Modèle WORD AREVA - Site IDE de la Drome

Dossier de Demande

d’Autorisation de Création

de l’INB FLEUR

ENQUÊTE PUBLIQUE

Classeur 4

Pièce 9 - Etude de Maîtrise des Risques

Pièce 10 - Servitudes d’utilité publique & Installations

soumises au système d’échange de quotas d’émissions

de gaz à effet de serre

- Pièce 11 - Plan de démantèlement de l’installation

Dossier de Demande


de l’INB FLEUR

ENQUÊTE PUBLIQUE

Pièce 9 - Etude de Maîtrise des Risques

Etude de Maitrise des Risques

Dossier de Demande d’Autorisation de Création de l’INB FLEUR - Enquête Publique Page : 1/68

FLEUR

PIECE N°9 : ETUDE DE MAITRISE DES RISQUES



0 INTRODUCTION

0.1 SOMMAIRE

0 INTRODUCTION ............................................................................................................................... 2

0.1 Sommaire .............................................................................................................................. 2

0.2 Liste des figures ................................................................................................................... 5

0.3 Liste des tableaux ................................................................................................................ 5

0.4 Liste des références ............................................................................................................. 5

0.5 Liste et signification des abréviations utilisées ................................................................. 6

1 PRESENTATION DE L’ETUDE DE MAITRISE DES RISQUES ........................................................ 8

1.1 Rappel de la réglementation ................................................................................................ 8

1.2 Contexte de l’étude de maîtrise des risques ...................................................................... 9

1.3 Plan de l’étude de maîtrise des risques .............................................................................. 9

2 PRESENTATION GENERALE DE L’INSTALLATION .................................................................... 10

2.1 Fonctions et activités réalisées ......................................................................................... 10

2.2 Périmètre de l’installation .................................................................................................. 10

2.3 Nature et caractéristiques des substances présentes .................................................... 10

2.4 Description de l’installation ............................................................................................... 10

2.5 Description de l’entreposage ............................................................................................ 11

3 INVENTAIRE DES RISQUES .......................................................................................................... 17

3.1 Nature des risques étudiés ................................................................................................ 17

3.2 Inventaire des risques sur l’installation ........................................................................... 18

4 ANALYSE DU RETOUR D’EXPERIENCE ...................................................................................... 19

4.1 REX sur l’exploitation de parcs d’entreposage similaires .............................................. 19

4.2 Analyse des éléments de retour d’experience et enseignements associés .................. 20



4.2.1 Retour d’expérience sur les risques nucléaires ...................................................................... 20 4.2.2 Retour d’expérience sur les risques non nucléaires ............................................................... 20 4.2.3 Principaux enseignements issus de l’analyse du retour d’expérience ................................... 21

5 METHODE RETENUE POUR L’ANALYSE DE RISQUES .............................................................. 22

5.1 Principe de défense en profondeur................................................................................... 22

5.2 Eléments et activités importants pour la protection ........................................................ 23

5.2.1 Fonctions de sûreté (FS) ........................................................................................................ 23 5.2.2 Eléments importants pour la protection (EIP) ......................................................................... 24 5.2.3 Activités importantes pour la protection (AIP) ........................................................................ 25

5.3 Méthode d’analyse de risques ........................................................................................... 25

6 ANALYSE DES CONSEQUENCES DES ACCIDENTS EVENTUELS ............................................ 26

6.1 Accidents de référence ...................................................................................................... 26

6.2 Méthodologie d’évaluation des conséquences des accidents ....................................... 26

6.3 Description des accidents pris en compte pendant l’exploitation .................................. 26

6.3.1 Identification des accidents ..................................................................................................... 26 6.3.2 Évaluation des conséquences radiologiques ......................................................................... 27 6.3.3 Évaluation des conséquences toxiques ................................................................................. 28

6.4 Gestion des accidents ....................................................................................................... 29

6.4.1 Plan d’Urgence Interne (PUI) .................................................................................................. 29 6.4.2 Plan Particulier d’Intervention (PPI) ........................................................................................ 30

7 DISPOSITIONS ENVISAGEES POUR LA MAITRISE DES RISQUES ........................................... 31

7.1 Analyse et maîtrise des risques nucléaires ...................................................................... 31

7.1.1 Dissémination de substances radioactives ............................................................................. 31 7.1.2 Exposition externe des personnes et de l’environnement aux rayonnements ionisants ........ 34

7.2 Analyse et maîtrise des risques non nucléaires d’origine interne.................................. 40

7.2.1 Collisions et chutes de charges .............................................................................................. 40 7.2.2 Incendie .................................................................................................................................. 42 7.2.3 Usage et perte de l’alimentation électrique ............................................................................ 44 7.2.4 Vieillissement .......................................................................................................................... 45 7.2.5 Cumuls plausibles d’agressions d’origine interne ................................................................... 46 7.2.6 FOH ........................................................................................................................................ 47

7.3 Analyse et maîtrise des risques non nucléaires d’origine externe ................................. 48

7.3.1 Activités industrielles et voies de communication ................................................................... 48 7.3.2 Chute d’avion .......................................................................................................................... 51



7.3.3 Séisme .................................................................................................................................... 52 7.3.4 Inondation externe .................................................................................................................. 53 7.3.5 Aléas climatiques extrêmes .................................................................................................... 55 7.3.6 Incendie externe ..................................................................................................................... 58 7.3.7 Cumuls plausibles entre les agressions ................................................................................. 58 7.3.8 Actes de malveillance ............................................................................................................. 59

8 SYSTEMES DE SURVEILLANCE, DISPOSITIFS ET MOYENS DE SECOURS ............................. 60

8.1 Systemes de surveillance .................................................................................................. 60

8.1.1 Surveillance de l’environnement ............................................................................................. 60 8.1.2 Surveillance des installations .................................................................................................. 61

8.2 Moyens de secours ............................................................................................................ 62

9 RESUME NON TECHNIQUE .......................................................................................................... 63

10 CONCLUSION ................................................................................................................................ 64

11 ANNEXES ....................................................................................................................................... 65

11.1 Spectres radiologiques représentatifs ............................................................................. 65



0.2 LISTE DES FIGURES

Figure 1 : Périmètre de l’installation (en rouge) .......................................................................................... 11

Figure 2 : Disposition des emballages dans un bâtiment d’entreposage ................................................... 13

Figure 3 : DV70 et fûts métalliques ............................................................................................................. 14

Figure 4 : Chariot de manutention ............................................................................................................... 15

0.3 LISTE DES TABLEAUX

Tableau 1 : Caractéristiques des fûts métalliques entreposés sur l’installation .......................................... 14

Tableau 2 : Caractéristiques des DV70 entreposés sur l’installation .......................................................... 15

Tableau 3 : Synthèse des EIP de l’installation ............................................................................................ 24

Tableau 4 : Evaluation des conséquences radiologiques des accidents de référence .............................. 27

Tableau 5 : Evaluation des conséquences radiologiques des accidents de référence .............................. 28

Tableau 6 : Quelques niveaux d’exposition rencontrés dans la vie courante ............................................. 35

Tableau 7 : Spectre 1 (U3O8 URT vieilli 10 ans) ......................................................................................... 66

Tableau 8 : Spectre 2 (U3O8 APP vieilli 10 ans).......................................................................................... 68

0.4 LISTE DES REFERENCES

[1] Décret n°2007-1557 du 2 Novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, dit « décret procédures »

[2] Arrêté du 7 février 2012 fixant les règles générales relatives aux installations nucléaires de base

[3] Loi TSN n°2006-686 du 13 Juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire

[4] Arrêté du 29/09/05 relatif à l'évaluation et à la prise en compte de la probabilité d'occurrence, de la cinétique, de l'intensité des effets et de la gravité des conséquences des accidents potentiels dans les études de dangers des installations classées soumises à autorisation

[5] Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) I.1.b – Prise en compte des risques liés à l’environnement industriel et aux voies de communication

[6] Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) I.1.a – Prise en compte des risques liés aux chutes d’avions

[7] Règle Fondamentale de Sûreté (RFS) 2001-01 – Détermination des mouvements sismiques à prendre en compte pour la sûreté des installations



0.5 LISTE ET SIGNIFICATION DES ABREVIATIONS UTILISEES

AIP Activités Importantes pour la Protection

APA Appareil de Prélèvement Atmosphérique

APVR Appareil de Protection des Voix Respiratoires

ASN Autorité de Sûreté Nucléaire

ASND Autorité de Sûreté Nucléaire de Défense

BAES Blocs Autonomes d’Eclairage de Sécurité

CNPE Centrale Nucléaire de Production d’Electricité

DDAC Dossier de Demande d’Autorisation de Création

DM Donzère-Mondragon

DREAL Direction Régionale de l’Environnement, de l’Aménagement et du Logement

EDF Electricité De France

EIP Eléments Importants pour la Protection

FLEUR Fourniture Locale d’Entreposage d’Uranium de Retraitement

FS Fonction de Sûreté

ICPE Installation Classée pour la Protection de l’Environnement

INB Installation Nucléaire de Base

INBS Installation Nucléaire de Base Secrète

IRSN Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

NGFO Niveau Général Français Orthométrique

PCR Personne Compétente en Radioprotection

POI Plan d’Opération Interne

PPI Plan Particulier d’Intervention

PUI Plan d'Urgence Interne

RNME Réseau National de Mesures de la Radioactivité de l’Environnement

RSE Réseau de Surveillance de l’Environnement

SDIS Service Départemental d’Incendie et de Secours

SEI Seuils des Effets Irréversibles

SEL Seuils des Effets Létaux

SELS Seuils des Effets Létaux Significatifs

SMS Séisme Majoré de Sécurité

SMHV Séisme Maximum Historiquement Vraisemblable



SST Service Santé au Travail

TGBT Tableau Général Basse Tension

UPMS Unité de Protection de la Matière et du Site

U3O8 APP Sesquioxyde d’Uranium d’origine naturelle et d’isotopie APPauvrie

U3O8 URT Sesquioxyde d’Uranium de Recyclage issu du Traitement des combustibles usés

UO2 NAT Dioxyde d’Uranium d’origine NATurelle



1 PRESENTATION DE L’ETUDE DE MAITRISE DES RISQUES

Le présent document « Etude de maîtrise des risques » répond à l’item 8 de l’article 8-I du « décret

procédures » [1].

Il correspond à la pièce 9 du Dossier de Demande d’Autorisation de Création (DDAC).

1.1 RAPPEL DE LA REGLEMENTATION

Une INB est soumise à un régime d’autorisation et fait l’objet d’une surveillance et de contrôles exercés

par l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN). Une procédure réglementaire spécifique est prévue pour

autoriser la création, la modification ou le démantèlement d’une INB.

La création d'une INB est soumise à autorisation, en application de l’article 8 du « décret procédures »

[1], sur la base d’un dossier déposé par l’exploitant auprès des ministres chargés de la sûreté nucléaire

et de l’ASN. Ce dossier de demande comprend notamment une étude de maîtrise des risques.

Le contenu de l’étude de maîtrise des risques est fixé par l’article 11 du décret n° 2007-1557 du

2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de

sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, dit « décret procédures » [1].

Installation Nucléaire de Base (INB)

En France, on appelle Installation Nucléaire de Base (INB) une installation nucléaire qui, de par sa

nature ou en raison de sa qualité ou de l’activité des substances radioactives qu’elle contient, est

soumise à la loi du 13 juin 2006 relative à la transparence et à la sécurité en matière nucléaire,

codifiée dans le Code de l’environnement. La surveillance des INB est exercée par des inspecteurs

de l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN).

Dossier de Demande d’Autorisation de Création (DDAC)

Ensemble de procédures administratives destinées à créer une INB et permettre son exploitation.



Cette étude de maîtrise des risques, présente, sous une forme appropriée pour les consultations locales

et l’enquête publique, l’inventaire des risques que présente le projet, l’analyse des dispositions prises

pour prévenir ces risques et des mesures propres à limiter la probabilité des accidents et leurs effets, tels

qu’ils figurent dans la version préliminaire du rapport de sûreté. Son contenu doit être en relation avec

l’importance des dangers de l’installation et de leurs effets prévisibles, en cas de sinistre, sur les intérêts

mentionnés à l’article L. 593-1 du Code de l’environnement.

1.2 CONTEXTE DE L’ETUDE DE MAITRISE DES RISQUES

L’installation est un futur parc d’entreposage de substances radioactives de la plateforme Orano

Tricastin. Cette installation va recevoir de l’oxyde d’Uranium de Recyclage issu du Traitement (URT) des

combustibles usés, de l’oxyde d’uranium appauvri issu de la défluoration et de l’oxyde d’uranium naturel.

L’objectif de cette création est de développer de nouvelles capacités d’entreposage, cela avant

d’atteindre la saturation des parcs d’entreposages existants en 2021.

La description de l’installation est présentée dans la pièce n°2 du présent dossier.

1.3 PLAN DE L’ETUDE DE MAITRISE DES RISQUES

En application de l’article 11 du « décret procédures » [1], l’étude de maîtrise des risques comprend :

◼ une présentation de l’installation (cf. § 2) ;

◼ un inventaire des risques que présente l’installation, d’origine tant interne qu’externe (cf. §

3) ;

◼ une analyse du retour d’expérience d’installations similaires (cf. § 4) ;

◼ une présentation des méthodes retenues pour l’analyse des risques (cf. § 5) ;

◼ une analyse des conséquences des accidents éventuels pour les personnes et

l’environnement (cf. § 6) ;

◼ une présentation des dispositions envisagées pour la maîtrise des risques, comprenant la

prévention des accidents et la limitation de leurs effets (cf. § 7) ;

◼ une présentation synthétique des systèmes de surveillance, des dispositifs et des moyens

de secours (cf. § 8) ;

◼ un résumé non technique destiné à faciliter la prise de connaissance par le public des

informations contenues dans l’étude. Le résumé non technique de la présente étude est

inséré dans le premier classeur du dossier de demande d’autorisation de création.



2 PRESENTATION GENERALE DE L’INSTALLATION

2.1 FONCTIONS ET ACTIVITES REALISEES

La fonction principale de cette installation est l’entreposage d’emballages de substances radioactives

conditionnées en conteneurs cubiques de type DV70 ou en fûts normalisés.

Cette fonction nécessite des activités de manutention (réception, expédition), comptabilité de la matière,

contrôle radiologique et surveillance de l’état physique de l’entreposage, des emballages, des bâtiments

et des abords de l’installation.

L’installation ne met en œuvre aucun procédé de production ni automatisation de la manutention.

2.2 PERIMETRE DE L’INSTALLATION

Le périmètre de l’installation est matérialisé sur la Figure 1.

2.3 NATURE ET CARACTERISTIQUES DES SUBSTANCES PRESENTES

L’installation met en œuvre des substances radioactives sous emballages.

Les substances radioactives concernées par cette installation sont les suivantes :

◼ U3O8 URT, dont la teneur isotopique en 235U est de 1% maximum ;

◼ U3O8 APP, dont la teneur isotopique en 235U est de 0,5% maximum ;

◼ UO2 NAT, dont la teneur isotopique en 235U est de 0,715% maximum.

La quantité maximale d’uranium entreposé dans cette installation est d’environ 31 416 tonnes.

Les spectres des substances sont présentés en annexe (cf. annexe 11.1).

2.4 DESCRIPTION DE L’INSTALLATION

L’installation se compose de quatre bâtiments de configuration identique, d’environ 65 m de long et de 47

m de large avec une hauteur au point haut du bâtiment de 11,70 m (8,10 m au point bas de la toiture),

d’une surface d’environ 3 000 m2 chacun. Ils sont constitués d’une ossature, d’une couverture et d’un

bardage métallique.

