : il pourra continuer à servir de chair à radioactivité (13).

Le 19 juin 2018, EDF qui exploite la centrale nucléaire de Cruas finissait par déclarer  à l’Autorité de sûreté nucléaire cette contamination. Cet « événement » a été classé au niveau 1 de l’échelle internationale des événements nucléaires INES.

 

Centrale nucléaire EDF de Cruas-Meysse (Ardèche) Réacteurs de 900 MWe

 

Indisponibilité du réservoir d’eau indispensable à la sécurité du réacteur n°1
information rendue publique par l’ASN le  01/06/2018, 30 jours après l’aveu de EDF, 36 jours après l’incident nucléaire (14)

Le réservoir d’eau du réacteur 1 de la centrale atomique de Cruas-Meysse sert, comme tous ces compères, à assurer l’alimentation en eau des systèmes d’injection de sécurité et d’aspersion de l’enceinte du bâtiment réacteur. Notamment dans des situations accidentelles.

Le 27 avril 2018, le niveau de ce réservoir a baissé dangereusement jusqu’à un niveau inférieur à celui même requis par les règles générales d’exploitation du réacteur. Évidemment, à la détection du problème technique, la vanne a été correctement refermée et un appoint d’eau a été réalisé fissa afin de retrouver un niveau conforme.

Mais pourquoi la menace a-t-elle planée aussi longtemps sur toute la région ? Selon EDF qui le 2 mai 2018, cinq jours après l’incident, s’est décidé a déclarer à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) ce problème significatif pour la sûreté: l’origine serait une mauvaise prise en compte des alarmes et informations présentes en salle de commande et aussi une mauvaise communication entre les équipes. Si la baisse de niveau d’eau n’a été détectée que tardivement par les équipes de conduite elle révèle, après investigation, qu’une vanne située en aval du réservoir n’était que partiellement fermée et à l’origine de la baisse du niveau du réservoir. Un remake du film « le syndrome chinois ».

En Ardèche nucléarisée on aime se faire peur et jouer avec la vie des gens. Mais, comme d’habitude le discours des nucléocrates affirme que « cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs« . Tout va comme il faut dans le meilleur des mondes. Toutefois, en raison de la détection tardive de l’indisponibilité du réservoir, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle internationale des événements nucléaires INES. Que ce gendarme est violent !

 

Centrale nucléaire EDF de Cruas-Meysse (Ardèche) Réacteurs de 900 MWe

 

Indisponibilité partielle du système d’aspersion dans l’enceinte de confinement du réacteur 1

information rendue publique par l’ASN le 19/04/2018, deux jours après l’aveu de EDF, neuf jours après l’incident nucléaire (15)

Le circuit d’aspersion dans l’enceinte d’un réacteur nucléaire est un système de sauvegarde primordial en cas d’accident. Il sert à y diminuer la pression et la température et à condenser l’iode potentiellement radioactif. L’eau d’aspersion pulvérisée par deux voies redondantes sur le réacteur en perdition contient de la soude. C’est d’autant plus indispensable lorsque le réacteur atomique est en fonctionnement. L’eau est ensuite pompée au fond du bâtiment, refroidie et réutilisée pour l’aspersion. Ce refroidissement est effectué au moyen d’un circuit de refroidissement intermédiaire qui permet la réfrigération, en fonctionnement normal comme en situation accidentelle, de l’ensemble des matériels et fluides des systèmes auxiliaires et de sauvegarde du réacteur. Il y a intérêt à ce que le débit ou la pression ne faiblissent pas.

