Archives des consultations du public

Du 19 août au 19 septembre 2013, le public est invité à consulter le projet de décision de l’ASN relative aux arrêts de réacteurs électronucléaires à eau sous pression sur son site internet, et à faire part de ses observations sur le contenu du projet.
Pendant les phases d’arrêts d’exploitation d’un réacteur nucléaire, qui ont lieu le plus souvent de manière programmée, l’exploitant doit procéder à des opérations de maintenance ou de rechargement de combustible. Les arrêts de réacteur peuvent aussi avoir pour but de contribuer à la stabilité du réseau électrique.

La réglementation française relative aux installations nucléaires de base prévoit la possibilité pour l’ASN de dispenser un exploitant de la procédure de déclaration des modifications de ses installations. Cela est possible seulement pour des opérations d’importance mineure, et à la condition que l’exploitant institue un dispositif de contrôle interne présentant des garanties de qualité, d’autonomie et de transparence suffisantes.

La capacité actuelle d’entreposage des colis standards de déchets vitrifiés (CSD-V), issus du retraitement des combustibles nucléaires irradiés, atteint sa limite sur le site de La Hague. Afin d’anticiper la saturation des entreposages précités, AREVA NC a décidé en 2008 de construire une « extension de l’entreposage des verres de La Hague » (E/EV/LH) dans l’usine UP3-A (INB 116). Dans un premier temps, l’exploitant souhaite étendre sa capacité d’entreposage de 4 199 CSD-V en mettant en service uniquement la fosse 30 de cette extension. Cette fosse est équipée de puits d’entreposage, chacun pouvant contenir au maximum 13 CSD-V empilés verticalement.

Le public est invité à consulter le projet de décision de l’ASN relative aux modifications matérielles des installations nucléaires de base (INB) sur son site internet, et à livrer ses observations sur le contenu du projet.
Les modifications matérielles des INB sont les changements qui sont apportées par les exploitants de ces installations sur des matériels qui présentent une importance pour la sécurité, la santé et la salubrité publiques ou la protection de la nature et de l'environnement[1]. Ces opérations sont réalisées dans le cadre des procédures réglementaires prévues par le décret du 2 novembre 2007 modifié relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives.

Le 23 octobre 2012, le Commissariat à l’énergie atomique et aux énergies alternatives (CEA) de Cadarache avait déclaré à l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN) un événement significatif concernant le dépassement d’une limite autorisée de l’activité radiologique de transfert d’effluents de l’INB 56 vers la station d’épuration des effluents industriels du centre de Cadarache.

Le projet de décision relative à une dérogation à la prescription S12 du chapitre 8.5 de la version 2013 de l’accord européen relatif au transport international des marchandises dangereuses par route (ADR) est pris en application du paragraphe 1.5.1 de l’ADR et du point 2 de l’article 24 de l’arrêté du 29 mai 2009 modifié relatif aux transports de marchandises dangereuses par voies terrestres.
Champ d’application et destinataires du projet de décision : transporteurs de substances radioactives tel que défini au chapitre 1.2.1 de l’ADR, concernés par l’exemption de la prescription S12 du chapitre 8.5 (véhicule transportant des colis de type A dont le nombre est inférieur à 10 et l’indice de transport total est inférieur à 3).

Du 23 septembre au 7 octobre 2013, le public est invité à consulter le projet de décision de l’ASN prescrivant au Commissariat à l’Energie Atomique et aux énergies alternatives (CEA) de procéder à une évaluation complémentaire de la sûreté (ECS) de certaines de ses installations nucléaires de base (INB) au regard de l’accident survenu à la centrale nucléaire de Fukushima Daiichi (Japon).

Le réexamen de sûreté comprend deux aspects : l’examen de conformité et la réévaluation de sûreté. Il permet d’une part d’examiner en profondeur la situation de l’installation afin de vérifier qu’elle respecte bien l’ensemble des règles qui lui sont applicables (examen de conformité), et d’autre part d’améliorer son niveau de sûreté au regard des exigences applicables à des installations présentant des objectifs et des pratiques de sûreté plus récents et en prenant en compte l’évolution des connaissances ainsi que le retour d’expérience national et international (réévaluation de sûreté). Le réexamen de sûreté permet également de vérifier que les différents phénomènes de vieillissement des installations seront maîtrisés pendant une période minimale de dix années supplémentaires.

Les projets de décisions élaborés par l’ASN fixent des prescriptions techniques complémentaires applicables à ces réacteurs au vu des conclusions des réexamens de sûreté effectués. Ils ont pour but d’imposer la réalisation d’améliorations de sûreté, dans la plupart des cas proposées par l’exploitant, mais non encore achevées à ce jour. Dans d’autres cas, ils imposent à une échéance plus rapprochée que celle envisagée par EDF la réalisation de modifications de sûreté que l’ASN juge importantes afin d’atteindre les objectifs assignés aux deuxièmes réexamens de sûreté.

Le projet de décision de l’ASN relative aux règles techniques minimales de conception, d’exploitation et de maintenance auxquelles doivent répondre les installations de médecine nucléaire in vivo, élaboré en application de l’alinéa 5° de l’article R. 1333-43 du code de la santé publique, sera applicable à l’ensemble des installations de médecine nucléaire in vivo.

L’exploitant de l’établissement AREVA NC de La Hague a déclaré à l’ASN une modification portant sur la réception, l’entreposage puis le traitement dans les usines UP2-800 et UP3-A d’une quinzaine de tonnes d’assemblages combustibles de types MOX irradiés dans les centrales italiennes TRINO (REP) et GARIGLIANO (REB).

Les articles R.1333-11 et R.1333-11-1 du code de la santé publique prévoient la création d’un réseau national de mesures de la radioactivité dans l’environnement (RNM) et d’une procédure d’agrément des laboratoires de mesure de la radioactivité par l’Autorité de sûreté nucléaire (ASN). Les modalités de fonctionnement du RNM ont été définies par la décision homologuée de l’ASN n° 2008-DC-0099 du 29 avril 2008 portant organisation du réseau national de mesures de la radioactivité de l’environnement et fixant les modalités d’agrément des laboratoires effectuant ces mesures.

Ces projets de décisions seront applicables aux installations nucléaires de base n°124, n°125, n°126 et n°137 exploitées par Électricité de France – Société Anonyme (EDF-SA) sur la commune de Cattenom (département de la Moselle).
Les prélèvements d’eau et les rejets d’effluents de la centrale nucléaire de Cattenom sont actuellement réglementés par l'arrêté ministériel du 23 juin 2004. La forme de l’ensemble des prescriptions réglementant les prélèvements d’eau et les rejets d’effluents de la centrale a été revue conformément aux dispositions introduites par la loi du 13 juin 2006 (loi TSN) et son décret d’application du 2 novembre 2007 (décret « Procédures ») : une décision fixant les limites de rejet dans l’environnement, qui sera soumise à l’homologation de la ministre chargée de la sûreté nucléaire, et une décision définissant les prescriptions relatives aux modalités de rejets, de prélèvements et de consommation d’eau.

Ce projet de décision sera applicable à l’ensemble des installations nucléaires de base (INB).

Le périmètre d’une Installation Nucléaire de Base (INB) est défini comme la délimitation de l’emprise géographique de cette installation. L’ASN est compétente pour contrôler et réglementer les installations, équipements, ouvrages qui se trouvent à l’intérieur de ce périmètre