Elle inclut également :

◼ un merlon en terre d’une hauteur minimum de 6 m, englobant la zone d’entreposage et

assurant une protection radiologique ;

◼ un bassin d’orage permettant de recueillir les eaux pluviales de l’installation ;

◼ un poste électrique préfabriqué en béton armé et deux armoires électriques extérieures

permettant d’alimenter électriquement les quatre bâtiments, les éclairages des voiries ainsi

que les portails ;

◼ des voies d’accès aux équipements de manutention ;



◼ une zone de chargement/déchargement des emballages ;

◼ une clôture périphérique.

Figure 1 : Périmètre de l’installation (en rouge)

2.5 DESCRIPTION DE L’ENTREPOSAGE

Agencement des bâtiments

La largeur des allées de circulation est adaptée au déplacement des équipements de manutention et le

revêtement de sol de chaque bâtiment est dimensionné au passage des équipements de manutention.

Les zones d’entreposage des emballages sont définies par un marquage au sol. Les DV70 sont

entreposés le long du bardage, gerbés sur 3 niveaux, faisant ainsi office de protection radiologique. Les

fûts occupent toute la surface d’entreposage à l’intérieur de la barrière radiologique. De plus, une zone de

fûts témoins et une zone de pesée sont présentes dans chaque bâtiment.



Les emplacements des emballages sont repérés dans le système de données par :

◼ une file ;

◼ un rang ;

◼ un niveau (hauteur de gerbage) ;

◼ une position sur la palette.

L’entreposage des emballages dans les bâtiments se fait à partir des files centrales qui desservent des

files latérales (cf. Figure 2). Les files latérales situées en fonds de bâtiments sont remplies en premier,

puis le front d’entreposage avance vers le portail, afin de minimiser l’exposition du personnel.



Légende :

: Empilements de fûts URT : 1,40x1,40 m

: Empilements de conteneurs DV70 : 1,50x1,80 m

: Circulations : largeur mini 0,55 m entre allées de fûts

: Circulations : largeur mini 0,60 m

: Circulations : largeur mini 0,90 m

: Bardage épaisseur 0,20 m

Figure 2 : Disposition des emballages dans un bâtiment d’entreposage

Description des emballages

Les emballages utilisés pour conditionner les substances radioactives de type U3O8 URT et UO2 NAT

sont des fûts métalliques normalisés de type F200, F110 et F30. Les fûts sont placés sur des palettes,

facilitant ainsi leur manutention.

Les emballages de types DV70 sont uniquement utilisés pour conditionner l’U3O8 APP.



Figure 3 : DV70 et fûts métalliques

Les caractéristiques des emballages de types fûts métalliques sont données dans le Tableau 1.

Caractéristiques Fût F200 F110 F30

Diamètre hors tout (mm) 630 460 325

Hauteur hors tout (mm) 870 764 484

Volume maximal (L) 223 118 32

Epaisseur (mm) 1,5 1 0.35

Masse brute maximale (kg) 385 235 54

Tableau 1 : Caractéristiques des fûts métalliques entreposés sur l’installation



Les caractéristiques des emballages de types DV70 sont données dans le Tableau 2.

Ancienne génération Nouvelle

génération

DV70 1ère

génération

DV70 de

type de W

DV70 de

type WL

DV70 de type

WL renforcé

Période approximative d’utilisation 1980-1985 1985-1995 1996-2004 depuis 2004

Longueur hors tout (mm) 1615 1615 1615 1615

Largeur hors tout (mm) 1340 1340 1340 1340

Hauteur hors tout (mm) 1575 / 1600 1575 1575 1575

Epaisseur parois (mm) 4 4 4 à 8 4 à 8

Masse brute maximale (kg) 10 565 9 000 12 000 12 750

Tableau 2 : Caractéristiques des DV70 entreposés sur l’installation

Description des équipements de manutention

Les équipements utilisés dans le cadre de l’exploitation de l’installation sont :

◼ des remorques attelées à un tracteur d’une capacité adaptée pour le transfert des

emballages (palettes de fûts et DV70) ;

◼ un chariot de manutention d’une capacité de 16 tonnes pour les DV70 ;

◼ des chariots de manutention d’une capacité allant de 2,5 tonnes à 4 tonnes pour les

palettes de fûts ou les fûts ;

◼ une balance mobile commune pour les quatre bâtiments ;

◼ des apparaux (pinces à fûts).

Figure 4 : Chariot de manutention



Description des fonctions auxiliaires

La fonction auxiliaire est l’alimentation électrique fournie par le Tableau Général Basse Tension (TGBT)

situé dans le poste électrique préfabriqué.

Le poste électrique préfabriqué, implanté à l’ouest de l’installation, alimente les bâtiments P36A et P36C

ainsi que deux armoires électriques extérieures implantées à l’ouest des deux bâtiments P36B et P36D.

Ces dernières permettent leurs alimentations respectives.

L’électricité est utilisée pour l’alimentation des :

◼ éclairages (extérieur et intérieur) de l’entreposage ;

◼ motorisations des portails ;

◼ moyens de surveillance radiologique.

Le fonctionnement de l’installation ne nécessite pas la distribution de fluides auxiliaires.

L’installation est ventilée naturellement.



3 INVENTAIRE DES RISQUES

3.1 NATURE DES RISQUES ETUDIES

Les risques pris en compte lors de la conception, de la modification ou du démantèlement d’une

installation, font l’objet d’une analyse réalisée par l’exploitant. Cette analyse est présentée à l’ASN,

notamment au travers des dossiers requis pour obtenir les autorisations de création, de mise en service,

de modification ou de démantèlement d’une INB.

Danger

Un danger est la propriété intrinsèque d’une substance dangereuse ou d’une situation physique de

pouvoir provoquer des dommages pour l’Homme, les biens matériels et/ou l’environnement.

Risque

Le risque est l’exposition à un danger potentiel.

Illustration des notions de danger et de risque

Un chemin serpente le long d’une falaise sans qu’il ne soit protégé par une rambarde. La falaise

représente un danger pour tout promeneur. La probabilité pour qu’un promeneur glisse et tombe est

importante et les conséquences de la chute peuvent être graves. Le risque sera en conséquence

élevé. Si l’on veut limiter le risque, il faut installer une rambarde. On peut donc maîtriser et limiter au

maximum le risque, bien que le danger soit toujours présent. C’est le principe de la sûreté.

Autorité de sûreté nucléaire (ASN)

L'ASN assure, au nom de l'État, le contrôle de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en France

pour protéger les travailleurs, les patients, le public et l'environnement des risques liés à l'utilisation

du nucléaire. Elle contribue à l’information des citoyens.

Les différents risques pris en compte dans le cadre de l’exploitation de l’installation sont les suivants :

◼ les risques d’origine nucléaire qui sont liés à la présence de substances radioactives ;

◼ les risques d’origine non nucléaire :

- d’origine interne (induits par les opérations réalisées dans l’installation),

- d’origine externe (induits par l’environnement de l’installation).



3.2 INVENTAIRE DES RISQUES SUR L’INSTALLATION

Les risques nucléaires pris en compte dans le cadre de l’exploitation de l’installation sont :

◼ la dissémination de substances radioactives ;

◼ l’exposition externe des personnes et de l’environnement aux rayonnements ionisants.

Les risques non nucléaires d’origine interne pris en compte dans le cadre de l’exploitation de l’installation

sont :

◼ les collisions et chutes de charges ;

◼ l’incendie ;

◼ l’usage et la perte de l’alimentation électrique ;

◼ le vieillissement ;

◼ les actes de malveillance ;

◼ les cumuls plausibles d’agressions d’origine interne.

Les risques non nucléaires d’origine externe pris en compte dans le cadre de l’exploitation de l’installation

sont :

◼ les activités industrielles et voies de communication ;

◼ la chute d’avion ;

◼ le séisme ;

◼ les aléas climatiques ;

◼ l’inondation externe ;

◼ l’incendie externe ;

◼ les cumuls plausibles entre les agressions d’origine externe.



4 ANALYSE DU RETOUR D’EXPERIENCE

Le présent chapitre présente le retour d’expérience et les enseignements associés relatifs aux autres

parcs d’entreposage exploités depuis 30 ans dans des INB et INBS de la plateforme du Tricastin.

Retour d’Expérience (REX)

Le retour d’expérience est le bilan d’opérations réalisées : il comporte notamment l’analyse des

fonctionnements observés et permet de déceler le besoin éventuel d’améliorations.

4.1 REX SUR L’EXPLOITATION DE PARCS D’ENTREPOSAGE SIMILAIRES

Orano Cycle dispose d’un Retour d’Expérience (REX) significatif sur l’exploitation de parcs d’entreposage

de substances radioactives, en particulier pour ce qui concerne les oxydes d’uranium déjà présents, dans

les parcs P09 (ICPE), P17 (INB n°178), P18 (INB n°155) et P35 (INB n°179).

Des contrôles sont menés sur des emballages similaires du point de vue des dimensions et des

conditions de remplissage depuis les années 80 pour étudier le vieillissement des tôles d’acier

constituant les parois internes des emballages. Ces contrôles portent sur des emballages contenant de

l’U3O8 et des traces d’UO2F2 (composé dont le potentiel de corrosion est supérieur à l’U3O8). A ce jour,

aucune altération des emballages n’a été décelée.

Durant la dernière décennie, de nombreux mouvements d’emballages ont eu lieu sur les parcs

d’entreposage de la plateforme du Tricastin. Sur cette période, de réels progrès les principales actions

relatives à la maîtrise des risques sont :

◼ la vidange des parcs non pérennes de l’II 60 ;

◼ la repalettisation du parc P17 et reprise complète de la barrière radiologique du parc ;

◼ les améliorations techniques sur les bascules mobiles ;

◼ les deux campagnes de mesure de radon ;

◼ la construction d’une butte pour la protection radiologique aux abords du parc P09 ;

◼ l’édification d’une barrière de protection radiologique à une seule rangée de DV70 pour

les quatre derniers bâtiments de P35.

Les activités des équipements de manutention de l’ensemble des parcs d’Orano Tricastin sont comprises

entre 11 000 et 18 000 heures par an sur les années 2001-2017, ce qui permet un bon retour

d’expérience sur ce type d’opération. L’expérience acquise pour un entreposage à l’abri durant près de

30 ans démontre que les emballages ne subissent aucune altération externe significative dans ces

conditions. Une surveillance physique des emballages est toutefois mise en œuvre pour continuer

l’acquisition de ce retour d’expérience.



4.2 ANALYSE DES ELEMENTS DE RETOUR D’EXPERIENCE ET

ENSEIGNEMENTS ASSOCIES

4.2.1 Retour d’expérience sur les risques nucléaires

4.2.1.1 Retour d’expérience sur les expositions externes

La capitalisation des résultats relatifs aux doses perçus par le personnel pour l’ensemble des parcs

d’entreposage du Tricastin met en évidence que la dose maximale fixée par l’exploitant est respectée à

savoir 6 mSv/an pour l’organisme entier. Les résultats montrent également que la dose collective reçue

par le personnel exploitant sur l’ensemble des parcs d’entreposage de la plateforme est relativement

stable et dépend des opérations à dosimétrie élevée.

Le suivi dosimétrique du personnel est maintenu et la recherche de la diminution de la dose collective et

individuelle est poursuivie, notamment via la démarche ALARA.

4.2.1.2 Retour d’expérience sur les expositions par contamination interne ou cutanée

Pour la période de 1996 à 2016 aucun cas de contamination interne ou cutanée n’a été détecté pour

l’ensemble du personnel exploitant les parcs d’entreposage de la plateforme.

4.2.1.3 Retour d’expérience sur les expositions par contamination surfacique ou atmosphérique

Aucune valeur significative de contamination atmosphérique n’a été relevée de 1996 à 2016 pour

l’ensemble des parcs. Des moyens de surveillance de la contamination atmosphérique sont prévus dans

les bâtiments de l’installation.

4.2.2 Retour d’expérience sur les risques non nucléaires

4.2.2.1 Retour d’expérience concernant les risques liés à la manutention

Les opérations de manutention constituent une source fréquente d’évènements, qui peuvent avoir des

conséquences autant pour la sûreté des installations que pour la sécurité du personnel. La défaillance

d’un engin ou d’un accessoire de manutention, comme celle de l’humain, doit toujours être envisagée.

Les risques liés à la circulation et aux opérations de manutentions (manuelles ou assistées) sont plus

particulièrement présents lors :

◼ de l’entrée et de la sortie des emballages ;

◼ de modification d’agencement d’un emballage ;

◼ du transport des colis ;

◼ de l’utilisation des équipements de manutention.

La prise en compte des anomalies et des évènements significatifs intéressant la sûreté liée à

l’exploitation d’autres parcs d’entreposage met en exergue l’importance de maîtriser l’activité de

manutention. Une vigilance particulière est mise en place lors de l’exploitation de l’installation afin de

maîtriser la sûreté de l’installation.



4.2.2.2 Retour d’expérience concernant le risque incendie

L’incendie est à l’initiateur d’accidents le plus fréquent dans l’industrie.

L’analyse du retour d’expérience met en évidence qu’il n’y a eu aucun évènement significatif relatif à ce

risque sur les parcs d’entreposage de la plateforme du Tricastin.

Le risque d’incendie sur les parcs d’entreposage est lié principalement à la nature des matériels mis en

œuvre et de l’utilisation des engins thermiques pour l’activité de manutention. Par conséquent, des

dispositions de prévention ont été mises en œuvre afin de réduire ce risque :

◼ le remplacement des palettes en bois par des palettes métalliques, permettant de réduire

la charge calorifique dans les bâtiments ;

◼ la création de zone de stationnement pour les équipements de manutention à l’extérieur de

l’installation ;

◼ l’implantation des sources d’ignition d’origine électrique à l’extérieur des bâtiments ;

◼ les allées de circulation du personnel et des engins dimensionnées à l’exploitation de

l’entreposage en fonctionnement normal et incidentel.

L’ensemble des dispositions mises en œuvre est reconduit sur l’installation afin de renforcer la maîtrise

du risque incendie.

4.2.3 Principaux enseignements issus de l’analyse du retour d’expérience

Les principaux enseignements tirés du retour d’expérience sont :

◼ l’importance d’appliquer les bonnes pratiques utilisées sur les autres parcs d’entreposage,

en particulier pour les risques liés à la manutention des emballages ;

◼ l’importance de l’analyse des risques associés aux opérations à réaliser et résultant de la

manutention des emballages.

Ces enseignements sont pris en compte dans les dispositions de maîtrise des risques des opérations de

manutention dans l’installation.



5 METHODE RETENUE POUR L’ANALYSE DE RISQUES

L’article 1er de la loi n°2006-686 du 13 juin 2006 [3] relative à la transparence et à la sécurité en matière

nucléaire (codifiée dans le Code de l'environnement) définit la sûreté nucléaire comme étant « l’ensemble

des dispositions techniques et des mesures d’organisation relatives à la conception, à la construction, au

fonctionnement, à l’arrêt et au démantèlement des installations nucléaires de base, ainsi qu’au transport

des substances radioactives, prises en vue de prévenir les accidents ou d’en limiter les effets ».

Accident

Événement qui entraîne une augmentation brutale du risque de dissémination de substances

radioactives ou de propagation des rayonnements ionisants vers le personnel et dans

l’environnement.

5.1 PRINCIPE DE DEFENSE EN PROFONDEUR

La sûreté des installations nucléaires est fondée sur le principe de défense en profondeur, qui consiste à

mettre en place plusieurs niveaux de protection successifs.

Il s'agit d'un ensemble de dispositions redondantes et diversifiées permettant de limiter l'effet d'incidents

ou d'accidents. L'objectif est que la sûreté de l'installation ne soit pas mise en péril, même en cas d’une

combinaison de défaillances.

