RAPPORTS DÉTAILLÉS

BULGARIE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  La législation de base liée à la sûreté nucléaire a été promulguée en 1985, puis modifiée en 1995. Les réglementations applicables permettant d'interpréter et de donner son sens à la législation de base sont entrées en vigueur en 1985, mais n'ont pas encore été revues pour refléter les amendements de 1995. La base de la réglementation sur la sûreté nucléaire et la radioprotection est sensiblement complète, mais une partie de la législation encore en vigueur s'appuie sur des règles et réglementations de l'ancienne Union soviétique ou est fortement influencée par elles. C'est pourquoi l'approche réglementaire reste essentiellement de type prescriptif. Il existe un programme triennal, approuvé par l'Autorité de sûreté nucléaire et les ministères compétents, visant à mettre au point et modifier une grande partie des bases mêmes de la réglementation actuelle, ce qui devrait donner une plus grande cohérence et favoriser l'adoption d'une approche moins prescriptive. Toutefois, compte tenu de la charge de travail élevée de l'Autorité de sûreté, le programme législatif a pris un retard qui sera vraisemblablement long à combler.

2.  La législation existante définit de manière adéquate les obligations légales de la Compagnie Nationale d'Électricité (NEC - l'exploitant) en matière de contrôle de la sûreté dans la centrale et de responsabilité civile conformément à la Convention de Vienne. La législation de base exige également que l'exploitant abonde des fonds pour le traitement des déchets radioactifs et le démantèlement. Ces fonds n'ont pas été maintenus à un niveau suffisant et, bien que la Bulgarie ait déclaré que la réglementation correspondante entrerait en vigueur début 1999, il semble qu'il y ait un retard. Le gouvernement bulgare envisagerait la privatisation de la NEC mais, à ce jour, la compagnie est toujours détenue à 100 % par l'État.

3.  Toutes les conventions internationales importantes ont été ratifiées et intégrées dans la législation nationale.

Autorité de sûreté

4.  La législation actuelle attribue un double rôle à l'Autorité de sûreté (le Comité pour l'utilisation pacifique de l'énergie atomique - CUAEPP) : celui d'un organisme d'État comportant des membres issus d'organisations intéressées par la promotion de l'énergie nucléaire et l'utilisation des centrales nucléaires, et celui d'une entité juridique responsable de la réglementation de la sûreté. Ceci laisse supposer qu'il existe un manque d'indépendance du CUAEPP en tant qu'Autorité de sûreté. Les modifications proposées des bases mêmes de la législation permettraient d'éliminer ce manque d'indépendance apparent, même s'il n'est pas clair à quelle date cela interviendra, voire même si cela se fera.

5.  Les fonds destinés au CUAEPP sont contrôlés par le ministère des finances et sont aujourd'hui insuffisants. Les restrictions budgétaires imposées depuis 1996 ont abouti à une diminution de l'effectif du CUAEPP d'environ 25 %, le ramenant à 77 personnes. Parmi celles-ci, 50 sont affectées à l'Inspection pour l'utilisation pacifique de l'énergie atomique, l'unité de contrôle et d'inspection du CUAEPP. Les salaires au sein du CUAEPP atteignent généralement 20 % de ceux de l'industrie nucléaire, d'où la difficulté de recruter et de conserver du personnel qualifié. Le président du CUAEPP a déclaré, lors de la réunion CONCERT de juin 1998, que la législation proposée fixerait les salaires des organismes réglementaires à 80 % au moins du niveau équivalent dans l'industrie. Cette législation n'est toujours pas entrée en vigueur et le CUAEPP continue à perdre de bons éléments. En 1997, la mission IRRT est parvenue à la conclusion qu'il n'y avait pas assez de personnel pour effectuer convenablement le travail d'évaluation de sûreté et d'inspection sur site. Le manque de personnel rend le CUAEPP vulnérable à la perte de personnel expérimenté. En outre, le rapport IRRT a estimé que la formation des inspecteurs sur site était inadéquate et que les mesures nécessaires n'avaient pas été prises quant à leur remplacement. Tout cela a été mis en lumière par le départ, début 1998, du seul inspecteur sur le site de Kozloduy ayant une bonne expérience en matière de sûreté nucléaire. Il faut ajouter que le personnel d'inspection sur site consacre une grande partie de son temps à des travaux courants et à des inspections de qualification des ensembles sous pression et des moyens de levage. Compte tenu de ses ressources limitées, il serait souhaitable que le CUAEPP adopte l'approche utilisée en Europe de l'Ouest, dans laquelle ce type d'inspection est effectué par des titulaires d'autorisations et où les inspections courantes indépendantes sont assurées par des agences d'inspecteurs spécialisées.

6.  Lors d'une récente réunion de coordination RAMG à Sofia, les Autorités de sûreté occidentales ont été informées que le Conseil des ministres envisageait soit de transformer le CUAEPP en une agence indépendante du gouvernement, soit de l'intégrer à un ministère existant. Si le gouvernement bulgare décide que le CUAEPP doit faire partie d'un ministère, il est essentiel que ce ministère soit entièrement séparé de tout organisme administratif gérant l'énergie nucléaire de manière à assurer son indépendance.

7.  Des changements fréquents aux postes de direction, notamment de son président, ont mis le CUAEPP à rude épreuve au cours des dernières années. Une plus grande stabilité organisationnelle lui permettrait de poursuivre plus efficacement son processus d'amélioration.

Activités réglementaires

8.  En 1998, le CUAEPP a établi un Plan d'amélioration précisant la situation de la législation et de la réglementation actuelles, et définissant une stratégie de développement futur. L'objectif déclaré est de créer une Autorité de sûreté forte et indépendante disposant de moyens suffisants pour exercer ses fonctions : examen et évaluation des études de sûreté, autorisation d'activités liées à la sûreté nucléaire, établissement de réglementations et critères, inspection d'installations nucléaires, contrôle de l'application de la législation nationale. Le Plan d'amélioration prévoit un programme ambitieux de codification des exigences du CUAEPP en matière de sûreté nucléaire et d'autorisations, qui remplacera progressivement la législation de type prescriptif héritée de l'ancienne Union soviétique, et rendra l'Autorité de sûreté bulgare conforme à l'approche adoptée en Europe de l'Ouest. D'importants progrès ont déjà été faits mais le CUAEPP n'étant pas en mesure de consacrer des ressources suffisantes à ce programme, il a malheureusement déjà pris du retard sur le calendrier.

9.  Le CUAEPP semble disposer, dans l'ensemble, d'un personnel compétent sur le plan technique. Néanmoins, depuis 1992, en raison de son effectif limité, il s'appuie sur des évaluations techniques indépendantes externes pour autoriser les améliorations et les modifications. La plupart d'entre elles ont été effectuées grâce à des projets d'assistance financés par la Communauté européenne et l'AIEA, et à des programmes bilatéraux. Faute d'une augmentation significative des ressources du CUAEPP, cette assistance devra se poursuivre au moins jusqu'au terme du programme de modernisation des tranches 5 et 6.

Organisation gouvernementale de crise

10.  Le CUAEPP a récemment déclaré qu'on a produit trop de documents réglementaires au fil des années pour que l'on puisse disposer d'une organisation de crise efficace et cohérente. Une réglementation d'ensemble, qui devrait clarifier et renforcer les bases mêmes de la réglementation relative à l'organisation nationale de crise, a été ébauchée et soumise au Conseil des ministres. Celui-ci ne s'est pas encore prononcé. Il est à noter que la Bulgarie participe au Projet d'assistance régionale de l'AIEA visant à harmoniser les plans d'urgence en Europe centrale et orientale. En outre, grâce à un contrat RAMG du programme Phare, le CUAEPP reçoit une aide pour l'élaboration de son Manuel d'organisation de crise. On suppose que le centre de crise du Comité, installé il y a quelques années dans les bureaux de Sofia grâce à une aide internationale, est toujours adapté aux objectifs poursuivis, bien que ceci reste à confirmer.

11.  Une amélioration bienvenue, incorporée dans la réglementation de l'organisation de crise proposée, est l'exigence d'un exercice national de crise dans le domaine nucléaire tous les 5 ans. Actuellement, il existe des exercices annuels, exclusivement de communication, impliquant toutes les autorités nationales compétentes, ainsi qu'un exercice de crise par an sur site. La Bulgarie a également participé aux trois derniers exercices internationaux INEX-2 organisés par l'OCDE.

Infrastructure nationale d'appui technique

12.  Au cours des dernières années, les organismes locaux d'appui technique ont augmenté en nombre et acquis de meilleures compétences. Cependant, le nombre d'organismes de sûreté dans ce pays est encore limité, ce qui fait qu'ils peuvent travailler à la fois pour l'Autorité de sûreté et pour l'exploitant. Une part considérable de l'appui technique apporté à l'Autorité de sûreté continue d'être fournie par les organismes de sûreté occidentaux et financée par des programmes d'aide internationale. Il est peu probable que cette situation change dans un proche avenir.

13.  Les fonds dont dispose le CUAEPP pour la recherche et l'appui technique en matière de sûreté nucléaire proviennent de charges prélevées sur les titulaires d'autorisations. Ces fonds sont plutôt modestes comparés aux fonds équivalents généralement mis à la disposition des Autorités de sûreté occidentales.

Conclusions

14.  Depuis la première mission Phare en 1992, des améliorations significatives ont été apportées à la législation, à l'organisation et au fonctionnement du CUAEPP. Néanmoins, de nombreux points faibles constatés en 1992 subsistent. L'absence de progrès dans de nombreux secteurs est sans doute liée aux problèmes économiques graves auxquels le pays est confronté. Des salaires modestes, associés à une charge de travail importante et à des conditions de travail médiocres ont un impact négatif sur le moral du personnel et le départ d'autres membres qualifiés du personnel est à redouter.

15.  Il est recommandé au Gouvernement bulgare d'examiner les points suivants :

· rien ne peut remplacer une Autorité de sûreté forte, compétente et indépendante. Au cours des dernières années, la compétence technique, la ténacité et la continuité de l'Autorité de sûreté bulgare ont été soutenues avec force par les experts occidentaux. Des efforts importants sont encore nécessaires, tant de la part du Gouvernement bulgare que de la direction du CUAEPP, pour permettre à l'autorité compétente d'atteindre une situation comparable à celle considérée comme acceptable dans les pays d'Europe de l'Ouest ;

· le CUAEPP doit être clairement distinct des organismes participant à la promotion et à la fourniture d'énergie nucléaire. Une période de stabilité, tant en ce qui concerne son organisation que sa gestion, lui serait également bénéfique ;

· le budget et les salaires du CUAEPP sont trop bas pour pouvoir recruter et garder un nombre suffisant d'agents compétents et obtenir un appui technique indépendant en cas de besoin ; de plus, les fonds que le CUAEPP peut affecter à la recherche ainsi qu'à l'utilisation d'un appui technique indépendant en matière de sûreté nucléaire, sont très modestes comparés à ceux généralement reçus par les Autorités de sûreté d'Europe de l'Ouest ;

· le pays manque d'organismes d'appui technique compétents. C'est pourquoi ceux-ci peuvent être amenés à travailler à la fois pour le CUAEPP et pour l'exploitant. Ceci peut signifier un conflit d'intérêts et il faut être prêt à y faire face.

16.  Par ailleurs, le CUAEPP doit s'assurer que des ressources suffisantes sont prévues pour la rédaction et l'introduction d'une nouvelle législation modifiée définie dans son Plan d'amélioration et pour le programme de codification des exigences de base en matière de sûreté nucléaire et d'octroi d'autorisations. Cela devra remplacer progressivement les réglementations de type prescriptif héritées de l'ancienne Union soviétique afin de rendre la Bulgarie conforme à l'approche des pays d'Europe de l'Ouest pour ce qui est de la réglementation de la sûreté nucléaire.

Chapitre 2 : Sûreté des centrales électronucléaires

Données

1.  Kozloduy possède six réacteurs VVER en service, appartenant à la NEC : quatre tranches (Kozloduy 1 à 4) de type VVER-440/V-230 et deux tranches (Kozloduy 5 et 6) de type VVER 1000/V-320. Sur le site de Belene, la construction de deux tranches VVER 1000/V-320 a commencé dans les années 1980 mais a été gelée à divers stades d'achèvement en 1990.

Tranche

Type de réacteur

Date de
mise en service

Fin de vie

Kozloduy 1

VVER 440/230

Octobre 1974

2004

Kozloduy 2

VVER 440/230

Novembre 1975

2005

Kozloduy 3

VVER 440/230

Décembre 1980

2010

Kozloduy 4

VVER 440/230

Juin 1982

2012

Kozloduy 5

VVER 1000/320

Novembre 1987

2017

Kozloduy 6

VVER 1000/320

Août 1991

2021

Caractéristiques techniques de base

(i) Kozloduy, tranches 1 à 4

2.  Les tranches 1 à 4 se caractérisent par des défauts importants de conception, communs à tous les réacteurs V-230. Les tranches 3 et 4 sont constituées de réacteurs V-230 de type plus avancé ayant bénéficié de certaines améliorations de conception du type V-213, mais pas toutes, comme par exemple une meilleure séparation des systèmes de sûreté.

Fragilisation, vérification par des essais non destructifs

3.  Au début des années 1990, les cuves des réacteurs des tranches 1 à 3 ont subi un recuit ; des résultats d'expériences récentes sur des échantillons irradiés provenant de la cuve de la tranche 1 indiquent que la fragilisation ne devrait pas poser de problème pour les prochaines années de fonctionnement. Toutefois, des études complémentaires sur d'autres échantillons sont nécessaires pour confirmation. Quant à la tranche 4, compte tenu du faible contenu d'impuretés dans la soudure concernée, la fragilisation de la cuve ne devrait avoir aucune incidence sur sa durée de vie.

Intégrité du circuit primaire sous pression

4.  En ce qui concerne les ruptures importantes du circuit primaire, le concept de fuite avant rupture a été confirmé théoriquement. Sur la base de ces calculs, de nouveaux supports et tirants pour les composants du circuit primaire ont été installés dans les quatre tranches.

Systèmes de sûreté

5.  Jusqu'en 1997, avec l'aide de l'Union européenne (Phare) et de la BERD, des améliorations substantielles à court terme en matière de sûreté ont été apportées aux 4 tranches. Il s'agissait par exemple d'améliorations concernant le contrôle de la réactivité et des capteurs supplémentaires de protection du réacteur, l'installation d'un système indépendant de secours d'eau alimentaire, des mesures assurant l'intégrité des composants sous pression, des mesures d'amélioration de l'étanchéité du confinement, des mesures d'amélioration de la protection contre les risques en général (par exemple la protection contre l'incendie), des améliorations du contrôle commande. Des analyses thermohydrauliques complémentaires montrent que le circuit de refroidissement de secours du c_ur est en mesure de faire face à des fuites légèrement plus importantes que celles prises en compte dans le calcul d'origine.

Fonction de confinement

6.  Le réacteur et le circuit primaire sont logés dans un système de confinement appelé le Système de localisation d'incident. Bien que l'étanchéité du confinement ait été améliorée d'un ordre de grandeur au cours des dernières années, elle reste néanmoins inférieure au niveau considéré comme acceptable pour le confinement des réacteurs à eau en Europe de l'Ouest. Compte tenu de sa construction, toute autre amélioration significative de l'étanchéité est peu probable. La capacité du Système de localisation d'incident est limitée à des brèches relativement petites dans le circuit primaire. Les plans de modernisation en cours cherchent à assurer la fonction de confinement en cas de brèches plus importantes en installant des condenseurs à jet.

Accidents hors dimensionnement et accidents graves

7.  Une série d'améliorations en matière de sûreté a été introduite ces dernières années pour faire face à certaines conditions accidentelles hors dimensionnement : installation d'un nouveau système d'eau alimentaire de secours, alimentation d'eau secondaire de secours par pompes mobiles, mise en place d'équipement et de procédures pour fonctionnement en mode gavé ouvert. En ce qui concerne les accidents graves, aucune mesure spécifique n'a encore été prise.

(ii) Kozloduy 5 et 6

8.  Les principales caractéristiques des tranches 5 et 6 en matière de sûreté sont généralement comparables à celles en vigueur dans les années 1970 pour les REP en Europe de l'Ouest. Ces tranches ont une enceinte de confinement résistant à la pression et les systèmes de sûreté sont généralement à trois voies redondantes. La compagnie d'électricité réalise actuellement un programme de modernisation de ces tranches. Les principales améliorations en matière de sûreté portent sur l'optimisation des grappes de contrôle et du combustible, le refroidissement à long terme, les systèmes électriques, le contrôle commande, l'intégrité du confinement et le contrôle radiologique. Ce programme, auquel participent les principaux partenaires occidentaux, est échelonné sur les prochaines années et sera réalisé par paliers. Les évaluations de sûreté effectuées par les organismes de sûreté occidentaux pour des centrales similaires en Ukraine et dans la Fédération de Russie ont confirmé que, lorsque la modernisation de la sûreté aura été effectuée, on devrait atteindre un niveau de sûreté s'alignant sur celui des centrales nucléaires d'Europe de l'Ouest.

Évaluation de la sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

9.  Aucun examen périodique de la sûreté n'a été effectué sur les tranches de Kozloduy.

Rapport de sûreté

10.  L'absence de rapport de sûreté du niveau exigé en Europe de l'Ouest constitue un défaut majeur pour toutes ces tranches. Pour les tranches 1 et 2, aucun dossier de sûreté déterministe n'est disponible. Pour ce qui est des autres tranches, il existe un rapport de sûreté partiel sous forme de documents techniques datant de la conception originelle. Des analyses de certains problèmes de sûreté, essentiellement d'ordre général, sont disponibles pour les tranches 5 et 6 et, dans une certaine mesure, pour les tranches 3 et 4. Pour appuyer le CUAEPP, les organismes techniques de sûreté occidentaux ont récemment mis au point les exigences d'un rapport de sûreté pour les tranches 3 et 4. A court terme, le CUAEPP a exigé que la compagnie d'électricité présente une démonstration de sûreté décrivant la situation actuelle de la sûreté dans les tranches 3 et 4. Un rapport de sûreté détaillé sera exigé par l'Autorité de sûreté lors de l'achèvement du programme de modernisation étendu (prévu pour 2002).

(i) Kozloduy 1 à 4

11.  Au début des années 1990, un consortium d'organismes techniques de sûreté occidentaux a procédé à une évaluation de l'état de sûreté des tranches 1-2 et 3-4 séparément, et a examiné les programmes de modernisation correspondants, conçus pour assurer la sûreté en exploitation à court terme. Ce consortium a formulé des recommandations concernant des mesures d'amélioration de la sûreté à court terme, en plus de celles déjà identifiées par la compagnie d'électricité. Les évaluations globales de sûreté des programmes de modernisation à court terme n'ont pas encore été effectuées. La compagnie d'électricité a récemment proposé un programme de modernisation plus étendu pour les tranches 1 à 4 afin de leur permettre de rester opérationnelles jusqu'au terme de leur durée de vie prévue. Cependant, d'après les documents disponibles, les programmes d'amélioration de la sûreté existants ne seront pas suffisants pour ramener ces tranches à un niveau de sûreté jugé acceptable sur le plan international pour les réacteurs anciens.

(ii) Kozloduy 5 et 6

12.  Une évaluation de sûreté spécifique n'est pas encore disponible bien que certains enseignements tirés d'évaluations de centrales similaires (par exemple Rovno 3) puissent s'appliquer aux tranches 5 et 6. En développant des programmes de modernisation étendus pour les réacteurs VVER-440 et VVER-1000, la compagnie d'électricité a réalisé des analyses spécifiques de sûreté fondées sur des approches à la fois déterministes et probabilistes. Les organismes techniques de sûreté occidentaux n'ont effectué qu'un examen de sûreté du programme de modernisation.

Étude Probabiliste de Sûreté (EPS)

13.  Une EPS de niveau 1, plus ou moins complète, a été réalisée pour l'ensemble des six tranches. Les EPS des tranches 1 à 4 ont été effectuées par des organismes russes et bulgares mais elles n'ont porté que sur un nombre limité de séquences accidentelles, essentiellement sur la base de données génériques. L'EPS concernant les tranches 5 et 6, plus complète, a été revue par un groupe d'experts (IPERS) de l'AIEA. Un examen étendu, réalisé par un organisme technique de sûreté occidental, est actuellement en cours.

Démantèlement

14.  La réglementation bulgare exige que la compagnie d'électricité fournisse des documents relatifs au démantèlement cinq ans au moins avant la mise à l'arrêt d'un réacteur. Aucun document n'est actuellement disponible ou en préparation. Pour assister l'Autorité de sûreté, des organismes techniques définissent actuellement les exigences et les procédures de démantèlement des tranches 1 et 2. Un appel d'offre Phare pour l'assistance industrielle est en cours.

