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Résumé Non Technique de l’étude de maîtrise des ris ques Résumé

DEMANDE DE MISE A L'ARRET DEFINITIF ET DE DEMANTELEMENT DE L'INB 105 page 1/29

INB 105. RESUME

RESUME NON TECHNIQUE DE L'ETUDE DE MAITRISE

DES RISQUES

Résumé Résumé Non Technique de l’étude de maîtrise des ris ques

page 2/29 DEMANDE DE MISE A L'ARRET DEFINITIF ET DE DEMANTELEMENT DE L'INB 105

Sommaire

1. Préambule.......................................... ............................................ 4

2. Description du projet ............................. ....................................... 5

2.1 Présentation du projet ............................ ................................................... 5

2.2 Périmètre.......................................... ........................................................... 7

2.3 Matières présentes ................................ ..................................................... 9

3. Méthodologie d’inventaire des risques ............. ....................... 11

4. Analyse des conséquences des accidents éventuels .. .......... 13

4.1 Les accidents de référence ........................ ............................................. 13

4.2 Evaluation des conséquences radiologiques ......... ............................... 14

4.3 Gestion des accidents ............................. ................................................ 16

5. Maîtrise des risques pour l’INB 105 ............... ........................... 17

5.1 Retour d’EXpérience ............................... ................................................. 17

5.2 Risques nucléaires d’origine interne .............. ........................................ 17

5.2.1 Risques de dispersion de substances radioactives et /ou toxiques ......................... 17

5.2.2 Risques d’exposition interne ...................... ................................................................. 19

5.2.3 Risques d’exposition externe ...................... ................................................................. 19

5.2.4 Risques de criticité .............................. .......................................................................... 21

5.3 Principaux risques non nucléaires d’origine interne ............................. 22

5.3.1 Risque de manutention ............................. .................................................................... 22

5.3.2 Risque d’incendie ................................. ......................................................................... 23

5.3.3 Risque d’explosion ................................ ........................................................................ 24

5.3.4 Risque chimique ................................... ......................................................................... 24

5.3.5 Risque d’anoxie ................................... .......................................................................... 25

5.3.6 Risques liés à la perte de la ventilation ......... .............................................................. 25

5.3.7 Risques liés à la perte de fournitures industrielle s .................................................... 26

5.3.8 Risques liés à la co-activité ..................... ..................................................................... 27



5.3.9 Dispositions liées aux Facteur Organisationnels et Humains .................................. 27

5.4 Risques d’origine externe ......................... ............................................... 28

6. Evaluations Complémentaires de Sûreté ............. .................... 29

7. Conclusion ........................................ .......................................... 29



1. Préambule

Maîtriser les risques c’est savoir les analyser dans leurs origines, leurs conséquences, mais c’est également la capacité à positionner face à ces risques des moyens de prévention adaptés permettant de réduire leur probabilité d’occurrence. C’est aussi envisager que le risque se transforme en incident ou en accident, et dans ce cas, maîtriser les risques c’est définir et disposer par avance des moyens à mettre en œuvre pour limiter les conséquences.

L’intégralité de l’étude de maîtrise des risques des opérations de démantèlement de l’Installation Nucléaire de Base n° 105 (INB 105) est livrée dans le présent dossier de demande d’autorisation de Mise à l’Arrêt Définitif et de Démantèlement. Cette étude repose sur une méthodologie éprouvée d’analyse de risques développée notamment pour assurer la sûreté de fonctionnement des Installations Nucléaires de Base. Elle vise à démontrer que le projet de démantèlement de l’INB 105 permet d’atteindre, compte tenu de l’état des connaissances et des pratiques, un niveau de risque aussi bas que possible pour les travailleurs, le public et l’environnement. Elle présente l’ensemble des événements physiques envisageables, les dispositions qui sont ou seront retenues pour prévenir les risques et limiter leurs conséquences.

Après une rapide présentation de l’INB 105 et du projet de Mise à l’Arrêt Définitif et de Démantèlement, ce résumé expose successivement les méthodologies d’identification des risques et d’analyse des conséquences. Il s’attache ensuite à décrire, de manière simplifiée, les dispositions mises en œuvre afin de maîtriser les principaux risques associés au démantèlement de l’INB 105 en s’appuyant sur l’analyse et le Retour d’EXpérience d’opérations similaires.



2. Description du projet

2.1 Présentation du projet

Le projet consiste à réaliser la Mise à l’Arrêt Définitif et le démantèlement de l’INB 105. Une modification de périmètre de l’INB 105 est également demandée dans le cadre du dossier de demande d’autorisation de Mise à l’Arrêt Définitif et de Démantèlement.

En préalable aux opérations de démantèlement, des investigations sont menées pour caractériser l’état physique et radiologique des équipements à démanteler et valider les opérations devant être réalisées, ainsi que leurs conditions de réalisation.

Les premières opérations de démantèlement consistent à déposer l’ensemble des équipements présents dans les ateliers. Elles permettent de réduire de façon significative la quantité de substances radioactives présente dans les installations. Ensuite, afin d’atteindre l’état final visé (déclassement de l’INB pour un usage ultérieur industriel), des opérations d’assainissement du Génie Civil sont effectuées pour éliminer les substances radioactives résiduelles.