L’application de ce principe consiste à mettre en œuvre, autant que possible, des niveaux de défense

successifs et suffisamment indépendants visant à :

◼ prévenir les incidents ;

◼ détecter les incidents et mettre en œuvre les actions permettant :

- d'empêcher que ceux-ci ne conduisent à un accident,

- de rétablir une situation de fonctionnement normal ;

◼ maîtriser les accidents n'ayant pas pu être évités ou limiter leur aggravation en ramenant

l’installation dans un état sûr ;

◼ gérer les situations d'accident n'ayant pas pu être maîtrisées de façon à limiter les

conséquences, notamment pour les personnes et l'environnement.



Incident

Événement qui modifie l’état de sûreté de l’installation, sans augmentation notable du danger et sans

dommage important.

Conditions normales

Ce mode de fonctionnement correspond aux conditions permanentes d’exploitation.

Les exigences de sûreté (paramètres physiques, état des équipements, conditions opératoires) sont

respectées.

5.2 ELEMENTS ET ACTIVITES IMPORTANTS POUR LA PROTECTION

Les dispositions techniques et organisationnelles mises en place sont définies en analysant les

composantes de l’installation et les opérations à mener, de manière à centrer les efforts de protection sur

les aspects les plus importants.

Des Fonctions de Sûreté (FS) sont définies : elles correspondent aux fonctions nécessaires à assurer

afin de respecter les objectifs généraux de sûreté fixés vis-à-vis des risques potentiels. Pour chaque

fonction de sûreté, des Éléments Importants pour la Protection (EIP) sont identifiés : il s’agit des

structures, équipements, systèmes (programmés ou non), matériels, composants ou logiciels contribuant

à la prévention des risques et des inconvénients pour la sécurité, la santé et la salubrité publique ou la

protection de la nature et de l'environnement.

Pour chaque EIP, les dispositions techniques et organisationnelles à mettre en place sont examinées

pour les différentes Activités Importantes pour la Protection (AIP), c’est-à-dire les activités participant à la

prévention des risques et des inconvénients pour la sécurité, la santé et la salubrité publique ou la

protection de la nature et de l'environnement ou susceptibles de les affecter.

5.2.1 Fonctions de sûreté (FS)

L’article 3.4 de l’arrêté INB [2] définit les FS comme étant :

◼ la maîtrise des réactions nucléaires en chaîne (risque de criticité) ;

◼ l’évacuation de la puissance thermique issue des substances radioactives et des réactions

nucléaires ;

◼ le confinement des substances radioactives ;

◼ la protection des personnes et de l’environnement contre les rayonnements ionisants.

Compte tenu des objectifs de sûreté fixés pour l’installation et des risques qui lui sont inhérents,

l’installation est concernée par deux fonctions de sûreté :

◼ le confinement des substances radioactives ;

◼ la protection des personnes et de l’environnement contre les rayonnements ionisants.



5.2.2 Eléments importants pour la protection (EIP)

Les EIP sont déterminés à partir des principaux critères suivants :

◼ leur défaillance peut conduire directement à un incident ou à un accident qui peut avoir des

conséquences sur le personnel ou sur l’environnement ;

◼ leur fonctionnement est nécessaire à la limitation des conséquences d’un incident ou d’un

accident ;

◼ leur présence est nécessaire au fonctionnement d’autres EIP ou à leur protection contre

les agressions.

Les EIP sont rattachés aux fonctions de sûreté auxquelles ils contribuent.

Les EIP retenus dans le cadre de l’exploitation de l’installation sont présentés dans le Tableau 3 ci-

dessous.

Fonction de

Sûreté N° EIP Désignation EIP Composants de l'EIP

FS n°1

Confinement de

substances

radioactives

I.1 Barrière de confinement des substances

radioactives (Emballages de matières)

Emballages de substances

radioactives (DV70 et fûts)

I.2

Equipements permettant d’assurer la

protection des emballages contre les

agressions externes

Eléments de structure des

bâtiments

I.3 Equipements de surveillance de la

contamination atmosphérique

Appareils de prélèvement

atmosphérique

I.4 Dispositifs d'intervention en cas d'incendie Extincteurs

I.5

Dispositifs de prévention des écoulements

dans l’environnement des effluents résultants

de la lutte contre un incendie

Murets et seuils des bâtiments

Bassin de confinement

FS n°2

Protection des

personnes et de

l’environnement

contre les

rayonnements

ionisants

II.1

Protection radiologique vis-à-vis du risque

d’exposition externe

Merlons

II.2 Barrières radiologiques

constituées par les DV70

Tableau 3 : Synthèse des EIP de l’installation



5.2.3 Activités importantes pour la protection (AIP)

Les AIP retenues dans le cadre de la demande d’autorisation de création de l’installation sont :

◼ AIP 1 : Etudes ;

◼ AIP 2 : Réalisation ;

◼ AIP 3 : Achats (produits, matériels, matières premières, travaux, services) ;

◼ AIP 4 : Conduite et surveillance des installations ;

◼ AIP 5 : Intervention, Entretien, Maintenance et Modifications ;

◼ AIP 6 : Contrôles et essais périodiques ;

◼ AIP 7 : Conception de la formation ;

◼ AIP 8 : Traitement des écarts.

Fonction de sûreté AIP Spécifique Exigence(s) définie(s) spécifique(s) de l’AIP

Confinement des

substances radioactives

Maîtrise des

opérations de

manutention

d’emballages

Maintien de l’intégrité de la barrière de confinement

constituée par les emballages :

• Contrôle et entretien périodique du matériel de manutention.

• Règles de manutention.

Surveillance du

confinement

• Mise en œuvre du programme de surveillance des

emballages.

• Mise en œuvre du programme de surveillance radiologique

de l’installation.

Protection des personnes

et de l’environnement

contre les rayonnements

ionisants

Surveillance de la

dosimétrie des locaux

et du personnel

• Surveillance de la dosimétrie d’ambiance au sein de

l’installation.

• Réalisation d’un DIMR pour toute intervention en zone

règlementée de manière à effectuer un suivi et optimiser la

dosimétrie individuelle et collective.

5.3 METHODE D’ANALYSE DE RISQUES

La méthode retenue pour l’analyse de risque est la suivante :

◼ l’identification des risques potentiels ;

◼ la définition de dispositions pour maîtriser ces risques, intégrant le retour d’expérience

d’installations analogues ;

◼ la justification de cette maîtrise des risques ;

◼ la mise en œuvre des dispositions visant à en limiter les conséquences.

Les risques pris en compte pour l’exploitation de l’installation sont ceux inventoriés au § 3.2.



6 ANALYSE DES CONSEQUENCES DES ACCIDENTS EVENTUELS

6.1 ACCIDENTS DE REFERENCE

Dans le processus d’autorisation de création d’une INB, l’ASN demande à l'exploitant de prendre en

compte des situations accidentelles hypothétiques graves, appelées « accidents de référence », pouvant

conduire à une dispersion de substances radioactives 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 les personnes, tout en ayant une probabilité d'occurrence

extrêmement faible.

6.2 METHODOLOGIE D’EVALUATION DES CONSEQUENCES DES

ACCIDENTS

Une évaluation des conséquences des accidents de référence est réalisée grâce à différents logiciels de

calcul. L’évaluation des conséquences permet de définir les mesures à mettre en œuvre si un de ces

accidents survient.

Les accidents conduisent à la dissémination de substances radioactives et/ou toxiques dans les

bâtiments d’entreposage de l’installation et éventuellement à l’extérieur de ces bâtiments.

Les conditions météorologiques prises en compte pour évaluer la dispersion de ces substances sont les

plus représentatives des conditions météorologiques rencontrées sur le site du Tricastin. Il convient de

noter que les conséquences toxiques et radiologiques présentées dans les paragraphes suivants sont

données pour la condition météorologique la plus défavorable pour l’impact aux populations et à

l’environnement.

De plus, les évaluations ont été réalisées en considérant de manière pénalisante les groupes de

population situés au sud du point de rejet (direction des vents dominants).

Les conséquences des accidents sont évaluées à :

◼ court terme (1 heure) pour les effets toxiques et radiologiques ;

◼ moyen terme (1 an) pour les effets radiologiques ;

◼ long terme (vie entière) pour les effets radiologiques.

6.3 DESCRIPTION DES ACCIDENTS PRIS EN COMPTE PENDANT

L’EXPLOITATION

6.3.1 Identification des accidents

Les accidents de référence retenus en phase d’exploitation de l’installation sont ceux qui peuvent

nécessiter des mesures de protection sur le site ou à l’extérieur du site ou qui sont susceptibles de porter

atteinte aux intérêts protégés.



Les scénarios d’accidents de référence retenus pour l’exploitation de l’installation sont les suivants :

◼ incendie d’un équipement de manutention à l’intérieur d’un bâtiment ;

◼ explosion externe au parc projetant les portails sur les emballages entreposés dans les

bâtiments ;

◼ chute d’avion sur un bâtiment suivie d’un incendie.

6.3.2 Évaluation des conséquences radiologiques

Les effets radiologiques sont liés à l’uranium qui est une substance radioactive.

Les conséquences radiologiques sont évaluées pour les populations de référence :

◼ sur le court terme (1 heure) : 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 substances radioactives, 1 an et 50 ans

après l’accident.

Les conséquences radiologiques s’expriment en sievert (Sv). A titre indicatif, la dose efficace

règlementaire (dose au corps entier) pour les populations est fixée à 1 mSv pour un an.

La règlementation prévoit, en cas d’urgence radiologique :

◼ pour une dose efficace supérieure à 10 mSv, la mise à l’abri de la population ;

◼ pour une dose efficace supérieure à 50 mSv, l’évacuation de la population.

L’évaluation des conséquences radiologiques en limite de site pour chaque scénario est présentée dans

le Tableau 4.

Situations accidentelles de

référence

Conséquences radiologiques maximales

à court-terme à moyen-terme à long-terme

Incendie à l’intérieur d’un bâtiment 0,2 mSv 0,2 mSv 0,2 mSv

Explosion d’origine externe 2,1 mSv 2,1 mSv 2,2 mSv

Chute d’avion suivi d’un incendie 8,3 mSv 8,3 mSv 8,9 mSv

Tableau 4 : Evaluation des conséquences radiologiques des accidents de référence

Compte tenu des résultats obtenus, il n’est pas nécessaire de mettre en œuvre des dispositions de

protection des populations après l’accident.



6.3.3 Évaluation des conséquences toxiques

Les effets toxiques sont liés à l’uranium.

Les conséquences toxiques sont évaluées sur le court terme (1 heure), pour le Seuil des Effets

Irréversibles (SEI). Il s’agit du niveau auquel l’inhalation des substances toxiques rejetées présenterait

des dangers significatifs pour l’Homme (maladie irréversible) sans protection des voies respiratoires.

Le Tableau 5 précise si le SEI est atteint ou non en limite de site. Ces situations accidentelles sont

évaluées sans prendre en compte l’ensemble des mesures de protection (mise à l’abri des populations).

Situations accidentelles de

référence SEI de l’uranium en limite de site

Incendie à l’intérieur d’un bâtiment Non atteint

Explosion d’origine externe Non atteint

Chute d’avion suivi d’un incendie Non atteint

Tableau 5 : Evaluation des conséquences radiologiques des accidents de référence

Compte tenu des résultats obtenus, il n’est pas nécessaire de mettre en œuvre des dispositions de

protection des populations après l’accident.



6.4 GESTION DES ACCIDENTS

Dès lors qu’un accident survient, l’exploitant fait appel aux moyens de secours du site et de l’Unité de

Protection de la Matière et du Site (UPMS ; cf. § 8.2) et met en œuvre si besoin le Plan d’Urgence Interne

(PUI). En complément du PUI, le Préfet peut mettre en œuvre le Plan Particulier d’Intervention (PPI).

6.4.1 Plan d’Urgence Interne (PUI)

Le Plan d’Urgence Interne (PUI) décrit l’organisation de crise qui permet de gérer les accidents

hypothétiques, pour lesquels l’organisation d’exploitation normale n’est plus adaptée. Il a pour but, en cas

d’incident ou d’accident, de protéger le personnel travaillant sur le site et de limiter les conséquences de

l’accident à l’extérieur. Il prévoit la mise en place, par l’exploitant, d’un état-major de crise et d’une

organisation permettant de proposer des solutions et de les mettre en œuvre.

Le PUI est déclenché pour tout événement entraînant ou susceptible d’entraîner des conséquences

significatives à l’intérieur ou à l’extérieur du site.

Il est à noter que l’exploitant dispose déjà d’une organisation de crise décrite dans le PUI existant pour

Orano Tricastin.

Comment est prise la décision de déclencher un PUI ?

Lorsqu’un incident ou un accident se produit, le chef d‘installation, ou son représentant, prend les

premières mesures concernant la marche des unités et les dispositions de sûreté, de

radioprotection et de confinement. Il informe ensuite sa hiérarchie. L’analyse des circonstances de

l’incident ou de l’accident, de ses conséquences prévisibles, des moyens mis en œuvre, amènera

l’exploitant à déclencher ou non le PUI.

Le déclenchement du PUI permet à l’exploitant de mobiliser rapidement la totalité des moyens de

gestion de crise et d’intervention du site et des organismes extérieurs avec lesquels des

conventions d’assistance ont été passées.

Des exercices de mise en œuvre du PUI sont réalisés périodiquement avec la participation des acteurs

concernés, des pouvoirs publics et de l’ASN.



6.4.2 Plan Particulier d’Intervention (PPI)

En complément des mesures déjà prises (PUI) par l’exploitant, le Préfet du département peut déclencher

le Plan Particulier d’Intervention (PPI) du site nucléaire du Tricastin, de façon à protéger les populations

des communes avoisinantes.

Dans une telle situation, les pouvoirs publics demanderaient aux populations de mettre en pratique les

consignes qu’elles ont reçues lors des campagnes d’information. Le PPI prévoit donc l’alerte des

populations ainsi que la mise en œuvre des moyens de secours (pompiers, médecins, gendarmerie,

équipements, etc.).

L'objet du PPI est de préciser les missions des différents services administratifs concernés, les schémas

de diffusion de l'alerte et les moyens matériels et humains, afin de :

◼ protéger à court terme les populations voisines en cas de menace (mise à l'abri,

éloignement) ;

◼ fournir des moyens d'intervention complémentaires au site ;

◼ maintenir l'ordre public.

La mise en application du PPI du Tricastin a fait l'objet d'une communication auprès du public à l'initiative

du Préfet de la Drôme. Le préfet de la Drôme, Directeur des Opérations de Secours, conseillé par

l'Autorité de sûreté nucléaire, décide, en fonction de la situation, de la mise en place d'une cellule de

veille ou du déclenchement du PPI. Il est le responsable unique de l'organisation et de la coordination

des moyens engagés dans ce plan interdépartemental Drôme-Vaucluse-Ardèche-Gard.

Des exercices de crise sont réalisés périodiquement à l’initiative des pouvoirs publics.



7 DISPOSITIONS ENVISAGEES POUR LA MAITRISE DES

RISQUES

L’objet de ce chapitre est de présenter les risques présents lors de l’exploitation de l’installation, ainsi que

les dispositions de maîtrise de ces risques.

L’ensemble de ces dispositions est présenté dans la version préliminaire du Rapport de Sûreté et rappelé

ci-après.

7.1 ANALYSE ET MAITRISE DES RISQUES NUCLEAIRES

Les risques nucléaires sont liés à la présence de substances radioactives dans l’installation. Ces

substances sont sous forme d’oxyde d’uranium (U3O8 et UO2) avec une teneur isotopique inférieure à 1%

en 235U, écartant de ce fait le risque de criticité.

7.1.1 Dissémination de substances radioactives

7.1.1.1 Qu’est-ce que le risque de dissémination ?

Le risque est lié à la présence de substances radioactives qui, en cas de dispersion, peuvent conduire à

une exposition du personnel et un transfert vers l’environnement.

7.1.1.2 Origine du risque

Les substances radioactives sont confinées dans des emballages qui constituent une barrière de

confinement :

◼ U3O8 APP dans des DV70 ;

◼ U3O8 URT ou UO2 NAT dans des fûts.