15.  Les fonds réservés au démantèlement sont insuffisants à ce jour.

Sûreté en exploitation

16.  Depuis 1992, grâce à l'aide fournie par l'Europe de l'Ouest à l'exploitant et à l'Autorité de sûreté, la gestion de la centrale s'est constamment améliorée. Parmi le personnel de la centrale, il existe un nombre significatif de personnes compétentes chargées de l'amélioration de la sûreté. La structure hiérarchique a été réorganisée, les responsabilités ont été clairement définies, un programme d'assurance de la qualité a été établi et une analyse systématique du retour d'expérience en matière de fonctionnement a été entreprise. Cependant, il y a encore de nombreux problèmes et carences :

· la formation de nouveaux opérateurs et agents de maintenance, destinés à remplacer le personnel expérimenté parti à la retraite ;

· le simulateur du type Novovoronezh n'est pas moderne et ne correspond pas aux caractéristiques des tranches 1 à 4 de Kozloduy. Les simulateurs multifonctions pour les tranches 1 à 4, en cours de développement, n'auront qu'une capacité limitée dans la simulation d'accidents ;

· il n'existe pas de spécifications techniques d'exploitation récentes ;

· la mise au point de procédures accidentelles basées sur l'approche par état a été arrêtée pour les tranches 1 à 4 faute de simulateur global ;

· récemment, un nombre croissant de défaillances et d'événements anormaux a été signalé dans toutes les tranches. Ils pourraient être imputables à une incertitude croissante et à une démotivation du personnel de la centrale, associées à l'instabilité engendrée par les modifications imposées par le gouvernement et les réorganisations fréquentes au niveau de l'entreprise et du site.

Lorsqu'ils seront connus, les résultats de la récente mission OSART de l'AIEA à Kozloduy fourniront des enseignements sur la situation actuelle de la sûreté en exploitation.

17.  En Bulgarie, il existe plusieurs organismes privés et nationaux qui fournissent un appui technique et scientifique de grande qualité à Kozloduy, comme par exemple Energoproject Sofia, plusieurs instituts de l'Académie des Sciences, Riskengineering, ENPROconsult et BEQE. Parfois, le CUAEPP fait également appel à ces organismes, ce qui peut éventuellement conduire à un conflit d'intérêts.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

18.  Le combustible usé des réacteurs VVER-440 est entreposé dans une installations sur site créée dans les années 1980, mais présentant certains défauts de conception. Il existe un accord qui prévoit l'envoi du combustible en Russie pour retraitement. L'installation d'entreposage du combustible usé est en cours de modification pour recevoir le combustible VVER 1000 provenant des tranches 5 et 6. Celui-ci est actuellement entreposé dans des piscines à l'intérieur de l'enceinte de confinement et leur capacité est presque épuisée.

19.  D'une manière générale, l'approche bulgare pour l'entreposage des déchets est conforme aux pratiques en vigueur en Europe de l'Ouest. Les déchets radioactifs provenant de Kozloduy sont dans des installations d'entreposage et une installation de cimentation des déchets liquides est en cours de construction sur le site mais a pris un retard important.

20.  La construction d'un stockage définitif pour les déchets radioactifs a été décidée en Conseil des ministres en 1991. Néanmoins, aucune décision n'a encore été prise concernant le site et la conception de cette installation.

Conclusions

(i) Kozloduy 1 à 4

21.  Les mesures de modernisation à court terme, mises en _uvres dans les tranches 1 à 4, ont amélioré leur sûreté. D'autres améliorations de la sûreté sont en cours de réalisation ou prévues. Néanmoins, sur la base des documents disponibles, les programmes existants et prévus de modernisation de la sûreté ne seront pas suffisants pour amener ces tranches à des niveaux jugés acceptables sur le plan international pour les réacteurs anciens.

(ii) Kozloduy 5 et 6

22.  Les principales caractéristiques de ces tranches, en matière de sûreté, sont généralement comparables à celles des REP en Europe de l'Ouest. Les évaluations de sûreté, effectuées par les organismes techniques de sûreté occidentaux pour des centrales similaires en Ukraine et dans la Fédération de Russie, indiquent qu'après modernisation il devrait être possible d'atteindre un niveau de sûreté s'alignant sur celui des centrales nucléaires en Europe de l'Ouest. Un programme industriel de modernisation de ces tranches est en cours et a fait l'objet d'un examen par les organismes techniques de sûreté occidentaux.

Observations générales

23.  Dans toutes les tranches nucléaires, la conscience du personnel pour les problèmes de sûreté a considérablement crû. Des améliorations significatives de la sûreté en exploitation ont notamment été obtenues depuis 1992 et des améliorations techniques de la sûreté des tranches sont actuellement en cours ou prévues.

24.  Néanmoins, certains problèmes subsistent :

· un processus continu et à long terme d'amélioration de la sûreté en fonctionnement est nécessaire pour atteindre un niveau comparable à celui existant au plan international. Actuellement ce processus est défaillant. Une stabilité accrue du personnel de direction de la centrale est nécessaire pour qu'un niveau d'attention adéquat soit prêté à la gestion de la sûreté ;

· les différentes tranches ne disposent pas de spécifications techniques d'exploitation adéquates. Des documents sur la sûreté, de même niveau qu'en Europe de l'Ouest, ne sont disponibles pour aucune des tranches et doivent être préparés d'urgence ; l'exploitant a prévu de s'y employer ;

· les fonds constitués à ce jour pour le démantèlement des différentes tranches de Kozloduy sont insuffisants ;

· la centrale s'appuie fortement sur les organismes techniques de sûreté occidentaux.

Références

1. CUAEPP Annual report, 1997.

2. IAEA IRRT Mission report, November 1997.

3. CUAEPP Improvement Report, CONCERT Group Meeting, June 1998.

4. PHARE RAMG Mission, 1992.

5. Reinforcement of Nuclear Safety Authority (GRS/IPSN/AVN/AEA), 1992.

6. Nuclear Safety Expert for the Modernisation Project Kozloduy 5/6, Riskaudit 1997.

HONGRIE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  Les premières réglementations hongroises sur la sûreté nucléaire ont été publiées en 1979 sous forme de décrets ministériels lorsque la première tranche de la centrale de Paks était partiellement construite. Elles ont servi non seulement à définir le cadre des autorisations réglementaires des centrales et des inspections auxquelles elles sont soumises, mais également à établir les exigences techniques régissant la sûreté nucléaire. La première loi atomique a été promulguée en 1980.

2.  La révision effective de la législation nucléaire et du cadre réglementaire remonte au début des années 1990. En s'appuyant pour cette révision sur les recommandations de l'AIEA en matière de sûreté, les autorités et les experts hongrois se sont familiarisés avec la législation et les pratiques réglementaires en vigueur dans certains pays d'Europe de l'Ouest. Cette expérience internationale se reflète dans la nouvelle législation. La nouvelle loi atomique a été adoptée par le Parlement hongrois en décembre 1996 et la législation révisée est entrée en vigueur en juin 1997.

3.  Les décrets gouvernementaux publiés aux termes de la loi atomique précisent les responsabilités et le champ de compétence de la Commission hongroise pour l'énergie atomique (HAEC) et de l'Autorité hongroise pour l'énergie atomique (HAEA). De plus, les décrets gouvernementaux mandatent la Direction de la sûreté nucléaire (NSD) de la HAEA à agir en tant qu'Autorité de sûreté nucléaire.

4.  Les responsabilités de l'Autorité de sûreté sont bien distinctes de celles de l'exploitant. Il est clairement précisé dans la législation que l'exploitant doit assumer l'entière responsabilité de la sûreté. Le rôle de l'Autorité de sûreté est de vérifier que les actions nécessaires à assurer la sûreté sont prises par l'exploitant. Le statut légal de l'exploitant est également défini par la législation.

5.  Toutes les conventions internationales importantes ont été prises en compte dans les réglementations nationales (Convention sur la sûreté nucléaire, Convention sur la notification rapide d'un accident nucléaire, Convention de Vienne et Protocole Commun sur la responsabilité civile nucléaire, etc.).

6.  Des évaluations de la législation hongroise et du cadre réglementaire ont été réalisées par des experts de l'Union européenne dans le cadre d'un programme RAMG. Ils ont conclu que le cadre législatif hongrois supporte une comparaison favorable avec celui des pays d'Europe de l'Ouest dotés d'un programme nucléaire. La législation et autres documents réglementaires sont modernes et complets.

Autorité de sûreté

7.  En application de la loi atomique, l'approbation du Parlement est exigée pour toute construction d'une nouvelle installation nucléaire ou de stockage définitif de déchets radioactifs. Il en découle que le gouvernement contrôle et supervise la sûreté des installations au travers de la HAEC, de la HAEA et des ministères concernés.

8.  La HAEC est constituée de hauts fonctionnaires issus des ministères et de chefs d'organismes centraux de l'administration qui assurent les tâches réglementaires en application de la loi atomique. Le président de la HAEC est nommé par le Premier ministre, parmi les membres du gouvernement. Le rôle de la HAEC est de superviser les activités de sûreté et d'en tenir le gouvernement informé. Celui-ci exerce son rôle de supervision sur la HAEA par l'intermédiaire du président de la HAEC.

9.  La HAEA est une entité exécutive chargée de la réglementation de la sûreté nucléaire et du contrôle des matières nucléaires. En 1997, son champ d'action a été étendu à de nouveaux secteurs relevant auparavant de la responsabilité de différentes autorités : structures de génie civil, radioprotection, organisation de crise, protection contre l'incendie et protection physique. Ces autorités jouent encore aujourd'hui un rôle dans le contrôle réglementaire des installations nucléaires mais la HAEA est autorisée à coordonner leurs activités. De plus, cette entité travaille en collaboration avec les autorités réglementant l'urbanisme régional et traitant des problèmes liés à l'environnement.

10.  La HAEA est constituée de deux parties principales, dirigées chacune par un Directeur général adjoint. La Direction de la sûreté nucléaire (NSD) est chargée des autorisations, des évaluations de sûreté et de l'inspection des installations nucléaires, tandis que la Direction nucléaire générale a la responsabilité du contrôle des matières nucléaires et radioactives mais aussi des relations externes et de la coordination des activités de développement et recherche. Le Directeur général de la HAEA et ses adjoints sont nommés et démis de leurs fonctions par le Premier ministre.

11.  De la description des dispositions administratives ci-dessus, il apparaît que la Direction de la sûreté nucléaire de la HAEA est suffisamment indépendante des organismes chargés de la promotion de l'énergie nucléaire.

12.  L'effectif total de la HAEA est actuellement d'environ 90 personnes. Parmi elles, on compte environ 40 experts techniques de la NSD. Par rapport à d'autres pays d'Europe de l'Ouest et compte tenu du nombre et de la diversité des centrales, cet effectif est tout à fait raisonnable. Le personnel actuel de la NSD a un niveau élevé de compétences techniques.

13.  Les fonds alloués à la NSD sont spécifiés dans le budget de l'État (essentiellement en provenance de taxes sur les exploitants) et il semble que la disponibilité de fonds ne soit pas un facteur susceptible de limiter le travail quotidien de la Direction. Pour assurer une stabilité à long terme, il serait souhaitable que les salaires pratiqués par la NSD se rapprochent du niveau de ceux versés par l'exploitant. Cependant, la situation actuelle du personnel de la NSD semble stable.

14.  La NSD est à même de prendre des mesures pour assurer la sûreté, y compris d'ordonner l'arrêt d'un réacteur. Elle peut également obliger le titulaire d'une autorisation à payer une amende pour violation des règles, bien que la nécessité d'une telle mesure n'ait encore jamais été rencontrée.

15.  La NSD participe activement à la coopération internationale entre Autorités de sûreté.

Activités réglementaires

16.  Le Code d'organisation et de fonctionnement de la HAEA est édicté par le Directeur général ; il décrit en détail le régime réglementaire, les problèmes organisationnels et le mode de travail au sein de la HAEA. Un autre document, émis par le Directeur de la NSD, définit la stratégie en matière de réglementation et sert de base dans le domaine de l'assurance de la qualité interne. Cependant, les procédures écrites, les instructions d'assurance de la qualité interne et les procédures de préparation de la gestion des activités réglementaires, sont encore en développement.

17.  En plus des réglementations à caractère obligatoire, les documents réglementaires incluent un ensemble de recommandations sur la sûreté, émises par le Directeur général de la HAEA. Il faut signaler, qu'en fonction des besoins, de nouvelles recommandations sur la sûreté sont émises et d'anciennes sont révisées. Plus de 30 recommandations ont été émises par la HAEA en 1997-98.

18.  En liaison avec les examens périodiques de sûreté et le renouvellement d'autorisation d'exploitation de la centrale de Paks, la NSD a mis au point un procédé d'évaluation systématique de la sûreté. De plus, elle a lancé un important programme d'inspection. Ceci est réalisé en grande partie par un service d'inspection composé de 9 experts présents en permanence sur le site de Paks. Par le passé, la tâche principale des inspecteurs sur site était de s'assurer minutieusement de la conformité avec les règles et réglementations, notamment en ce qui concerne l'intégrité structurelle des cuves et des tuyauteries. Cela faisait passer au deuxième plan l'entière responsabilité de l'exploitant en ce qui concerne la sûreté. Ces dernières années, une nouvelle approche a vu le jour et certains inspecteurs de la HAEA ont été transférés au sein de l'effectif d'assurance de la qualité de l'exploitant. Les inspecteurs restants mettent de plus en plus l'accent sur les méthodes de travail de l'exploitant, sur le retour d'expérience et les inspections en équipe destinées à couvrir tout un secteur. Le service d'inspection sur site reçoit une assistance de la part de membres de la NSD basés dans les bureaux de Budapest.

19.  Depuis 1992, la HAEA a subi un certain nombre d'évaluations nationales et internationales. Parmi elles, il y a eu des examens faits par l'AIEA, par l'Union européenne dans le cadre du programme RAMG, et par la NRC (États-Unis). Une assistance technique au développement de l'Autorité de sûreté a été fourni par le RAMG avec un financement Phare. La première phase de ce programme de soutien a eu lieu entre 1994 et 1996 et la deuxième a débuté en février 1998.

20.  Les recommandations des programmes d'assistance et des différentes missions ont été prises en compte efficacement pour établir les réglementations hongroises actuelles. De plus, l'échange actif d'informations avec des organisations internationales (AIEA, OCDE/AEN, NRWG de l'Union européenne) et de nombreux contacts bilatéraux ont contribué à l'établissement rapide de ces réglementations.

21.  Le système mis en place par l'HAEA en matière d'analyse et de retour d'expérience à partir de faits nationaux est satisfaisant mais des améliorations sont encore nécessaires pour accroître les bénéfices résultant de l'expérience internationale.

Organisation gouvernementale de crise

22.  Le Comité gouvernemental pour l'organisation de crise a pour président le ministre de l'intérieur et pour vice-président le Directeur général de la HAEA. Ce comité est à la tête d'un vaste système national chargé de la préparation des mesures de secours, du contrôle radiologique et de l'information du public. La HAEA est chargée de l'information rapide en cas d'accident nucléaire, conformément aux accords bilatéraux et internationaux. La HAEA a créé un centre de crise dédié, chargé également de la formation et des analyses.

23.  L'organisation nationale de crise a été améliorée de façon significative au cours de la dernière année. Elle a été testée au cours d'un grand exercice international (INEX-2 HU) en novembre 1998 et les observateurs internationaux ont émis un avis positif lors de leur évaluation des actions de la HAEA/NSD. Les exercices INEX-2 et les ateliers qui y sont associés ont largement contribué aux récentes améliorations.

Infrastructure nationale d'appui technique

24.  Les compétences du personnel de la NSD permettent une évaluation en profondeur des principaux problèmes de sûreté. Un appui dans ce domaine peut être apporté par des instituts nationaux, comme le KFKI AEKI (Institut de recherche pour l'énergie atomique) et le VEIKI (Institut de recherche pour l'énergie électrique) qui ont une capacité d'analyse de sûreté moderne et indépendante. L'appui technique dont dispose l'Autorité de sûreté est compétent et suffisant. L'Autorité de sûreté a facilement accès aux résultats des programmes nationaux et internationaux de recherche.

25.  La politique réglementaire actuelle de la NSD souligne sa confiance dans les ressources et les moyens nationaux. L'assistance étrangère est la bienvenue mais ne constitue pas une condition nécessaire à une bonne conduite de ses missions.

Conclusions

26.  Il est hors de doute que l'approche hongroise d'autorisation, de réglementation et de contrôle des installations nucléaires est moderne. La législation et l'ensemble de la réglementation sont à jour et peuvent supporter une comparaison favorable avec les principes en vigueur dans les pays d'Europe de l'Ouest. La HAEA est également suffisamment indépendance vis-à-vis des organismes qui travaillent pour la promotion de l'énergie nucléaire.

27.  Quelques points restent cependant à améliorer ou à clarifier :

· pour assurer un personnel compétent et stable, le niveau de rémunération des agents devrait se rapprocher de celui de l'exploitant ;

· le rôle du service d'inspection sur site doit être développé à l'avenir afin d'éviter que l'on ne diminue les responsabilités incombant à l'exploitant en matière de sûreté et s'assurer que tous les problèmes de sûreté en exploitation sont également pris en compte par les experts des services centraux.

Chapitre 2 : Sûreté des centrales électronucléaires

Données

1.  La Hongrie possède une centrale nucléaire à Paks constituée de 4 tranches :

Tranche

Type de réacteur

Puissance électrique (MW)

Début de construction

Premier couplage au réseau

Fin de vie

    nette brute      

Paks 1

VVER 440/213

430

460

1974

12/82

2012

Paks 2

VVER 440/213

433

460

1974

08/84

2014

Paks 3

VVER 440/213

433

460

1979

09/86

2016

Paks 4

VVER 440/213

433

460

1979

08/87

2017

2.  La centrale est exploitée par Paks Nuclear Power Plant Ltd qui est détenue à 99,92 % par Hungarian Power Companies Ltd, entreprise publique.

Caractéristiques techniques de base de la centrale de Paks

Aspects du dimensionnement

3.  Chaque tranche est conçue pour une durée de vie de 30 ans à compter de sa première divergence. Il n'existe pas de projets officiels pour prolonger cette durée mais l'on pense que cela pourrait être envisagé. Les autorisations d'exploitation ne comportent pas de date limite mais sont assujetties à renouvellement par les organismes réglementaires tous les dix ans. Ce renouvellement s'appuie sur un examen périodique de sûreté.

4.  Toutes les tranches de Paks sont des tranches de deuxième génération du type VVER 440, modèle 213. Les caractéristiques générales de sûreté de ce type de centrale sont discutées en annexe 2.

5.  La qualité des principaux matériels a été contrôlée aussi minutieusement que possible lors de la construction par des experts hongrois, mais une vérification indépendante de la qualité effectuée lors de la fabrication telle qu'exigée en Europe de l'Ouest s'est avérée impossible. Cependant aucun problème majeur lié à la qualité n'a été détecté au cours des tests et inspections effectués depuis la mise en service de la centrale. De plus, la grande fiabilité du fonctionnement de la centrale depuis sa première mise en service est une indication de la qualité de l'équipement.

6.  Depuis la mise en service de la centrale, de nombreuses améliorations ont été apportées dans le domaine de la sûreté, politique qui sera poursuivie pendant toute sa durée de vie. Parmi les premières améliorations apportées, figure un système de contrôle du coeur de conception hongroise qui a été installé en 1988 et étendu depuis dans le but de fournir aux exploitants de la centrale des informations sur d'autres paramètres importants pour la sûreté.

7.  Après un projet d'évaluation complète de la sûreté (dénommé AGNES), un programme systématique d'amélioration de la sûreté a été lancé vers le milieu de l'année 1994. Parmi les mesures mises en _uvre, il faut signaler :

la réinstallation du système d'eau alimentaire de secours à l'extérieur de la salle des machines. Ceci a fait disparaître le problème majeur de l'éventuelle perte totale de réfrigérant à l'arrêt à la suite d'un incendie et d'une rupture de canalisations à haute énergie dans la salle des machines ;

le remplacement de certains composants pour améliorer les performances et la fiabilité des systèmes et pour assurer la qualification appropriée vis à vis de l'environnement ;

de nouveaux systèmes visant à améliorer la capacité de gestion des accidents ;

d'importantes améliorations pour la protection contre l'incendie.

8.  En 1996, un examen de la centrale de Paks par rapport aux problèmes de sûreté génériques identifiés par l'AIEA a été entrepris par le personnel de la centrale et les experts de l'AIEA qui sont parvenus à des conclusions favorables. Bien que certains problèmes nécessitent encore une surveillance et des actions correctives, ils ne sont pas considérés à ce jour comme des facteurs significatifs de risque.