Raté à Cruas. Ce 10 avril 2018, lors d’un essai de bon fonctionnement, le débit d’eau dans la portion du circuit de refroidissement intermédiaire qui refroidit l’une des deux voies du circuit d’aspersion est inférieur au débit minimum requis. C’est la tuile. Il ne faut pas traîner. Mais qu’est-ce-qui bloque le débit? Un tuyau écrasé? Une vanne bloquée? une baisse de niveau dans la zone de pompage? une fragilisation liée aux minis-séismes du secteur ? de l’herbe printanière en mal d’humidité ? Ca chauffe…

Les vérifications s’enchaînent les unes aux autres. Et finalement on finit par découvrir ce qui a menacé la centrale nucléaire et son réacteur n°1 : un élément en caoutchouc provenant probablement d’une vanne. Selon le nucléariste il pourrait s’être introduit dans le circuit à l’occasion des travaux réalisés pendant l’arrêt de maintenance. Travaux remontant à 2017! A quoi tient la vie de la région.

Ce n’est que sept jours plus tard, le 17 avril 2018, que EDF déclarera à l’ASN cet événement significatif pour la sûreté. Et comme « cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs. » on écrase discrètement le coup. Mais, en raison de la détection tardive de l’indisponibilité d’une des deux voies du système d’aspersion de l’enceinte, cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle internationale des événements nucléaires INES. Alors ça va on est sauvé, l’ASN veille.

C.E.A Marcoule – Réacteur de recherche atomique Phénix
Non-respect d’une règle de criticité (16), menaces sur le Gard et toute la région

information rendue publique par l’ASN le 05/07/2018, 14 jours après l’aveu du C.E.A, 2 mois après l’indicent nucléaire (17)

Le réacteur de recherche à neutrons rapides et sodium Phénix/INB n°71 du Commissariat à l’énergie atomique à Marcoule fait encore parler de lui. En mal. On y a frôlé le risque de criticité lors du déplacement d’étuis d’aiguilles de produits de fission. L’incident détecté en interne dans le local de stockage des éléments neufs (SEN) le 19 juin 2018 n’a été mentionné par l’ASN sur son site internet que le 5 juillet 2018. La transparence et l’information des riverains ne sont toujours pas à l’ordre du jour. Les menaces et atteintes sanitaires : si.

pour plus de détails : lire notre billet du 28 juillet dernier

L’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) avait donné deux mois au CEA pour transmettre un rapport d’analyse complet d’identification de l’origine de ce dysfonctionnement et présenter les mesures correctives et préventives prises pour éviter qu’il ne se reproduise. A ce jour (20 novembre 2018) le site internet du pseudo-gendarme du nucléaire ne mentionne aucun rapport. On va quand même pas se brouiller entre gens du même monde…

 

Areva-Orano Marcoule MELOX

 

Non-respect d’une règle de sûreté-criticité, de la gestion du risque lors d’une introduction de matériel en « boîte à gants »

information rendue publique par l’ASN le 17/05/2018, 34 jours après l’aveu de Areva-Orano, 35 jours après l’incident (18)

Avec la radioactivité et les risques de démarrage et d’emballement d’une réaction en chaîne atomique on ne peu s’amuser et penser que « ça va bien se passer ». Autant dans ces conditions aller jouer au chateau de sable sur une plage.

Le 12 avril 2018, lors du remplacement du tendeur d’un moteur de presse dans une enceinte de confinement nommée « boîte à gants » (19) située dans l’atelier de « pastillage » du Mox (20), l’opérateur s’est aperçu que le câble d’alimentation du moteur était défectueux et le remplacement du moteur nécessaire. Un moteur neuf a donc été logiquement introduit dans l’enceinte puis la sortie de l’ancien moteur a été effectuée. Mais léger hic : le moteur neuf a été introduit sans vérification préalable de la quantité admissible de matières hydrogénées dans la boîte à gants et ce par deux contrôles indépendants. Un contrôle indispensable car les substances radioactives interagissent avec l’eau, les huiles, les lubrifiants et autres produits hydrogénés. Pour chaque boîte à gants, une quantité limite de ce type de matière est définie et surveillée.