La perte d’intégrité de ce confinement peut entrainer un risque de dissémination des substances

radioactives, par voie atmosphérique, pouvant provoquer :

▪ une contamination surfacique et/ou atmosphérique ;

▪ une exposition interne et externe du personnel.

Dans le cadre de l’exploitation, le risque de dissémination de substances est principalement présent lors

des manutentions des emballages.



Confinement

Ensemble de barrières physiques et/ou de système dynamique destiné à confiner les substances

radioactives et/ou chimiques en vue d’assurer la sécurité du personnel et du public ainsi que la

protection de l’environnement.

Barrière de confinement

Élément structurel définissant les limites physiques d’un volume présentant un environnement

radiologique particulier et permettant de prévenir ou de limiter la dispersion de la contamination

radioactive hors de ce volume.

7.1.1.3 Mesures de prévention

La prévention du risque de dissémination de substances radioactives repose sur les dispositions

suivantes :

◼ la qualité du confinement statique des substances radioactives, assuré par les

emballages ;

◼ la conception des emballages répondant aux normes adaptées garantissant notamment

l’utilisation de matériaux résistant aux produits véhiculés et aux conditions d’exploitation, la

tenue mécanique pour l’empilement des emballages et leur résistance au vieillissement ;

◼ l’interdiction d’ouvrir un emballage dans l’installation ;

◼ l’interdiction d’entreposer et d’utiliser des substances chimiques pouvant dégrader la

barrière de confinement ;

◼ la réalisation de contrôles de bon état et de propreté radiologique sur les emballages en

amont de leur entreposage sur l’installation pour s’assurer de l’absence de contamination ;

◼ le respect des règles de manutention qui intègrent les préconisations issues de l’analyse

du risque lié à la manutention.



7.1.1.4 Mesures de surveillance

La surveillance vis-à-vis du risque de dissémination de substances radioactives concerne :

◼ la surveillance visuelle des emballages :

- les entreposages sont réalisés de façon à faciliter l’inspection visuelle des

emballages,

- des visites périodiques permettant de détecter d’éventuelles dégradations des

emballages ;

◼ la surveillance radiologique :

- la présence d’Appareils de Prélèvements Atmosphériques (APA) dans chaque

bâtiment (mesure différée),

- des contrôles radiologiques de non contamination surfacique des zones

d’entreposages, réalisés par le service de radioprotection lors de contrôles

techniques internes ;

- la présence d’appareil de contrôle du personnel en sortie de chaque bâtiment.

7.1.1.5 Mesures de limitation des conséquences

En cas de détection d’une perte de confinement et de dissémination de substances radioactives, les

opérations en cours sont arrêtées, le personnel concerné met son Appareil de Protection des Voies

Respiratoires (APVR) en position de protection, met en sécurité l’installation avant de s’éloigner de la

zone d’incident et d’appeler les services compétents.

L’évènement est traité en concertation avec les services et l’accord du chef d’installation est nécessaire

pour la reprise des opérations.



7.1.2 Exposition externe des personnes et de l’environnement aux rayonnements ionisants

7.1.2.1 Définition ?

Il y a un risque d’exposition externe lorsqu’une personne se trouve placée sur le trajet des

rayonnements ionisants émis par des substances radioactives localisées à l’extérieur de l’organisme

humain.

.

Rayonnements ionisants

Un rayonnement ionisant est un rayonnement capable de déposer suffisamment d'énergie dans la

matière qu'il traverse pour créer une ionisation, c’est-à-dire enlever ou ajouter des charges à un

atome ou une molécule.

Les rayonnements ionisants ont de nombreux usages pratiques bénéfiques mais sont

potentiellement nocifs pour les organismes vivants.

Les effets biologiques des rayonnements sur l’organisme exposé se mesurent en sievert (Sv). C’est une

unité de radioprotection. Elle s’exprime en « équivalent de dose » et prend en compte les caractéristiques

du rayonnement et de l’organe irradié.



Le sievert est une unité très grande, on utilise généralement les sous-multiples suivants :

◼ le millisievert (mSv), qui vaut un millième de sievert ;

◼ le microsievert (μSv), qui vaut un millionième de sievert.

L’Homme est quotidiennement soumis aux rayonnements naturels, provenant de l’écorce terrestre et de

l’espace. Le Tableau 6 présente des cas de niveaux d’exposition dans la vie de tous les jours.

Niveau d’exposition Nature de l’exposition

Doses efficaces (en milliSievert)

0,06 mSv Trajet Paris – New-York

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

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 6 : Quelques niveaux d’exposition rencontrés dans la vie courante

7.1.2.2 Risque d’exposition externe sur l’installation

7.1.2.2.1 Origine du risque

Le risque d’exposition aux rayonnements ionisants provient des émissions émises par les substances

radioactives :

▪ issues du retraitement de combustible (U3O8 URT et U3O8 appauvri) ;

▪ présentes naturellement dans l’uranium (UO2).

L’exposition externe aux rayonnements ionisants est présente dans l’installation pour toutes les

opérations d’exploitation (entreposage, manutention, surveillance). Le risque d’exposition interne est

présent lors de la perte du confinement des substances radioactives.

7.1.2.2.2 Principes de prévention

Le risque d’exposition est maîtrisé par une optimisation des doses reçues par les opérateurs, inscrite

dans le cadre d’une démarche ALARA (As Low As Reasonably Achievable). De plus, l’exploitation de

l’installation ne prévoit aucun poste de travail permanent.



De manière générale, les dispositions mises en place sont les suivantes :

▪ l’évaluation dosimétrique prévisionnelle des doses externes reçues liées à l’exploitation de

l’installation ;

▪ le zonage radiologique ;

▪ la limitation de la durée d'exposition ;

▪ la justification des postes de travail.

ALARA

La démarche ALARA (en anglais As Low As Reasonably Achievable) a pour finalité de réduire

l’exposition reçue par chaque personne à un niveau aussi faible que raisonnablement possible,

compte tenu des contraintes techniques et économiques.

L’application du principe ALARA vise à maintenir l’exposition des travailleurs à un niveau inférieur

aux limites règlementaires.

Zonage radiologique

Pour limiter l’exposition du personnel aux rayonnements ionisants et mettre en place la signalisation

adéquate, le service de radioprotection réalise des mesures et des contrôles techniques de

radioprotection réguliers et délimite les zones suivantes :

▪ la zone non réglementée (sans risque d’exposition aux rayonnements ionisants) ;

▪ la zone surveillée dans laquelle le débit d’équivalent de dose est inférieur à 7,5 μSv/h ;

▪ la zone contrôlée verte dans laquelle le débit d’équivalent de dose est compris entre

7,5 μSv/h et 25 μSv/h ;

▪ la zone contrôlée jaune, dans laquelle le débit d’équivalent de dose est compris entre

25 μSv/h et 2 mSv/h.

Les zonages suivants peuvent exister dans certaines INB mais ne concerne pas l’installation :

▪ la zone contrôlée orange, dans laquelle le débit d’équivalent de dose est compris entre

2 mSv/h et 100 mSv/h ;

▪ la zone interdite rouge, dans laquelle le débit d’équivalent de dose est supérieur à

100 mSv/h.



7.1.2.2.3 Mesures de prévention

Les dispositions de prévention du risque d’exposition externe sont d’une part la mise en place du zonage

radiologique et d’autre part l’application de la démarche ALARA.

Le zonage radiologique prévisionnel sur l’installation est le suivant :

▪ zone contrôlée jaune à l’intérieur des bâtiments ;

▪ zone contrôlée verte entre les bâtiments et les sommets des merlons ;

▪ zone surveillée au-delà des sommets des merlons.

L’application de la démarche ALARA permet de déterminer des dispositions constructives de prévention

de l’exposition aux rayonnements ionisants. Il s’agit de :

▪ la mise en place de DV70 comme protection radiologique en périphérie interne des

bâtiments d’entreposage ;

▪ l’éloignement de la zone de chargement/déchargement des bâtiments d’entreposage.

Ces dispositions aboutissent à une estimation dosimétrique prévisionnelle de 41 H.mSv. Celle-ci se

révèle conservative dans la mesure où le REX pour l’exploitation de l’ensemble des parcs est du même

ordre de grandeur.

L’organisation de l’exploitation et plus particulièrement la limitation du temps d'exposition est une mesure

de prévention importante. Pour cela, les interventions sont nécessairement justifiées et réduites au strict

nécessaire. Les opérations d'exploitation sont préparées et organisées de manière à réduire le temps

nécessaire pour les accomplir.

L’exploitation normale de l’installation ne prévoit aucun poste de travail permanent.

Enfin, le remplissage du bâtiment est réalisé depuis le fond du bâtiment vers le portail de manière à

minimiser l’exposition du personnel en diminuant son temps de parcours devant les files pleines.

7.1.2.2.4 Mesures de détection et de surveillance

La surveillance de l’exposition externe du personnel aux rayonnements ionisants repose sur :

▪ la surveillance du débit d’équivalent de dose auquel est exposé le personnel :

- le port du dosimètre individuel passif complété du port systématique du

dosimètre individuel opérationnel,

- la surveillance médicale permettant un suivi de la dosimétrie individuelle ;

- la surveillance de l’ambiance radiologique à l’intérieur et à l’extérieur des

bâtiments d’entreposage à l’aide de dosimètres de zone.

La surveillance de l’exposition interne repose sur les dispositions prises pour le risque de dissémination

de substances radioactives décrites au § 7.1.1.4, notamment les contrôles de la contamination

atmosphérique et surfacique.



Dosimètre passif

Dispositif individuel de mesure en temps différé (mensuel ou trimestriel) de l’exposition externe pour

les rayons X, β, et neutrons susceptibles d’être reçus par le salarié à son poste de travail. Ce

dispositif se présente sous la forme d’un badge nominatif, porté sur la poitrine lors de toute

intervention en zone réglementée. La lecture du dosimètre est réalisée par un laboratoire agréé.

Dosimètre opérationnel

Dispositif individuel de mesure en temps réel de l’exposition externe susceptible d’être reçue par le

salarié à son poste de travail. Ce dispositif se présente sous forme d’un boîtier électronique de

petite taille. Il est obligatoirement porté à la poitrine lors de toute intervention en zone réglementée.

Il comporte un écran afficheur qui indique la dose instantanée reçue par le salarié lors d’une

intervention et une alarme sonore optique et/ou sonore en dose et/ou en débit de dose se

déclenche si le salarié dépasse les seuils fixés. En sortie de zone, la désactivation du dosimètre

opérationnel aux bornes donne la dose totale reçue par le salarié pendant l’intervention.

7.1.2.2.5 Mesures de limitation des conséquences

En cas d’exposition externe supérieure aux valeurs attendues, le personnel est pris en charge par le

département radioprotection et, le cas échéant, par le service médical.



7.1.2.3 Risque d’exposition du personnel hors installation et des populations

7.1.2.3.1 Origine du risque

Compte tenu de la présence de substances radioactives dans les bâtiments d’entreposage, les abords de

l’installation sont soumis aux rayonnements ionisants.

7.1.2.3.2 Mesures de prévention

Les dispositions de maîtrise de l’exposition externe hors du parc sont les suivantes :

▪ la mise en place de protections radiologiques internes aux bâtiments d’entreposage, constituées notamment de conteneurs de type DV70, assurant le rôle d’écran pour atténuer le rayonnement direct ;

▪ la mise en place de merlons en périphérie des parcs d’entreposage assurant une fonction de protection radiologique (réduction du rayonnement direct) ;

▪ les stationnements interdits aux abords des bâtiments d’entreposage.

7.1.2.3.3 Mesures de détection et de surveillance

La dose en limite du parc et à la clôture du site est suivie mensuellement par Orano Tricastin afin de

s’assurer que les limites réglementaires sont respectées :

▪ moins de 1 mSv.an-1 en clôture du site ;

▪ moins de 7,5 µSv.h-1 en dehors du parc (zone surveillée bleue).

Cette surveillance s’appuie sur les dosimètres de zone mis en place sur des poteaux en limite du parc et

sur la surveillance mise en place en limite de propriété du Site.

7.1.2.3.4 Calcul de l’impact radiologique en dehors du parc

L’impact radiologique causé par l’entreposage de substances radioactives a été calculé en prenant en

compte les protections radiologiques mises en place (DV70 et merlons).

Dans cette étude, il est considéré de manière enveloppe que les bâtiments sont remplis à leur capacité

maximale de fûts d'U3O8 URT vieilli 10 ans (spectre le plus pénalisant).

Les résultats issus de cette étude montrent que les plus forts DED induits par le parc sont situés côté

Ouest de la plateforme Orano Tricastin. La valeur maximale est de 15,1 nSv.h-1.

L’évaluation des DED induits par l’entreposage de substances radioactives du parc P36, pour l’ensemble

des groupes de population ainsi que les points en limite de clôture sélectionnés, conduit à des valeurs

toujours très inférieures à la limite réglementaire pour le public, de 1 mSv/an.

En effet, dans le cas d’un scénario mixte considérant une personne circulant autour du site, travaillant et

résidant aux points les plus exposés, la dose maximale obtenue est de 0,041 mSv.an-1.

Cette analyse montre l’absence de risque préoccupant pour la santé dû à l’exposition externe.



7.2 ANALYSE ET MAITRISE DES RISQUES NON NUCLEAIRES D’ORIGINE

INTERNE

Les risques non nucléaires d’origine interne regroupent les familles d’événements liés aux opérations

réalisées dans les installations et dont l’origine n’est pas liée à la présence de substances radioactives.

Ces risques sont présents dans la plupart des installations industrielles. Leur maîtrise est importante car

ils peuvent être à l’origine de l’apparition d’un risque nucléaire.

La maîtrise de ces risques consiste à agir à deux niveaux :

◼ d’une part sur la prévention des causes d’apparition du risque ;

◼ d’autre part sur des dispositions de surveillance et, le cas échéant, sur la limitation des

conséquences éventuelles, notamment si la conséquence peut être l’apparition d’un risque

nucléaire.

7.2.1 Collisions et chutes de charges


Les risques liés aux opérations de manutention sont inhérents à l’utilisation des équipements de

manutention et à la circulation d’engins sur l’installation.

Les situations envisagées sont :

◼ la chute d’un emballage contenant des substances radioactives lors de sa

manutention ;

◼ la collision d’un emballage contenant des substances radioactives ;

◼ la collision d’un EIP de l’installation.

Les conséquences potentielles d’une chute ou d’une collision d’un emballage sont la dissémination de

substances radioactives en cas de libération de substances contenues dans l’emballage manutentionné

ou percuté et la détérioration d’un EIP.




La prévention du risque de manutention pendant l’exploitation de l’installation repose sur les dispositions

suivantes :

◼ concernant les équipements de manutention :

- l’utilisation d’équipements de manutention conformes à la règlementation et

adaptés aux charges soulevées,

- la vérification visuelle des équipements de manutention avant utilisation,

- la réalisation de contrôles réglementaires des engins par un organisme agréé,

- la maintenance préventive des équipements de manutention ;

◼ concernant les zones de circulation :

- la définition par marquage au sol des zones de passage et d’exclusion,

- l’éclairage des zones d’entreposage,

- l’adaptation des largeurs des allées pour la circulation des équipements de

manutention,

- le dimensionnement du revêtement du sol de chaque bâtiment au passage des

équipements de manutention,

- la présence de barrières physiques et de gyrophares pour fermer les routes à la

circulation des véhicules dans le but de réaliser des opérations de manutention

avec les parcs à proximité ;

◼ concernant le personnel d’exploitation :

- la formation et l’habilitation des opérateurs utilisant les équipements de

manutention ;

◼ concernant les consignes d’exploitation :

- une vitesse de circulation limitée,

- le respect des zones de passage et d’exclusion,

- la limitation autant que possible du levage en hauteur des charges.