Cuve du réacteur et circuit primaire sous pression

9.  La fragilisation de la cuve est contrôlée par un programme approprié de surveillance. A ce jour, toutes les cuves ont gardé leurs caractéristiques de résilience avec des marges de sécurité suffisantes ; toutefois, si à l'avenir un recuit s'avérait nécessaire, la technologie requise est disponible. Des visites en exploitation des cuves du réacteur et des tuyauteries primaires sont effectuées avec des techniques conformes aux règles de l'art. De plus, Paks prend actuellement des mesures pour réduire l'éventualité d'une fuite importante du primaire vers le secondaire au travers des collecteurs de générateur de vapeur. On estime que, de cette façon, l'intégrité du circuit primaire est suffisamment protégée.

Accidents hors dimensionnement et accidents graves

10.  La centrale a étudié les accidents hors dimensionnement (par exemple les transitoires anticipés sans arrêt d'urgence du réacteur, dits « ATWS ») et a édicté des recommandations à l'intention de son personnel sur la façon d'éviter de provoquer des dommages importants au c_ur. Elles considèrent également la gestion des accidents graves. Un travail supplémentaire est nécessaire pour étudier le comportement de l'enceinte face aux phénomènes d'accident grave. Deux projets Phare sont en cours pour examiner la faisabilité de la décompression de l'enceinte à travers un filtre et de la gestion de l'hydrogène. Sur la base des résultats de ces projets, une stratégie globale de gestion d'accidents graves sera mise au point.

Systèmes de sûreté

11.  En termes de nombre, de type et de redondance, les systèmes de sûreté à la centrale de Paks (générateurs diesel, système de refroidissement de secours du c_ur, système d'eau alimentaire de secours et système d'aspersion de l'enceinte) sont comparables à ceux des réacteurs occidentaux de la même époque.

Confinement

12.  Les débits de fuite mesurés pour les tranches vont de 5 à 13 % du volume par jour, ce qui montre la variation de la qualité de construction d'une tranche à une autre. Ces débits de fuite sont les plus bas de toutes les centrales du même type et répondent aux limites réglementaires hongroises, bien qu'ils soient plus élevés que les débits de fuite acceptables pour les enceintes de réacteur en Europe de l'Ouest.

Évaluations de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Évaluation de sûreté et documentation

13.  Une évaluation minutieuse de la sûreté de la centrale de Paks a été effectuée dans le cadre du projet AGNES qui a débuté fin 1991 et s'est achevé vers le milieu de 1994. Des analyses déterministes telles qu'exigées dans les autorisations des centrales occidentales et une évaluation probabiliste de sûreté de niveau 1 ont été réalisées. Une grande attention a été portée à la validation appropriée des outils d'analyse. Les résultats, bien documentés, ont été utilisés ensuite pour l'élaboration des documents techniques de l'examen périodique de sûreté. Ils seront également utilisés ultérieurement pour la mise à jour du rapport final de sûreté.

14.  Un examen périodique de sûreté de toutes les tranches de Paks est exigé en application d'une ordonnance ministérielle de 1993. Les spécifications de l'examen périodique de sûreté prennent en compte les recommandations correspondantes de l'AIEA en matière de sûreté. L'examen des tranches 1 et 2 a été terminé en 1997 et celui des tranches 3 et 4 s'achèvera fin 1999. A partir de cette date, l'examen périodique de sûreté sera répété tous les 10 ans. Bien que l'un des objectifs de l'examen périodique de sûreté initial réside dans la mise à jour du rapport de sûreté, la réglementation actuelle exige que les titulaires d'autorisations gardent constamment à jour le rapport de sûreté.

15.  Un projet séparé d'amélioration de la tenue au séisme est en cours depuis plus de cinq ans. Il examine plus de 10 000 composants de la centrale pour en déterminer leur vulnérabilité. Une partie importante des modifications nécessaires a déjà été réalisée et le projet sera entièrement terminé en 2002.

16.  Les seules insuffisances significatives dans le domaine de l'évaluation de la sûreté portent sur le comportement du dispositif de limitation de surpression dans l'enceinte à condenseur par barbotage. Les experts s'accordent pour dire que le comportement de ce système doit être testé dans des expériences à grande échelle. La préparation de ces expériences est en cours de développement, l'objectif étant l'achèvement des travaux en 1999.

Programme d'amélioration de la sûreté

17.  Il ne reste à traiter aucune défaillance représentant un facteur important de risque, mais des mesures sont prévues ou recherchées pour réduire le risque résiduel, qui comprennent :

18.  La sûreté de la centrale de Paks est activement contrôlée et évaluée par l'exploitant. Des examens périodiques de sûreté sont effectués selon les pratiques occidentales et ont déjà conduit à un meilleur niveau de sûreté. A la suite de la mise en _uvre des améliorations complémentaires de sûreté en cours de réalisation, on s'attend à ce que le niveau de sûreté de la centrale soit comparable à celui des centrales occidentales de la même époque.

Sûreté en exploitation

Aspects organisationnels

19.  D'après le rapport annuel 1997 de l'exploitant, sa situation financière est bonne. Preuve en est le fait que plus de 20 % du chiffre d'affaires 1997 ont été investis dans la sûreté et la fiabilité du fonctionnement à long terme. Bien que la direction actuelle de la centrale de Paks s'implique fortement dans les problèmes de sûreté et de fiabilité, il est à redouter que des changements politiques dans le gouvernement entraînent des changements à la tête de la centrale. De tels cas se sont produits au cours des dix dernières années.

20.  Depuis la mise en service, l'exploitant a développé ses compétences de manière à être indépendant des anciens fournisseurs russes. A ce jour, il est dans la situation où il n'a plus besoin de son fournisseur d'origine et de ses successeurs, ceux-ci représentant seulement une option dans un marché ouvert.

21.  Toutes les activités sont réalisées sous le contrôle de la direction de la centrale qui assume l'entière responsabilité de la sûreté. Une indication positive de la culture de sûreté est l'investissement important réalisé dans des outils locaux de formation. Un simulateur d'ensemble, adapté à la conception de Paks, y est en service depuis 1988. Un centre de formation maintenance a été récemment créé ; les interventions de maintenance peuvent y être simulées avant leur mise en _uvre sur la centrale.

22.  Les efforts pour un meilleur niveau de sûreté et de qualité en exploitation sont mis en exergue par une importante collaboration internationale. La centrale a activement recherché des contacts avec d'autres exploitants par l'intermédiaire de WANO, notamment avec d'autres exploitants de réacteurs VVER. Une équipe de WANO a été invitée à procéder à une revue des pratiques d'exploitation en 1992, avec une mission de suivi en 1995. Depuis 1988, la centrale a également reçu plusieurs missions de sûreté de l'AIEA (OSART, ASSET, revue des améliorations de sûreté). De plus, le groupement des assureurs nucléaires a inspecté la centrale avant de signer le contrat de responsabilité d'assurance au tiers en 1997. Les missions de WANO et de l'AIEA ont émis des recommandations pour l'amélioration de la sûreté en exploitation et celles-ci ont été examinées en détail.

Gestion et culture de la sûreté, assurance de la qualité

23.  Des liens étroits sont maintenus avec des organisations d'experts et des sociétés européennes du domaine nucléaire, tant sur le plan commercial que dans le cadre du programme Phare de l'Union européenne. L'AIEA a également soutenu le développement de la culture de sûreté dans la centrale. De plus, celle-ci a mis au point un système de réglementation de l'assurance de la qualité basé sur les codes et recommandations de l'AIEA. L'adéquation de ce système d'assurance de la qualité n'a pas fait l'objet d'un examen approfondi dans le contexte actuel.

Retour d'expérience

24.  La fiabilité de son exploitation et la fréquence des événements transitoires placent la centrale de Paks parmi les meilleures centrales nucléaires au monde. La défaillance de l'un des boutons poussoirs du système de protection du réacteur en 1989 a constitué un événement classé au niveau 3 sur l'échelle INES. Sur la base des connaissances actuelles des ATWS, cet événement était moins significatif qu'on ne l'a pensé sur le moment mais il n'a pas été envisagé de revoir son classement. Aucun autre événement de niveau supérieur à 2 sur l'échelle INES n'a eu lieu.

25.  Des techniques de gestion d'accident pour les accidents hors dimensionnement ont été étudiées par les organismes hongrois de recherche et des procédures de gestion d'accidents graves pour la centrale de Paks sont en développement en vue de leur application dans un proche avenir. Elles seront introduites après la mise en _uvre des nouvelles consignes de conduite, basées sur une approche par état, en association avec des améliorations du matériel de la centrale.

Organisation de crise

26.  Sur le site de Paks, l'organisation de crise a été mise au point en étroite collaboration avec la communauté nucléaire internationale. Le niveau d'organisation est comparable à celui des centrales des pays d'Europe de l'Ouest, comme en témoigne un récent exercice international INEX-2 de l'OCDE, qui s'appuyait sur un accident simulé à Paks.

Infrastructure industrielle nationale

27.  Les instituts VEIKI (Institut de recherche pour l'énergie atomique) et KFKI (Institut de recherche pour l'énergie électrique) possèdent une solide expérience de quelques dizaines d'années dans le domaine des études fondamentales de sûreté, tant dans le domaine de la physique des réacteurs et que de la thermohydraulique des systèmes. Ces compétences nationales constituent une un potentiel important en tant qu'appui technique.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

28.  Dans les premières années d'exploitation, le combustible usé était expédié à l'usine de retraitement de Mayak en Russie. Ces transports ont maintenant pratiquement cessé et le combustible usé est entreposé sur site dans une installation entrée récemment en service. Il s'agit d'une casemate de type modulaire pour entreposage au sec et son extension en cours permettra de recevoir le combustible usé issu du fonctionnement des quatre tranches pendant 10 ans. Une installation du même type est utilisée à la centrale de Wylfa au Royaume Uni depuis 1971. Les projets de stockage définitif des déchets de haute activité en sont encore au stade initial.

29.  La capacité restante pour l'entreposage sur le site des déchets radioactifs de faible et moyenne activité autorise encore plusieurs années de fonctionnement. Un projet national visant à construire une installation de stockage définitif de ces déchets a été lancé en 1993 et quatre sites ont été identifiés, trois pour un stockage de sub-surface et un pour un stockage en profondeur. L'objectif est de pouvoir disposer d'une installation de stockage vers 2003.

Conclusions

30.  On peut tirer les conclusions suivantes :

· les caractéristiques de sûreté des tranches de Paks ont été systématiquement évaluées en profondeur ;

· la structure technique de base de la centrale est bonne en ce qui concerne la sûreté et les principaux systèmes de sûreté sont comparables à ceux des centrales occidentales de la même époque. Il n'y a pas d'insuffisances majeures dans les systèmes actuels de sûreté, mais quelques problèmes mineurs subsistent ;

· les enceintes à Paks comptent parmi les meilleures pour ce type de réacteur et répondent aux objectifs initiaux de conception en assurant une protection contre toute fuite accidentelle de réfrigérant. Cependant, leur étanchéité n'est pas aussi bonne que celle des enceintes d'Europe de l'Ouest. Ceci aurait une incidence sur le déroulement et sur les conséquences des scénarios potentiels d'accident grave. De plus, les performances des enceintes de confinement doivent être démontrées par des tests à grande échelle ;

· Paks a pris des mesures pour limiter les accidents hors dimensionnement et les accidents graves. Ces mesures s'inspirent des pratiques en vigueur en Europe de l'Ouest, mais des travaux supplémentaires sont nécessaires pour s'assurer de l'intégrité de l'enceinte à la suite d'un accident grave ;

· la sûreté en exploitation est généralement d'un niveau comparable à celui des centrales occidentales de la même époque. L'expérience a montré que des changements politiques dans le gouvernement pouvaient entraîner des changements à la tête de la centrale : ceci constitue un sujet d'inquiétude ;

· les examens périodiques de sûreté sont réalisés en accord avec les pratiques occidentales et ont conduit à améliorer le niveau de sûreté ;

· après la mise en _uvre des améliorations prévues de la sûreté qui sont en phase de conception et de préparation, on s'attend à ce que le niveau de sûreté de la centrale soit comparable à celui des centrales occidentales de la même époque.

Références

1. IAEA-EBP-VVER-03, Safety issues and their ranking for VVER-440 model 213 nuclear power plants, April 1996.

2. National project for radioactive waste disposal, Science and Technology in Hungary, Safety of Nuclear Energy, December 1977.

LITUANIE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  La Lituanie a adhéré à toutes les conventions internationales importantes concernant la sûreté nucléaire. Cependant, les lois de base et les réglementations sur la sûreté ont été élaborées et font actuellement l'objet de révisions. La législation prévoit un système d'autorisation en vertu duquel la responsabilité en matière de sûreté incombe au titulaire de l'autorisation. Ce système d'autorisation entre progressivement en vigueur.

2.  L'Autorité de sûreté, VATESI, a été créée en 1991 en application de la loi sur l'énergie nucléaire. A l'origine, elle était constituée d'un petit groupe d'inspecteurs sur site et faisait partie de l'ancien système soviétique.

3.  Outre les responsabilités de VATESI, la loi établit également celles des ministères et services chargés de délivrer les autorisations pour les activités nucléaires. Toutefois, les interfaces entre ces différents organismes ne sont pas clairement définies par la loi et il conviendrait de développer la coordination entre eux.

4.  La centrale nucléaire d'Ignalina (INPP), la seule sur le territoire lituanien, appartient à l'État et dépend du ministère de l'économie. Un projet prévoyant de transformer la centrale en une société sous la direction d'un Conseil est depuis plus d'un an à l'examen du Parlement. Actuellement, le ministère a restreint les pouvoirs du directeur de la centrale dans certains domaines, comme par exemple dans celui du financement et de la formation du personnel, ce qui signifie en fait qu'il ne peut pas assumer l'entière responsabilité de la sûreté de la centrale.

Autorité de sûreté et activités réglementaires

5.  L'Autorité de sûreté, VATESI, est dirigée par un Conseil nommé par le gouvernement. Elle dépend directement du Premier ministre et est indépendante des services de l'État auxquels appartient la centrale d'Ignalina. Le financement de VATESI est pris sur le budget de l'État et, bien que ses ressources lui permettent d'effectuer son travail, il conviendrait d'augmenter le budget qui lui est alloué.

6.  Les effectifs de VATESI sont de 25 personnes affectées au siège à Vilnius et de 5 inspecteurs résidant à la centrale. Actuellement, il y a divergence entre le siège et les inspecteurs résidents sur l'approche réglementaire. Les inspecteurs s'impliquent trop étroitement dans les activités de la centrale, travaillant davantage comme un service de sûreté de la centrale ; ils semblent en revanche ne pas suffisamment s'impliquer dans la définition des exigences de sûreté et dans les activités d'évaluation effectuées par le siège.

7.  Bien que de manière générale le personnel de VATESI soit compétent dans son travail, il faudrait davantage d'agents capables d'exercer de façon appropriée toutes les tâches réglementaires normales et de développer l'assurance de la qualité interne. Le niveau des salaires, bien qu'inférieur de 20 % à ceux accordés au sein de la centrale, reste suffisant pour permettre de recruter un personnel qualifié. La rotation de personnel est faible.

8.  VATESI a rapidement introduit un système d'autorisations annuelles pour l'exploitation d'Ignalina. Cette pratique permet à VATESI d'exercer un contrôle réglementaire strict sur la centrale. Après l'accord passé entre la Lituanie et le Fonds pour la sûreté nucléaire géré par la BERD, la tranche 1 fait maintenant l'objet d'un processus officiel d'autorisation. VATESI détient le contrôle du processus d'autorisation mais ne peut se passer d'une assistance financière étrangère pour procéder à une évaluation en profondeur de sûreté telle que pratiquée en Europe de l'Ouest.

9.  Contrairement aux pratiques occidentales courantes, la réglementation exige également que les fournisseurs et prestataires de services des installations nucléaires soient titulaires d'une autorisation. A ce jour, VATESI a délivré 8 autorisations de ce type et 30 demandes sont en cours d'examen.

10.  Il faudrait établir et mettre en _uvre de nouvelles méthodes d'inspection conduisant à un processus de contrôle réglementaire plus intégré. En s'inspirant de la mise en _uvre d'un nouveau système d'assurance de la qualité dans la centrale, le travail des inspecteurs résidents devrait évoluer d'une inspection détaillée à un système par lequel il vérifierait les activités du titulaire de l'autorisation. Ceci séparerait plus clairement les inspecteurs résidents de l'organisation de gestion de la sûreté à l'intérieur de la centrale. VATESI devrait également développer son propre système d'analyse du fonctionnement et du retour d'expérience.

Organisation gouvernementale de crise

11.  La Lituanie a adopté une organisation nationale de crise qui a été évaluée au niveau international. Outre son rôle dans cette organisation, VATESI a développé sa propre organisation de crise qui n'a pas encore été complètement testée. Un système de prise de décisions 24 h/24 y est prévu.

Infrastructure nationale d'appui technique

12.  Les capacités nationales d'expertise des organismes techniques de sûreté à la disposition de VATESI s'accroissent rapidement. Les experts proviennent en majorité de l'Institut lituanien de l'énergie à Kaunas, tandis que d'autres viennent des Universités techniques de Vilnius et de Kaunas ou encore d'autres organismes. Un Conseil spécial d'organismes de sûreté coordonne les activités d'expertise et examine en particulier si l'organisme technique de sûreté travaillant dans un domaine spécifique est suffisamment indépendant des intérêts de l'exploitant nucléaire. La demande d'autorisation en cours pour la tranche 1 d'Ignalina impose à ces organismes techniques de sûreté une étroite collaboration avec les organismes de sûreté occidentaux, ce qui facilite le transfert des méthodes et des pratiques occidentales à la Lituanie. Néanmoins, les ressources nationales des organismes techniques de sûreté ne peuvent pas encore être considérées comme suffisantes pour soutenir l'Autorité de sûreté. En particulier, VATESI ne peut bénéficier d'aucune expertise nationale dans le domaine du facteur humain.

13.  Bien que VATESI ait accès aux résultats des recherches par le biais de l'Institut lituanien de l'énergie et de contacts bilatéraux, tout cela reste insuffisant par rapport à la pratique occidentale.

Conclusions

14.  Le système réglementaire et juridique s'est développé de façon importante sur une courte période. Cependant, dans certains secteurs, le système doit se développer davantage afin d'être au même niveau que celui des pays occidentaux. Le gouvernement lituanien devrait prendre en compte les observations suivantes :

· la loi nucléaire devrait être plus claire en ce qui concerne les interfaces entre les différentes autorités. De plus, la coordination entre ces autorités a besoin être améliorée ;

· le responsable de l'exploitant devrait être autorisé par le Conseil à traiter toutes les questions de sûreté et disposer de moyens lui permettant d'assumer l'entière responsabilité de la sûreté ;

· la responsabilité du contrôle et de la qualification des fournisseurs devrait incomber à l'organisme exploitant et non à l'Autorité de sûreté.

15.  En ce qui concerne les activités réglementaires, le gouvernement devrait considérer les éléments suivants :

· les ressources de l'Autorité de sûreté devraient être augmentées tant en effectif qu'en budget, de manière à lui permettre de traiter toutes les questions réglementaires sans assistance étrangère et à participer à des activités réglementaires internationales ;

· la structure d'appui technique à l'Autorité de sûreté et l'accès à la recherche dans le domaine de la sûreté nucléaire devraient être renforcés de manière à ce que l'Autorité de sûreté dispose des compétences nécessaires pour examiner tous les points essentiels liés à la sûreté.

16. VATESI devrait développer ses activités de contrôle réglementaire de la centrale d'Ignalina en se préoccupant davantage des systèmes et des processus. Ceci s'applique notamment au groupe d'inspecteurs résidents pour lequel une séparation plus nette entre le contrôle réglementaire et les responsabilités de la centrale en matière de gestion de la sûreté devrait être établie.

Chapitre 2 : Sûreté de la centrale électronucléaire

Données

1.  La Lituanie possède une centrale nucléaire à Ignalina constituée de deux tranches en exploitation. Celles-ci appartiennent à la deuxième génération (conception selon les standards soviétiques OPB 73, voir annexe 1) et leur puissance nominale est la plus élevée de tous les réacteurs RBMK.

Tranche

Type

Niveau actuel
de puissance
MWth MWe

Début de construction

Premier couplage au réseau

Fin de vie prévue

INPP-1

RBMK 1500

4200

1300

1977

12/1983

?

INPP-2

RBMK 1500

4200

1300

1978

08/1987

?

2.  La centrale appartient à l'État qui l'exploite.

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

3.  Cette centrale comporte davantage de dispositifs de sûreté que d'autres tranches RBMK de la même génération. Par exemple, une brèche dans une plus grande tuyauterie (collecteur de 900 mm) a été prise en compte dès la conception. En outre, la centrale est équipée de systèmes diversifiés de refroidissement du c_ur. Grâce aux améliorations de sûreté, la centrale est maintenant en mesure de supporter simultanément 9 ruptures de canaux de combustible sans conséquences significatives pour l'environnement. Les critères de conception pour le système de refroidissement de secours du c_ur sont à peu près comparables à ceux des centrales occidentales de la même époque pour ce qui est des brèches primaires et des transitoires de fonctionnement. Les transitoires anticipés sans arrêt d'urgence du réacteur et des événements tels que les incendies, la perte de sources externes et les événements sismiques ne sont cependant pas entièrement pris en compte dans le dimensionnement. La conception ne prend que très peu en compte un endommagement grave du c_ur.