Démantèlement Le démantèlement concerne l’ensemble des opérations effectuées en vue d’atteindre un état final défini permettant le déclassement. La phase de démantèlement succède à la phase d’exploit ation et aux opérations de préparation à la Mise à l’Arrêt Défin itif de l’installation et se termine à l’issue du processus de déclassemen t de l’installation. Ces opérations sont décrites dans l e décret d’autorisation de Mise à l’Arrêt Définitif et de Dé mantèlement.



Le schéma ci-après présente, les principales étapes réalisées au cours du démantèlement des installations de l’INB 105 :

Définition de l’état

initial

Déclassement des zones à déchets

nucléaires en zones à déchets

conventionnels, ainsi que du zonage de

radioprotection

Arrêt de la surveillance

radiologique et dépose des

dispositifs de contrôle associés

Assainissement

du génie civil

Dépose de la ventilation

nucléaire « bâtiment »

Dépose des équipements de procédé,

réseaux et systèmes associés (utilités,

contrôle/commande')



2.2 Périmètre

Le plan suivant présente l’implantation des ateliers de l’INB 105 à démanteler. Le périmètre de l’INB 105, tel qu’il est présenté en pointillés rouge, constitue le périmètre modifié (objet de la demande de modification de périmètre, pièce n° 6 du présent dossier).

Figure 1 : Implantation des installations présentes dans le périmètre de l’INB 105 de l’Etablissement AREVA NC de Pierrelatte



L’INB 105 inclut les ateliers suivants :

Ateliers Fonctions en exploitation

Structure 2000

Conversion du nitrate d'uranyle (NU) ou du dioxyde d'uranium (UO2) fritté en tétrafluorure

d'uranium (UF4), en sesquioxyde d'uranium (U3O8) ou encore en dioxyde d'uranium frittable (UO2)

Structure 2450

Conversion du tétrafluorure d'uranium (UF4), en hexafluorure d'uranium (UF6)

Aire 61 Entreposage de fûts de substances uranifères,

d’équipements en attente de démantèlement et de déchets

Aire 72C Entreposage de nitrate d’uranyle ou d’effluents liquides

Aire 79 Entreposage de fûts de substances uranifères et de résines échangeuses d’ions

Aire 85

Entreposage désormais vide de cylindres d’UF6

Aire 86

Aire 10A Entreposage de conteneurs d’UF6 et d’isoconteneurs de déchets



Ateliers Fonctions en exploitation

Cheminée usine

Exutoire des effluents gazeux de certaines installations de l’usine

Tableau 1 : Descriptif des éléments de l’INB 105

L’aire 10A, classée en Zone à Déchets Conventionnels, ne sera pas utilisée pour les besoins du démantèlement de l’INB 105. Préalablement à sa réaffectation pour les besoins de fonctionnement des ICPE de l’usine COMURHEX II, il sera procédé à la confirmation de son caractère conventionnel puis à sa régularisation administrative en réalisant deux dossiers qui seront transmis à l’Autorité de Sûreté Nucléaire, le premier conformément à l’Article 26 du Décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007, le second conformément à l’Article R.512-33 du Code de l’Environnement.

2.3 Matières présentes

L’INB 105, unité de production de la Direction de la Conversion de l’Etablissement AREVA NC Pierrelatte, avait pour principale mission de transformer, par voie chimique, du dioxyde d’uranium fritté (UO2) de combustibles nucléaires neufs ou du nitrate d’uranyle (UO2(NO3)2) issu du retraitement des combustibles usés en hexafluorure d’uranium, en sesquioxyde d’uranium (U3O8) ou en dioxyde d’uranium frittable (UO2).



La matière nucléaire mise en œuvre pendant l’exploitation de l’INB 105 se présentait sous plusieurs formes physico-chimiques rappelées ci-après :

Tétrafluorure d'uranium (UF 4) L'UF4 sert de base pour la production d’hexafluorure d'u ranium (UF6), qui sera par la suite enrichi afin de créer du c ombustible.

Hexaflurorure d’uranium (UF 6) L’UF 6 est la matière première utilisée pour le procédé d’enrichissement. L’UF 6 a la propriété de pouvoir passer d’un état solide à l’état gazeux par de faibles changements d e température.

Nitrate d’uranyle (NU) Le nitrate d’uranyle est un composé uranifère issu de la dissolution des combustibles (UO 2) qui est par la suite transformé en tétrafluorure d'uranium (UF 4) ou en oxyfluorure d’uranium (UO 2F2).

Sesquioxyde d’uranium (U 3O8) L’U 3O8 se présente sous la forme d’une poudre gris-noir, peu radioactive. Cette poudre incombustible, non corros ive et insoluble, est tout à fait comparable à l’oxyde d’uranium natu rel présent dans les gisements exploités. L’U 3O8 permet un entreposage sûr du fait de ses propriétés.

Oxyde d’uranium (UO 2) Il se présente sous la forme d’un solide noir. Le d ioxyde d'uranium est essentiellement utilisé dans les barres de comb ustible nucléaire, principalement sous forme UO 2 ou mélangé au dioxyde de plutonium PuO 2 (MOX) pour donner un nouveau combustible.



3. Méthodologie d’inventaire des risques

Les risques pris en compte lors de la conception, des modifications d’une installation ou de son démantèlement, font l’objet d’une analyse de risques réalisée par l’exploitant. Cette analyse est présentée à l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), notamment au travers des dossiers requis par la réglementation pour obtenir les autorisations de création, de mise en service, de modification ou de démantèlement d’une Installation Nucléaire de Base.

Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) L'ASN assure, au nom de l'Etat, le contrôle de la s ûreté nucléaire et de la radioprotection en France pour protéger les t ravailleurs, les patients, le public et l'environnement des risques liés à l'utilisation du nucléaire. Elle contribue à l’information des ci toyens.

Sûreté nucléaire La sûreté nucléaire est l'ensemble des dispositions techniques et des mesures d'organisation relatives à la conceptio n, à la construction, au fonctionnement, à l'arrêt et au dé mantèlement des Installations Nucléaires de Base, ainsi qu'au trans port des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d'en limiter les effets.

Radioprotection

La radioprotection est la protection contre les ray onnements ionisants, c'est-à-dire l'ensemble des règles, des procédures et des moyens de prévention et de surveillance visant à em pêcher ou à réduire les effets nocifs des rayonnements ionisant s produits sur les personnes, directement ou indirectement, y comp ris par les atteintes portées à l'environnement.

Sécurité nucléaire

La sécurité nucléaire comprend la sûreté nucléaire, la radioprotection, la prévention et la lutte contre l es actes de malveillance, ainsi que les actions de sécurité civ ile en cas d'accident.



Deux types de risques sont distingués :

� les risques nucléaires d’origine interne liés aux caractéristiques des substances radioactives, qui regroupent :

− le risque de dispersion de matières radioactives et/ou chimiques,

− le risque d’exposition, externe et/ou interne, aux rayonnements ionisants,

− le risque de criticité.

� Les risques non nucléaires liés à l’exploitation d’une installation industrielle, qui peuvent induire indirectement des risques nucléaires et chimiques. Sont distingués :

− les risques d’origine interne, liés à l’exploitation de l’installation (exemples : risque d’incendie, risque d’explosion, risque mécanique, risque lié aux manutentions...),

− les risques d’origine externe, liés à l’environnement de l’installation (exemples : risque sismique, risque de chute d’avion, risque d’inondation ou encore les risques industriels générés par les installations implantées à proximité de l’INB).

En résumé, les risques d’origine interne ont un lien direct avec l’exploitation de l’INB tandis que les risques d’origine externe ne sont pas liés aux activités menées dans cette installation mais à des incidents ou accidents potentiellement engendrés par des installations industrielles voisines ou encore par des phénomènes météorologiques extrêmes.

L’analyse des risques permet de définir les moyens matériels et organisationnels permettant de :

� prévenir l’apparition d’une situation incidentelle ou accidentelle,

� détecter tout dysfonctionnement,

� limiter les conséquences associées lors d’un incident ou accident.



4. Analyse des conséquences des accidents éventuels

4.1 Les accidents de référence

Dans la démarche d'une installation nucléaire, l'Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN) demande à l'exploitant de prendre en compte des situations accidentelles hypothétiques graves, encore appelées « accidents de référence », pouvant conduire à une dispersion de matières radioactives et/ou toxiques dans l'environnement.

Les situations accidentelles hypothétiques graves sont des accidents à caractère enveloppe, c'est-à-dire conduisant à un impact potentiel maximum sur l’Homme et l'Environnement mais de probabilité d'occurrence faible.

Dans le cadre du démantèlement de l’INB 105, les accidents considérés sont :

� pour l’environnement et le public : un incendie lors des opérations de démantèlement. Peu de matières combustibles sont présentes, mais il est considéré de manière pénalisante que l’incendie se propage à l’ensemble de la structure impactée (2000 ou 2450),

� pour les travailleurs : la chute d’un équipement manutentionné lors de sa dépose (dans la structure 2450).

Les conditions météorologiques prises en compte pour évaluer la dispersion de substances radioactives et/ou toxiques en situation accidentelle sont représentatives des conditions météorologiques les plus défavorables rencontrées sur le site du Tricastin.

Les calculs permettant d’évaluer l’impact des situations accidentelles sur les populations environnantes prennent en compte l’ensemble des paramètres permettant le transfert des radionucléides, à savoir notamment :

� l’inhalation,

� l’ingestion,

� le transfert par la chaîne alimentaire,

� le transfert dans les eaux de boisson...



Figure 2 : Voies de transfert dans l’environnement

4.2 Evaluation des conséquences radiologiques

Les effets radiologiques sont liés à l’uranium, substance radioactive. Les conséquences radiologiques sont évaluées :

� sur le court terme : inhalation de l’uranium dès que l’accident survient,

� sur le moyen terme (1 an) et long terme (50 ans) : ingestion de produits terrestres (légumes, fruits, viande) ayant été exposés aux matières radioactives, 1 an et 50 ans après l’accident.

Les conséquences radiologiques s’expriment en Sievert. A titre indicatif, la dose efficace réglementaire (dose au corps entier) pour les populations est fixée à 1 millisievert (mSv) pour un an.



Afin de donner quelques points de repères sur les doses calculées en situations accidentelles, la figure ci-dessous présente quelques impacts radiologiques liés à la vie courante en mSv.

Figure 3 : Impact radiologique du site AREVA du Tri castin (en mSv)

L’évaluation des conséquences radiologiques sur les populations environnantes en cas de situation accidentelle lors des opérations de démantèlement de l’INB 105 montre que la dose efficace reçue par la population est nettement inférieure à 1 mSv.