Informée le 13 avril 2018 par Orano Cycle de ce non-respect de règle de gestion du risque de criticité, l’ASN ne s’est pas bousculée pour rendre publique la menace. Et comme « cet événement n’a eu aucune conséquence sur la sûreté, la sécurité des personnes ou l’environnement de l’installation » évidemment, il est demandé gentiment à Areva de transmette un compte-rendu de cet événement et de  préciser les mesures prises afin d’éviter qu’il ne se reproduise. C’est chou, non? Malgré tout, pour se justifier de sa complicité tacite, dans ce non-respect d’une règle de criticité, l’ASN a classé cet incident significatif au niveau 1 de l’échelle INES.

 

et ça ne va pas mieux ailleurs : d’autres incidents non loin de là

EDF Bugey (Saint-Vulbas dans l’Ain) Centrale nucléaire de réacteurs de 900 MWe

 
Indisponibilité du système d’appoint en bore du circuit primaire du réacteur de Bugey 3 permettant le contrôle du circuit principal
information rendue publique par l’ASN le  09/10/2018, 7 jours après l’aveu de EDF, 11 jours après l’incident (21)

Lorsque le 28 septembre 2018 les équipes de conduite du réacteur 3 de Bugey souhaitent utiliser le circuit d’appoint en bore pour moduler via le circuit primaire principal (22) la puissance de leur réacteur en fonctionnement elles constatent que ce système n’est pas disponible. Panique. On risque l’emballement. Incompréhensible.

Il va falloir trois bonnes heures pour en identifier la cause : une erreur lors de préparation de l’arrêt du réacteur 2, un des quatres autres réacteur atomiques du Bugey, qui doit débuter le lendemain 29 septembre. Les agents en charge de la conduite du réacteur n°2 doivent manœuvrer les vannes du système d’appoint en bore du réacteur 2 mais, manque de bol, les agents manœuvrent par erreur la vanne équivalente du réacteur 3. Le système d’appoint en bore du circuit primaire du réacteur 3 n’est plus opérationnel.

Il faudra attendre cinq jours, le 2 octobre 2018, pour que EDF déclare à l’ASN ce dysfonctionnement mettant en cause la sûreté. Mais comme « cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs » cet incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES. Ne vous fâcher pas, on s’en est sorti encore une fois.

 

EDF Bugey (Saint-Vulbas dans l’Ain) Centrale nucléaire de réacteurs de 900 MWe
Non-respect du temps de démarrage d’un groupe électrogène de secours
information rendue publique par l’ASN le 21/06/2018, 9 jours après l’aveu de EDF, 20 jours après l’incident (23)

Depuis le 24 mars 2018 le réacteur n°4 de la centrale nucléaire du Bugey est à l’arrêt pour maintenance programmée et renouvellement partiel de ses produits de fission (« combustible »). Dans ce cadre, le moteur d’un des deux groupes électrogènes de secours à moteur diesel a été remplacé.

Les opérations de rechargement du combustible et de redémarrage du réacteur 4 doivent être ensuite menées du 18 mai au 6 juin 2018. Les règles d’exploitation prévoient que ces groupes électrogènes soient disponibles pendant les phases de rechargement du combustible et de redémarrage du réacteur. Il est indispensable d’assurer de façon redondante l’alimentation électrique de certains systèmes de sûreté en cas de défaillance des alimentations électriques externes.

Plusieurs critères permettent de s’assurer du bon fonctionnement de ces groupes électrogènes de secours en cas de besoin. Parmi ces critères figure un temps maximal de démarrage du moteur. On le comprend aisément car en cas de coupure électrique il faut faire fissa pour éviter ce qui s’est passé à Fukushima-Daïchi. Le nucléaire consomme beaucoup d’électricité et est très fragile.

Le 6 juin 2018, l’alarme retentit en salle de commande : le moteur du groupe électrogène de secours ne démarrage pas dans les temps et dépasse le maximal permettant de faire face. Les investigations menées mettont en évidence qu’une vis du vérin d’injection du moteur de ce groupe de secours était tout simplement mal réglée! On a frôlé le pire.