4.  Ce sont les transitoires qui représentent le risque le plus important pour la centrale, plutôt que les accidents par rupture du circuit primaire. De plus, le non-refroidissement du c_ur à long terme constitue un risque majeur. La faible puissance volumique et la grande capacité calorifique du c_ur lui permettent de résister environ deux heures à une perte totale d'alimentation sans que le c_ur ne soit endommagé. L'absence de refroidissement à long terme pourrait entraîner des conséquences sur l'environnement, l'endommagement du c_ur étant supposé provoquer une rupture du circuit primaire sous pression. Les facteurs humains contribuent significativement à la fréquence d'endommagement du c_ur et des procédures d'exploitation basées sur l'approche par état sont en développement. Ces risques ne sont pas pris en compte dans l'étude probabiliste de sûreté actuelle.

5.  Un signal d'arrêt d'urgence du réacteur sur faible débit dans l'un des 40 collecteurs a été installé pour réduire la probabilité d'un endommagement du c_ur résultant de bouchages.

État des canaux de combustible

6.  Les soudures supérieures des canaux de combustible ont été inspectées en détail et jugées en bon état. Tous les tubes de force ont été équipés de nouveaux joints. Des échantillons des canaux de combustible irradiés sont actuellement examinés en Europe de l'Ouest pour vérifier l'état du matériau et le processus de vieillissement.

Vérification des matériaux

7.  Les tranches de la centrale d'Ignalina ont connu des défauts de matériaux et des fuites mais dans une moindre mesure que d'autres tranches RBMK. Les problèmes de matériaux et les mécanismes de dégradation sont du même type que ceux décelés sur des réacteurs à eau bouillante (BWR) occidentaux, en particulier les fissures intergranulaires de corrosion sous contraintes. Depuis 1992, le système primaire est examiné à l'aide d'un équipement et de méthodes modernes, et la connaissance détaillée de son état physique augmente chaque année. Jusqu'à présent, les parties raisonnablement accessibles du circuit primaire n'ont pas toutes pu être inspectées en détail. Le personnel chargé des tests non destructifs à la centrale d'Ignalina est certifié conformément à une norme européenne.

État et capacité des systèmes de sûreté

8.  Comme dans la plupart des modèles soviétiques plus anciens, une séparation fonctionnelle et physique inappropriée de certains systèmes de sûreté les rend vulnérables aux défaillances de mode commun. Sur la centrale d'Ignalina, on a amélioré la protection contre l'incendie pour protéger les systèmes vitaux d'alimentation électrique et de protection, ainsi que les pompes de refroidissement de secours du c_ur. D'autres améliorations sont en cours de réalisation. Bien que la qualification vis à vis de l'environnement des composants importants pour la sûreté n'ait pas vraiment été prise en compte jusqu'à présent, elle est intégrée au projet d'autorisation en cours.

Contrôle de la réactivité

9.  D'autres lignes logiques ont été récemment installées dans le système d'arrêt. Pour la tranche 2, un nouveau système d'arrêt, entièrement indépendant, a été conçu pour améliorer la fiabilité de la fonction de protection et sera installé dans un proche avenir. Depuis 1995, un nouveau type de combustible, plus enrichi et ayant un absorbant consommable, a été chargé dans les deux tranches, augmentant ainsi les économies en combustible et présentant de bien meilleures caractéristiques de sûreté.

État et capacité de l'enceinte

10.  Le réacteur et une partie du circuit primaire sont protégés par un type d'enceinte partielle, à suppression de pression, dit Système de localisation d'accident (ALS). Cette enceinte présente les caractéristiques suivantes :

11.  Les critères de conception de l'ALS sont l'isolation de la vapeur résultant d'un accident par perte de réfrigérant à la suite de la rupture de la tuyauterie de plus grand diamètre. La capacité de condensation de l'ALS de la centrale est supérieure à celle des autres tranches RBMK.

12.  Comme mentionné à l'annexe 1, la conception du système de confinement présente des anomalies génériques. Ses performances n'ont ni été entièrement validées, ni fait l'objet d'une évaluation indépendante et le programme de sûreté en cours ne traite qu'une partie de ces aspects. L'étanchéité et la stabilité structurelle de l'ALS constituent des éléments qui sont pris en compte pour l'octroi de l'autorisation de la tranche 1. Les mesures effectuées ne révèlent pas à ce jour de problèmes majeurs, bien que le taux de fuite soit supérieur aux normes occidentales. Cependant, on est parvenu à la conclusion que les marges par rapport à la pression de calcul sont faibles. La capacité de l'ALS à traiter un accident grave est analysée dans une EPS de niveau 2, actuellement en cours.

Évaluation de la durée de vie et du vieillissement

13. La fermeture des espaces annulaires (voir annexe 1) est un élément essentiel pour mesurer le vieillissement qui a, par ailleurs, des implications sur la durée de vie de la centrale. Pendant l'arrêt de 1998, environ 500 canaux de la tranche 1 ont été examinés à l'aide d'un matériel de conception occidentale et 48 tubes ont été retirés pour analyse détaillée. La fermeture des espaces devrait intervenir entre 2000 et 2005. Cependant, une date plus précise et l'incidence de cette fermeture sur la sûreté seront déterminées par les analyses en cours qui feront l'objet d'une revue internationale. Dans un accord de 1994 avec la BERD, le gouvernement lituanien a déclaré que le retubage des tranches d'Ignalina ne serait pas effectué et qu'elles seraient mises à l'arrêt définitif lorsque le remplacement d'un nombre important de tubes serait nécessaire.

Évaluation de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Évaluations de sûreté et documents de sûreté

14.  La revue internationale de sûreté des réacteurs RBMK effectuée entre 1992 et 1994 a utilisé la tranche 2 de la centrale d'Ignalina comme l'une des centrales de référence. L'examen a porté sur la sûreté des réacteurs RBMK dans neuf secteurs techniques et s'est traduit par environ 300 recommandations et une importante documentation.

15.  Conformément à un accord avec la BERD, la tranche 1 a fait l'objet en 1994-96 d'une évaluation de sûreté en profondeur (SAR). Cette évaluation a été réalisée selon les standards de l'AIEA mais n'a pris en compte que la courte période d'exploitation restante avant le remplacement des tubes. Se plus, elle a été limitée à cause de contraintes financières et de temps. Le rapport a été examiné par une équipe internationale indépendante (RSR) pendant qu'un groupe indépendant d'experts (ISP) évaluait les résultats et tirait des conclusions en s'appuyant à la fois sur l'évaluation et sur l'examen du rapport.

16.  Une EPS assez complète de la tranche 2 couvrant le fonctionnement en puissance est disponible depuis 1994. Les résultats quantitatifs s'appuient en partie sur des données spécifiques de la centrale et en partie sur des données génériques. Par rapport aux EPS occidentales, le niveau de détail est bon. Sur la base de cette étude, une étude de niveau 2 est en cours de préparation ; les principaux résultats sont attendus pour 1999.

17.  Dans le cadre du programme de sûreté, d'autres analyses destinées à compléter ce rapport sont actuellement en cours, par exemple l'analyse des risques d'incendie, l'analyse de défaillance unique du système et de protection, l'analyse de l'ALS et celle de l'intégrité structurelle du système primaire.

Programmes d'amélioration de la sûreté

18.  Faisant suite aux recommandations du SAR, du RSR et de l'ISP, le gouvernement lituanien s'est engagé à financer un nouveau programme d'amélioration de la sûreté (SIP-2). Ce programme comporte des modifications de conception, des développements en matière d'organisation et de gestion, et des analyses de sûreté. Le programme SIP-2 est en cours de réalisation malgré des difficultés financières.

19.  L'accord avec le Fonds de sûreté nucléaire prévoyant que la centrale ne pourrait fonctionner qu'après avoir reçu les autorisations réglementaires, la priorité a été donnée aux améliorations de sûreté de la tranche 1. La plupart des projets techniques de cette tranche sont achevés et des démonstrations de sûreté ont été soumises à VATESI pour approbation, les autorisations réglementaires étant espérées pour mai 1999.

Sûreté en exploitation

Organisation et procédures en matière d'exploitation et de maintenance

20.  La centrale d'Ignalina est une entreprise publique qui relève du ministère de l'économie. Celui-ci contrôle les finances de la centrale et les ressources nécessaires à son fonctionnement. Le directeur de la centrale dépend directement du ministre.

21.  Le personnel d'exploitation et d'appui technique possède, dans l'ensemble, des compétences techniques de haut niveau. Un transfert important de connaissances détenues en l'Europe de l'Ouest s'est effectué au cours des dernières années par le biais d'importants programmes internationaux de coopération.

22.  D'une manière générale, les procédures d'exploitation ne sont pas aussi développées que dans les centrales occidentales mais cela est compensé dans une certaine mesure par la grande compétence du personnel en salle de commande. Cependant, les procédures accidentelles d'exploitation basées sur l'approche par état et conformes aux normes occidentales sont actuellement au stade final de mise au point. Les stratégies de gestion des accidents seront examinées au niveau international avant l'entrée en vigueur des nouvelles procédures accidentelles d'exploitation fin 1999. Ces stratégies seront ensuite évaluées d'une manière plus approfondie par l'EPS de niveau 2 actuellement en cours.

23.  Les spécifications techniques d'exploitation n'ont pas vraiment évolué par rapport à leur version originale. Une évaluation des procédures d'exploitation peut en revanche résulter de l'utilisation du nouveau simulateur d'ensemble.

24.  Un nouveau système informatisé de gestion de la maintenance est en cours de réalisation. De plus, le traitement des dossiers de plans modifiés est réalisé par une nouvelle procédure conforme aux pratiques occidentales.

25.  Le système de formation est en cours de modernisation conformément à l'approche systématique de la formation préconisée par l'AIEA. La formation des personnels en salle de commande sur le nouveau simulateur d'ensemble a commencé vers la fin de 1998.

26.  Les recettes provenant de la vente de l'électricité produite par la centrale sont tout juste suffisantes à son maintien en exploitation, notamment en ce qui concerne les salaires du personnel et les frais d'exploitation. Le financement des améliorations prioritaires de la sûreté est assuré par le ministère de l'économie. Néanmoins, toutes les améliorations requises ne pourront être financées sans assistance étrangère. Un fonds a récemment été créé pour le démantèlement de la centrale et le traitement à long terme du combustible usé et des déchets radioactifs. Ce fonds est tributaire de la recette des ventes d'électricité.

Culture de sûreté et gestion de la sûreté

27.  Ignalina a fait l'objet d'une mission OSART et de deux missions ASSET. Avec l'aide des experts occidentaux, des efforts considérables ont été faits depuis 1994 pour développer la gestion, l'organisation et la culture de sûreté au sein de la centrale. Pour se rapprocher des pratiques occidentales, on a procédé à divers changements, comme par exemple la création d'un Comité de sûreté de la centrale. Un nouveau système d'assurance de la qualité basé sur les standards de l'AIEA est en cours d'application et il est prévu d'introduire une grille des salaires de type occidental pour le personnel. Modifier profondément l'ancienne culture de sûreté est un lent processus qui est également lié à des changements législatifs et réglementaires en Lituanie. Quelques pratiques de gestion et d'organisation issues de l'ancien système soviétique subsistent encore.

Expérience d'exploitation

28.  L'historique de fonctionnement de la centrale d'Ignalina montre une décroissance pour toutes les catégories d'événements, à l'exception des fuites du circuit primaire. Jusqu'en 1990, la dosimétrie collective du personnel de la centrale était comparable à la dose moyenne mondiale. Depuis 1990, la dosimétrie a augmenté légèrement, essentiellement en raison des importants travaux d'amélioration de la sûreté. Dans les années 1990, les principales catégories d'événements ont été les défaillances de matériels, les fuites du circuit primaire et les problèmes du système de protection et de contrôle. Il y a également eu une importante alerte à la bombe en 1994, ce qui a conduit à un vaste programme, avec assistance occidentale, pour améliorer la protection physique de la centrale.

Analyse de l'exploitation et retour d'expérience

29.  Il existe des procédures d'analyse des événements et de retour d'expérience. Cependant la communication entre les différents services de la centrale et le retour d'expérience interne devraient être améliorés. Les réglementations prévoient la déclaration à VATESI des « événements anormaux » mais il n'existe aucun système de déclaration global. La déclaration INES fonctionne bien. Les échanges d'expérience d'exploitation entre la centrale et les autres centrales RBMK sont limités.

Organisation de crise à la centrale

30.  Le plan d'urgence sur site a été minutieusement revu et modifié de manière à s'aligner sur les pratiques occidentales. La classification des accidents et les critères d'alarme ont été établis en accord avec les recommandations de l'AIEA pour les réacteurs RBMK. Après revue finale, ils seront intégrés au plan d'urgence. La nouvelle organisation a été testée pour la première fois en 1998 et il est prévu qu'elle le soit à nouveau, dans sa totalité, en octobre 1999.

Infrastructure nationale de l'industrie pour l'appui technique

31.  Seul un petit nombre d'entreprises lituaniennes sont actuellement autorisées à travailler pour la centrale. Pour ce qui est des fournitures et des prestations de services, la Lituanie restera dépendante des sociétés étrangères. De plus, une aide occidentale supplémentaire et une concertation avec la Russie seront nécessaires pour les travaux d'ingénierie.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

32.  Une nouvelle installation d'entreposage à sec du combustible usé a été construite à proximité du site et est opérationnelle depuis peu. Une évaluation des installations actuelles d'entreposage des déchets solides et bitumés a été réalisée et des améliorations y ont été apportées.

Conclusions

(i) Problèmes de conception

33.  La centrale d'Ignalina fait partie de la génération la plus avancée des réacteurs RBMK. De nets progrès ont déjà été faits grâce au programme d'amélioration de la sûreté actuellement en cours. Néanmoins, par rapport aux réacteurs typiques d'Europe de l'Ouest, il reste des points faibles importants concernant les catégories d'accidents et de transitoires que la centrale peut supporter avec une grande fiabilité et sans conséquences inacceptables pour l'environnement. Parmi les problèmes majeurs identifiés dans le cadre de l'évaluation de sûreté, il faut signaler :

· les propriétés du c_ur du réacteur sont telles que le système d'arrêt prévu à la conception et le système complémentaire installé après l'accident de Tchernobyl ne sont pas assez fiables ;

· le c_ur du réacteur n'est pas placé dans une enceinte conçue pour résister à toute l'énergie qui pourrait se dégager en cas d'accident. Bien que la probabilité pour un endommagement simultané de quelques dizaines de canaux soit faible, il pourrait en résulter un accident aux conséquences inacceptables. De plus, des parties importantes du système primaire, par exemple les séparateurs de vapeur, ne sont pas protégées par l'enceinte. Ceci correspond à l'absence d'une des principales barrières exigées pour les réacteurs en Europe de l'Ouest. En outre, l'efficacité du confinement partiel n'est pas entièrement validée ;

· un rapport de sûreté complet et en profondeur, basé sur des modèles informatisés validés de façon indépendante, etc., conformément aux pratiques occidentales, n'est toujours pas disponible.

34.  Il ressort des évaluations de sûreté indépendantes réalisées à ce jour que la plupart des écarts avec les centrales occidentales pourraient être raisonnablement corrigés ou compensés en poursuivant le programme d'amélioration de la sûreté. Néanmoins, compte tenu du fait que le confinement n'est que partiel, la centrale d'Ignalina ne peut pas de façon réaliste atteindre un niveau approprié de défense en profondeur et donc un niveau de sûreté comparable à celui des réacteurs occidentaux de la même époque.

35.  Par conséquent, les modifications réalisées et prévues ne permettront pas à ces réacteurs d'atteindre un niveau de sûreté comparable à celui qui est exigé pour les réacteurs anciens en Europe de l'Ouest.

(ii) Sûreté en exploitation

36.  Beaucoup d'améliorations ont été réalisées dans le domaine de la sûreté en exploitation et de la gestion de la sûreté. Toutefois, des efforts restent à faire sur des problèmes tels que :

· la situation financière de la centrale d'Ignalina devrait être améliorée pour permettre la mise en _uvre de toutes les mesures d'améliorations de la sûreté nécessaires pendant sa durée de vie restante ;

· les problèmes liés à la culture de sûreté ont été traités mais nécessitent une mise en _uvre plus volontariste. Ainsi, la structure de gestion de la centrale doit être encore clarifiée afin, entre autres raisons, d'assurer la nécessaire qualité et culture de sûreté à tous les échelons ;

· parallèlement à la mise en _uvre du nouveau système d'assurance de la qualité, la communication interne et les procédures de retour d'expérience devraient être améliorées ;

· la stratégie et les procédures de gestion des accidents devraient faire l'objet d'une évaluation et être développées plus avant.

37.  Avant d'assumer, en 1991, la responsabilité de la centrale, la Lituanie était peu impliquée dans les activités nucléaires. C'est pourquoi le pays manque dans une large mesure d'expérience et de tradition nucléaires. L'infrastructure nationale d'appui technique s'améliore mais sera à court terme insuffisante. Pour les fournitures et les prestations de services, la centrale d'Ignalina restera dépendante des sociétés étrangères. De plus, une aide occidentale supplémentaire et une concertation avec la Russie seront nécessaires pour les travaux d'ingénierie.

Références

1. Almenas K., Kaliatka A. & Uspuras E., Ignalina RBMK-1500. A Source Book. Ignalina Safety Analysis Group. Lithuanian Energy Institute, 1998.

2. Hall S.F. & Gabaraev B.A., RBMK Safety Review. Volume 1: Executive Final Report, March 1994.

3. Ignalina Safety Panel. Recommendations on the Ignalina NPP units 1 & 2 In-Depth Safety Assessment, February 1997.

4. Ignalina Nuclear Power Plant Safety Analysis Report. Executive Summary, December 1996.

5. INPP Safety Improvement Programme No 2. Ignalina Nuclear Power Plant, 1997.

6. Johansson G., Hellstr_m P., Zheltobriuch G. & Bagdonas A. The Barselina Project. Phase 4 Summary Report, December 1996.

7. List of main regulations and technical documents that regulates nuclear power safety in the Republic of Lithuania,VD-Sr-001-0-97, VATESI, 1996 (under rev).

8. Review of the Ignalina Nuclear Power Plant Safety Analysis Report. RISKAUDIT Report No 60, January 1997.

9. Review of Safety Issues for NPPs with RBMK Reactors of 1st and 2nd Generation. IAEA Report RBMK-SC-053, March 1998.

ROUMANIE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  Il existe en Roumanie depuis 1974 une législation régissant l'utilisation de l'énergie nucléaire à des fins pacifiques. L'actuelle loi nucléaire, en vigueur depuis décembre 1996, définit les champs d'application ainsi que le rôle et les responsabilités des organismes participant au processus d'autorisation. En 1998, la loi a été amendée de manière à faire disparaître les incompatibilités avec les autres lois nationales et à renforcer le statut et le rôle de l'Autorité de sûreté (Commission Nationale de Contrôle des Activités Nucléaires - CNCAN). La loi confère clairement à l'exploitant la responsabilité pour l'exploitation sûre des centrales. Sur le plan légal, la CNCAN est l'Autorité de sûreté responsable de la réglementation, de l'octroi des autorisations et du contrôle de toutes les installations nucléaires en Roumanie.

2.  L'exploitant de la centrale de Cernavoda est la compagnie nucléaire nationale « Nuclearelectrica ». Il s'agit d'une société publique qui dépend directement du ministère de l'industrie et du commerce.

3.  La Roumanie a ratifié les principales conventions internationales, notamment celles relatives à la sûreté nucléaire, à la notification rapide d'un accident nucléaire et à la responsabilité civile nucléaire.

Autorité de sûreté

4.  La CNCAN est dirigée par un président nommé par le Premier ministre et directement responsable devant le gouvernement. Sa position est similaire à celle d'un ministre. La CNCAN est indépendante des organismes ayant un rôle majeur dans la promotion et l'utilisation de l'énergie nucléaire.

5.  Par le passé, l'organisation et la composition de l'effectif de la CNCAN ont fait l'objet de plusieurs modifications après de nombreux départs de personnel qualifié. Une nouvelle organisation a récemment été approuvée par le gouvernement et mise en _uvre. Sous l'autorité du président, on trouve quatre divisions générales (centrales nucléaires et cycle du combustible, applications des rayonnements ionisants, développement des ressources et communication, contrôle de la radioactivité sur l'environnement), toutes dotées d'unités techniques. Un comité consultatif est également envisagé. L'effectif autorisé du siège est de 80 personnes, dont 60 sont affectées à la sûreté nucléaire. En octobre 1998, 49 postes étaient pourvus, dont 29 étaient de nouveaux arrivants. Le recrutement de personnel se poursuit. Avec la prise en charge du contrôle national de la radioactivité dans l'environnement, 191 personnes ont été transférées du ministère de l'eau, des forêts et de l'environnement à la CNCAN. Néanmoins, ce personnel ne peut pas participer aux activités réglementaires liées aux autorisations des installations nucléaires.