La surveillance vis-à-vis du risque de manutention repose sur la présence du personnel inhérente aux

opérations d’exploitation.




Les dispositions suivantes sont prévues :

◼ en cas de détérioration d’un emballage, des opérations de réparation peuvent être

réalisées ;

◼ en cas de chute d’un emballage lors d’une opération de manutention, l’opérateur met son

APVR en position de protection et applique les consignes de sécurité adaptées.

7.2.2 Incendie


Le risque de départ de feu et d’incendie est lié :

◼ à la présence d’équipements de manutention circulant aux abords et à l’intérieur des


◼ à la propagation d’un feu en extérieur (feu d’un équipement de manutention) ;

◼ à des dysfonctionnements électriques (court-circuit, surintensité…) dans les armoires et

les coffrets électriques ;

◼ aux points chauds générés lors de travaux tels que les meulages, les découpes et les

soudages lors d’opérations de maintenance ;

◼ à la foudre.


La prévention du risque incendie dans l’installation repose sur les dispositions suivantes :

◼ concernant les équipements électriques et la foudre :

- la mise en place de liaisons équipotentielles,

- la mise en place de protections contre la foudre et les surtensions (mise à la terre)

des bâtiments, conformément à la réglementation,

- la présence à l’extérieur des bâtiments d’entreposage du shelter et des armoires

électriques,

- le contrôle périodique des installations électriques par un organisme agréé ;

◼ concernant les matériaux des bâtiments et des aménagements :

- l’utilisation de matériaux non propagateurs d'incendie préférentiellement de classe

de réaction au feu M0 (incombustible) ou M1 (combustible ininflammable), y

compris pour la réalisation des sas et l’emballage des déchets (de classe M1),

- l’utilisation de câbles de classe C1 (non propagateurs d’incendie) pour

l’alimentation électrique à l’intérieur des bâtiments ;

◼ concernant la gestion des matières combustibles :

- l’évacuation régulière des matières combustibles de l’installation (essentiellement

composées des déchets produits par l’exploitation de l’installation),



- l’interdiction d’entreposer des matières combustibles dans les bâtiments,

- le contrôle périodique de vérification d’absence de matières combustibles dans les


◼ concernant la présence des équipements de manutention :

- le stationnement des équipements de manutention est autorisé uniquement sur la

zone extérieure de chargement/déchargement ;

- une zone de chargement/déchargement, à une distance minimale de 13 m,

permet aux poids lourds de stationner en toute sécurité et sans impact sur les

bâtiments ;

◼ concernant les travaux par points chauds :

- les travaux par points chauds sont régis par la procédure « permis de feu » de la

plateforme du Tricastin,

- le personnel est formé et habilité à la rédaction des permis de feu,

- des mesures compensatoires peuvent être mises en œuvre lors des travaux par

points chauds (présence de bâches ignifugées, ajout d’extincteurs, etc.) ;

◼ concernant la propagation d’un incendie :

- le scénario de l’incendie généralisé d’un bâtiment a été écarté du fait de la

présence résiduelle de matières combustibles facilement mobilisable. Le risque de

propagation d’un incendie depuis un autre bâtiment est donc négligeable,

- le scénario de propagation d’un incendie depuis une installation extérieure à

l’installation est négligeable compte-tenu de la distance avec les autres

installations et de la présence du merlon qui joue un rôle d’atténuateur du flux

thermique.


Le moyen de surveillance du risque incendie repose sur la présence du personnel d’exploitation.

Le personnel d’exploitation permet de détecter tout départ de feu sur l’installation et de prévenir l’UPMS

via des moyens d’alerte dédiés.


La limitation des conséquences repose sur :

◼ l’évacuation du personnel présent dans l’installation au travers des voies de circulation

dédiées ;

◼ l’utilisation des moyens d’extinction présents sur l’installation (extincteurs à poudre,

extincteurs à CO2) par le personnel d’exploitation présent lors d’un départ de feu ;

◼ la conception des aires de circulation permettant un accès sans difficultés des services

d’incendie et de secours ;

◼ l’intervention de l’UPMS à l’aide de leurs moyens d’extinction et des poteaux incendie

présents à proximité de l’installation ;



◼ l’intervention du Service Départemental d’Incendie et de Secours (SDIS) territorialement

compétent en complément de l’UPMS si la situation le nécessite ;

◼ les matériaux de construction des bâtiments qui ont des propriétés de tenue au feu. Les

bâtiments sont dimensionnés pour rester stables en cas d’incendie d’un chariot de

manutention.

7.2.3 Usage et perte de l’alimentation électrique


Les risques liés à l’usage de l’électricité sont :

◼ la perte totale de l’alimentation électrique, consécutive à un défaut de l'alimentation

électrique fournie par le site ou à un impact de la foudre ;

◼ la perte partielle de l’alimentation électrique consécutive, à un défaut sur une armoire ou

un équipement électrique (déclenchement d’une protection…) ou la défaillance des

équipements électriques (court-circuit…).

Les conséquences de la perte d’alimentation électrique sont :

◼ la perte d’équipements participant à la sécurité et à la surveillance de l’installation :

- la perte d’alimentation des APA,

- la perte de l’éclairage ;

◼ la possibilité d’avoir un départ de feu.


La prévention du risque de perte de l’alimentation électrique pendant l’exploitation de l’installation repose

sur les dispositions suivantes :

◼ la conformité des équipements électriques à la règlementation en vigueur ;

◼ la présence de dispositifs de protections contre la foudre ;

◼ la réalisation de contrôles réglementaires de l’installation électrique par un organisme

agréé.

7.2.3.3 Mesures de détection et de surveillance

Une alarme de perte de l’alimentation électrique du poste de transformation P18, alimentant l’installation,

est remontée en salle de conduite des utilités.



◼ concernant la perte de l’alimentation électrique des moyens de surveillance radiologique :

- la suspension de l’exploitation de l’installation et l’interdiction d’accéder aux



bâtiments,

- la réalisation de contrôles radiologiques pour s’assurer qu’aucune perte de

confinement n’est survenue ;

◼ concernant la perte de l’éclairage :

- l’utilisation de lampes portables par le personnel d’exploitation,

- la présence de Blocs Autonomes d’Eclairage de Sécurité (BAES) avec une

autonomie d’une heure permettant au personnel d’évacuer en toute sécurité ;

◼ concernant le risque de départ de feu :

- la présence de protections sur le réseau électrique qui permettent de mettre en

sécurité l’installation et d’éviter un court-circuit ou autre dysfonctionnement.

7.2.4 Vieillissement


Les matériaux et matériels sensibles au vieillissement sont les suivants :

◼ la structure métallique des bâtiments, garantissant sa stabilité à l’incendie, au séisme et à

l’explosion d’origine externe ;

◼ les emballages, assurant le confinement des substances entreposées (fûts et DV70).


La prévention des risques liés au vieillissement repose sur les dispositions suivantes :

◼ le choix des matériels et des matériaux mis en œuvre notamment les caractéristiques

physiques et mécaniques en adéquation avec les contraintes d’exploitation ;

◼ l’interdiction d’employer ou d’entreposer des substances chimiques.


Un plan de surveillance des ouvrages et des entreposages est mis en place afin de détecter précocement

toute évolution et début éventuel de dégradation.

En particulier :

◼ le bon état des structures de génie civil des bâtiments fait l’objet de contrôles périodiques ;

◼ les parcs d’entreposages font l’objet de contrôles périodiques d’absence de contamination

surfacique ;

◼ le bon état général des emballages de substances radioactives fait d’un programme de

contrôles périodiques.

Les emballages témoins sont représentatifs des emballages présents sur l’installation. Le positionnement

des palettes témoins facilite la circulation des intervenants autour des fûts et permet une observation

complète et précise des fûts (faces et couvercle).





◼ concernant les emballages : la réparation ou le reconditionnement des emballages

dégradés selon le processus adapté ;

◼ concernant la structure : les réparations ou le remplacement des pièces dégradées.

7.2.5 Cumuls plausibles d’agressions d’origine interne

Sont considérés dans l’analyse des cumuls d’agressions :

◼ le cumul de deux agressions internes ;

◼ la défaillance d’un Equipement Important pour la Protection (EIP ; cf. § 5.2.2) avec une

agression interne.

Les cumuls d’agressions ont été examinés pour les risques non nucléaires d’origine interne suivants :

◼ collisions et chutes de charge ;

◼ incendie interne.

Nota : certaines agressions ne sont pas prises en compte dans le cadre de l’analyse des cumuls

d’agressions internes (perte d’alimentation électrique, interférences électromagnétiques et actes de

malveillance) car l’analyse a montré qu’ils ne sont pas susceptibles de remettre en cause la sûreté de

l’installation.

Agression interne ou externe :

Tout événement ou situation qui trouve son origine respectivement à l'intérieur ou à l'extérieur de

l'installation nucléaire de base et qui peut entraîner de manière directe ou indirecte des dommages

aux Eléments Importants pour la Protection ou remettre en cause le respect des exigences définies.

Les situations de cumul sont considérées comme plausibles dans les cas où la concomitance des deux

agressions est vraisemblable et que leurs effets sont cumulables.

L’identification des scénarios de cumuls est réalisée en deux étapes :

◼ une analyse macroscopique qui permet de définir les situations de cumuls plausibles à

analyser :

◼ une analyse microscopique réalisée pour chaque situation de cumul retenue lors de

l’analyse macroscopique, afin notamment d’analyser la robustesse des lignes de défense.

Cette démarche a permis de retenir, en première approche, le cumul d’une « collision et chute de

charge » avec un « incendie ». Cependant, des dispositions de limitation des conséquences étant prises

pour chaque risque élémentaire (collisions et chutes de charges et incendie), ce cumul ne crée pas de

facteur aggravant susceptible d’impacter les lignes de défense de l’installation.



Concernant le cumul de la défaillance d’un Equipement Important pour la Protection (EIP) avec une

agression interne, l’analyse ne conduit pas à l’identification de situations qui ne seraient déjà prises en

compte dans l’analyse de sûreté.

7.2.6 FOH

L’analyse FOH des activités sensibles vise à déterminer de manière fine et détaillée les activités

humaines liées à l’exploitation et à la maintenance de l’installation, telles que leur non ou mauvaise

réalisation peut avoir des conséquences sur la sûreté de l’installation.

Cette analyse permet d'anticiper la survenue d'une éventuelle défaillance humaine et/ou d'en limiter les

conséquences non souhaitées qui porteraient atteinte aux fonctions de sûreté ou à la sécurité.

Plusieurs dispositions techniques et organisationnelles contribuent à la réalisation sûre des activités sur

l’installation. Il peut s'agir :

◼ de mesures de prévention ;

◼ de mesures de surveillance ;

◼ de mesures de limitation des conséquences.


La prévention des risques liés aux FOH repose sur les dispositions suivantes :

◼ Formation du personnel appropriée à sa fonction ;

◼ Sensibilisation du personnel via des consignes de sécurité pour éviter les actions

inappropriées ;

◼ Organisation des équipes de manière à favoriser la communication et assurer la circulation

de l’information ;

◼ Définition claire des voies de circulation par un marquage au sol et/ou panneaux de

signalisation ;

◼ Cohérence du système de repérage pour identifier la position des emballages.


Des contrôles sont réalisés à différents niveaux afin de vérifier la bonne application des procédures, des

modes opératoires et des consignes.


Des exercices réguliers sont réalisés afin de permettre au personnel d’adopter les bons gestes en cas de

situation incidentelle.



7.3 ANALYSE ET MAITRISE DES RISQUES NON NUCLEAIRES D’ORIGINE

EXTERNE

7.3.1 Activités industrielles et voies de communication

7.3.1.1 Origine du risque lié aux activités industrielles

Les installations industrielles du site du Tricastin voisines de l’installation sont susceptibles de dégrader la

sûreté de l’installation en cas de situation accidentelle.

Les installations concernées sont :

◼ les installations d’Orano Tricastin ;

◼ les installations de SET ;

◼ la Centrale Nucléaire de Production d’Electricité (CNPE) d’EDF du Tricastin.

Les situations accidentelles majeures susceptibles de survenir dans ces installations sont identifiées dans

leur PUI ou Plan d’Opération Interne (POI) respectif. Les conséquences de ces agressions vis-à-vis de

l’installation sont évaluées en fonction de la localisation relative des différentes installations sur le site.

Les risques engendrés par l’environnement industriel sont classés en différentes catégories :

◼ risques liés aux substances radioactives et dangereuses ;

◼ risques d’explosion ;

◼ risques de projection d’éléments missiles.

7.3.1.2 Principes

Les études réalisées cherchent à vérifier si les seuils d’effets sont atteints au niveau de l’installation selon

les scénarios d’accident retenus pour chaque installation environnante.

7.3.1.3 Résultats

7.3.1.3.1 Substances radioactives et dangereuses

Les principales substances dangereuses présentes sur le site du Tricastin sont le chlore, l’acide

chlorhydrique, l’acide fluorhydrique et l’uranium.

Les actions de protection de la population à mettre en place à la suite d’un accident entrainant des

conséquences radiologiques à l’extérieur du site sont mises en œuvre avec les critères suivants :

◼ dose efficace de 10 mSv : zone de mise à l’abri ;

◼ dose efficace de 50 mSv : zone d'évacuation.

La délimitation de ces zones est donnée dans le PUI ou POI de chaque installation.

Conformément à l’arrêté du 29 septembre 2005 [4], chaque installation définit différentes « zones de

dangers pour la vie humaine ». Chaque zone correspond à un périmètre autour de l’installation dans

lequel les rejets accidentels de produits chimiques conduiraient au dépassement d’un seuil d’effet

chimique de référence :



◼ les Seuils des Effets Irréversibles (SEI) délimitent la « zone des dangers significatifs pour

la vie humaine » ;

◼ les Seuils des Effets Létaux (SEL) délimitent la « zone des dangers graves pour la vie

humaine » ;

◼ les Seuils des Effets Létaux Significatifs (SELS) délimitent la « zone des dangers très

graves pour la vie humaine ».

Une analyse de l’impact des scénarios d’accident a été réalisée. Les résultats montrent que l’installation

est dans le rayon d’effet de plusieurs accidents (SEI de l’uranium, SEI de l’acide fluorhydrique et zone de

mise à l’abri).

En cas d’occurrence d’un accident, l’alerte est donnée par l’exploitant concerné (sirène spécifique). La

conduite à tenir, décrite dans le PUI ou POI de l’installation concernée, consiste à :

◼ mettre l’installation en sécurité (arrêt des opérations, mise en sécurité des

équipements…) ;

◼ mettre le personnel à l’abri (masque de protection à disposition, rassemblement du

personnel dans le local adapté, évacuation du personnel hors de l’installation…).

Au vu de l’implantation de l’installation (à l’ouest de la plateforme du Tricastin), les installations

concernées par les situations accidentelles se situent majoritairement à l’est de l’installation.

Compte tenu de la rose des vents (vent direction axe nord-sud prédominant), cette implantation réduit la

probabilité d’atteinte de l’installation par les substances radioactives et dangereuses rejetées en cas de

situation accidentelle affectant une autre installation du site du Tricastin.

7.3.1.3.2 Explosion

Les installations pouvant être à l’origine d’un risque d’explosion sont :

◼ l’entreposage d’hydrogène sur Orano Tricastin (Usine W) ;

◼ l’explosion d’hydrogène dans un hall de conversion (Usine W).

Les distances entre ces structures et l’installation sont supérieures aux distances de sécurités liées à ces

explosions. Ces scénarios n’ont pas d’impact sur l’installation.

7.3.1.3.3 Projection d’éléments missiles

La probabilité d’occurrence de la perte d’intégrité par survitesse d’une des quatre turbines du CNPE EDF

du Tricastin, conduisant à l’envoi d’un projectile dans la direction de la plateforme Orano Tricastin est

évaluée à une valeur comprise entre 0,8.10-8 et 5.10-8. Ce risque est considéré comme résiduel et

aucune disposition constructive n’est mise en œuvre.