Six jours plus tard, le 12 juin 2018, EDF se résout à avouer auprès de l’ASN cet événement significatif pour la sûreté. Mais évidemment la phrase clef est lancée  » cet écart n’a pas eu de conséquence sur le personnel ni sur l’environnement« . En foi de quoi et gentiment l’ASN a classé cette situation de haut risque au niveau 1 de l’échelle INES.

 

EDF Bugey (Saint-Vulbas dans l’Ain) Centrale nucléaire de réacteurs de 900 MWe
Défaut d’isolement de l’enceinte de confinement du réacteur 4 de la centrale nucléaire du Bugey

information rendue publique par l’ASN le 11/04/2018, 7 jours après l’aveu de EDF, 14 jours après l’incident (24)

Le réacteur 4 de la centrale nucléaire du Bugey est à l’arrêt pour maintenance programmée et renouvellement partiel de ses produits de fission atomique (« combustible ») depuis le 24 mars 2018. Pour ce type de réacteurs à eau sous pression, une enceinte de confinement en béton renferme la cuve, le cœur du réacteur, les générateurs de vapeur et le pressuriseur. Cette enceinte est la troisième et ultime des trois barrières entre les produits radioactifs contenus dans le cœur du réacteur et l’environnement (25) . Cette troisième barrière se doit donc de retenir, en cas d’accident, les produits radioactifs qui seraient libérés lors d’une rupture du circuit primaire.

 

Au cours de ces opérations dites de maintenance, le 29 mars 2018 un dispositif provisoire a été installé sur l’une des traversées de l’enceinte de confinement. Et pour éviter un éventuel transfert de contamination de l’intérieur du bâtiment du réacteur vers l’environnement extérieur il est équipé de vannes situées de part et d’autre de la paroi béton. Histoire d’assurer l’étanchéité complète de l’enceinte. Mais manque de chance, le 2 avril 2018, les vannes qui devaient être fermées sont restées ouvertes. C’est bêta. Le confinement du réacteur 4 n’est plus assuré, la sûreté est atteinte.

 

C’est par hasard que la situation dangereuse a été découverte par un agent du service qui a ressenti en passant par là un courant d’air frais au niveau du dispositif provisoire. Fissa la vanne a été refermée. Fissa, façon de parler car cela faisait cinq jours qu’on était dans cette atteinte à l’intégrité de l’enceinte de confinement.
Foi d’EDF « cet événement n’a pas eu de conséquence sur les installations, sur l’environnement ou sur les travailleurs« . Mais comme la détection du problème a été quelque peu tardive et pas très respectueuse des spécifications techniques d’exploitation : l’incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES.

Areva-Orano Framatome de Romans sur Isère (Drôme)
Dépassement de la limite de masse de matière uranifère fissile 

information rendue publique par l’ASN le  04/10/2018, 8 jours après l’aveu de Areva, 10 jours après l’incident (26)

La filiale Framatome d’Areva qui fabrique des produits de fission atomique (« combustibles nucléaires ») notamment pour les réacteurs de recherche s’emmêle cycliquement les crayons. Encore une fois dans cette installation nucléaire de base (INB no 63) qui manipule de l’uranium très enrichi  façonné sous forme de « noyaux » qui servent ensuite à fabriquer les plaques du pseudo-combustible on dépasse les bornes allègrement.

Alors que pour prévenir les risques de criticité (réaction en chaîne non voulue), une quantité maximale de matière fissile doit se trouver simultanément au même endroit dans une unité de travail, ce 25 septembre 2018 on en a mis de trop au niveau du poste de mesure de l’enrichissement de noyaux. Un de plus, 33 pour une limite fixée à 32, a conduit à dépasser d’environ 3 grammes la limite de masse de matière fissile autorisée sur ce poste pouvant conduire à l’emballement atomique.