Ces conséquences, établies à partir d’un scénario pénalisant, ne prennent pas en compte les différentes mesures de prévention (présence des différentes barrières de confinement...) et de protection (mise à l’abri des populations) permettant de limiter l’occurrence d’apparition d’une situation accidentelle et son impact.

Nota : les conséquences de l’accident de référence « chute d’un équipement manutentionné » sur le public et l’environnement sont négligeables et ne sont pas présentées ici.



4.3 Gestion des accidents

Dès lors qu’un accident survient, AREVA NC fait appel aux moyens de secours du site (Equipe Locale de Première Intervention et Unité de Protection de la Matière et du Site) et met en œuvre en regard de l’ampleur de l’accident, le Plan d’Urgence Interne . En complément du PUI, le Préfet peut mettre en œuvre le Plan Particulier d’Intervention (PPI) .

Plan d’Urgence Interne (PUI) Le Plan d'Urgence Interne (PUI), selon l’Autorité d e Sûreté Nucléaire (ASN) est établi et mis en œuvre par l'industriel r esponsable d'une installation nucléaire. Le Plan d'Urgence Interne ( PUI) a pour objet d'une part de protéger le personnel travaillant sur le site nucléaire en cas d'incident ou d'accident, et d'autre part de limiter au maximum les conséquences de l'accident à l'extérieu r du site nucléaire.

Plan Particulier d’Intervention (PPI) Le Préfet établit le Plan Particulier d’Interventio n PPI qui est une des dispositions spécifiques du plan ORSEC. Le PPI prév oit l’alerte des populations ainsi que la mobilisation des services de secours publics (sapeurs pompiers, gendarmes, police, SAMU) , de l’ensemble des services de l’Etat (DDE, DRIRE, DDAS S...), communes et acteurs privés (exploitant, association s, gestionnaires de réseaux...).

La nécessité du déclenchement immédiat du PPI est signalée par l’exploitant (phase réflexe) sur la base de critères qu’il a préalablement établis sous le contrôle de l’Autorité de Sûreté Nucléaire. Un périmètre d’action de la phase réflexe du PPI est établi par l’Autorité de Sûreté Nucléaire en fonction des conséquences des scénarios retenus.



5. Maîtrise des risques pour l’INB 105

5.1 Retour d’EXpérience

Au cours de l’exploitation industrielle des ateliers de l’INB 105 et des autres installations d’AREVA NC, des travaux d’amélioration des procédés ou des opérations de maintenance lourde ont été nécessaires. Ces travaux peuvent donner lieu à des opérations de décontamination et de démontage, dans le cadre de chantiers parfois importants, qui peuvent être considérées comme des « démantèlements partiels » d’Installation.

Ces opérations donnent lieu à des analyses de sûreté. Des études permettent d’optimiser la conduite de chacune de ces opérations afin de maîtriser la sécurité nucléaire lors des interventions et de réduire les volumes de déchets produits.

D’autre part, le groupe AREVA, dont AREVA NC Pierrelatte est partie intégrante, procède depuis plusieurs années à des opérations de démantèlement de grande ampleur de certaines de ses installations sur de nombreux sites nucléaires.

AREVA NC Pierrelatte s’est basé sur ces Retours d’EXpérience, riches et nombreux, pour définir les méthodes et techniques les plus adaptées à ses chantiers de démantèlement et pour identifier et analyser les risques liés à ces opérations.

5.2 Risques nucléaires d’origine interne

5.2.1 Risques de dispersion de substances radioacti ves et/ou toxiques

Description du risque

Les substances radioactives présentent un danger pour l’Homme et l’Environnement. Elles doivent donc rester contenues dans un espace déterminé (emballage, conteneur, équipement, flacon, cuve...) permettant de les confiner pour éviter leur dispersion.

Le risque de dispersion de substances apparaît en cas de perte de la première barrière de confinement statique. Les opérations de décontamination interne ou de démantèlement nécessitent dans la plupart des cas l’ouverture du premier système de confinement (équipements procédé...). De plus, pour la plupart d’entre elles, les procédés d’intervention mis en œuvre remettent en suspension des particules contaminées (cryogénie, découpe, bouchardage, rabotage, piquage, carottage...).



Maîtrise du risque

La maîtrise du risque de dispersion repose sur la présence et la continuité des barrières de confinement .

Avant intervention sur des équipements contenant des substances radioactives ou dans une zone dans laquelle sont présentes des substances radioactives, une ou plusieurs barrières de confinement sont placées autour de la zone d’intervention. Ces « enceintes » assurent le confinement statique des substances radioactives par leurs parois tout au long des opérations.

L’ajout à ces confinements statiques, lorsque cela est nécessaire, de dispositifs de ventilation/filtration – appelés confinements dynamiques – permet de renforcer la prévention du risque de dispersion en assurant une dépression et/ou un sens d’air depuis les zones sans contamination vers les zones avec contamination (sas d’intervention).

Lors des interventions, le personnel est muni des équipements de protection individuelle adaptés (protection des voies respiratoires, tenues et gants...). La surveillance des opérations vis-à-vis du risque de dispersion est assurée par des appareils de contrôle de la contamination disposés sur les chantiers et à proximité.