6.  La CNCAN est financée par le gouvernement mais elle est également autorisée à retenir 50 % des droits d'autorisation payés par les demandeurs. Les salaires du personnel ont récemment été augmentés et atteignent 50 % des salaires versés au personnel équivalent travaillant en centrale. Les bureaux actuels sont inadaptés et, compte tenu des recrutements en cours, l'espace disponible au siège est insuffisant.

7.  Pour ce qui est des autorisations et de l'inspection des centrales, la CNCAN dispose d'un petit nombre de cadres hautement qualifiés participant aux activités réglementaires depuis le début du programme nucléaire national. Ces experts ont été formés au sein de la Commission de contrôle de l'énergie atomique du Canada (CCEA) et ont activement participé à différentes activités internationales (par exemple auprès de l'AIEA). Ils ont assimilé l'approche de sûreté et la culture de sûreté occidentales, sont parfaitement conscients des devoirs et responsabilités de l'Autorité de sûreté et sont des agents de haut niveau. D'un autre côté, une partie importante des autres membres de la CNCAN aurait besoin d'une formation appropriée, de même que toutes les recrues futures.

8.  Des améliorations importantes ont été apportées à la gestion réglementaire au cours des dernières années et ces efforts doivent être poursuivis, notamment avec le développement du programme d'assurance de la qualité interne de la CNCAN.

Activités réglementaires

9.  Dans le domaine de la sûreté nucléaire, la CNCAN a des responsabilités réglementaires similaires à celles des Autorités de sûreté en Europe de l'Ouest. En remplissant ses fonctions réglementaires, la CNCAN coopère avec d'autres organismes gouvernementaux (par exemple les ministères de la santé, de l'intérieur, de la défense, etc.).

10.  Conformément à la loi nucléaire, toute activité relative à une installation nucléaire (par exemple le choix d'un site, la construction, la mise en service, l'exploitation, les modifications, etc.) doit faire l'objet d'une autorisation de la CNCAN. Les autorisations sont délivrées sur la base de la demande de l'exploitant accompagnée des documents pertinents.

11.  La législation stipule que la CNCAN délivre l'autorisation non seulement à l'exploitant mais également à ses sous-traitants. Cette approche risque de masquer la perception de la part de l'exploitant de sa responsabilité pleine et entière en matière de sûreté.

12.  La pratique roumaine de délivrance d'autorisations a été mise en place lors de la construction, de la mise en service et des phases initiales d'exploitation de la tranche 1 de Cernavoda et est définie dans une réglementation récemment révisée. Les documents de sûreté s'appuient sur les exigences détaillées dans le guide réglementaire américain 1.70, avec des dispositions spécifiques dérivées de la pratique canadienne de la CCEA. L'autorisation de la tranche 1 de Cernavoda a été accordée par la CNCAN sur la base d'une approche de gestion du projet qui s'attachait à démontrer que la conception de la centrale était conforme aux réglementations applicables. Les évaluations faites par la CNCAN étaient essentiellement basées sur l'examen de la conception étayé par quelques analyses indépendantes.

13.  La CNCAN peut procéder à des inspections sur site pour s'assurer que les critères d'autorisation et réglementaires sont remplis et exiger des actions correctives lorsque des non-conformités sont constatées. Les pratiques d'inspection de la CNCAN ont été initialement établies en se fondant sur l'approche canadienne et ont été améliorées sur les conseils de la CCEA et aussi grâce aux missions internationales organisées par l'AIEA. L'inspection pendant la construction et la mise en service s'est appuyée sur des activités quotidiennes d'une unité d'inspection sur site, ainsi que sur des inspections d'équipes venant du siège pour examiner des domaines spécifiques. Cette organisation a montré la nécessité d'améliorer la communication entre le bureau d'inspection sur site et le siège. Pour la phase d'exploitation de la centrale, il est prévu que les inspections sur site soient essentiellement effectuées par le personnel du siège.

14.  La CNCAN a engagé une révision des réglementations roumaines pour qu'elles soient conformes à la législation de l'Union européenne en la matière.

Organisation gouvernementale de crise

15.  Un Comité interministériel est chargé du contrôle, de l'évaluation et de l'approbation du plan national de crise. En tant que membre de ce Comité, la CNCAN a un rôle d'appui technique et de conseil, et d'information vis à vis du public sur les situations d'urgence dans le domaine nucléaire. De plus, elle est chargée d'approuver les plans d'urgence internes applicables aux installations nucléaires. La Roumanie a participé à plusieurs exercices internationaux INEX. Néanmoins, à ce jour, la CNCAN n'a pas assez de personnel expérimenté en organisation de crise et il n'existe aucun centre de crise dédié.

Infrastructure nationale d'appui technique

16.  Outre ses capacités d'évaluation technique interne insuffisantes, la CNCAN ne dispose pas à ce jour d'un appui technique extérieur qualifié. Il existe des organismes, tels que l'Université technique de Bucarest, l'Institut de physique nucléaire et d'ingénierie, et des sociétés privées susceptibles d'apporter un appui technique de sûreté, mais leurs compétences dans un tel rôle devraient être vérifiées. Dans sa nouvelle organisation, la CNCAN comprend un Institut national de sûreté nucléaire destiné à effectuer des analyses techniques et des évaluations indépendantes.

Conclusions

17.  La loi nucléaire est l'élément de base de la pyramide réglementaire roumaine. Le rôle et les responsabilités des organismes impliqués dans la sûreté nucléaire sont conformes à ceux des organismes similaires en Europe de l'Ouest. L'Autorité de sûreté est suffisamment indépendante des organismes de promotion et d'utilisation de l'énergie nucléaire. Le régime réglementaire et l'Autorité de sûreté ont tous deux fait l'objet d'améliorations au cours du processus d'autorisation de la centrale de Cernavoda.

18.  Néanmoins, des améliorations sont nécessaires pour atteindre un niveau comparable à celui en l'Europe de l'Ouest. Le gouvernement roumain devrait prendre en considération les recommandations suivantes :

· il faudrait procéder à un changement progressif du système réglementaire de manière que le contrôle et la qualification des constructeurs et fournisseurs soient des responsabilités incombant à l'exploitant et non à la CNCAN ;

· le financement alloué à la CNCAN devrait être tel qu'il lui permettre d'accomplir sa mission réglementaire efficacement. Il faudrait notamment améliorer les conditions de travail du personnel et lui accorder des salaires permettant de retenir des agents hautement qualifiés ;

· les procédures et les lignes de communication entre les organismes nationaux impliqués dans l'organisation de crise devraient être améliorées.

19.  Les recommandations suivantes s'adressent à la CNCAN :

· le programme de recrutement du personnel devrait être achevé dans un délai raisonnable et un programme adéquat de formation des nouvelles recrues devrait être établi ;

· l'actuelle révision de la pyramide réglementaire devrait être poursuivie et achevée ;

· pour remplir sa mission et assumer ses responsabilités dans le domaine de l'organisation de crise, la CNCAN devrait augmenter le nombre d'agents possédant des compétences dans ce domaine et créer un centre de crise ;

· un appui technique supplémentaire est nécessaire pour accroître les capacités d'évaluation indépendante de la CNCAN, notamment en vue des futures activités réglementaires pour la tranche 2 de Cernavoda.

Chapitre 2 : Sûreté de la centrale électronucléaire

Données et historique

1.  La construction de cinq tranches CANDU 600 a débuté à Cernavoda en 1980 et a été interrompue à divers stades d'avancement (par exemple 46 % pour la 1ère tranche) après la révolution de 1989. Il a ensuite été décidé de se concentrer sur la réalisation des deux premières tranches.

2.  En 1991, la compagnie roumaine d'électricité (RENEL) a signé un contrat avec un consortium occidental qui lui transférait la responsabilité d'achever la construction de la tranche 1, de la mettre en service et de gérer son exploitation initiale. L'industrie nationale a participé à la construction des systèmes classiques en application d'un programme de qualification supervisé par le consortium. La responsabilité de l'exploitation a été transférée du consortium occidental à RENEL en juin 1997 et celle de l'exploitation commerciale en juillet 1997 avec une autorisation d'exploitation provisoire de l'Autorité de sûreté.

3.  Les travaux relatifs à la tranche 2 ont été interrompues à 80 % d'achèvement pour la partie génie civil et à 5 % pour la partie mécanique. Néanmoins, le gouvernement roumain a décidé d'achever la construction de cette tranche et le montage financier correspondant est en cours de définition.

4.  Compte tenu de l'étroite implication du consortium occidental dans le projet de construction, Cernavoda n'a pas bénéficié des programmes d'aide industrielle de l'Union européenne. Par conséquent, l'Europe de l'Ouest ne connaît que partiellement les caractéristiques de sûreté de la centrale. Les opinions contenues dans la suite de ce rapport sont donc essentiellement fondées sur les informations fournies par l'Autorité de sûreté roumaine et par l'exploitant.

Caractéristiques techniques de base

5.  Le réacteur de Cernavoda utilise du combustible à l'uranium naturel et est refroidi et modéré par de l'eau lourde. Il est basé sur le concept CANDU 600 mis au point au Canada en 1979 et est semblable aux réacteurs en exploitation à Point Lepreau et Gentilly-2 au Canada.

6.  Dans un réacteur CANDU 600, le modérateur et le réfrigérant sont séparés par deux tubes concentriques, le tube de force et le tube de calandre. Les tubes de force contiennent les faisceaux de combustible et le réfrigérant circule dans ces tubes. Les tubes de calandre empêchent le contact entre le modérateur et le réfrigérant à haute température. Le gaz dans l'espace annulaire entre les tubes sert à détecter rapidement toute défaillance du tube. Le rechargement du combustible se fait réacteur en fonctionnement.

7.  Un inconvénient du concept de réacteur CANDU est que le coefficient de vide est positif. Néanmoins, cet effet est compensé en situation transitoire et accidentelle par deux systèmes d'arrêt indépendants et diversifiés. En revanche, un avantage de ce concept est que le système modérateur agit comme ultime source froide en cas de perte de réfrigérant et de défaillance du refroidissement de secours. Les tubes de force de la centrale de Cernavoda ont été fabriqués à partir d'un nouveau matériau (Zirconium-Niobium 2,5 %), à la suite d'une rupture de tube à Pickering 2. Le programme de surveillance de l'enveloppe sous pression s'appuie sur le Code ASME.

8.  Les systèmes élémentaires se décomposent en systèmes de conduite et systèmes particuliers de sûreté. Ces derniers sont constitués de deux systèmes d'arrêt (barres d'arrêt et poison liquide), d'un système de refroidissement de secours du c_ur, d'un système de confinement et des systèmes de support afférents. Ils sont répartis en deux groupes séparés tant du point de vue physique que fonctionnel.

9.  La conception des réacteurs CANDU prend en compte un ensemble d'événements hypothétiques concernant une défaillance unique/double. On entend par défaillance unique la défaillance de l'un des systèmes de conduite nécessaire au bon fonctionnement de la centrale. On entend par défaillance double l'association d'un événement de défaillance unique et d'un événement de défaillance simultanée ou de dégradation de l'un des systèmes particuliers de sûreté. Dans un événement de défaillance double majoré, on suppose des limites de rejet de produits de fission et non une température maximale de la gaine du combustible. Le dimensionnement de la centrale prend en compte des agressions externes telles que les séismes, les inondations, la chute d'engins et, pour le confinement, la chute d'un avion de référence. Une évaluation complémentaire est nécessaire pour confirmer les marges de calcul en cas de séisme et pour une protection adéquate contre l'incendie.

10.  L'enceinte de confinement entoure totalement le circuit primaire du réacteur. C'est une structure précontrainte équipée d'un système d'aspersion destiné à réduire tout pic de pression à la suite d'un accident. Le taux de fuite du confinement à la conception est de 0,5 % volume/jour, taux comparable à celui des réacteurs en exploitation en Europe de l'Ouest.

11.  Les caractéristiques de sûreté à la conception des réacteurs CANDU 600 n'ont pas beaucoup évolué au fil des années. Lorsque la construction de la tranche 1 a repris en 1991, des améliorations de conception ont été réalisées, comme par exemple celles apportées aux centrales de Wolsung (Corée du Sud), de Point Lepreau et de Gentilly-2 et qui résultent du retour d'expérience de ces centrales et des EPS. Les principales améliorations concernent une meilleure séparation entre les systèmes de contrôle et d'arrêt, des modifications de conception de la salle de commande, des dispositions pour prélever des échantillons dans l'enceinte de confinement après un accident de perte de réfrigérant, etc.

12.  L'approche classique de la sûreté des réacteurs de type CANDU s'appuie sur le principe de la défense en profondeur mais sa mise en _uvre présente quelques différences par rapport à ce qui se fait à la conception des centrales en exploitation dans les pays d'Europe de l'Ouest. Aucune évaluation indépendante et en profondeur de la sûreté de la centrale de Cernavoda n'a été effectuée par un organisme technique de sûreté d'Europe de l'Ouest.

Évaluation de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

13.  L'évaluation de base de la sûreté de la centrale fait l'objet d'un rapport de sûreté définitif dont la teneur est du niveau préconisé par le guide réglementaire américain 1.70 de la NRC et s'appuie sur des documents canadiens d'évaluation de sûreté. La base probabiliste de conception d'un réacteur de type CANDU standard provient d'une analyse de fiabilité effectuée au niveau des systèmes pour démontrer sa conformité avec les objectifs établis de fiabilité. Une EPS de niveau 1 a été effectuée par des organismes nationaux et a fait l'objet d'une évaluation de l'AIEA. Toutefois, il n'existe aucune EPS validée à ce jour. Sous réserve de ressources disponibles, la centrale de Cernavoda s'est engagée à développer et à valider l'EPS existante de niveau 1 pour optimiser les activités de la centrale liées à l'exploitation.

14.  Il n'existe aucun programme spécifique d'amélioration de la sûreté, bien qu'il y ait un programme continu de modifications de la centrale qui s'appuie sur le retour d'expérience en exploitation. Néanmoins, le programme des modifications pourrait souffrir de la situation financière critique de la centrale.

Sûreté en exploitation

Organisation, gestion et culture de sûreté de la centrale

15.  L'exploitant a établi un document sur la politique de sûreté nucléaire tant au niveau des services centraux que de la centrale. Il précise clairement que la priorité est donnée à la sûreté nucléaire et que l'objectif de l'exploitant est de promouvoir une culture de sûreté nucléaire au sein de la centrale de Cernavoda. Il définit également la stratégie en vue d'une exploitation efficace. La direction de Cernavoda indique annuellement à son personnel les objectifs stratégiques de la centrale.

16.  Cernavoda a accueilli une mission pré-OSART de l'AIEA en 1993 et une mission WANO en août 1997. La mission WANO a relevé des points positifs dans les processus de gestion mais elle a également estimé que certains secteurs devaient être améliorés comme par exemple la maintenance, le contrôle de la configuration, la formation et le retour d'expérience en exploitation. Des mesures ont été prises pour l'application de certaines recommandations, tandis que d'autres sont en cours de mise en _uvre ou prévues.

17.  A la suite du transfert de la responsabilité d'exploitation à l'exploitant roumain, l'appui technique sur site fourni par le consortium occidental a été sensiblement réduit. Les dirigeants actuels de la centrale ont donc été choisis parmi les experts qui avaient travaillé plusieurs années sur le projet de Cernavoda. Ces experts ont reçu une formation initiale au Canada, puis une formation sur site alors qu'ils travaillaient comme adjoints aux directeurs du consortium pendant les phases de construction et de mise en service. La direction de la centrale est consciente des efforts qui restent à fournir pour qu'une culture de sûreté adéquate existe à tous les niveaux du personnel.

18.  En 1997 au Canada, une Évaluation indépendante de l'exploitation globale (IIPA) a relevé des anomalies liées au comportement humain et à la gestion de certaines centrales de la société Ontario Hydro. A la demande de la CNCAN, un examen systématique des recommandations contenues dans cette évaluation a été effectué par l'exploitant pour vérifier si elles étaient applicables à Cernavoda. La revue de WANO mentionnée ci-dessus portait également sur certains aspects de la gestion. La mise en _uvre des recommandations applicables est prévue mais celle-ci va dépendre du budget disponible. Cependant l'exploitant et la CNCAN pensent que les principales critiques contenues dans cette évaluation, et qui ont conduit à l'arrêt temporaire de certaines tranches de Ontario Hydro, ont déjà été résolues ou ne s'appliquent pas à Cernavoda. Néanmoins, cela n'a pas pu être confirmé par des experts occidentaux.

19.  Un manuel d'assurance de la qualité propre à la centrale a été élaboré en 1993. Une version modifiée, basée sur les normes actuelles canadiennes, roumaines, AIEA et ISO, est actuellement en cours d'évaluation par la CNCAN.

Procédures d'exploitation et de maintenance

20.  Les documents d'exploitation de la centrale s'appuient sur la culture et l'approche canadiennes. Le document qui remplace les spécifications techniques d'exploitation s'intitule « principes & politiques en matière d'exploitation » (OP&P). Ce document canadien de référence fixe l'enveloppe à prévoir pour une exploitation sûre et inclut des points relatifs à l'organisation de la centrale. En conséquence d'un accord passé entre la CNCAN et l'exploitant, les OP&P actuellement utilisées pour Cernavoda sont plus détaillées que celles utilisées par des réacteurs canadiens similaires.

21.  L'Unité de développement des ressources humaines rend directement compte au directeur de la centrale. Une approche systématique de formation a été adoptée et des programmes de formation ont été élaborés tant sur des sujets d'ordre général que sur des sujets spécifiques. Il existe sur le site un centre de formation équipé d'un simulateur d'ensemble que l'on adapte actuellement aux spécificités de la centrale de Cernavoda.

22.  Compte tenu des difficultés économiques générales du pays, l'exploitant ne reçoit qu'une partie de la recette provenant de la vente d'électricité. Une part importante de cette recette est destinée au remboursement du crédit contracté pour la construction de la centrale et qui est à l'origine de ses difficultés financières.

Retour d'expérience et déclaration d'événements

23.  Une base de données relative aux événements survenus existe depuis le début de l'exploitation commerciale. La plupart de ces événements sont classés soit en dessous de l'échelle INES soit au niveau 0. Huit ont été classés au niveau 1. Ces événements ont conduit à un total de 5 arrêts intempestifs.

24.  Une nouvelle procédure, en cours de finalisation, permettra d'effectuer une analyse systématique des événements de fonctionnement avec la méthodologie ASSET, ainsi qu'une évaluation du retour d'expérience externe.

Organisation de crise

25.  Il existe un plan d'urgence interne approuvé par la CNCAN. Il prévoit la délimitation autour de la centrale d'un périmètre d'exclusion allant jusqu'à 1 km et d'un périmètre à accès contrôlé de 2 km. Pour améliorer les routes d'évacuation de Cernavoda, un pont est en construction sur le Danube mais les travaux sont actuellement à l'arrêt en raison de problèmes financiers. Des exercices périodiques de crise sont effectués dans la centrale.

26.  Il n'existe à ce jour aucun centre dédié de crise, ni sur le site, ni à l'extérieur de la centrale. Cette pratique est en contradiction avec celle en vigueur en Europe de l'Ouest.

Infrastructure de l'industrie nationale d'appui technique

27.  En Roumanie, le Centre de technologie et d'ingénierie pour les objets nucléaires fournit un appui technique en matière d'ingénierie nucléaire alors que l'Institut pour la recherche nucléaire s'occupe de la recherche. Ces deux organismes soutiennent le programme nucléaire national depuis le début des années 1970. Néanmoins, l'appui occidental et les prestataires de conseils canadiens sont toujours nécessaires, notamment pour les activités d'ingénierie impliquant un matériel important pour la sûreté.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

28.  Un projet de loi en cours d'examen ministériel fixe le niveau de contribution de chacune des catégories d'utilisateurs à un fonds de gestion des déchets radioactifs et du démantèlement. Il prévoit également la création d'une Agence de gestion des déchets radioactifs chargée de déterminer la stratégie et de coordonner les activités. Le combustible de la centrale de Cernavoda est actuellement entreposé dans la piscine de la centrale dont la capacité correspond à environ 9 ans de fonctionnement.

Conclusions

29.  La centrale de Cernavoda possède un réacteur de type CANDU 600 similaire aux réacteurs en exploitation à Point Lepreau et Gentilly-2 au Canada. Cette centrale a été conçue et construite sous la responsabilité d'un consortium occidental. L'approche classique de la sûreté des réacteurs CANDU s'appuie sur le principe de la défense en profondeur, comme pour les centrales en exploitation en Europe de l'Ouest, mais il subsiste quelques différences dans la façon de l'appliquer.