Il faudra 3 jours au nucléariste pour avouer à l’ASN cette situation critique qui, heureusement, n’a pas débouché cette fois-ci sur une réaction de criticité. Alors comme « cet événement n’a eu aucun impact sur l’installation, le personnel ou sur l’environnement » selon Areva-Orano, l’incident a été classé au niveau 1 de l’échelle INES.

Areva-Orano Framatome de Romans sur Isère (Drôme)

 

Entreposage de matière uranifère sur un emplacement non  autorisé

information rendue publique par l’ASN le 13/09/2018, 8 jours après l’aveu d’Areva-Orano Framatome, 14 jours après l’incident ( 27)

L’installation nucléaire de base (INBn° 98) d’Areva-Orano fabrique des produits de fission atomique (« combustible ») pour les réacteurs à eau sous pression d’EDF à partir d’uranium enrichit de 5 %. L’atelier « pastillage » transforme la poudre d’uranium, conditionnée dans des bouteillons, en pastilles. Afin de prévenir les risques de criticité, les bouteillons sont entreposés sur des emplacements balisés soit directement au sol, soit en chariots porte-bouteillons. Rien ne doit dépasser ou venir en surplus.

Pourtant ce 30 août 2018, un ingénieur sûreté détecte, lors d’un contrôle par sondage, la présence d’un chariot de trop à proximité de douze emplacements temporaires formellement autorisés et  matérialisés le 28 juin 2018 par un balisage au sol. Ce nouvel emplacement sauvage n’a fait l’objet d’aucune autorisation préalable du service sûreté. Un non-respect flagrant des règles d’entreposage en zone de  criticité. Mais comme cette fois encore « cet événement n’a pas eu de conséquence sur les travailleurs ou sur l’environnement » selon la Direction qui n’a déclaré l’incident que le 6 septembre 2018, il  n’a été classé qu’au niveau 1 de l’échelle INES.

 

EDF Superphénix Creys-Malville (Isère)

 

Indisponibilité de la pompe de secours incendie au-delà du délai maximal autorisé dans l’atelier d’entreposage et d’évacuation du « combustible

information rendue publique par l’ASN le  08/06/2018, 6 jours après l’aveu de EDF, 98 jours après l’incident  (28)

Le monstre Superphénix, qui n’a jamais fonctionné, est engagé par EDF dans un démantèlement sans fin. Et à haut risque aussi, dans lequel le nucléariste ne cesse de changer de stratégies techniques faute de savoir-faire et de maîtrise. Ainsi l’atelier pour l’évacuation, le stockage et l’entreposage en piscine du combustible neuf et irradié du réacteur (APEC) vient d’être l’objet d’une situation particulièrement dangereuse.

Le 2 mars 2018, les moyens d’extinction d’incendie de ce dépôt de substances radioactives deviennent indisponibles à la suite d’un essai périodique. La pompe de secours des réseaux qui doit entrer en fonctionnement automatiquement, notamment en cas de séisme, est tombée en panne. Impossible à réparer de toute évidence. C’est la tuile, sérieuse. Son remplacement d’extrême urgence est donc nécessaire. Mais EDF s’aperçoit qu’elle ne posséde pas en stock de pompe de secours neuves et qu’il faudrait plusieurs mois pour obtenir et valider un nouvel équipement équivalent. Alors, bricolage et approximations obligent dans le nucléaire, le 5 avril 2018, est installée une pompe de secours provisoire, histoire de donner le change tant bien que mal.

C’est que trois jours plus tôt, le 2 avril 2018, EDF après avoir dissimulé pendant un mois les faits, vient enfin de déclarer à l’ASN cet événement significatif pour la sécurité.  Le dépassement du délai réglementaire d’indisponibilité de un mois maximum était atteint. Pas moyen de faire autrement. Mais l’ASN, bonne fille, ne va mener enfin une inspection de contrôle que près de deux mois après l’incident, le 16 mai 2018. Et là se révèle qu’on est bien loin des obligations et de l’ensemble des exigences nécessaire à la sécurité.