Confinement statique Le confinement statique consiste à interposer entre les substances radioactives et l’Homme et l’Environnement une succ ession de parois dénommées barrières. Il est composé d’un ou deux systèmes de confinement.

Barrières

Elément structural définissant les limites physique s d’un volume présentant un environnement radiologique particulie r et permettant de prévenir ou de limiter la dispersion de la conta mination radioactive hors de ce volume.

Confinement dynamique

Le confinement dynamique consiste à maintenir un se ns préférentiel de circulation de l’air et/ou une dépr ession à l’intérieur des équipements ou des locaux susceptibles de conte nir des substances radioactives. En effet, la mise en dépre ssion d’un local ou d’une enceinte permet, en cas de rupture du conf inement, de créer une entrée d’air plutôt qu’une sortie vers l’ extérieur, évitant ainsi la dispersion de substances radioactives.



5.2.2 Risques d’exposition interne


Le risque d’exposition interne correspond au risque d’intégrer des substances radioactives dans l’organisme suite à la dispersion de ces substances en dehors des barrières de confinement.

L’incorporation de substances radioactives peut se faire principalement par trois voies de transfert : l’inhalation, l’ingestion et le transfert transcutané.

Maîtrise du risque

La prévention du risque d’exposition interne repose sur le confinement des substances radioactives et sur la protection des personnels. Ainsi, des Equipements de Protection Individuelle, adaptés aux risques, sont fournis aux opérateurs et des consignes rappellent que leur port est obligatoire.

C’est l’Unité de Protection de la Matière et du Site qui intervient en cas d’incident ou d’accident de contamination de personnels. Le secours des personnes en cas de contamination repose également sur les départements sécurité et radioprotection de l’Etablissement et sur le service médical du travail qui assure la prise en charge des victimes.

Unité de Protection de la Matière et du Site (UPMS) L‘Unité de Protection de la Matière et du Site assure les fonctions d’intervention incendie, assistance aux blessés et la surveillance des téléalarmes. Les installations de conversion d’ AREVA NC Pierrelatte font appel à l’UPMS de la plate-forme A REVA du TRICASTIN.

5.2.3 Risques d’exposition externe


Les substances radioactives émettent des rayonnements ionisants. En fonction des radioéléments, les rayonnements ont une distance de parcours plus ou moins grande et des effets différents sur l’organisme. L’uranium, substance mise en œuvre sur l’INB 105, est principalement émetteur de rayonnements de type alpha. Ces rayonnements ont une faible distance de parcours dans l’air, limitant ainsi le risque d’exposition externe.



Dans la vie quotidienne, les personnes sont exposées à des sources de rayonnements ionisants. Ces sources sont soit d’origine naturelle (beaucoup d’éléments sont naturellement radioactifs) soit liées à l’activité humaine, qu’elle soit industrielle ou médicale.

Quelques niveaux d’exposition rencontrés dans la vi e de tous les jours

Niveau d’exposition Nature de l’exposition

Doses efficaces (en milliSievert)

0,1 mSv Radio pulmonaire de face (exposition du patient)

0,06 mSv Trajet Paris – New-York

0,8 mSv Irradiation médicale moyenne de la population générale en France (dose estimée par an et

par personne)

2 mSv Irradiation cosmique du personnel naviguant

de l’aviation (dose estimée par an et par personne)

2,4 mSv Irradiation naturelle moyenne de la population générale en France (dose estimée par an et

par personne)

Tableau 2 : Niveaux d’exposition rencontrés dans la vie de tous les jours

Le Sievert : Le Sievert est une unité utilisée pour apprécier la dose incorporée par un organisme. Il tient compte, de l’énergie abs orbée, des différents types de rayonnements, ainsi que de la s ensibilité des tissus exposés aux rayonnements. Le Sievert est une unité très grande, on utilise généralement les sous-multiples suivants : le milliSievert, et le microSievert. Nota : 1 Sievert, noté Sv, correspond à 1 000 milliSievert , noté mSv.

1 milliSievert, correspond à 1 000 microSievert not é µSv. 1 microSievert, correspond à 1 000 nanoSievert noté nSv.

Lors des opérations de démantèlement, le risque d’exposition externe est généré par :

� la présence de substances uranifères dans les équipements à démanteler,

� la présence de conteneurs de matières uranifères (fûts notamment).

Maîtrise du risque

Trois grands principes permettent de prévenir le risque d’exposition externe :

� « le temps » passé par le personnel en présence d’une source de rayonnements ionisants,

� « la distance » entre le personnel et la source de rayonnements ionisants,

� « les écrans » placés le personnel et la source de rayonnements ionisants, qui permettent d’atténuer le rayonnement.



Ce sont ces principes qui sont pris en compte et mis en œuvre pour la prévention du risque d’exposition externe lors des opérations de démantèlement. Ainsi, au travers des consignes de radioprotection, de l’identification des zones à risque et de leur balisage, des procédures d’intervention, des Equipements de Protection Individuelle et collective, ces principes sont déclinés.

En plus de ces principes, les opérations de préparation à la Mise à l’Arrêt Définitif ainsi que les premières opérations de démantèlement ont pour objectif de collecter et d’évacuer ces matières afin de réduire le risque d’exposition externe du personnel au cours des opérations de démantèlement.