30.  Les organismes réglementaires occidentaux et leurs organismes techniques de sûreté n'ont qu'une expérience limitée de cette conception et n'ont aucune connaissance en profondeur de la centrale. Par conséquent, les opinions contenues dans ce rapport sont essentiellement fondées sur des informations fournies par l'Autorité roumaine de sûreté et par l'exploitant.

31.  Le directeur de la centrale et le personnel ont une compétence professionnelle solide et ont assimilé la culture et l'approche occidentales en matière de sûreté.

32.  Parmi les défis et les améliorations nécessaires à la centrale, il faut mentionner :

· il est nécessaire de réaliser une évaluation complémentaire pour confirmer les marges de sûreté prévues à la conception en matière d'événements sismiques et d'adéquation de la protection contre l'incendie. Une EPS validée (niveaux 1 & 2) devrait également être effectuée ;

· il faut préserver, au niveau de la direction de la centrale, l'actuel bon niveau de culture de sûreté et de qualification. La culture de sûreté devrait être étendue à tout le personnel et aux interfaces d'appui technique et de prestations nécessaires existant dans le pays ;

· il est important que la centrale de Cernavoda maintienne tous les contacts internationaux nécessaires et toutes ses coopérations. La direction de la centrale devrait mettre en _uvre toutes les recommandations formulées par WANO et celles contenues dans l'IIPA, et surveiller attentivement l'évolution des événements en matière de sûreté et de fonctionnement des réacteurs CANDU au Canada. Il faudrait notamment améliorer certains secteurs d'exploitation de la centrale, comme par exemple la gestion d'accidents, l'organisation de crise, l'activité de formation et le retour d'expérience ;

· l'infrastructure nationale pour l'appui technique et la recherche devraient être améliorées ;

· l'exploitant de Cernavoda est actuellement confronté à des problèmes financiers qui reflètent les difficultés économiques générales de la Roumanie. Il est clair que ces difficultés, si elles n'étaient pas surmontées, pourraient affecter sérieusement les activités nécessaires à la garantie et au maintien d'un niveau adéquat de sûreté en exploitation ;

· il est important que l'appui occidental (notamment d'experts canadiens) continue d'être disponible en cas de besoin.

Références

1. Phare EU Project for the Transfer of Western Regulatory Methodology and Practice to the Nuclear safety Authority of Romania - First Year Assistance (1997-98) - Final Report.

2. CNCAN Improvement Plan - Concert meeting - December 1997.

3. IAEA IRRT Mission Report - February 1998.

4. Cernavoda NPP Unit 1 Final Safety Analysis Report.

5. ANPA Expert Mission Report - November 1998.

RÉPUBLIQUE SLOVAQUE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  Une nouvelle loi atomique pour l'utilisation de l'énergie nucléaire à des fins pacifiques est entrée en vigueur le 1er juillet 1998. Elle stipule que l'ÚJD est l'Autorité réglementaire nucléaire chargée du contrôle des installations nucléaires, de la gestion des déchets radioactifs et du combustible usé, des matières nucléaires, de l'équipement et des matériels spécifiques, de la protection physique et de l'organisation de crise. En revanche, l'ÚJD n'a ni la responsabilité de la radioprotection, ni celle du transport des matières radioactives ou du combustible usé. La loi atomique stipule aussi que la responsabilité de la sûreté des installations incombe à l'exploitant.

2.  Comparé aux pratiques actuelles en Europe de l'Ouest, le cadre législatif nucléaire est suffisant.

Autorité de sûreté

3.  L'ÚJD rend compte au Premier ministre. A la suite des recommandations formulées par la mission exploratoire RAMG, l'effectif et le budget de l'ÚJD ont été augmentés de manière significative. Néanmoins, si l'on considère le programme nucléaire actuel de la Slovaquie, les ressources financières actuelles de l'ÚJD ne sont pas encore suffisantes. Cela peut notamment poser un problème dans le domaine des évaluations techniques où l'ÚJD a pendant plusieurs années bénéficié de programmes étrangers d'assistance. De plus, les salaires à l'ÚJD étant inférieurs à ceux du personnel de la centrale, ils ne permettent pas de retenir un personnel hautement qualifié.

4.  L'ÚJD a le pouvoir de délivrer et de retirer les autorisations. Elle peut également infliger des amendes à l'exploitant en cas de non-respect des conditions d'autorisation.

5.  De plus, l'ÚJD approuve les qualifications exigées pour certains membres du personnel des installations nucléaires, examine les propositions en matière de normes techniques et effectue des inspections pour s'assurer que la République Slovaque respecte les conventions et accords internationaux.

6.  D'une manière générale, on considère que l'ÚJD a un statut comparable à celui des organismes réglementaires des pays d'Europe de l'Ouest. Néanmoins, des améliorations s'avèrent nécessaires, notamment dans le domaine de l'assurance de la qualité interne.

Activités réglementaires

7.  Il reste du travail à faire pour la mise au point des réglementations résultant de la nouvelle loi atomique. Si l'on s'en tient au programme actuel, l'ÚJD devrait établir, avant la fin de l'an 2000, dix réglementations et un guide explicatif destiné aux exploitants.

8.  L'autorisation d'une installation nucléaire n'est pas délivrée par l'ÚJD mais par les autorités du district où se trouve l'installation. Néanmoins, une autorisation ne peut pas être délivrée sans l'accord de l'ÚJD.

9.  L'ÚJD a mis au point un programme d'inspection s'appuyant sur les recommandations des Autorités de sûreté nucléaires occidentales. D'autres améliorations dans la pratique des inspections devraient résulter du programme RAMG en cours.

10.  Grâce à un programme bilatéral d'assistance avec la Suisse, l'ÚJD a pu créer un groupe consultatif interne spécialisé dans le domaine de la sûreté nucléaire. Il faudrait que l'ÚJD dispose des moyens financiers suffisants pour que ce groupe soit en mesure de poursuivre ses activités.

11.  Le ministère de la santé est l'autorité en charge de la radioprotection. Certaines questions réglementaires ayant trait à la sûreté nucléaire ont des implications dans le domaine de la radioprotection et vice-versa. Il faudrait que les deux autorités instaurent une collaboration étroite pour harmoniser leurs réglementations respectives.

Organisation gouvernementale de crise

12.  L'ÚJD a mis au point une organisation de crise lui permettant de remplir sa mission en cas d'urgence. Il serait nécessaire de tester l'adéquation des dispositions régionales et nationales en matière d'organisation de crise par des exercices nationaux impliquant l'ensemble des organismes concernés.

Infrastructure nationale d'appui technique

13.  L'ÚJD passe des contrats avec l'Institut de recherche nucléaire (VUJE) pour les activités d'appui technique dont elle a besoin. L'indépendance des recommandations formulées par VUJE peut être mise en question car il effectue également des études pour l'exploitant.

Conclusions

14.  Il est recommandé que le Gouvernement slovaque examine les problèmes suivants :

· clarifier les relations entre l'ÚJD et l'autorité en charge de la radioprotection ;

· clarifier les relations entre les différents organismes gouvernementaux participant à l'organisation de crise et à sa planification ;

· augmenter le budget de l'ÚJD pour lui assurer une totale indépendance dans la réalisation de ses évaluations techniques ;

· augmenter les salaires au sein de l'ÚJD pour permettre de retenir du personnel qualifié.

15.  L'ÚJD devrait :

· consacrer prioritairement les ressources nécessaires pour achever le développement des réglementations résultant de la loi atomique et des guides correspondants ;

· augmenter le recours à des évaluations indépendantes de sûreté.

16. La première tranche de la centrale de Mochovce a démarré récemment et un certain nombre de modifications sont nécessaires pour que son niveau soit comparable à celui des centrales occidentales équipées de réacteurs de la même époque. L'ÚJD devra continuer de démontrer son indépendance et sa crédibilité en exigeant que ces modifications soient effectuées en temps voulu et de manière satisfaisante par le titulaire de l'autorisation.

Chapitre 2 : Sûreté des centrales électronucléaires

Données

1.  Sur ses deux sites nucléaires de Bohunice et Mochovce, la République Slovaque possède les centrales suivantes :

Site / Centrale / Tranche

Type de
réacteur

Début de
construction

Premier couplage au réseau

Fin de vie

         

Bohunice A1

KS 150

Réacteur prototype
refroidi au gaz

1958

1972

Arrêt définitif en 1977

Bohunice V1 Tranche 1

    Tranche 2

Bohunice V2 Tranche 3

    Tranche 4

VVER 440/230

VVER 440/230

VVER 440/213

VVER 440/213

1974

1974

1976

1976

1978

1980

1984

1985

2008

2010

2014

2015

Mochovce Tranche 1

    Tranche 2

VVER 440/213

VVER 440/213

1983

1983

1998

1999 ?

2028

2029 ?

2.  A Mochovce, la construction de deux tranches supplémentaires de même type a été suspendue (achèvement à 40-50 %) et à ce jour aucune reprise des travaux n'est prévue.

3.  Nota : les informations présentées dans ce chapitre sur la sûreté de la centrale de Bohunice sont essentiellement fournies par des organismes slovaques (exploitant et Autorité de sûreté). Il n'existe aucune évaluation indépendante réalisée par un organisme d'Europe de l'Ouest.

(i) Centrale de Bohunice V1, tranches 1 et 2

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

4.  Les deux premières tranches de Bohunice sont du type VVER 440/V230. Les caractéristiques génériques de sûreté et les problèmes de sûreté concernant les réacteurs de ce type sont présentés en annexe 2. Ces tranches ont fait l'objet d'améliorations continuelles depuis leur mise en service. A ce jour, plus de 1000 modifications ont été effectuées et ce processus se poursuit.

5.  A partir d'une évaluation de sûreté réalisée en 1990-91, la Commission tchécoslovaque de l'énergie atomique a établi une liste de mesures urgentes d'amélioration en matière de sûreté. Durant la même période, un rapport de sûreté pour une importante « reconstruction progressive » a été établi pour les tranches 1 et 2. L'objectif de ces deux programmes était :

· de déterminer l'état de la cuve du réacteur ;

· d'améliorer le comportement du système de confinement ;

· de tester la capacité de la centrale à faire face à des accidents par perte de réfrigérant plus importants que ceux prévus par le dimensionnement, sur la base d'une analyse conservative ;

· de démontrer la capacité de la centrale à faire face à une rupture complète de tuyauterie de refroidissement du circuit primaire (accident hors dimensionnement) en utilisant une analyse de type « best estimate » ;

· d'améliorer le comportement de la centrale en cas d'agressions internes ou externes ;

· d'améliorer la fiabilité des systèmes et des composants ;

· d'améliorer l'organisation et la sûreté en exploitation.

6.  Le programme d'amélioration à long terme devrait être achevé fin 1999. Le niveau de sûreté de ces réacteurs aura été considérablement augmenté par rapport aux VVER 440/230 standards. Toutefois, il subsistera des points faibles comme indiqué ci-dessous.

Cuve du réacteur et circuit primaire sous pression

7.  L'état des cuves du réacteur et leur programme de surveillance semblent adéquats. Les deux cuves ont été recuites en 1993 et les mesures de concentration en impuretés dans les soudures indiquent qu'aucun nouveau recuit ne sera nécessaire jusqu'à la fin de la durée de vie estimée pour ces tranches. Bohunice V1 a pris des mesures pour réduire la probabilité d'une grande brèche dans le circuit primaire. Le risque de fuite importante du primaire vers le secondaire, imputable au soulèvement du couvercle du collecteur de générateur de vapeur, a été réduit du fait de l'utilisation d'une nouvelle technologie d'étanchéité et d'une inspection en service spécifique. D'autres améliorations (par exemple, l'adaptation d'une nouvelle tête de collecteur) pourraient être apportées prochainement. On estime que l'intégrité du circuit primaire sous pression est assurée de manière adéquate.

Accidents hors dimensionnement et accidents graves

8.  Des mesures préventives limitées ont déjà été prises et des actions préventives et correctives sont prévues lorsque sera achevé le processus en cours de modernisation de la centrale. En conséquence, la situation s'est améliorée en ce qui concerne les accidents hors dimensionnement et les accidents graves, mais d'autres mesures sont encore nécessaires.

Systèmes de sûreté

9.  Les défauts d'origine en matière de capacité et de séparation des systèmes de sûreté ont été partiellement corrigés et il est prévu de remédier rapidement aux autres. Selon l'ÚJD, la qualification des équipements importants pour la sûreté ne pose pas de problèmes. Compte tenu de leur importance, ces points doivent être examinés.

Confinement

10.  Par rapport à la conception d'origine, on constate une amélioration due à l'installation de condenseurs à jet. La centrale peut à présent résister à des accidents de perte de réfrigérant primaire plus importants qu'à la conception. L'étanchéité a été améliorée. Néanmoins, le taux de fuite reste élevé en conditions accidentelles et le confinement risque de ne pas réduire les conséquences d'accidents de perte de réfrigérant primaire plus importants ou d'accidents graves, conformément aux pratiques occidentales pour des centrales de la même époque.

Sûreté en exploitation

Procédures et aspects organisationnels

11.  La bonne situation économique de l'exploitant lui a permis de réaliser le programme de modernisation de la centrale V1, en plus des activités de maintenance et d'autres actions de modernisation nécessaires. Pour disposer d'une maintenance efficace, il a créé un service de maintenance avec ateliers, laboratoires, équipement et outillage. Des maquettes sont également disponibles pour la formation sur le terrain.

12.  D'une manière générale, la qualification du personnel de la centrale semble satisfaisante. Un système complet de formation a été mis en place et un simulateur d'ensemble est utilisé. De nombreux échanges avec des partenaires occidentaux sont actuellement effectués par le biais de programmes bilatéraux ou multilatéraux de coopération.

13.  Les spécifications techniques d'exploitation ont été améliorées et s'appuient sur une approche occidentale typique. Il est prévu que les procédures d'urgence, après avoir été revues, soient mises en _uvre au terme du processus de modernisation. Des améliorations ont été également apportées aux procédures d'exploitation en situation normale.

14.  Les aspects organisationnels et les procédures employées à la centrale V1 sont satisfaisants si on les compare aux pratiques en vigueur en Europe de l'Ouest.

Culture et gestion de sûreté, assurance de la qualité

15.  Deux comités de sûreté ont été créés, l'un au niveau de la centrale, l'autre au niveau de l'entreprise. De nombreux contacts avec des experts occidentaux ont contribué à la promotion de la culture de sûreté. Un système d'assurance de la qualité couvrant les principales opérations, y compris les activités d'amélioration de V1, a été mis en place.

Analyse du retour d'expérience

16.  Des recherches systématiques d'événements relatifs à la centrale et au retour d'expérience ont été effectuées par un service spécifique de la centrale. D'autres recherches sont faites au niveau national, de manière indépendante, par l'institut VUJE et, dans certains cas, par l'ÚJD.

Organisation de crise

17.  L'organisation de crise est régulièrement mise à jour et des exercices sont effectués périodiquement (à un rythme trimestriel et annuel suivant le type d'exercice). Le niveau atteint est satisfaisant.

Infrastructures nationales de l'industrie

18.  Le seul organisme commercial slovaque impliqué à la centrale est l'Institut de recherche sur les équipements de puissance (VUEZ). Cet institut participe à des tests sur l'étanchéité du confinement, les systèmes de condensation, la conception des systèmes de sûreté, le filtrage et la ventilation. L'Institut VUJE apporte également son appui technique à la centrale.

Évaluation de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Évaluation de sûreté

19.  Un rapport de sûreté a été établi pour la centrale V1 avant le lancement du programme d'amélioration à long terme. Au terme de ce programme, un rapport de sûreté complet, dont le contenu est similaire à celui des centrales occidentales, sera présenté en 1999 à l'ÚJD.

20.  Faute d'informations, le niveau de sûreté existant et prévu des tranches de Bohunice V1 ne peut faire l'objet d'une évaluation complète.

21.  Des évaluations probabilistes de sûreté ont été effectuées avant et après le programme d'améliorations urgentes de la sûreté et seront répétées à la fin du programme d'amélioration à long terme. Selon la centrale, après modernisation complète, la probabilité d'un accident de fusion du c_ur sera réduite d'un facteur de 30 et atteindra une valeur proche des standards occidentaux.

Programme d'amélioration de la sûreté

22.  Le programme d'amélioration à long terme devrait être achevé d'ici fin 1999. Par la suite, d'autres modifications seront effectuées sur la base d'une analyse au cas par cas.

(ii) Centrale de Bohunice V2, tranches 3-4

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

23.  Les tranches 3 et 4 de Bohunice sont des réacteurs VVER 440/213 classiques. Leurs caractéristiques génériques de sûreté sont présentées en annexe 2. Depuis 1990, des améliorations significatives ont été réalisées comme par exemple l'installation de systèmes de diagnostic en exploitation, la rénovation de systèmes du contrôle commande, l'amélioration de systèmes électriques, l'amélioration de la protection contre le séisme et l'incendie. Des améliorations ont également été apportées au niveau de la sûreté en exploitation comme par exemple l'introduction de procédures accidentelles basées sur l'approche par état.

Cuve du réacteur, circuit primaire sous pression

24. L'état actuel des cuves du réacteur et leur programme de surveillance semblent adéquats. Aucun recuit ne sera nécessaire jusqu'à la fin de vie estimée des centrales. En ce qui concerne la fuite du primaire vers le secondaire à travers la tête de collecteur du générateur de vapeur, les mêmes mesures que pour les tranches de Bohunice V1 ont été prises ou sont prévues. En outre, un système de surveillance des fuites du circuit primaire dans les générateurs de vapeur, par mesure de l'activité en l'azote 16 dans la vapeur, a été installé. On peut donc considérer que l'intégrité du circuit primaire est correctement assurée.

Accidents hors dimensionnement et accidents graves

25.  Un projet d'assistance Phare s'est intéressé aux accidents hors dimensionnement dans les tranches V2. Certaines mesures préventives ont été examinées et des mesures correctives sont en cours de réalisation. Néanmoins, il reste encore du travail à faire dans ce secteur.

Systèmes de sûreté

26.  En termes de capacité et de redondance, les systèmes de sûreté sont du niveau des systèmes occidentaux. Néanmoins, des améliorations s'avèrent nécessaires et il est prévu de les réaliser dans un délai de 2 à 3 ans. Une fois les modifications achevées, la situation sera satisfaisante.

Confinement

27.  La capacité du système de condenseur à barbotage à assurer le confinement effectif des produits de fission radioactifs dans un accident de dimensionnement doit encore être démontrée. Les valeurs d'étanchéité aux fuites obtenues sur les tranches V2 sont typiques de ces réacteurs. Pour être du même niveau qu'en Occident, il faudrait réduire les taux de fuite correspondants et étudier leur incidence sur les rejets radiologiques en cas d'accident important de perte de réfrigérant primaire ou d'accident grave (voir paragraphe 29 ci-dessous).

Sûreté en exploitation

28.  Les informations et les conclusions présentées ci-dessus pour les tranches V1 s'appliquent également aux tranches V2. D'une manière générale, les améliorations de sûreté en exploitation sont plus avancées sur les tranches V2.

Évaluations de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Évaluation de sûreté

29.  Un rapport de sûreté après 10 ans de fonctionnement a été transmis en 1994 à l'ÚJD et, à la suite de ses commentaires, une nouvelle version a été éditée en 1997. La teneur de ce rapport est conforme à ce qu'on attend généralement en Europe de l'Ouest d'un examen périodique de sûreté. Dans le rapport, le chapitre qui est consacré à l'analyse d'accidents a été examiné par l'AIEA. En outre, une EPS a été réalisée pour la centrale.

30.  Faute d'informations, le niveau de sûreté existant et prévu des tranches V2 de Bohunice ne peut faire l'objet d'une évaluation complète.

Programme d'amélioration de la sûreté

31.  Un vaste programme de modernisation devrait être réalisé entre 1999 et 2006, les améliorations concernant la sûreté devant être achevées au plus tard en 2002.

(iii) Centrale de Mochovce

32.  Les informations contenues dans ce rapport s'appuient sur des résultats préalables à l'évaluation de sûreté indépendante qui est en cours de réalisation par un consortium d'organismes techniques de sûreté d'Europe de l'Ouest.

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

33.  Les réacteurs de Mochovce sont les derniers du type VVER 440/213 à avoir été construits (voir annexe 2). Par rapport à ceux qui les ont précédés, plusieurs modifications y ont été intégrées à la conception. Les plus importantes concernent l'utilisation d'un équipement de meilleure qualité (par exemple un système de contrôle de type occidental, un nouveau type de soupapes de sûreté pour le pressuriseur, un système amélioré de contrôle d'eau alimentaire, l'utilisation d'une nouvelle technologie statique pour le système de protection du réacteur, etc.). Les systèmes utilisés en situation accidentelle ont également été améliorés (nouvelle conception du système de décharge de vapeur, système d'eau alimentaire de secours situé à l'extérieur de la salle des machines, système amélioré d'eau en cas d'incendie, mise en _uvre des exigences sismiques, système d'éventage du circuit primaire, etc.).