7.3.1.4 Origine du risque lié aux voies de communication

Le risque principal engendré par les voies de communication est une explosion d’origine externe, liée aux

produits transportés sur le réseau routier, ferroviaire et fluvial. Une telle explosion (sur place, différée en

champ libre ou différée en zone encombrée) peut générer une onde de surpression susceptible

d’atteindre l’installation.



7.3.1.4.1 Risque routier

Les scénarios types d’accident retenus sont supposés résulter d’un accident routier concernant un

camion-citerne de 22 tonnes contenant du propane liquide, se produisant sur la RD204 ou la RD459. Le

produit est stocké à une température de 20 °C, sous une pression d’environ 7 bars.

7.3.1.4.2 Risque ferroviaire

Les scénarios types d’accident retenus sont supposés résulter d’un accident ferroviaire concernant un

wagon-citerne de 119 m3 contenant du propane liquide, se produisant sur la voie ferrée Paris-Lyon-

Marseille. Le produit est stocké à une température de 20 °C, sous une pression d’environ 7 bars.

Plusieurs types d’explosion sont étudiés (UVCE, BLEVE).

7.3.1.4.3 Risque fluvial

Les scénarios types d’accident retenus sont supposés résulter d’un accident fluvial se déroulant sur le

canal de Donzère-Mondragon (DM) et concernant une barge transportant :

◼ soit 2500 tonnes de produits solides (type ammonitrates) ;

◼ soit 2500 tonnes de produits pétroliers liquide à haut point d’ébullition (type fuel ou

gazole) ;

◼ soit 955 tonnes de produits pétroliers liquide à bas point d’ébullition (type GPL).

7.3.1.5 Explosion

L’onde de surpression à prise en considération pour le dimensionnement de l’installation possède les

caractéristiques suivantes :

◼ onde de surpression aérienne incidente de forme triangulaire et à front raide ;

◼ valeur maximale de la surpression de 30 mbar ;

◼ durée de la surpression 600 millisecondes.



7.3.1.6 Résultats

Les études effectuées montrent que la probabilité d’avoir une surpression supérieure à 30 mbar lors de

l’explosion engendrée par un accident sur une voie de communication :

◼ est inférieure à 10-7 pour un accident de type routier ;

◼ relève du risque résiduel pour un accident de type ferroviaire (distance entre le lieu de

l’explosion et l’installation suffisamment importante) ;

◼ est de l’ordre de 10-7 pour un accident de type fluvial.

Le risque d’avoir une surpression supérieure à 30 mbar (surpression de référence) au niveau de

l’installation lors de l’explosion engendrée par un accident sur une voie de communication relève du

risque résiduel, au sens de la RFS I.1.b [5].

7.3.2 Chute d’avion


La chute d'un avion sur l’installation peut provoquer des dommages susceptibles d’engendrer une

dissémination de substances radioactives. Compte tenu de l'environnement aéronautique du site du

Tricastin, la chute d'un avion est prise en compte pour :

◼ l’aviation générale (aérodrome) ;

◼ l’aviation commerciale (couloirs aériens, aéroports) ;

◼ l’aviation militaire (base aérienne militaire).

Les risques liés à l'aviation amphibie sont négligeables compte tenu :

◼ de l'éloignement par rapport au site des plans d'eau utilisés (plan d’eau de St Etienne des

Sorts) ;

◼ du caractère exceptionnel du risque d'incendie nécessitant le recours à ce type de moyens

d’action dans l’environnement du site.

7.3.2.2 Principes

Conformément à la RFS I.1.a [6], l'objectif retenu est que la probabilité globale qu'un atelier puisse être à

l'origine de rejets inacceptables ne dépasse pas 10-6 par an.

Dès lors, il convient de considérer qu'une famille de sources d'agressions provenant d'une des trois

familles d'avions décrites (cf. §7.3.2.1), doit être prise en compte dans le dimensionnement de l'atelier si

la probabilité qu'elle puisse conduire à des rejets inacceptables est supérieure à 10-7 par an.

Lorsque l'un des deux critères n'est pas vérifié, les conséquences sont évaluées et des dispositions sont

prises afin de rendre les conséquences acceptables.



7.3.2.3 Résultats

Les études effectuées montrent que :

◼ les probabilités de chute d’un appareil de l’aviation commerciale ou militaire sur une cible

sont inférieures à 10-7 par an. Ces familles d’aviation ne sont donc pas considérées

comme une source d’agression ;

◼ la probabilité de chute d’un appareil de l’aviation générale sur une cible est de l’ordre de

grandeur de 10-7 par an ;

◼ la probabilité globale de chute d’un avion sur une cible de l’installation ne dépasse pas

l’ordre de grandeur de 10-6 par an.

L’objectif probabiliste visé par la RFS 1.1.a [6] est donc atteint.

7.3.3 Séisme


Un séisme est susceptible d’entraîner des dommages de nature à dégrader les ouvrages et équipements

nécessaires au maintien des fonctions de sûreté de l’installation.

Le spectre sismique à prendre en compte pour l’installation est le Séisme Majoré de Sécurité (SMS),

caractérisé par un événement de magnitude 5,5 placé à une profondeur de 7 km à l’aplomb du site. Le

SMS a été défini conformément aux prescriptions de la RFS 2001-01 [7].

Séisme Majoré de Sécurité (SMS)

C’est l’évènement sismique de référence obtenu en majorant l’intensité du Séisme Maximum

Historiquement Vraisemblable (SMHV) d’un degré sur l’échelle MSK.

7.3.3.2 Principes

La maîtrise des risques liés au séisme repose sur le dimensionnement de l’installation afin d’éviter des

conséquences potentielles pour le public et l’environnement.

Ainsi, il est vérifié que la conception sismique de l’installation permet de garantir en cas de séisme les

objectifs de sûreté définis avec un niveau de marge identifié.

7.3.3.3 Prévention

Le confinement des substances radioactives est assuré par les emballages fermés (fûts et DV70)

Les critères retenus pour garantir l’intégrité de ce confinement en cas de séisme sont les suivants :

◼ les empilements des fûts et des DV70 restent stables (critère « S ») ;

◼ les structures des bâtiments de l’installation conservent leur stabilité d’ensemble et

n’interagissent pas avec les empilements (critère « NI »). Les bâtiments sont suffisamment

éloignés les uns des autres pour ne pas interagir entre eux ; les merlons sont également

implantés à une distance des bâtiments supérieure à leur hauteur ; le poste électrique est

suffisamment éloigné pour ne pas interagir avec un bâtiment d’entreposage.



En outre, la stabilité des empilements de DV70 en cas de séisme permet de contribuer au maintien de la

fonction de protection des personnes et de l’environnement contre les rayonnements ionisants.

7.3.3.4 Limitation des conséquences

Compte-tenu de la faible sensibilité aux effets d’un séisme, les merlons ne bénéficient pas de dispositions

spécifiques de dimensionnement. Cette situation est acceptable car les conséquences potentielles

seraient limitées à une augmentation temporaire du débit d’équivalent de dose. Des réparations

pourraient alors être réalisées avec des moyens conventionnels.

7.3.4 Inondation externe


Une inondation d’origine externe de l’installation peut avoir pour origine :

◼ pluies locales ;

◼ crue du Rhône ;

◼ rupture du barrage de Voglans ;

◼ effacement de la digue du canal de Donzère-Mondragon ;

◼ phénomène d’intumescence ;

◼ clapot ;

◼ une remontée de la nappe alluviale ;

◼ crue sur petit bassin versant.

L’aléa pluies locales est traité dans le paragraphe 7.3.5.

Le principal risque identifié, en cas de défaut de propreté radiologique seraient la dissémination de

substances radioactives par voie liquide.

7.3.4.2 Maîtrise du risque

La maîtrise du risque d’inondation d’origine externe repose sur des mesures préventives de conception,

visant à positionner les entrées d’eau dans les bâtiments d’entreposage au-dessus du niveau le plus haut

pouvant être atteint par l’eau pour les situations à risque d’inondation identifiées.

7.3.4.3 Situations à risques d’inondation identifiées

7.3.4.3.1 Crue du Rhône

Le champ d’inondation associé à une crue du Rhône n’atteint pas le site du Tricastin. Le risque

d’inondation suite à une crue sur grand bassin versant ne constitue pas une source d’agression de l’INB

FLEUR.



7.3.4.3.2 Rupture du barrage de Vouglans

La rupture du barrage de Vouglans conduit à une montée des eaux atteignant une cote maximum de

50,67 m NGFO.

L’installation étant située à une altimétrie de 50,80 m NGFO, le risque d’inondation consécutif à la rupture

du barrage de Vouglans ne constitue pas une source d’agression de l’installation.

7.3.4.3.3 Effacement de la digue du canal Donzère-Mondragon

Le canal de Donzère-Mondragon n’est pas identifié comme une source d’inondation de l’installation au vu

de :

◼ l’absence de vulnérabilité des digues à la percolation et à l’érosion interne en situation hors

séisme et en situation post-sismique (SMS) ;

◼ la robustesse de la digue vis-à-vis d’un séisme.

7.3.4.3.4 Intumescence

Les faibles hauteurs de variation du niveau dans le canal et la présence d’une hauteur de talus

supplémentaire permettent d’écarter le risque de débordement du canal par intumescence ou, en tout

état de cause, d’en réduire l’amplitude. Le phénomène d’intumescence ne constitue pas une source

d’agression de l’installation.

7.3.4.3.5 Clapot

L’éloignement du Rhône et la présence d’une hauteur de talus bordant le canal de Donzère-Mondragon,

permettent d’exclure le risque d’inondation par clapot du site. Cette situation à risque d’inondation ne

constitue pas une source d’agression de l’installation.

7.3.4.3.6 Remontée de la nappe alluviale

Les différents relevés piézométriques indiquent que le niveau maximal de la nappe ne dépasse pas la

cote de 50,14 m NGFO.

Compte-tenu du niveau d’implantation de l’installation et de l’absence de sous-sol, la remontée de la

nappe alluviale ne constitue pas une source de risque d’inondation de l’installation.

7.3.4.3.7 Crue sur petit bassin versant

Une crue sur petit bassin versant conduirait à une montée des eaux atteignant une côte de 50,70 m

NGFO toutes incertitudes de calcul comprises.

L’installation est située à une altimétrie de 50,80 m NGFO (en prenant en compte les seuils présents à

chaque entrée des bâtiments de 0,18 m). Le dimensionnement de l’installation vis-à-vis du risque de crue

sur petit bassin versant est suffisant.



7.3.5 Aléas climatiques extrêmes


Des conditions météorologiques exceptionnelles pourraient porter atteinte à la sûreté de l’installation. Les

différents évènements climatiques considérés sont :

◼ les fortes pluies ;

◼ les chutes de neige et vents violents ;

◼ les températures exceptionnelles ;

◼ la foudre et les interférences électromagnétiques ;

◼ la tornade.


En cas de conditions météorologiques exceptionnelles, l’alerte météo est transmise à l’exploitant

nucléaire, qui prend les mesures nécessaires.

7.3.5.2.1 Forte pluie

Les canalisations des réseaux d’eaux pluviales et le bassin d’orage sont dimensionnés aux fortes pluies.

Dimensionnement des descentes d’eaux pluviales

Les règles de dimensionnement définies pour le site indiquent que les descentes d’eaux pluviales des

bâtiments doivent être dimensionnées avec l’intensité de pluie de 1,6 L/min/m² (soit pour une surface de

3000 m² : 1,6 x 3000 = 4 800 L.min-1 soit 4,8 m3.min-1).

Le diamètre des descentes d’eaux pluviales est de 200 mm, ce qui correspond à une capacité

d’évacuation de 131,9 m3.h-1 soit 2,2 m3.min-1. Chaque bâtiment dispose de dix descentes, ce qui

représente une capacité d’évacuation de 1319 m3.h-1 soit 22 m3.min-1.

La capacité d’évacuation d’un bâtiment étant supérieure à l’intensité de pluie, les descentes d’eaux

pluviales sont correctement dimensionnées.

Dimensionnement du bassin d’orage

Les règles de dimensionnement définies pour le site indiquent que le bassin d’orage doit être

dimensionné pour recueillir 10 L.m-2 de surface faisant l’objet du ruissellement. Compte tenu de la

surface concernée (27 000 m²), un bassin de 270 000 L (soit 270 m3) est nécessaire. Le bassin d’orage,

implanté à l’est de l’installation avec un volume total de 280 m3 environ, est correctement dimensionné.



7.3.5.2.2 Chute de neige et vents violents

Les critères de dimensionnement des structures et des bâtiments pour la chute de neige sont :

◼ situation normale : surcharge normale de 65 daN/m² ;

◼ situation accidentelle : surcharge extrême de 135 daN/m².

Les critères de dimensionnement des structures et des bâtiments pour l’exposition au vent :

◼ situation normale : pression dynamique normale de 108 daN/m² ;

◼ situation accidentelle : pression dynamique extrême de 190 daN/m².

Les différents bâtiments de l’installation ont été dimensionnés en prenant en compte les règles de

construction dites « neige et vent ». En cas d’événement neigeux important, des dispositions visant à

garantir l’accès aux installations (déneigement, salage des voies de circulation) sont mises en œuvre si

besoin au niveau de la plateforme Orano Tricastin.

7.3.5.2.3 Température exceptionnelle

Les températures mesurées au niveau du site du Tricastin pour la période 1964-2014 sont :

◼ température moyenne annuelle : + 13,8°C ;

◼ température moyenne des minima : + 8,8°C ;

◼ température moyenne des maxima : + 18,2°C.

Pour cette période, il est comptabilisé en moyenne 31,1 jours de gel par an.

Les températures exceptionnelles mesurées entre 1964 et 2014 sont :

◼ température minimale absolue : - 12,5°C (6 janvier 1971) ;

◼ température maximale absolue : + 41,1°C (12 août 2003).

Les températures exceptionnelles peuvent impacter les équipements de lutte contre l’incendie et être une

source d’inconfort pour le personnel.

Les dispositions prises sont les suivantes :

◼ concernant les moyens de lutte contre l’incendie :

- les moyens d’extinction de type extincteur sont résistants à ces températures

extrêmes,

- la mise hors gel du réseau incendie alimentant les poteaux incendie ;

◼ concernant le personnel : temps de repos plus important, vêtements et équipements

adaptés aux températures rencontrées, etc.

7.3.5.2.4 Foudre et interférences électromagnétiques

Le risque de foudroiement est caractérisé par :

◼ le niveau kéraunique, qui quantifie l’activité orageuse d’une région. En France, ce niveau

varie de 8 à 36 avec une moyenne se situant autour de 25. Le niveau kéraunique dans la

région du Tricastin est de 31 ;



◼ la densité de foudroiement, qui est utilisée pour évaluer la fréquence attendue des coups

de foudre directs sur une structure. En France, cette densité varie de 0,5 à 5 avec une

moyenne se situant autour de 0,79. Sur le site du Tricastin (dans un rayon de 10 km), la

densité de foudroiement est de 1,55 (période d’étude du 01/01/2005 au 31/12/2014).

La foudre peut provoquer des arrachements de structure et des débuts d’incendie ainsi que des

perturbations électriques.

L’installation est équipée de protections contre les effets directs et indirects de la foudre.

Il existe deux types de risques pouvant être générés par la foudre :

◼ les effets directs pouvant entraîner une dégradation des bâtiments ou des structures ;

◼ les effets indirects qui se traduisent par des interférences électromagnétiques pouvant

perturber le fonctionnement de l’installation, des surtensions dans les conducteurs

électriques et peuvent provoquer un dysfonctionnement ou une destruction d’équipements

électriques ou électroniques.