Par un doux euphémisme, l’exploitant atomique affirme que « Cet événement n’a donc pas eu de conséquence sur l’installation, le personnel ou l’environnement« . L’Autorité de Sûreté Nucléaire ne peut que constater « des lacunes dans le suivi de ce matériel de secours qui n’a pas permis d’identifier et d’anticiper sa défaillance, et des difficultés rencontrées sur la mise en œuvre des dispositions compensatoires ». En foi de quoi cet événement n’est classé qu’au niveau 1 de l’échelle INES. C’est comme ça dans le nucléaire, la roulette russe.
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toutes les cartes d’implantations des installations nucléaires et autres lieux de radioactivité artificielle ici

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(1) – https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires

(2) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-respect-d-une-exigence-de-surete-relative-au-confinement-des-matieres-radioactives

(3) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Indisponibilite-partielle-du-systeme-de-ventilation-du-batiment-combustible-du-reacteur-1

(4) L’entreposage de déchets ou de combustible irradié correspond à des solutions provisoires de gestion. Il est dans tous les cas nécessaire de procéder à une surveillance du site et à une reprise des colis avant que le temps n’ait pu affaiblir les barrières dans lesquelles les éléments radioactifs sont confinés, avant la mise en œuvre d’une solution d’élimination définitive.

(5) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Sous-estimation-de-la-masse-de-matiere-fissile

(6) Phénix (INB n°71): centrale atomique électrogène de la filière à neutrons rapides refroidi au sodium, d’une puissance de 563 mégawatts thermiques (250 mégawatts électriques). Après avoir été couplé au réseau électrique pendant 35 ans (arrêt de la production d’électricité le 6 mars 2009), Phénix a fonctionné en réacteur d’irradiation pour des études de traitement des déchets à vie longue (de mai 2009 à février 2010). En fin d’année 2009, les premières opérations préliminaires à la mise à l’arrêt définitif (OPMAD) ont commencé, en accord avec l’ASN. L’exploitant a déposé en décembre 2011 son dossier de demande d’autorisation de démantèlement.

(7) LECA : laboratoire d’examen, destructif et non destructif, de combustibles irradiés issus des différentes filières de réacteurs électronucléaires ou expérimentaux, et de structures ou appareillages irradiés de ces filières. (CEA – Cadarache)

(8) LECI : Laboratoire d’Essai sur Combustibles Irradiés (CEA – Saclay) – Le LECI est un ensemble de laboratoires d’études et de caractérisation de matériaux irradiés pour l’essentiel, et de façon accessoire, de combustibles irradiés.

(9) Gaine de « combustible » : enveloppe métallique et étanche en forme de crayon qui entoure les pastilles d’uranium et les isole du fluide caloporteur. Ses deux fonctions : éviter la pollution du circuit primaire par les produits radioactifs de fission et protéger ceux-ci contre une attaque chimique ou mécanique du fluide de refroidissement. Dans les réacteurs à eau pressurisée les gaines sont en zircaloy (alliage de Zirconium).

(10) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-respect-de-deux-regles-de-surete-lors-d-un-transport-de-substances-radioactives

(11) Les installations nucléaires de base (INB) n°42 et 95, situées sur le centre CEA de Cadarache, sont des réacteurs expérimentaux. Eole (INB n°42 mise en service en 1965) et Minerve (INB n°95 créée en 1977) font partie, avec l’installation Masurca à Cadarache, des « maquettes » critiques d’études neutroniques, notamment de schémas de calculs, d’évaluation d’atténuation des rayonnements gamma ou neutrons dans les matériaux et l’acquisition de données nucléaires fondamentales.  Situé dans le même hall que le réacteur ÉOLE, Miberve est consacré à la mesure des sections efficaces par oscillation d’échantillons permettant une mesure de la variation de réactivité.