5.2.4 Risques de criticité


Certains atomes lourds peuvent se casser sous l’impact d’un neutron : ce sont des atomes « fissiles ». Les fissions se traduisent par l’émission de neutrons qui, à leur tour, peuvent heurter des atomes fissiles présents à proximité et provoquer de nouvelles fissions.

C’est la « réaction en chaîne». L’Uranium 235, présent dans les matières uranifères de l’INB 105 est fissile.

La réaction de fission, maîtrisée dans un réacteur nucléaire, permet de produire de l’énergie électrique avec le combustible nucléaire. Dans des circonstances très particulières et non désirées, ce phénomène de réaction en chaîne peut se déclencher (ou de « réaction en chaîne non maîtrisée ») et conduire à l’accident de criticité.

Figure 4 : Réaction de fission nucléaire

Le risque de criticité est pris en compte lorsque la matière nucléaire présente une teneur isotopique (pourcentage en masse d’isotope fissile dans la matière) supérieure à 1 %. Ce risque croît avec l’augmentation de la teneur isotopique et la masse de matière en présence.

Pour les installations de l’INB 105, l’isotope fissile est l’Uranium 235 présent dans la matière uranifère à une teneur isotopique maximale (également appelée « enrichissement ») de 2,5 %.

Le risque de criticité est intégré aux études de sûreté, y compris celles concernant la dépose des équipements de procédé ne contenant plus que de faibles quantités de matière résiduelle.



Maîtrise du risque

Afin de réduire le risque de criticité lors des opérations de démantèlement, une vidange des équipements a été réalisée en préalable pour diminuer la quantité de matière fissile.

Après recensement et caractérisation de la matière fissile restante dans les équipements de l’installation (présence d’équipements dit « à risque de rétention »), des règles de gestion de la matière fissile et des limites associées sont établies pour maîtriser le risque de criticité au cours des opérations de démantèlement.

L’intervention sur des équipements à risque de rétention de matière fissile est soumise à l’accord de l’Ingénieur Criticien des installations et du Chef d’Installation. L’autorisation n’est délivrée qu’après vérification du respect de l’ensemble des dispositions prévues pour assurer la maîtrise du risque de criticité (inspection visuelle ou endoscopique, retrait de la matière résiduelle).

Pour l’entreposage des matières uranifères, des moyens physiques et organisationnels (éloignement entre les fûts de matière, dispositifs anti-rapprochement de type crinoline, balisage des zones d’entreposage, limitation des quantités de matières maximales entreposée....) permettent de s’assurer de la maîtrise du risque de criticité.

Figure 5 : Dispositif d’éloignement de fûts (crinol ines)

5.3 Principaux risques non nucléaires d’origine int erne

5.3.1 Risque de manutention


Le risque de manutention est lié à la chute d’une charge lors de son déplacement ou à la collision d’une charge avec d’autres équipements.

Pour les opérations de démantèlement, le risque de manutention est particulièrement analysé compte tenu du fait qu’elles sont nombreuses (dépose des équipements et circuits, manutention des colis de déchets produits).

Maîtrise du risque

La maîtrise des risques liés aux opérations de manutention passe par l’application stricte des consignes et règles définies (hauteur de levage, vitesse de transfert réduite, cheminement des engins, respect des charges maximales admissibles...).



Elle repose également sur les actions de maintenance et de contrôles préventifs (vérification de la conformité des équipements de manutention à la réglementation).

Enfin, les habilitations et la formation obligatoire des opérateurs (caristes, pontiers, élingueurs...) participent à la prévention du risque.

5.3.2 Risque d’incendie


L’analyse du risque d’incendie d’origine interne consiste à examiner :

� l’ensemble des causes pouvant provoquer le départ d’un feu : présence simultanée de sources d’ignition (étincelles, source de chaleur), de matières combustibles (huiles, solvants...) et d’un comburant (oxygène de l’air),

� la nature, la quantité et l’état physique des matières combustibles présentes dans l’installation,

� la configuration de l’installation (agencement des chemins d’intervention...),

� la possibilité d’extension d’un incendie potentiel.

Lors des opérations de démantèlement de l’INB 105, ce risque est principalement lié à la mise en œuvre d’outils de découpe pouvant être sources d’ignition.

Maîtrise du risque

La maîtrise du risque incendie lors des opérations de démantèlement repose sur :

� la prévention (rédaction de permis de feu , choix préférentiel d’outils de découpe à froid (qui ne produisent pas d’étincelles ou d’échauffement de la matière), séparation géographique des sources d’allumage, choix de matériaux et d’équipements limitant le risque, limitation des quantités de matières inflammables...),

� la détection (surveillance par une détection automatique, des rondes sur les installations...),

� la limitation des conséquences d’un incendie (alerte, organisation interne de lutte contre l’incendie, ELPI...).

Permis de feu Un permis de feu est un document élaboré avant tout e intervention sur l’installation pouvant engendrer une source d’i gnition. Ce document permet d’analyser le risque et définit les mesures de prévention associées.

Equipe Locale de Première Intervention (ELPI) Personnel de l’exploitation formé aux situations d’ urgence permettant d’intervenir rapidement sur les lieux d’ un accident.