34.  Cependant, certains points faibles liés à la conception demeuraient et un programme d'amélioration de la sûreté nucléaire a été élaboré en 1995 pour la centrale de Mochovce. Ce programme a ensuite été révisé par des organismes techniques de sûreté indépendants d'Europe de l'Ouest.

35.  Par rapport aux VVER 440/213 standards, le niveau de sûreté de la centrale de Mochovce a été amélioré de manière significative. Les autres problèmes de sûreté seront résolus dans les prochaines années.

Cuve du réacteur, circuit primaire sous pression

36.  L'état des cuves du réacteur et leur programme de surveillance semblent adéquats. Outre les mesures prises pour les générateurs de vapeur de V1 et V2, les têtes de collecteur ont été remplacées de manière à réduire l'importance des fuites éventuelles. L'intégrité du circuit primaire est donc aussi bien assurée qu'en Occident.

Accidents hors dimensionnement et accidents graves

37.  L'exploitant envisage d'analyser prochainement les accidents hors dimensionnement et les accidents graves et d'apporter le cas échéant des améliorations à la centrale. Bien que la situation ne soit pas aujourd'hui satisfaisante, elle devrait être comparable à celle existant en Europe de l'Ouest lorsque ces améliorations auront été effectuées.

Systèmes de sûreté

38.  En termes de capacité, de redondance et de séparation, la situation est comparable à celle existant en Europe de l'Ouest. Toutefois, la qualification des matériels aux situations accidentelles n'est pas encore terminée.

Confinement

39.  Le taux de fuite de Mochovce en cas d'un accident de perte de réfrigérant primaire important (environ 2 % par jour) est du niveau exigé en Occident. Il faut cependant démontrer l'efficacité présumée du condenseur à barbotage.

Sûreté en exploitation

40.  Les informations et les conclusions présentées ci-dessus pour les centrales V1 et V2 s'appliquent à Mochovce.

Évaluations de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Évaluations de sûreté

41.  Un rapport de sûreté a été réalisé avant le démarrage de la tranche 1. Sa teneur est conforme à celle des rapports de sûreté réalisés en Europe de l'Ouest. Un examen indépendant effectué par des organismes techniques de sûreté d'Europe de l'Ouest est en cours. De plus, une étude probabiliste de sûreté sera achevée dans les prochains mois. Une évaluation indépendante, effectuée par les organismes techniques de sûreté d'Europe de l'Ouest, est également prévue.

Programme d'amélioration de la sûreté

42.  Un programme approuvé d'amélioration de la sûreté est en cours de réalisation.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

43.  Jusqu'en 1986, le combustible usé était expédié en Russie pour retraitement et stockage définitif. Depuis 1987, le combustible usé des centrales V1 et V2 de Bohunice est entreposé dans une installation provisoire qui est à présent pleine. Une extension est en cours de réalisation et elle permettra de stocker le combustible usé des centrales V1 et V2 jusqu'au terme de leur durée de vie présumée. Sur le site de Mochovce, ce problème ne se pose pas encore (il reste environ 6 ans avant que la piscine d'entreposage du combustible usé ne soit pleine). L'exploitant peut résoudre ce problème en utilisant une installation de stockage à sec, même si aucune décision n'a encore été prise.

44.  Tous les déchets des centrales sont actuellement traités sur le site de Bohunice. D'autres installations de traitement des déchets sont prévues. Un stockage définitif de surface sur le site de Mochovce fait l'objet d'une demande d'autorisation.

Conclusions

(i) Bohunice V1

45.  Les conclusions qui peuvent être tirées pour Bohunice V1 (tranches 1 et 2) sont les suivantes :

· par rapport à la conception d'origine, la sûreté de Bohunice V1 a été considérablement améliorée mais d'autres améliorations doivent être réalisées. La plupart des défauts importants de la centrale devraient pouvoir être corrigés. Néanmoins, il subsiste quelques questions de sûreté, comme par exemple l'adéquation du confinement qui reste un problème majeur ;

· les pratiques en matière d'exploitation sont conformes à celles appliquées en Europe de l'Ouest ;

· faute d'informations, le niveau de sûreté actuel et prévu de Bohunice V1 ne peut faire l'objet d'une évaluation complète.

(ii) Bohunice V2

46.  D'une manière générale, la sûreté des tranches V2 semble satisfaisante bien que certains problèmes liés à la sûreté soient encore à régler. Lorsque les améliorations de sûreté auront été effectuées (dans environ 3 ans), le niveau de sûreté de ces centrales serait probablement comparable à celui des centrales construites à la même époque en Europe de l'Ouest, bien que, faute d'informations, le niveau de sûreté actuel et prévu des tranches V2 de Bohunice ne puisse faire l'objet d'une évaluation complète.

(iii) Mochovce

47.  Après avoir effectué les améliorations prévues (dans environ 2 ans), la sûreté des tranches de Mochovce sera comparable à celle des centrales occidentales de la même période.

Références

1. Safety improvement programme NPP Bohunice 1. GRS seminar - Berlin Nov 98.

2. Senior regulators meeting - IAEA - Sept 98 - S. Rohar, ÚJD.

3. IPSN visit report to ÚJD - 2.99 - J.L. Milhem IPSN.

4. V1 and V2 approach for achieving high level safety - IAEA / Illinois meeting - Sept 97, M. Lipar, ÚJD.

5. ÚJD - Annual report 1997.

6. Status of BDBA V1, V2, Mochovce - 2/99 - Duchac, ÚJD.

7. Riskaudit report n° 16 - Évaluation of Safety Improvements Mochovce NPP - Final report 12/94.

SLOVÉNIE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  La Slovénie est devenue un État souverain indépendant en 1991. L'adoption de toutes les lois en vigueur dans l'ancienne fédération de Yougoslavie a permis d'assurer la continuité du système législatif.

2.  La principale loi nucléaire, la loi fédérale de 1984 sur la radioprotection et l'utilisation sûre de l'énergie nucléaire, est actuellement en cours de révision. Plusieurs problèmes ont été relevés et la nouvelle loi devrait y remédier. En premier lieu, la responsabilité de la sûreté devrait clairement incomber au titulaire de l'autorisation ou à l'exploitant. De plus, il semble qu'il y ait actuellement une superposition des responsabilités des autorités dans le domaine des transports et de la protection physique. En second lieu, il convient de résoudre les problèmes liés à la notification rapide et à l'information du public. Il est également à noter que le système actuel permettant à l'exploitant de faire appel devant le ministre des décisions à la fois administratives et techniques de l'Autorité de sûreté peut constituer contraindre cette dernière et limiter son indépendance.

3.  Il est important de mentionner que la centrale de Kr_ko appartient à parts égales à deux exploitants, l'un slovène et l'autre croate. La Croatie n'étant pas partie au processus de l'Agenda 2000 de l'Union européenne, la responsabilité de la sûreté nucléaire incombe à la Slovénie mais le partage de propriété de la centrale peut avoir une incidence sur la situation financière de celle-ci et par conséquent avoir un impact sur la sûreté.

Autorité de sûreté

4.  L'Autorité slovène de la sûreté nucléaire (SNSA) a été créée fin 1987 en tant qu'organisme indépendant, fonctionnant de manière autonome et chargé de toutes les questions liées à la sûreté nucléaire. La SNSA rendait compte directement au gouvernement et au Parlement jusqu'à une modification législative en 1991, date depuis laquelle elle relève du ministère de l'environnement et de la planification physique. Son directeur est nommé et révoqué par le gouvernement et il est le représentant légal de l'Autorité de sûreté.

5.  D'autres organismes gouvernementaux, dont le plus important est le ministère de la santé, ont des responsabilités en matière de sûreté nucléaire. Le service d'inspection de la santé effectue des inspections hors des installations nucléaires pour s'assurer que les consignes de sûreté sont respectées en matière d'utilisation, de transport et de stockage de sources et de substances radioactives. Le service d'inspection de la santé joue également un rôle actif dans l'organisation de crise en cas d'accident nucléaire ou radiologique.

6.  L'effectif de la SNSA est passé de 5 personnes en 1988 à 33 à ce jour. L'effectif autorisé étant de 48 personnes, 15 postes sont actuellement vacants. La SNSA dispose d'un programme actif de formation destiné à améliorer les compétences du personnel.

7.  Les responsabilités réglementaires de la SNSA sont entièrement conformes à la pratique en vigueur en Europe de l'Ouest, même si des efforts restent à faire pour établir un système adéquat d'assurance de la qualité interne.

8.  La SNSA n'a pas de budget propre indépendant de celui de son ministère de tutelle. Elle dispose de quelques revenus supplémentaires résultant des droits qui lui sont versés pour certaines de ses activités mais ceci n'est pas suffisant pour lui procurer une indépendance financière. A la suite des recommandations formulées par la mission exploratoire RAMG, les salaires des inspecteurs de la SNSA ont été amenés au niveau de ceux du personnel de l'exploitant, mais ceci ne s'applique pas aux autres membres de la SNSA. C'est pourquoi certains d'entre eux, notamment de jeunes ingénieurs, sont partis à l'issue de leur formation initiale. Il conviendrait donc d'accroître le budget de la SNSA et d'améliorer sa situation financière.

Activités réglementaires

9.  La SNSA a un pouvoir de proposition en matière législative et est chargé de préparer les nouvelles lois et réglementations. Elle procède actuellement à la révision de la loi fédérale de 1984 sur la radioprotection et l'utilisation sûre de l'énergie nucléaire. Elle est également responsable de l'octroi et de la modification des autorisations des installations nucléaires ainsi que de leur inspection.

10.  Certaines interfaces entre les différents services d'inspection slovènes ne sont pas clairement définies, notamment en ce qui concerne l'Inspection sanitaire, la protection contre l'incendie, l'organisation de crise et la protection physique.

11.  Compte tenu de ses ressources internes limitées, la SNSA doit s'appuyer sur des évaluations techniques indépendantes externes pour accorder une autorisation de modifications d'une installation. Selon la réglementation actuelle, le demandeur d'une autorisation doit présenter une évaluation de sûreté indépendante qui fera partie intégrante de sa demande d'autorisation. Si la SNSA l'utilise comme l'un des documents essentiels pour prendre ses décisions réglementaires, il serait préférable alors, pour s'assurer qu'il s'agit bien d'une évaluation indépendante, que ce soit la SNSA et non le demandeur de l'autorisation qui en assure le contrôle et la gestion. De plus, il n'y a pas d'exigence formelle pour des examens périodiques de sûreté à la centrale de Kr_ko, lacune qu'il conviendrait de combler lors de la révision de la législation.

Organisation gouvernementale de crise

12.  Selon la législation actuelle, deux autorités réglementent et supervisent l'organisation de crise : l'Autorité pour la protection civile et l'aide humanitaire qui s'occupe de la protection du public hors site et la SNSA en charge des problèmes sur site.

13.  En cas de situation d'urgence, la SNSA intervient en tant qu'organisation gouvernementale indépendante d'expertise, donnant des avis aux services centraux de la protection civile nationale et à la centrale, et elle est également chargée de la coordination avec les pays voisins et avec l'AIEA. La centrale de Kr_ko est située à la frontière avec la Croatie et deux accords bilatéraux assurent une coordination et une coopération adéquates entre les autorités des deux pays. Néanmoins, il semble qu'il puisse y avoir des problèmes d'interface avec les autorités croates.

Infrastructure nationale d'appui technique

14.  En l'absence d'un organisme technique d'appui unique, plusieurs d'entre eux interviennent selon les questions à traiter. Le principal organisme technique national de sûreté est l'Institut Jozef Stefan (JSI) qui est également l'appui technique de l'exploitant. Les relations entre le JSI, la SNSA et l'exploitant devraient être clarifiées pour s'assurer qu'il n'existe pas de conflits d'intérêts.

Conclusions

15.  Depuis sa création en 1987, la SNSA a évolué et mûri en tant qu'Autorité de sûreté, établissant une nette séparation entre les aspects réglementaires et promotionnels de l'énergie nucléaire. D'une manière générale, elle agit en conformité avec la pratique et les méthodologies occidentales en vigueur. Il conviendrait cependant d'améliorer ou de clarifier certains points.

16.  La responsabilité pour résoudre les problèmes suivants incombe essentiellement au Gouvernement de la République de Slovénie :

· une attention particulière devrait être portée à l'interface avec les autorités croates en ce qui concerne les accords en cas de situation d'urgence ;

· la législation existante sur la sûreté nucléaire et la radioprotection n'est pas conforme aux pratiques en vigueur en Europe de l'Ouest. Le retard pris par la SNSA dans la révision de la législation existante doit être rattrapé au plus tôt ;

· le système actuel qui permet à l'exploitant de faire appel devant le ministre pour contester les décisions administratives et techniques de la SNSA peut contraindre cette dernière et limiter son indépendance ;

· compte tenu d'un niveau de salaires assez modeste au sein de la SNSA, elle éprouve des difficultés à garder son personnel technique. Une augmentation des salaires et une amélioration de sa stabilité financière contribueraient à retenir le personnel, à accroître la capacité d'évaluation et à permettre une autorisation plus rapide des améliorations de la sûreté ;

· l'utilisation de l'Institut Jozef Stefan comme contractant tant de l'Autorité de sûreté que de l'exploitant peut conduire à un conflit d'intérêts ;

· il faudrait que le rôle de la SNSA en situation de crise et ses interfaces avec d'autres organismes nationaux soient plus clairement définis. Les interfaces entre les inspecteurs de la SNSA et des autres organismes d'inspection devraient être clarifiées pour éviter qu'il y ait des domaines non couverts et d'autres avec une superposition de responsabilités.

Chapitre 2 - Sûreté de la centrale électronucléaire

Données

1.  La Slovénie a une centrale située à Kr_ko dont la propriété est partagée avec la Croatie.

Centrale

Type de réacteur

Puissance électrique (MW)

brute nette

Début de construction

Premier couplage au réseau

Fin de vie

Kr_ko

REP 2 boucles (Westinghouse)

664

632

1974

1981

2023 (?)

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

2.  La conception de la centrale de Kr_ko est similaire à celle des REP Westinghouse du même type en exploitation aux USA, en Corée et au Brésil. La centrale d'Angra 1, au Brésil, a servi de référence pour Kr_ko.

3.  Le circuit primaire comprend deux boucles parallèles connectées à la cuve du réacteur. Chaque boucle comporte une pompe centrifuge verticale à un étage et un générateur de vapeur vertical à tubes en U.

État du circuit primaire

4.  L'état de la cuve du réacteur semble être en conformité avec les spécifications d'origine. La surveillance de la cuve du réacteur semble être effectuée de façon satisfaisante et aucun problème d'exploitation n'a été détecté. Aucun problème de fragilisation de la cuve n'est actuellement à redouter.

État et capacités des systèmes de sûreté

5.  D'une manière générale, les systèmes de sûreté sont basés sur deux trains redondants. Le refroidissement de secours du c_ur est assuré par un système d'injection de sécurité à basse pression et par deux accumulateurs sous pression. En cas d'accident par perte de réfrigérant primaire, la recirculation de l'injection de sécurité venant du puisard de l'enceinte est activée. En ce qui concerne le circuit secondaire, l'alimentation de secours des générateurs de vapeur est constituée de deux boucles redondantes séparées avec des pompes à commande vapeur et électrique.

6.  Le refroidissement de l'enceinte est assuré par les échangeurs de chaleur du système d'injection à basse pression pendant la recirculation dans le puisard, ainsi que par l'intermédiaire des ventilateurs du confinement. Les circuits de réfrigération intermédiaire et d'eau brute secourue sont chacun constitués de deux boucles redondantes.

7.  Le système de protection du réacteur est basé sur une logique à semi-conducteurs en deux trains redondants. Le condenseur principal de la centrale est refroidi par l'eau de la rivière à proximité. La conception sismique de Kr_ko est basée sur une valeur d'accélération maximale de 0,3 g et sur le spectre de réponse de calcul recommandé par un guide réglementaire américain.

État et capacité du confinement

8.  Le circuit primaire et le réacteur, y compris les générateurs de vapeur, sont situés à l'intérieur d'un confinement double constitué d'une coque cylindrique en acier avec un dôme hémisphérique, un espace annulaire et un bâtiment en béton armé. L'étanchéité est comparable à celle des centrales en exploitation dans les pays d'Europe de l'Ouest. Des projets de procédures d'exploitation et de recommandations pour préserver l'intégrité de l'enceinte en cas d'accident grave ont été établis et sont en cours d'examen.

Évaluations de sûreté et améliorations envisagées

Évaluations de sûreté et documents associés

9.  Les autorisations réglementaires de Kr_ko ont été basées sur un rapport préliminaire et un rapport définitif de sûreté selon la pratique aux États-Unis. L'autorisation a été délivrée en 1984 sans aucune limite explicite de durée. Il existe cependant une limite implicite qui est celle de la durée de vie présumée indiquée dans le rapport définitif de sûreté, à savoir 35 ans à pleine puissance.

10.  Une EPS de niveaux 1 et 2 a été effectuée. Les événements qui contribuent le plus à la fréquence d'endommagement du c_ur sont les événements internes (23 %), les événements sismiques (25 %) et les incendies internes (42 %). Une EPS pour les conditions d'arrêt a également été effectuée ; elle souligne la nécessité d'apporter des améliorations aux opérations à l'arrêt.

11.  Depuis le début de la mise en service, de nombreuses exigences et recommandations liées à la sûreté nucléaire ont été formulées par la SNSA et par d'autres organismes réglementaires slovènes, ainsi que lors de missions de l'AIEA et de WANO, et par la Commission Internationale ICSA (1992-1993). La plupart d'entre elles ont été résolues ou sont en cours de mise en _uvre. Environ 98 % des exigences de sûreté identifiées à la suite de l'accident de Three Mile Island ont été appliquées.

12.  Des améliorations en matière de sûreté ont été apportées dans de nombreux domaines tels que la sismologie, les événements externes, les systèmes de sûreté, les analyses d'accidents, le contrôle commande, le confinement, la protection contre l'incendie, les modifications de la centrale, l'organisation de crise, la gestion du combustible usé et des déchets radioactifs.

13.  La qualification au séisme et à l'environnement des composants importants pour la sûreté fait actuellement l'objet d'un examen. Dans le cadre d'un projet Phare, une étude de la sismicité du site est en cours et il est prévu d'établir un réseau de surveillance sismique autour de Kr_ko.

14.  Kr_ko fait donc l'objet d'un processus continu d'examens et d'évaluations de sûreté. Quelles que soient les modifications apportées à la centrale, l'Autorité de sûreté, la SNSA, exige que l'exploitant démontre qu'il continue de se conformer aux critères réglementaires américains applicables.

Programme d'améliorations futures de la sûreté

15.  Les autres améliorations envisagées concernent l'instrumentation de contrôle du refroidissement du c_ur, la mesure de niveau dans la cuve du réacteur, un programme de qualification à l'environnement, le remplacement de vannes motorisées, l'analyse des risques d'incendie, le remplacement des batteries de sûreté, etc. Il est également prévu de remplacer les deux générateurs de vapeur avant l'an 2000.

16.  Il convient de noter que la stabilité financière de la centrale de Kr_ko n'est pas aidée par le différend de longue date avec la Croatie sur la propriété de la centrale. Néanmoins, le gouvernement slovène a récemment garanti qu'il financerait l'actuel programme de modernisation, y compris le remplacement des générateurs de vapeur et le simulateur d'ensemble.

Sûreté en exploitation

Organisation et assurance de la qualité

17.  L'exploitant a créé un Comité de sûreté à Kr_ko, placé sous la responsabilité du directeur général. Le directeur de la division technique du site est responsable de l'exploitation et de la sûreté de la centrale ; il a le pouvoir et le devoir d'imposer toute mesure visant à assurer la sûreté de la centrale.

18.  Le programme d'assurance de la qualité à Kr_ko est appliqué selon les critères américains (10CFR50, annexe B) et d'autres normes internationales.

19. A cause de la petite taille de l'exploitant et de la disponibilité limitée en appui technique national, il est important que la centrale garde des contacts étroits avec des organismes internationaux (vendeurs, concepteurs, exploitants, etc.) pour continuer de maîtriser les règles de l'art et s'informer sur les améliorations d'ordre général dans le domaine de la sûreté nucléaire et radiologique.

Spécifications techniques

20.  Les conditions et limites de fonctionnement de la centrale sont prévues par les spécifications techniques, toute modification de celles-ci devant être soumise à la SNSA pour approbation. La teneur et le style des spécifications techniques s'alignent sur la pratique en vigueur dans les centrales d'Europe de l'Ouest.