(12) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Contamination-corporelle-externe8

(13) Pour les travailleurs susceptibles d’être exposés aux rayonnements ionisants lors de leur activité professionnelle, la limite réglementaire de dose, pour douze mois consécutifs, est de 500 millisieverts pour la peau. Le Sievert est l’unité légale de dose qui permet de rendre compte de l’effet biologique sur un organisme vivant. Le Sievert n’est pas une quantité physique mesurable mais obtenue par le calcul. Pour les faibles doses, on utilise le milliSievert (symbole mSv) qui représente un millième de Sievert.

(14) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Defaut-de-surveillance-en-salle-de-commande-ayant-conduit-a-l-indisponibilite-d-un-equipement

(15) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Indisponibilite-partielle-du-systeme-d-aspersion-dans-l-enceinte-de-confinement-du-reacteur-1

(16) Le risque de criticité :  risque de démarrage d’une réaction nucléaire en chaîne lorsqu’une masse de matière fissile trop importante est rassemblée au même endroit. Un milieu contenant un matériau nucléaire fissile devient critique lorsque le taux de production de neutrons (par les fissions de ce matériau) est exactement égal au taux de disparitions des neutrons (absorptions et fuites à l’extérieur).

(17) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-respect-d-une-regle-de-criticite

(18) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-respect-d-une-regle-de-gestion-du-risque-lors-d-une-introduction-de-materiel-en-boite-a-gants

(19) Une boîte à gants est une enceinte de confinement isolant complètement un procédé par une paroi transparente (matériaux spéciaux qui filtrent une partie du rayonnement). Des gants sont installés dans la paroi pour permettre des manipulations de matière radioactive en toute sécurité. Le dispositif comprend en général une ventilation mettant la boîte en dépression par rapport à l’extérieur, ce qui permettrait de confiner les matières radioactives au sein de celle-ci.

(20) MOX : un terrifiant produit de fission atomique composé d’un mélange d’oxyde d’uranium et de plutonium de récupération que seule la France continue de produire, les rares autres pays producteurs ont abandonné cette production car trop dangereuse et hypothéquant le présent et l’avenir. Areva-Orano fait le forcing pour en équiper les réacteurs nucléaires à eau légère et, alors que EDF y était opposé, aujourd’hui la moitié des réacteurs de 900Mwe du nucléariste français sont contraint de fonctionner avec.

(21) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Indisponibilite-du-systeme-d-appoint-en-bore-du-circuit-primaire-du-reacteur-de-Bugey-3

(22) Le circuit primaire principal d’un réacteur atomique contient de l’eau sous pression qui s’échauffe au contact des éléments de la réaction nucléaire générée par les produits de fission (crayons de « combustible »). Pour contrôler et le cas échéant arrêter (souvent en urgence) la réaction nucléaire, du bore (élément chimique ayant la propriété d’absorber les neutrons produits par la réaction nucléaire) est mélangé à l’eau du circuit primaire.

(23) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Non-respect-d-un-critere-des-RGE-relatif-au-temps-de-demarrage-d-un-groupe-electrogene-de-secours

(24) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Defaut-d-isolement-de-l-enceinte-de-confinement-du-reacteur-4-de-la-centrale-nucleaire-du-Bugey

(25) la première barrière est constituée par la gaine du combustible, la deuxième étant constituée par l’enveloppe du circuit primaire principal

(26) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Depassement-de-la-limite-de-masse-de-matiere-uranifere-fissile-autorisee-sur-une-unite-de-travail4

(27) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Entreposage-de-matiere-uranifere-sur-un-emplacement-non-regulierement-autorise

(28) https://www.asn.fr/Controler/Actualites-du-controle/Avis-d-incident-des-installations-nucleaires/Indisponibilite-d-une-pompe-de-secours-au-dela-du-delai-autorise

 

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Cette entrée a été publiée le 21 novembre 2018 par dans anticapitalisme, nucléaire.