5.3.3 Risque d’explosion


L’explosion peut être due :

� à la présence d’un combustible mélangé à un comburant (l’air le plus souvent), dans des proportions données. En présence d’une source d’ignition ou de chaleur, ce mélange se consume très rapidement et provoque une explosion, caractérisée par deux phénomènes : onde de choc et dégagement de chaleur,

� à la mise en surpression d’une capacité (réserve d’air comprimé...).

Maîtrise du risque

Outre les dispositions retenues au titre de la prévention d’un incendie d’origine interne, les principales dispositions de prévention sont liées à la maîtrise des concentrations dans l’air des composés susceptibles d’être à l’origine d’un phénomène d’explosion (hydrogène notamment), la limitation des températures des produits inflammables et au respect des consignes de sécurité (manipulation des produits, des sources d’ignition...).

Concernant l’utilisation d’appareils sous pression, la maîtrise des risques repose sur le respect de la conformité des équipements et de leurs conditions d’utilisation.

5.3.4 Risque chimique


Les équipements de procédé de l’INB 105 ont préalablement été rincés ou balayés avant leur démantèlement. Le risque chimique réside donc principalement dans l’utilisation de procédés de décontamination mettant en œuvre des réactifs chimiques (frottis imbibés d’acides divers ou de bases, application de gel, cryogénie...).

Figure 6 : Figure 7 : Décontamination par frottis Schéma du procédé de c ryogénie



Maîtrise du risque

De manière générale, la prévention du risque chimique repose sur la connaissance des produits mis en œuvre, leur domaine d’application et les contre-indications. La prévention repose également sur la sensibilisation et la formation des opérateurs aux risques des substances qu’ils manipulent. Enfin, des consignes clairement formalisées rappellent aux opérateurs les règles d’utilisation et d’entreposage des substances chimiques.

Plus spécifiquement, la prévention du risque chimique consiste à fournir aux opérateurs les moyens de protection adaptés pour l’utilisation des produits dangereux et les interventions sur les circuits consignés (tenues étanches, gants, masque, visière...).

5.3.5 Risque d’anoxie


L’air est constitué de 79 % d’azote et de 21 % d‘oxygène. Le risque d’anoxie est la diminution du taux d’oxygène dans l’air en dessous de 19 %, seuil auquel apparaît un danger pour l’organisme.

Lors des opérations de démantèlement, le risque d’anoxie est lié aux gaz dégagés par le procédé de cryogénie.

Maîtrise du risque

Le personnel mettant en œuvre ce procédé utilise des Equipements de Protection Individuelle adaptés (appareil respiratoire individuel, combinaison avec assistance respiratoire).

Les zones et locaux à risques font l’objet d’une signalisation spécifique. Le personnel est formé à l’utilisation de ce procédé.

Les sas d’intervention et les locaux sont ventilés permettant d’éviter une accumulation de dioxyde de carbone ou d’azote en fonction du procédé utilisé. Des mesures de concentration en gaz (O2) dans l’air sont effectuées de façon permanente lors des interventions.

5.3.6 Risques liés à la perte de la ventilation


La ventilation participe à la maîtrise du risque de dispersion de matières radioactives. Les conséquences éventuelles d'une perte des réseaux de ventilation sont :

� une augmentation du niveau de la contamination atmosphérique dans les ateliers ou les sas de l'INB 105,

� un rejet limité de matières radioactives dans l'environnement dû à l’étanchéité relative des bâtiments et à la mise en œuvre de sas d’intervention pour les opérations de démantèlement.



Lors du démantèlement de l’INB 105, deux types de ventilation seront en service :

� les ventilations dites d’ambiance des ateliers,

� les ventilations des sas d’intervention.

Maîtrise du risque

Concernant les ventilations d’ambiance, les mesures de prévention suivantes sont :

� la vérification périodique de l’efficacité des filtres Très Haute Efficacité,

� des opérations de décolmatage des pré-filtres situés en amont des filtres Très Haute Efficacité (THE).

En cas de perte de la ventilation du sas d’intervention, les opérations et procédés employés sont arrêtés.

La perte d'un ventilateur est signalée par des alarmes sonores et lumineuses en salle de contrôle des ateliers de l’INB 105 pour la ventilation des locaux et en local pour celle des sas d’intervention. Des alarmes permettent également de suivre le bon fonctionnement des filtres THE.

Filtre Très Haute Efficacité (THE) Les filtres sont des structures poreuses disposant de capacité de piéger des particules entraînées par les effluents gazeux. Les filtres sont classés selon leur performance de filtration. Les filtres THE font partie des filtres présentant les plus grandes performances de filtration, pouvant atteindre une efficacité de 99, 995 %.

5.3.7 Risques liés à la perte de fournitures indust rielles

La prévention des risques de perte de fournitures industrielles telles que l’alimentation en électricité, en gaz comprimés, repose sur les principes de maintenance préventive (visant à assurer le fonctionnement par le contrôle et le remplacement régulier sans attendre la panne ou le défaut) et la redondance (mise en place d’un système de secours permettant d’assurer une continuité).

La perte de fournitures industrielles peut conduire à une défaillance des systèmes de prévention ou de protection vis-à-vis des autres risques, notamment les risques nucléaires.

Ainsi, en fonction des éléments considérés (électricité, alimentation en air comprimé) des programmes de maintenance sont établis et respectés, des dispositifs de secours sont mis en place, des procédures de gestion des activités en cas de perte d’utilités sont rédigées et portées à la connaissance des intervenants.