7.3.5.2.5 Tornade

Les effets de vents violents sur l’installation sont plus majorants que les effets d’une tornade.

L’installation étant dimensionnée aux vents violents, par conséquent, elle est dimensionnée au passage

d’une tornade.

7.3.5.3 Mesures de détection et de surveillance

La surveillance et la détection d’une situation d’aléas climatiques reposent sur un système d’alerte

météorologique sur le plan local, régional et sur le site du Tricastin (station météo interne au site).

Les différents équipements participant à la maîtrise du risque des aléas climatiques font l’objet de

contrôles périodiques.


Les équipements participant à la maîtrise du risque des aléas climatiques sont remis en service dans les

plus brefs délais.

Des consignes spécifiques sont mises en place au niveau de l’installation ou du site du Tricastin pour

maintenir l’installation dans un état sûr.



7.3.6 Incendie externe


Le risque correspond à un incendie d’origine externe à l’installation. Les conséquences potentielles sont

une atteinte aux structures des bâtiments. Les situations d’incendie d’origine externe sont :

◼ l’incendie d’un poids lourds présent sur la zone de déchargement ;

◼ l’incendie d’une installation extérieure.


Les différentes dispositions en place sur l’installation permettent de prévenir le risque d’un incendie

d’origine externe à l’installation :

◼ la présence d’une zone de chargement/déchargement pour les poids lourds (tracteur,

remorque) à une distance suffisamment éloignée (13 mètres) ;

◼ la limitation du stationnement des véhicules à proximité de l’installation ;

◼ l’interdiction d’entreposer des matières combustibles à l’extérieur de l’installation ;

◼ l’entretien régulier des zones végétalisées.

L’installation étant suffisamment éloignée des autres installations du site du Tricastin, le risque de

propagation d’un incendie depuis une installation extérieure est négligeable.

7.3.7 Cumuls plausibles entre les agressions

Les cumuls ont été examinés pour les agressions externes suivantes :

◼ risques induits par l’environnement industriel et les voies de communication ;

◼ séisme ;

◼ aléas climatiques extrêmes (fortes pluies, chutes de neige, vents violents, températures

exceptionnelles) ;

◼ foudre ;

◼ inondation d’origine externe.

Nota : certaines agressions ne sont pas prises en compte dans le cadre de l’analyse des cumuls

d’agressions externes (chute d’avion, tornade et actes de malveillance) car l’analyse a montré qu’ils ne

sont pas susceptibles de remettre en cause la sûreté de l’installation.

Les situations de cumuls sont considérées comme plausibles dans les cas où la concomitance des deux

agressions est vraisemblable et que leurs effets sont cumulables.



Différentes configurations sont retenues pour l’analyse :

◼ le cumul de deux agressions externes ;

◼ le cas d’une agression interne suivie d’une agression externe ;

◼ le cas d’une agression externe suivie d’une agression interne

Pour les situations de cumul d’agressions externes entre elles, les dispositions de limitation des

conséquences prises pour chaque risque élémentaire s’appliquent. L’analyse montre que le cumul de

deux agressions ne constitue pas un scénario aggravant.

Pour les situations de cumul d’une agression interne suivie d’une agression externe, des

dispositions complémentaires sont retenues à l’issue de l’analyse. Ces dispositions concernent l’expertise

des structures post incendie et leur renforcement le cas échéant afin de ne pas dégrader leur résistance

aux agressions externes.

Pour les situations de cumul d’une agression externe suivie d’une agression interne, les

dispositions de limitation des conséquences prises pour chaque risque élémentaire s’appliquent.

L’analyse montre que le cumul de deux agressions ne constitue pas un scénario aggravant.

7.3.8 Actes de malveillance

Conformément à la réglementation, l’efficacité de l’organisation et des moyens mis en œuvre au niveau de l’installation et du site pour prévenir des actes de malveillances fait l’objet d’études d’évaluation.

Les accidents d’origine malveillante feront l’objet d’une étude à partir des conclusions des études d’évaluation précitées et validées par le Haut Fonctionnaire de Défense et de Sécurité, dans le respect des règles applicables au secret de la défense nationale.



8 SYSTEMES DE SURVEILLANCE, DISPOSITIFS ET MOYENS DE

SECOURS

8.1 SYSTEMES DE SURVEILLANCE

8.1.1 Surveillance de l’environnement

La mise en place de réseaux de surveillance de l’environnement autour des installations permet de

s’assurer de l’efficacité des actions de réduction des rejets. Les résultats des 100 000 mesures

effectuées à partir d’un millier de points de prélèvement en France sont communiqués régulièrement aux

autorités et aux parties prenantes (riverains, associations, commissions d’information, élus…).

Depuis février 2010, un site internet piloté par l’ASN et l’Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire

(IRSN) met à disposition du public les mesures de la radioactivité dans l’environnement fournies par

l’ensemble des acteurs du nucléaire au Réseau National de Mesures de la Radioactivité de

l’Environnement (RNME) ; toutes les installations nucléaires du groupe Orano contribuent à cette action.

Les laboratoires d’analyse Orano Tricastin ont obtenu de l'ASN les agréments nécessaires après avoir

apporté la preuve de leur capacité à fournir les résultats dans les délais impartis et le cadre imposé.

Institut de Radioprotection et de Sûreté Nucléaire (IRSN)

L’IRSN exerce des missions d’expertise et de recherche dans différents domaines (sûreté des

réacteurs, des usines ou laboratoires, radioprotection de l’homme, surveillance radiologique de

l’environnement). L’IRSN est l’appui technique de l’ASN.

D’autre part, lors d’incident ou d’accident impliquant des substances radioactives, l’IRSN propose

aux pouvoirs publics et aux autorités des mesures d’ordres technique, sanitaire et médical, propres

à assurer la protection de la population, des travailleurs et de l’environnement et à rétablir la

sécurité des installations.

Sur la plateforme Orano Tricastin, la surveillance de l’environnement est organisée à travers le Réseau

de Surveillance de l’Environnement (RSE).

Les prélèvements et mesures sont réalisés à l’intérieur et à l’extérieur du site selon un programme validé

et contrôlé par les autorités administratives : l’Autorité de Sûreté Nucléaire (ASN), l’Autorité de Sûreté

Nucléaire de Défense (ASND) ou la Direction Régionale de l’Environnement, de l’Aménagement et du

Logement (DREAL). Les autorités reçoivent mensuellement les résultats de cette surveillance

environnementale, dite de 1er niveau.

À ces obligations réglementaires s’ajoute une surveillance dite de 2ème niveau, réalisée par le groupe

Orano à son initiative ou ponctuellement à la demande des autorités, afin de renforcer la surveillance et

la connaissance de l’environnement du site, conformément à la politique environnementale et aux

engagements du groupe.

L’installation bénéficie des moyens communs de surveillance de l’environnement mis en place par les

industriels de la plateforme Orano Tricastin. Les résultats de la surveillance radiologique et chimique de

l’environnement font l’objet de rapports mensuels et sont synthétisés dans le compte-rendu annuel

d’activité de la plateforme Orano Tricastin.



L’installation ne produisant pas d’effluents gazeux, seul l’impact sur le sol et l’eau est surveillé.

L’exploitation de l’installation n’engendre pas de mesures supplémentaires à celles déjà réalisées par la

plateforme Orano Tricastin pour la surveillance environnementale.

8.1.2 Surveillance des installations

L’installation n’émettant pas d’effluents gazeux, les moyens de surveillance associés ne sont donc pas

nécessaires.

Trois types de surveillance sont réalisés sur l’installation :

◼ une surveillance radiologique du parc (exposition interne) ;

◼ une surveillance radiologique du personnel d’exploitation (exposition externe) ;

◼ une surveillance radiologique de l’environnement (exposition externe).

8.1.2.1 Surveillance radiologique du parc

La surveillance radiologique atmosphérique des bâtiments est réalisée à l’aide de dispositifs qui suivent

les niveaux de contamination atmosphérique en différé, en aspirant l’air ambiant sur des filtres. Ceux-ci

sont ensuite analysés afin de déterminer les niveaux de contamination atmosphérique des locaux.

Des dosimètres de zone, implantés dans les bâtiments et en limite de l’installation, permettent de

surveiller l’ambiance radiologique vis-à-vis de l’exposition externe.

Des contrôles radiologiques de non contamination des bâtiments sont également réalisés.

8.1.2.2 Surveillance radiologique du personnel d’exploitation

Le personnel qui travaille en zone réglementée fait l’objet d’une surveillance dosimétrique. Cette

surveillance, qui concerne aussi bien le personnel d’Orano Tricastin que celui des entreprises

extérieures, est effectuée sous le contrôle de l’ASN et répond à des exigences réglementaires précises.

L’accès en zone réglementée impose le port de dosimètres réglementaires individuels nominatifs :

◼ le dosimètre passif (obligatoire en zone surveillée et en zone contrôlée) mesure

l’exposition en temps différé ;

◼ le dosimètre opérationnel (obligatoire pour les parcs) mesure l’exposition en temps réel.

Le port d’un dosimètre complémentaire peut être prescrit par le service radioprotection en fonction de la

nature des travaux effectués.

Les résultats de la dosimétrie passive et opérationnelle sont gérés par la Personne Compétente en

Radioprotection (PCR).

8.1.2.3 Surveillance radiologique de l’environnement

A l’extérieur des bâtiments, la surveillance radiologique de l’environnement est réalisée par des

dosimètres implantés en limite de la plateforme du Tricastin.



8.2 MOYENS DE SECOURS

Les moyens matériels et humains de secours sont les suivants :

◼ l’Unité de Protection de la Matière et du Site (UPMS) : elle dispose de moyens

d‘intervention similaires à ceux utilisés par les sapeurs-pompiers français (camions

d’intervention, etc.). Elle assure la mission de sécurité incendie, d’assistance lors de la

fuite radioactive ou chimique et de secours aux personnes du site. Elle évacue les blessés

vers le Service Santé au Travail ;

◼ le Service Santé au Travail (SST) : il assure la surveillance médicale, les délivrances

d’aptitude médicale du personnel, les prestations d’analyses associées. Il assure la

prévention, le suivi médical du personnel et les premiers soins d’urgence sur l’ensemble

des établissements de la plateforme du Tricastin. Les moyens du SST sont ceux d’un

service médical industriel (salle de décontamination, véhicules d’intervention, etc.). Ils

permettent de porter assistance aux personnes nécessitant des soins d'urgence et de faire

face aux conséquences sanitaires d’un accident important sur le site (personne intoxiquée

ou exposée aux rayonnements ionisants).



9 RESUME NON TECHNIQUE

Le Résumé Non Technique de l’Etude de Maîtrise des Risques (RNT EMR) est présenté dans le classeur

1 du DDAC de l’INB FLEUR.



10 CONCLUSION

Les dispositions retenues permettent de garantir la maîtrise des risques associés à l’exploitation de

l’installation.

Chaque risque identifié dans les chapitres précédents a été analysé sur la base, si nécessaire, d’études

spécifiques, avec pour objectifs de :

◼ prévenir les incidents et accidents, par le dimensionnement de l’installation, en prenant en

compte les défaillances possibles des matériels, des hommes ainsi que les agressions

externes ;

◼ surveiller l’installation de manière à détecter les dérives de fonctionnement éventuelles et à

les corriger par des moyens appropriés ;

◼ définir les moyens pour limiter les conséquences et les effets éventuels, sur les personnes,

les biens et l’environnement, d’accidents qui pourraient survenir malgré les précautions

prises.

A l’issue de cette phase d’analyse, les calculs de conséquences des situations dégradées montrent que

les dispositions retenues permettent effectivement de maîtriser les risques présents et de limiter à un

niveau acceptable les conséquences des accidents envisageables.



11 ANNEXES

11.1 SPECTRES RADIOLOGIQUES REPRESENTATIFS

Les spectres représentatifs de substances radioactives présentes dans l’installation sont :

▪ Spectre 1 : U3O8 URT de teneur en 235U inférieure ou égale à 1% - Temps de vieillissement 10 ans (la composition isotopique initiale retenue est celle de l’U3O8 URT, en provenance de l’atelier TU5), cf. Tableau 7 ;

▪ Spectre 2 : U3O8 APP de teneur en 235U inférieure ou égale à 0,5% - Temps de vieillissement 10 ans (la composition isotopique initiale retenue est celle de l’U3O8 APP, en provenance de l’atelier W), cf. Tableau 8 ;

RN Activité

(Bq/g d’uranium) Fraction

d’activité totale

95Nb 2,00E+02 0,14%

95Zr 2,00E+02 0,14%

99Tc 3,10E+02 0,21%

103Ru 2,00E+02 0,14%

106Ru 2,00E+02 0,14%

137Cs 2,00E+02 0,14%

144Ce 2,00E+02 0,14%

207Tl 2,37E-02 0,00%

208Tl 9,28E+02 0,63%

210Pb 1,46E-03 0,00%

211Pb 2,37E-02 0,00%

212Pb 2,58E+03 1,77%

214Pb 1,51E-02 0,00%

210Bi 1,45E-03 0,00%

211Bi 2,38E-02 0,00%

212Bi 2,58E+03 1,76%

214Bi 1,51E-02 0,00%

210Po 1,24E-03 0,00%

211Po 6,48E-05 0,00%

212Po 1,65E+03 1,13%

214Po 1,51E-02 0,00%

215Po 2,37E-02 0,00%

216Po 2,58E+03 1,77%



RN Activité



218Po 1,51E-02 0,00%

219Rn 2,37E-02 0,00%

220Rn 2,58E+03 1,77%

222Rn 1,51E-02 0,00%

223Fr 3,35E-04 0,00%

223Ra 2,37E-02 0,00%

224Ra 2,58E+03 1,77%

226Ra 1,51E-02 0,00%

228Ra 2,14E-06 0,00%

227Ac 2,42E-02 0,00%

228Ac 2,14E-06 0,00%

227Th 2,36E-02 0,00%

228Th 2,58E+03 1,77%

230Th 7,00E+00 0,00%

231Th 8,00E+02 0,55%

232Th 5,11E-06 0,00%

234Th 1,23E+04 8,42%

231Pa 1,69E-01 0,00%

234Pa 1,84E+01 0,01%

234mPa 1,22E+04 8,36%

232U 2,59E+03 1,77%

234U 7,61E+04 52,07%

235U 8,00E+02 0,55%

236U 1,04E+04 7,12%

238U 1,23E+04 8,42%

237Np 1,30E+02 0,09%

239Pu 1,20E+02 0,08%

Total 1,46E+05 1,00E+00

Tableau 7 : Spectre 1 (U3O8 URT vieilli 10 ans)



RN Activité



207Tl 1,18E-02 0,00%

208Tl 1,10E-08 0,00%

210Pb 1,54E-04 0,00%

211Pb 1,19E-02 0,00%

212Pb 3,06E-08 0,00%

214Pb 1,60E-03 0,00%

210Bi 1,53E-04 0,00%

211Bi 1,19E-02 0,00%

212Bi 3,06E-08 0,00%

214Bi 1,60E-03 0,00%

210Po 1,31E-04 0,00%

211Po 3,24E-05 0,00%

212Po 1,96E-08 0,00%

214Po 1,60E-03 0,00%

215Po 1,19E-02 0,00%

216Po 3,06E-08 0,00%

218Po 1,60E-03 0,00%

219Rn 1,19E-02 0,00%

220Rn 3,06E-08 0,00%

222Rn 1,60E-03 0,00%

223Fr 1,67E-04 0,00%

223Ra 1,19E-02 0,00%

224Ra 3,06E-08 0,00%

226Ra 1,60E-03 0,00%

228Ra 4,89E-08 0,00%

227Ac 1,21E-02 0,00%

228Ac 4,89E-08 0,00%

227Th 1,18E-02 0,00%

228Th 3,07E-08 0,00%

230Th 7,40E-01 0,00%

231Th 4,00E+02 0,86%

232Th 1,17E-07 0,00%



RN Activité



234Th 1,24E+04 26,78%

231Pa 8,45E-02 0,00%

234Pa 1,86E+01 0,04%

234mPa 1,24E+04 26,78%

234U 8,05E+03 17,38%

235U 4,00E+02 0,86%

236U 2,36E+02 0,51%

238U 1,24E+04 26,78%

Total 4,63E+04 100,00%

Tableau 8 : Spectre 2 (U3O8 APP vieilli 10 ans)

Dossier de Demande


de l’INB FLEUR

ENQUÊTE PUBLIQUE

Pièce 10 - Servitudes d’utilité publique &

Installations soumises au système

d’échange de quotas d’émissions de

gaz à effet de serre

Servitudes d’utilité publique & installations soumises au système d’échange de quotas d’émissions de gaz à effet de serre


FLEUR

PIECE N°10 :

SERVITUDES D’UTILITE PUBLIQUE &

INSTALLATIONS SOUMISES AU SYSTEME

D’ECHANGE DE QUOTAS D’EMISSIONS DE

GAZ A EFFET DE SERRE



0 INTRODUCTION

0.1 SOMMAIRE

0 Introduction ..................................................................................................................................... 2

0.1 Sommaire .............................................................................................................................. 2


0.3 Liste et signification des abréviations utiliséés ................................................................. 2

1 OBJET .............................................................................................................................................. 3

2 SERVITUDES D’UTILITE PUBLIQUE .............................................................................................. 4

3 INSTALLATION SOUMISE AU SYSTEME D’ECHANGE DE QUOTAS D’EMISSION DE GAZ

A EFFET DE SERRE ........................................................................................................................ 5


[1] Décret n°2007-1557 du 2 Novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives

[2] Directive n° 2003/87/CE du 13 Octobre 2003 modifié établissant un système d’échange de quotas d’émission de gaz à effet de serre dans la Communauté et modifiant la directive 96/61/CE du Conseil


GES Gaz à Effet de Serre




1 OBJET

Le présent document « Servitudes d’utilité publique & Installations soumises au système d’échange de

quotas d’émissions de gaz à effet de serre » correspond aux items 9 et 12 de l’article 8-I du « décret

procédures » [1]. Il correspond à la pièce 10 du Dossier de Demande d’Autorisation de Création (DDAC).