5.3.8 Risques liés à la co-activité

La réalisation concomitante de plusieurs interventions sur une même installation par des opérateurs d’entités différentes (AREVA NC, entreprises extérieures) peut créer des situations à risques, regroupées sous l’appellation « co-activité ».

Ces situations sont examinées par l’analyse des interfaces entre les différents acteurs. Chaque entité intervenante doit considérer les risques présents sur l’Installation, identifier les risques apportés par son (ses) chantier(s) et définir les moyens de prévention et de protection adéquats. Les visites préalables, réalisées en amont des chantiers, permettent de vérifier et d’identifier les interfaces. Le plan de prévention vient formaliser l’accord entre toutes les entités participantes sur la mise en œuvre des moyens de prévention et le déroulement des chantiers.

Plan de Prévention Document établi avant le début des travaux entre le s chefs d’entreprises utilisatrices et extérieures, définis sant les mesures prises par chaque entreprise en vue de prévenir les risques.

5.3.9 Dispositions liées aux Facteur Organisationne ls et Humains

Le Retour d’EXpérience montre qu’une partie des événements survenant au cours d’opérations de démantèlement est liée à des erreurs humaines ou des dysfonctionnements de l’organisation.

Le principe fondamental est de mettre tout en œuvre pour que la décision à prendre ou l’action à réaliser par l’Homme soit optimale vis-à-vis de la sûreté/sécurité. La mise en œuvre de ce principe repose notamment sur la mise en place d’une organisation adaptée et la compétence des équipes concernées.

La prévention des risques repose sur plusieurs principes. Tout d’abord, la formation des personnels afin de s’assurer qu’elle est en adéquation avec la compétence requise pour les postes de travail occupés. Ensuite, il est apporté une grande attention aux évolutions des entités, que ces évolutions portent sur l’organisation ou sur des modifications physiques des Installations. Enfin, le suivi rigoureux des intervenants des entreprises extérieures, en assurant des formations spécifiques aux risques des Installations, le suivi de leurs habilitations et aptitudes au travail, en délivrant des autorisations de travail pour chaque opérations permet d’encadrer de manière stricte et efficace les chantiers.



5.4 Risques d’origine externe

Ces risques sont liés aux phénomènes naturels ou aux autres activités humaines situées à proximité des éléments de l’Installation Nucléaire de Base 105.

Il n’est, par définition, généralement pas possible d’agir sur les causes des risques externes. Cependant, des dispositions de sûreté mises en place sur l’installation permettent de maîtriser au maximum les conséquences des risques externes.

Ces dispositions sont établies sur la base de scénarios envisageables pour lesquels les conséquences sur les installations sont évaluées. Ainsi, sont étudiées par exemple, les conséquences d’un séisme, d’une crue centennale, de conditions climatiques exceptionnelles, d’accidents sur les voies de communication proche du site ou dans les installations voisines.

En regard de l’impact potentiel de ces événements sur les installations, des règles sont formulées (conditions d’entreposage de matière, conduites à tenir...) et les moyens de protection adaptés (dimensionnement des moyens de l’UPMS).



6. Evaluations Complémentaires de Sûreté

Les Evaluations Complémentaires de Sûreté (ECS) ont été réalisées suite à l’accident survenu en mars 2011 à la Centrale nucléaire de Fukushima au Japon. Elles visent à évaluer la sûreté des installations en cas de survenu d’un événement climatique extrême.

L’évaluation du rapport ECS de la plate-forme AREVA du Tricastin, transmis à l’Autorité de Sûreté en 2011, a conduit à la prise d’engagements par AREVA et à l’établissement de prescriptions complémentaires par l’ASN.

L’ensemble de ces études a permis de définir des dispositions permettant de maîtriser les fonctions fondamentales de sûreté dans des situations extrêmes, à savoir :

� pour la plate-forme AREVA du Tricastin, la mise en place d’une organisation de crise qui reposera sur des dispositions organisationnelles et matérielles (bâtiment unique de crise, outils de diagnostic, moyens de communication...) communes (noyau dur).

Parmi ces moyens, certains seront déployés au niveau des installations de conversion de l’Etablissement AREVA NC Pierrelatte :

− un système de Détection Coupure Sismique (DCS) vis-à-vis du risque d’incendie consécutif à un séisme,

− des moyens de surveillance au voisinage de l’aire 61 afin de détecter la survenue d’un éventuel accident de criticité et d’assurer la protection des intervenants le cas échéant (outils de diagnostic).

� Au niveau des entreposages de matières uranifères (aire 61 de l’INB 105), la mise en place de cerclages autour des fûts afin d’en limiter les mouvements en cas de séisme, et de plate-formes de surélévation des fûts entreposés afin d’assurer le maintien de la sous-criticité de l’entreposage en cas d’inondation.

7. Conclusion

Le projet de Mise à l’Arrêt Définitif et de Démantèlement de l’INB 105 a pour objectif la réduction de tous les risques apportés par l’INB, en particulier par l’obtention d’installations assainies pour lesquelles l’activité radiologique aura été enlevée.

Les opérations nécessaires s’effectueront dans le respect des dispositions définies pour garantir la maîtrise des risques et permettre la réalisation du projet avec un niveau de sûreté optimal pour le personnel, la population et l’environnement.

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