2 SERVITUDES D’UTILITE PUBLIQUE

A ce stade, l’exploitant ne demande l’instauration d’aucune servitude d’utilité publique prévue à l’article

L. 593-5 du Code de l’environnement.



3 INSTALLATION SOUMISE AU SYSTEME D’ECHANGE DE

QUOTAS D’EMISSION DE GAZ A EFFET DE SERRE

En fonctionnement normal, l’installation requiert l’utilisation d’hydrocarbures pour la motorisation des

engins de manutention qui sont les seuls équipements produisant des GES sur l’installation.

Ces engins sont présents sur l’installation pour les opérations de chargement / déchargement des

emballages ou les opérations de manutention internes à l’installation. Ces opérations n’étant pas

permanentes, les engins de manutention sont présents de façon ponctuelle sur l’installation (une dizaine

d’heure par semaine environ). Les rejets de GES sont donc minimes.

Ainsi, aucune installation ou équipement implanté dans le périmètre de l’installation et nécessaire à son

fonctionnement, ne relève du régime de l’article L. 229-5 du Code de l’environnement.

Dossier de Demande


de l’INB FLEUR

ENQUÊTE PUBLIQUE

- Pièce 11 - Plan de démantèlement de l’installation

Plan de démantèlement de l’installation


FLEUR

PIECE N°11 : PLAN DE DEMANTELEMENT

DE L’INSTALLATION



0 INTRODUCTION

0.1 SOMMAIRE

0 Introduction ..................................................................................................................................... 2

0.1 Sommaire .............................................................................................................................. 2

0.2 Liste des tableaux ................................................................................................................ 3


0.4 Liste et signification des abréviations utilisées ................................................................. 3

1 OBJET DU DOCUMENT ................................................................................................................... 4

2 PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE DEMANTELEMENT

RETENUE ......................................................................................................................................... 5

3 GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT DE L’INSTALLATION .............................................. 6

3.1 Principes d’ordre méthodologique relatifs au démantèlement, à la remise en état du

site et à la surveillance ultérieure ....................................................................................... 6

3.2 Dispositions prises à la conception pour en faciliter le démantèlement ......................... 6

3.3 Dispositions prises par l’exploitant pour assurer le maintien des connaissances ......... 7

3.4 Gestion des déchets ............................................................................................................ 7

4 DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT DE L’INSTALLATION .................................................... 8

4.1 Etat initial visé au début des opérations de démantèlement ............................................ 8

4.2 Opérations de démantèlement ............................................................................................ 8

5 ETAT FINAL ENVISAGE .................................................................................................................. 9



0.2 LISTE DES TABLEAUX

Sans objet.


[1] Décret n°2007-1557 du 2 Novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives dit « décret procédures »

[2] Guide ASN n°6 relatif à la mise à l’arrêt définitif, démantèlement et déclassement des installations nucléaires de base en France, version du 30/08/2016


ASN Autorité de Sûreté Nucléaire

CDE Cessation Définitive d’Exploitation

DEM Démantèlement

FLEUR Fourniture Locale d’Entreposage d’Uranium de Retraitement


MAD Mise à l’Arrêt Définitif

REX Retour d’Expérience



1 OBJET DU DOCUMENT

Le présent document « Plan de démantèlement » répond à l’item 10 de l’article 8-I du « décret

procédures » [1]. Il correspond à la pièce 11 du présent Dossier de Demande d’Autorisation de

Création (DDAC).

Il présente les modalités envisagées pour le démantèlement de l’installation considérée, ainsi

que celles pour la remise en état et la surveillance du site sur lequel elle est implantée. Il vise

à :

◼ présenter la stratégie de démantèlement retenue par l’exploitant ;

◼ préciser le délai envisagé entre l’arrêt définitif de fonctionnement et le début des

opérations de démantèlement ;

◼ expliciter l’état choisi pour l’installation après son démantèlement (état final).

Il présente les dispositions prises par l’exploitant afin de garantir la conservation de l’historique

de l’installation, notamment les éléments pertinents en vue du démantèlement. Les dispositions

permettant de garantir l’accessibilité à ces informations sont aussi décrites.

Le document répond aux recommandations présentées dans le Guide n°6 [2] de l’Autorité de

Sûreté Nucléaire (ASN) relatif à la mise à l’arrêt définitif, au démantèlement et au déclassement

des installations nucléaires de base en France.

Ce plan de démantèlement établi lors de la demande d’autorisation sera mis à jour au cours de

la vie de l’installation tant que de besoin notamment :

◼ lors de la mise en service de l’installation ;

◼ lors de toute modification du décret d’autorisation de création ;

◼ si nécessaire, lors des modifications visées par l’article 26 du « décret

procédures » [1] ;

◼ lors des réexamens de sûreté de l’installation ;

◼ lors de la déclaration d’arrêt définitif.

Il pourra, au fur et à mesure de son évolution, s’appuyer sur le Retour d’EXpérience (REX) de

démantèlement d’autres installations similaires (REX notamment des parcs d’entreposage

actuels du Tricastin).

Après construction, une INB présente deux grandes phases de vie :

◼ la phase d’exploitation : elle comprend les étapes de démarrage puis de

fonctionnement industriel de l’installation. Elle se termine par les opérations de

Cessation Définitive d’Exploitation (CDE) et de préparation à la Mise à l’Arrêt

Définitif (MAD) ;

◼ la phase de mise à l’arrêt définitif et de démantèlement (MAD/DEM) : elle

consiste à réaliser l’ensemble des opérations techniques qui conduisent

l’installation à un niveau de déclassement préalablement choisi.



2 PRESENTATION ET JUSTIFICATION DE LA STRATEGIE DE

DEMANTELEMENT RETENUE

Il existe trois principales stratégies de démantèlement des installations nucléaires :

◼ le démantèlement immédiat : l’installation est démantelée sans attendre, dès la

fin de l’exploitation, après l’évacuation des matières et des déchets ;

◼ le démantèlement différé : une fois les matières et déchets radioactifs évacués

ou conservés en toute sécurité, l’installation est maintenue dans un état sûr

pendant une période pouvant atteindre plusieurs décennies, au terme de laquelle

elle est démantelée ;

◼ le confinement sûr : l’installation est placée sous une structure de confinement

renforcée et maintenue isolée jusqu’à permettre une libération du site.

La fonction de l’installation (entreposage d’oxyde d’uranium) ne justifie pas le choix d’un

démantèlement différé ou d’un confinement sûr. De ce fait, Orano Tricastin privilégie plutôt le

démantèlement immédiat de l’installation.

Cette stratégie présente les avantages suivants :

◼ utilisation des compétences techniques et de la connaissance de l’historique de

l’exploitant ;

◼ minimisation des opérations de surveillance et de maintenance par rapport à un

démantèlement différé ;

◼ volonté de ne pas laisser des charges de démantèlement aux générations futures.



3 GENERALITES SUR LE DEMANTELEMENT DE L’INSTALLATION

3.1 PRINCIPES D’ORDRE METHODOLOGIQUE RELATIFS AU

DEMANTELEMENT, A LA REMISE EN ETAT DU SITE ET A LA

SURVEILLANCE ULTERIEURE

La réalisation des opérations de démantèlement implique une évolution des risques présentés

par l’installation par rapport aux conditions de fonctionnement spécifiées dans le décret de

création. Conformément aux dispositions de l’article L. 593-25 du code l’environnement, le

démantèlement sera prescrit par un nouveau décret, pris après avis de l’Autorité de Sûreté

Nucléaire.

Le principe retenu étant l’évacuation de la totalité des substances radioactives dès l’arrêt

définitif de l’installation, les éventuelles opérations de démantèlement seront limitées à la

dépose d’équipements classiques non nécessaires à la surveillance. L’état final visé est

présenté au paragraphe 5.

Compte-tenu de la simplicité des opérations à réaliser, il n’est pas identifié d’études ou travaux

de recherche et développement nécessaires à la définition des scénarios de démantèlement

conduisant à l’obtention de l’état final visé.

Après contrôles, si les terrains sur lesquels est implantée l’installation s’avèrent pollués,

chimiquement ou radiologiquement, une stratégie de réhabilitation du site sera définie en

accord avec les usages futurs prévus. Cette stratégie est alors conduite selon les meilleures

connaissances techniques du moment et permet de prévenir ou limiter de manière suffisante

les risques ou inconvénients que peut présenter l’installation pour la sécurité, la santé, la

salubrité publique ou la protection de la nature et de l’environnement.

Enfin, suite au démantèlement, le déclassement de l’installation sera demandé dans les

conditions fixées par le « décret procédures » [1].

3.2 DISPOSITIONS PRISES A LA CONCEPTION POUR EN FACILITER

LE DEMANTELEMENT

Le parc d’entreposage est prévu à la conception pour être réversible et pouvoir facilement

permettre l’évacuation des emballages avant son arrêt définitif.

Compte-tenu du mode d’exploitation de l’installation (il n’est prévu aucune ouverture de la

barrière de confinement en fonctionnement normal) le parc est réputé être une zone

conventionnelle. Dans ces conditions, le démantèlement ne nécessite aucune opération de

démantèlement « nucléaire » et ne générera donc pas de déchets nucléaires. C’est pourquoi, il

n’est pas retenu de dispositions complémentaires à la conception vis-à-vis du démantèlement.



3.3 DISPOSITIONS PRISES PAR L’EXPLOITANT POUR ASSURER LE

MAINTIEN DES CONNAISSANCES

Le REX sur les études de démantèlement démontre qu’une bonne connaissance de l’historique

des installations permet d’optimiser les opérations de démantèlement.

Le choix d’un démantèlement immédiat permet de mettre à profit l’historique et la connaissance

du personnel.

Ainsi, l’archivage des documents de l’installation sera géré de manière à conserver l’ensemble

des éléments nécessaires au fonctionnement de l’installation pendant la durée de vie de

l’installation et jusqu’au terme du démantèlement, dans des conditions garantissant leur

préservation. Les documents de conception, de construction, d’exploitation et d’opérations

particulières sont archivés informatiquement dans une base de données de gestion

électronique des documents.

3.4 GESTION DES DECHETS

La gestion des déchets issus de installation nucléaire est fondée sur une approche

géographique liée à l’établissement d’un zonage déchets de référence défini dans le cadre de

l’étude de gestion des déchets prévue au 3° du II de l'article 20 du « décret procédures » [1].

Compte-tenu du mode d’exploitation de l’installation, le parc est réputé être une zone à déchets

non nucléaires (zone à déchets conventionnels). Le principe de base de gestion des déchets

conventionnels est le traitement et la revalorisation ou l’élimination dans les filières

conventionnelles existantes.



4 DEROULEMENT DU DEMANTELEMENT DE L’INSTALLATION

4.1 ETAT INITIAL VISE AU DEBUT DES OPERATIONS DE

DEMANTELEMENT

Les opérations de démantèlement seront précédées d’une phase de préparation dont les

étapes principales sont :

◼ l’évacuation des déchets et des emballages contenant les matières radioactives ;

◼ des investigations radiologiques pour établir l’état initial de démantèlement de

l’installation (associées à la base historique de l’exploitation) ;

◼ si nécessaire, l’assainissement des bâtiments.

Ces opérations seront menées dans le cadre du référentiel de fonctionnement de l’installation.

L’état initial au début des opérations de démantèlement se caractérisera par la vacuité de

l’installation.

Concernant les déchets à évacuer, il convient de rappeler que l’installation est classée en zone

à déchets conventionnels et que son exploitation génère occasionnellement de faibles quantités

de déchets (travaux de maintenance principalement) qui sont évacuées régulièrement de

l’installation.

4.2 OPERATIONS DE DEMANTELEMENT

Les principales opérations prévues en phase de démantèlement sont des opérations de

surveillance et d’entretien de l’installation.

Il n’est pas identifié d’équipements à déposer ou de travaux à effectuer durant cette phase,

autre que la dépose éventuelle de petits équipements classiques non nécessaires à la

surveillance. Conformément à l’article L. 593-27 du code de l’environnement, le dossier de

démantèlement sera adressé au plus tard deux ans après la déclaration d’arrêt définitif, cette

dernière étant émise au moins deux ans avant l’arrêt définitif. Au stade actuel des réflexions, la

durée estimée pour les opérations de démantèlement ne devrait pas excéder quelques mois,

hors aléa.



5 ETAT FINAL ENVISAGE

En cohérence avec la stratégie de démantèlement que le groupe Orano s’est fixée, les travaux

de démantèlement et d’assainissement radiologique de l’installation ont pour objectif d’atteindre

un état final permettant son déclassement et autorisant :

◼ une éventuelle réutilisation des bâtiments sans contrainte radiologique ni

surveillance des installations (activités à caractère industriel) ;

◼ sa démolition et l’évacuation des déchets dans les filières conventionnelles

existantes.

Cet état implique que :

◼ l’état radiologique des lieux permette le déclassement radiologique du parc ;

◼ aucune surveillance particulière ne soit requise.

Dans l’hypothèse d’une démolition complète des ouvrages et des équipements situés hors sol

(principalement les bâtiments et les merlons), les quantités de déchets générés sont estimées

à :

◼ merlons : 42 500 m3 (70 000 tonnes) de terre,

◼ bâtiments : 1 450 tonnes de charpentes et poutres métalliques, 23 000 m² de

bardage métallique et 18 t de câbles électriques,

◼ bordures de bâtiments : 150 m3 de béton ;

◼ réseaux eaux pluviales : 2 t de tuyauterie plastique (gouttières et descentes d’eau

pluviale).

Documents

Modèle WORD AREVA - Site IDE de la Drome