Procédures d'exploitation

21.  Les procédures d'exploitation sont révisées et mises à jour tous les deux ans, conformément aux procédures écrites. Un ensemble complet de procédures d'exploitation incidentelles et accidentelles a été mis en place et vérifié lors de la formation sur simulateur. Au cours des dernières années, des procédures d'exploitation accidentelles basées sur l'approche par état ont été mises en _uvre.

Modifications de la centrale et évaluations de sûreté

22.  La procédure de modification de la centrale s'aligne sur la procédure actuellement en vigueur, dont les catégories varient en fonction de leur incidence sur la sûreté. Bien que l'exploitant ait son propre appui technique et d'ingénierie pour l'évaluation de sûreté des modifications de la centrale, il continue à faire appel à un appui extérieur, tant national qu'international.

Système de formation

23.  Actuellement, la formation et le recyclage des opérateurs autorisés se font sur simulateur aux États-Unis. Néanmoins, en application d'une exigence de la SNSA de 1995, Kr_ko a commandé un simulateur d'ensemble, spécifique à la centrale. Ce simulateur sera livré vers la fin de 1999. Les préparatifs ont commencé pour adapter le programme de formation sur site et le matériel pédagogique destiné à Kr_ko qui assumera la pleine responsabilité de la formation en l'an 2000.

24.  Outre la formation du personnel de la centrale de Kr_ko, une formation particulière est assurée aux sous-traitants, plus spécifiquement sur les conditions d'accès sur le site et sur la radioprotection.

Retour d'expérience et déclaration d'événements

25.  Il n'y a pas eu d'incident au-dessus du niveau 1 sur l'échelle INES. Le nombre moyen d'arrêts d'urgence automatiques est d'environ 2,7 par an et ce nombre va en décroissant.

26.  La centrale possède un programme d'évaluation de l'expérience en exploitation qui analyse les événements et le retour d'expérience. Le personnel de la centrale est encouragé à signaler toute anomalie survenue dans la centrale et à porter un regard attentif à la sûreté nucléaire.

27.  Il est clair que la centrale de Kr_ko est consciente des exigences techniques fortes pour une exploitation sûre de la centrale ; l'organisation du site et le programme de formation sont destinés à vérifier l'aptitude du personnel à s'acquitter de ses obligations de manière satisfaisante.

Organisation de crise

28.  La centrale de Kr_ko est responsable de l'organisation de crise sur le site et de sa mise _uvre. En développant ses dispositions, Kr_ko s'est appuyé sur les recommandations de l'AIEA et sur les réglementations et recommandations de la NRC américaine. La Slovénie a participé aux trois exercices internationaux INEX-2 organisés par l'OCDE/AEN et participera au prochain exercice INEX-2 au Canada.

Infrastructure nationale d'appui technique

29.  L'exploitant de Kr_ko exploite une seule tranche. Le département d'ingénierie de la centrale ne pouvant pas fournir tous les services d'ingénierie et d'évaluation technique nécessaires, un appui technique est obtenu d'organismes extérieurs. Une partie de cet appui pourrait être fourni par des organismes nationaux, comme l'Institut Jozef Stefan, mais, d'une manière générale, pour des prestations de service liées au matériel et à l'appui technique, la Slovénie est dépendante de sociétés étrangères.

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

30.  Le combustible usé est entreposé sur le site. La capacité de la piscine de stockage est suffisante jusqu'en 2002, elle pourrait toutefois être augmentée en modifiant le système de paniers. Des fûts de déchets de moyenne ou faible activité sont entreposés sur site dans des installations qui seront remplies en quelques années. Pour résoudre ce problème, des mesures ont été prises. Parmi celles-ci, signalons le recours au super compactage et à l'incinération, la modernisation du système de traitement et de conditionnement des déchets de manière à réduire le nombre de fûts.

Conclusions

31.  Kr_ko est une installation de conception occidentale, semblable à d'autres installations en exploitation en Europe et aux États-Unis. Équipée d'une seule tranche, la centrale est relativement petite et il est nécessaire qu'elle garde des contacts avec des organismes extérieurs de manière à recevoir des conseils et un appui technique adéquat. Le département interne d'ingénierie de l'exploitant fait appel à un appui extérieur pour couvrir toutes les évaluations techniques requises. Actuellement, cet appui technique semble suffisant.

32.  D'une manière générale, la sûreté de la centrale de Kr_ko est tout à fait comparable à celle des centrales en exploitation dans les pays d'Europe de l'Ouest. La centrale est soumise à un processus continu d'améliorations et de modifications, et certaines d'entre elles, liées à la sûreté, ont déjà été effectuées. Quelques points tels que la caractérisation sismique du site sont à traiter en totalité. L'organisation du site, l'effectif, la qualification et la formation du personnel s'alignent sur la pratique des centrales occidentales. L'exploitant de Kr_ko semble veiller à ce que le fonctionnement de la centrale soit sûr. Il n'y a pas de problèmes majeurs dans le domaine de la sûreté en exploitation.

33.  Les prochains défis seront les suivants :

· clarifier les questions financières et y remédier : le gouvernement slovène devrait envisager des mesures permettant d'atteindre une stabilité financière à long terme de la centrale ;

· résoudre le problème de la capacité d'entreposage sur site du combustible usé et des déchets radioactifs ;

· finaliser les modifications techniques et les procédures accidentelles pour faire face aux conditions d'accidents graves ;

· effectuer les évaluations et améliorations demandées sur une période raisonnable et réaliste : le principal défi dans un futur proche est le remplacement des générateurs de vapeur, associé à l'augmentation de puissance du réacteur, qui demandera une évaluation de sûreté en profondeur ;

· réaliser un examen périodique de sûreté formel.

RÉPUBLIQUE TCHÈQUE

Chapitre 1 : État du régime réglementaire et de l'Autorité de sûreté

Cadre législatif

1.  Une nouvelle loi atomique (loi sur l'utilisation pacifique de l'énergie nucléaire et des rayonnements ionisants) est entrée en vigueur en 1997. Cette loi stipule que le SÚJB est le service administratif chargé de superviser l'utilisation de l'énergie nucléaire et des rayonnements ionisants (autorisations réglementaires, évaluation, inspection, mise en vigueur des règlements).

2.  Le cadre législatif nucléaire est considéré comme comparable à celui en vigueur en Europe de l'Ouest.

Autorité de sûreté

3.  Le SÚJB est une agence centrale de l'administration publique qui rend compte au Premier ministre via le vice-Premier ministre chargé de l'économie et des finances. Il est financé par le budget de l'État. L'autorité et les responsabilités du SÚJB sont clairement définies par la loi et sont conformes aux bonnes pratiques internationales.

4.  Après une augmentation substantielle de l'effectif et du budget, ce dernier a été récemment réduit de 25 % et les salaires pratiqués au SÚJB ne lui permettent pas de retenir un personnel hautement qualifié. Les salaires sont nettement inférieurs à ceux des exploitants nucléaires et les écarts vont en s'accroissant. De plus, le budget du SÚJB ne permet pas de faire appel à un appui technique extérieur pour étayer ses décisions réglementaires. Le SÚJB semble avoir notamment des difficultés à financer le travail de deux groupes consultatifs récemment créés pour la sûreté nucléaire et la radioprotection.

5.  Le SÚJB est responsable de la sûreté nucléaire, de l'organisation de crise, du transport des matières radioactives et nucléaires, de la déclaration internationale des incidents et accidents, de la radioprotection, de l'information du public, de la comptabilité des matières nucléaires, de l'importation et l'exportation d'équipement à double fonction. Plusieurs de ces tâches sont effectuées en commun avec d'autres services administratifs. Ce fait peut conduire à des interrelations compliquées, notamment lorsqu'il s'agit de l'organisation de crise.

6.  La loi atomique autorise le SÚJB à limiter ou à suspendre une activité déjà autorisée si le titulaire de l'autorisation cesse de respecter ses obligations. En cas de violation d'une obligation légale aux termes de la loi atomique, le SÚJB peut imposer une amende.

7.  Le SÚJB a un statut comparable à celui des organismes réglementaires d'Europe de l'Ouest. Toutefois, des améliorations sont nécessaires et celles-ci pourraient intervenir plus rapidement si une politique plus ferme était adoptée par la direction du SÚJB. Il faut reconnaître que le travail du SÚJB n'a pas été facilité par la demande du Parlement de procéder à la révision des réglementations avant l'adoption de la loi atomique.

Activités réglementaires

8.  La loi atomique autorise le SÚJB à établir les réglementations qui en découlent, qui après avoir été approuvés par un groupe de conseillers juridiques du gouvernement, sont signées par son président. L'ensemble des réglementations en vigueur doit être revu de manière à être conforme à la loi atomique et le SÚJB commencé ce travail de révision. Certaines réglementations révisées sont actuellement examinées dans le cadre du programme d'assistance RAMG (par exemple l'assurance de la qualité, la conception des centrales nucléaires, le choix du site pour une installation nucléaire, la mise en service et l'exploitation des centrales nucléaires). Le SÚJB devrait envisager d'établir des recommandations pour l'application de ces réglementations.

9.  L'autorisation d'une installation nucléaire n'est pas délivrée par le SÚJB mais par les autorités compétentes de la région où l'installation est située. Néanmoins, aucune autorisation ne peut être accordée si le SÚJB émet un avis défavorable.

10.  Les activités d'inspection du SÚJB s'inspirent de la pratique américaine de la NRC. Elles s'appuient sur un programme d'inspection annuel qui est revu à la fin du premier semestre de manière à déterminer les besoins complémentaires d'inspection. La méthodologie, en ce qui concerne les documents d'évaluation de sûreté, s'inspire, elle aussi, de la pratique américaine de la NRC.

11.  En résumé, le SÚJB a mis au point une série de pratiques réglementaires qui supportent une comparaison favorable avec celles des organismes réglementaires d'Europe de l'Ouest. Cependant, un travail complémentaire est nécessaire pour développer les versions révisées des réglementations de base sur la sûreté nucléaire et les conditions d'autorisation.

L'organisation gouvernementale de crise

12.  Une nouvelle loi sur l'organisation de crise est en cours d'élaboration sous la responsabilité du ministre de l'intérieur. En cas d'accident radiologique, la coordination de toutes les activités relève de la responsabilité de la Commission gouvernementale pour les accidents radiologiques, présidée par le ministre de l'environnement. Le président du SÚJB est vice-président de cette commission. Le SÚJB est responsable de la mise à disposition des informations existantes permettant de prendre une décision pour éviter ou réduire l'exposition aux rayonnements.

13.  Il est nécessaire que l'organisation nationale de crise soit testée lors d'exercices.

Infrastructure nationale d'appui technique

14.  En matière de radioprotection, le SÚJB s'appuie sur l'Institut de radioprotection qui est directement sous son contrôle. Pour la sûreté nucléaire, le SÚJB peut s'appuyer sur l'Institut de recherche nucléaire (ÚJV) qui possède une équipe travaillant uniquement pour le SÚJB. Cependant, les restrictions budgétaires limitent à 5 personnes seulement le nombre d'agents de l'ÚJV susceptibles de travailler pour le SÚJB, lequel estime ses besoins actuels à environ 15 personnes.

Conclusions

15.  Il est recommandé au Gouvernement de la République Tchèque d'examiner les problèmes suivants :

· les conditions budgétaires et les salaires du SÚJB devraient être améliorés de manière à ce qu'il puisse faire appel à l'appui technique dont il a besoin et à retenir un personnel hautement qualifié ;

· les relations de travail entre le SÚJB et d'autres organismes gouvernementaux et services administratifs devraient être clarifiées. Il faudrait notamment tester l'organisation de crise par des exercices nationaux de crise.

16.  La direction du SÚJB devrait adopter une politique vigoureuse de manière à assurer la mise en _uvre rapide des réglementations découlant de la loi atomique.

Chapitre 2 : Sûreté des centrales électronucléaires

Données

1.  La République Tchèque possède deux centrales nucléaires sur les sites de Dukovany et Temelin :

Tranche

Type de réacteur

Puissance électrique (MW)

brute nette

Début de construction

Premier couplage au réseau

Fin de vie

             

Dukovany (en service) :

       

Tranche 1

VVER-440/V-213

442

411

1974

02/1985

2015

Tranche 2

VVER-440/V-213

440

413

1978

01/1986

2016

Tranche 3

VVER-440/V-213

452

425

1978

11/1986

2016

Tranche 4

VVER-440/V-213

448

421

1978

06/1987

2017

Temelin (en construction) :

       

Tranche 1

VVER-1000/V-320

981

912

1982

(05/2001 ?)

?

Tranche 2

VVER-1000/V-320

981

912

1985

(07/2002 ?)

?

2.  Les centrales sont exploitées par CEZ (Ceske Energeticke Zavody, compagnie électrique tchèque).

(i) Centrale de Dukovany

3.  Bien que des informations sur Dukovany soient disponibles de plusieurs sources internationales, les organismes réglementaires d'Europe de l'Ouest et leurs organismes techniques de sûreté n'ont qu'un accès limité aux analyses détaillées et aux informations techniques.

Caractéristiques techniques de base

4.  Toutes les tranches de la centrale de Dukovany sont des réacteurs VVER-440 du deuxième palier de type V-213. Cependant, depuis 1991, sur la base d'analyses de sûreté et de programmes d'assistance de l'AIEA et de WANO, un programme de d'amélioration a été conduit pour toutes les tranches. Des mesures importantes d'amélioration de la sûreté devraient à présent être réalisées (par exemple, amélioration de la protection contre l'incendie, systèmes d'alimentation électrique, installation d'un centre de crise).

Évaluation de sûreté et programmes d'amélioration de la sûreté

Rapport de sûreté en exploitation

5.  Compte tenu des modifications et des améliorations de la sûreté effectuées à Dukovany, le premier rapport de sûreté préalable à l'exploitation (exigé en vue de l'octroi de l'autorisation permanente d'exploitation) n'a qu'une valeur limitée. De plus, depuis que la centrale a été mise en service, les méthodes d'évaluation de la sûreté se sont améliorées et une expérience importante du fonctionnement a été acquise.

6.  En 1991, l'ancienne Commission tchécoslovaque de l'énergie atomique a fixé les conditions permettant à la tranche 1 de fonctionner au-delà de 10 ans. Elle exigeait notamment que l'exploitant fournisse un rapport de sûreté en exploitation. Sur la base de ce rapport, l'actuel SÚJB a délivré en 1995 une autorisation d'exploitation permanente de la tranche 1. Toutefois, l'autorisation était assujettie à l'obligation de remplir 97 conditions réglementaires. Depuis lors, des rapports de sûreté en exploitation ont été établis pour les tranches 2 à 4. En fonction de l'évaluation que réalisera le SÚJB du degré de respect des conditions réglementaires respectives, les tranches recevront une autorisation d'exploitation allant jusqu'à 10 années supplémentaires (soit 20 ans au total).

7.  Le contenu du rapport de sûreté en exploitation s'aligne généralement sur la pratique en l'Europe de l'Ouest en matière d'examens périodiques de sûreté.

Étude Probabiliste de Sûreté (EPS)

8.  En 1993, avec le soutien du gouvernement, une EPS de niveau 1 a été effectuée pour Dukovany par plusieurs organismes tchèques sous la direction de l'Institut de recherche nucléaire de la République Tchèque. Cette EPS est considérée comme une « EPS évolutive » définissant un programme permanent de mise à jour des données spécifiques de la centrale, de modélisation des modifications, etc., et intégrant des analyses plus précises ainsi qu'un champ d'étude plus large. Les résultats de l'EPS peuvent servir de point de départ pour d'autres améliorations de la centrale et pour déterminer les priorités en ce qui concerne les mesures d'amélioration de la sûreté.

Améliorations futures de la sûreté

9.  Un programme complet de modernisation pour Dukovany a récemment été lancé par CEZ. Les principales mesures d'amélioration comprennent :

· la reconstruction du système de contrôle commande ;

· la protection des orifices d'aspiration des pompes d'aspersion ;

· les modifications des systèmes d'eau alimentaire de secours ;

· la modification des équipements au niveau 14,7 m ;

· la reconstruction partielle des locaux des diesels.

Cependant, la situation actuelle et les perspectives de ce programme ne sont pas entièrement connues.

10.  Compte tenu de la charge financière résultant des retards intervenus dans la construction de Temelin, ce programme de modernisation ne sera pas achevé avant 2005.

Sûreté en exploitation

11.  Les responsabilités du personnel travaillant dans la centrale nucléaire sont clairement définies. La sûreté nucléaire et la production sont deux services séparés. Le service de la sûreté nucléaire est dirigé par un directeur adjoint de la centrale.

12.  Dukovany a mis en _uvre trois programmes de base pour la surveillance et le maintien du niveau de sûreté nucléaire : un programme de maintenance préventive, un programme d'inspection en service et un programme de contrôle du vieillissement des composants.

13.  Les performances opérationnelles de la centrale de Dukovany sont assez bonnes. Exception faite de la mise en service initiale, au cours des dix dernières années le nombre moyen d'arrêts non prévus (arrêts d'urgence) est d'environ 1 par tranche et par an, voire moins.

14.  En outre, la centrale continue de procéder à un large échange d'informations d'exploitation avec WANO et participe à des activités communes avec d'autres exploitants de VVER-440/V-213. Il existe notamment une collaboration directe avec les centrales slovaques de Bohunice et Mochovce.

(ii) Centrale de Temelin

15.  Initialement, 4 tranches du type VVER-1000 étaient prévues à Temelin. La construction des deux premières tranches a commencé en 1987 mais, compte tenu des conditions politiques et économiques de la République Tchèque au début des années 1990, le projet initial a été revu. En 1993, la décision a été prise d'achever uniquement les tranches 1 et 2.

16.  Bien que des informations de base sur Temelin puissent être obtenues auprès de différentes sources internationales, les Autorités de sûreté d'Europe de l'Ouest et leurs organismes techniques de sûreté n'ont eu qu'un accès limité aux informations techniques et à l'analyse détaillée.

Caractéristiques techniques de base

Aspects du dimensionnement

17.  Les deux tranches de la centrale de Temelin sont du type VVER-1000/V-320 standard tel que conçu dans les années 1970. Cependant, les autorisations de construction, qui n'ont été délivrées qu'en 1985/86, prévoyaient des conditions supplémentaires comme par exemple une nouvelle analyse de tous les accidents de dimensionnement avec des méthodes de calcul qualifiées.

18.  La conception de Temelin a été soumise en permanence à des améliorations et à des modifications. De nombreuses améliorations individuelles, par exemple les modifications de conception des piquages primaires et les modifications des systèmes électriques, ont été réalisées avant 1990. Les modifications récentes de la conception de la sûreté à Temelin ont été fortement influencées par la coopération internationale, par exemple l'audit de NUS Halliburton, l'évaluation de sûreté de GRS/IPSN pour la centrale Stendal et les résultats des missions de sûreté de l'AIEA. Elles concernent :

· le système de contrôle du réacteur et l'instrumentation en cas d'accident ;

· les modifications de la conception du c_ur et du combustible ;

· le remplacement du contrôle commande d'origine par un modèle numérique de conception occidentale ;

· le remplacement des câbles d'origine par des câbles incombustibles ;

· la conception d'un simulateur d'ensemble.

En 1993, l'exploitant tchèque a passé contrat avec Westinghouse pour la mise en _uvre des modifications les plus importantes (remplacement du contrôle commande, conception du c_ur et fourniture du combustible).

19.  Le programme d'amélioration de la sûreté pour Temelin est le plus complet jamais appliqué à un réacteur VVER-1000/V-320. Cependant la mise en _uvre de ce programme a donné lieu à d'importantes difficultés du fait que l'on a combiné des technologies basées sur des conceptions de sûreté très diverses provenant de différents pays. Cela a engendré des problèmes techniques et des retards de construction qui semblent s'être aggravés durant les dernières années. En plus d'une remise retardée ou incomplète des spécifications techniques et des documents en vue des autorisations, d'autres difficultés sont apparues :

· le passage de câbles incombustibles dont le diamètre était supérieur à celui du modèle d'origine, associé à des exigences d'une meilleure séparation et ségrégation ;

· l'interface entre le nouveau contrôle commande numérique et les équipements de sûreté qui avaient déjà été installés.

Évaluation de sûreté et programmes d'améliorations de sûreté

Rapport de sûreté en exploitation

20.  Puisque la centrale de Temelin est toujours en construction, seul le rapport de sûreté préalable à l'exploitation est disponible. Il a été établi en s'inspirant du Guide réglementaire américain 1.70 de la NRC. Cependant on peut se demander si cette approche est réellement applicable, compte tenu que la conception de la centrale et sa construction ne correspondent pas à la conception initiale prise en compte par le guide réglementaire américain de la NRC.

Étude probabiliste de sûreté (EPS)

21.  Une EPS (niveaux 1 et 2) a été réalisée par un consultant américain au nom de l'exploitant. Les premiers résultats de cette étude ont été présentés à l'exploitant mais aucune revue détaillée des travaux n'est disponible.

Missions de sûreté et autres évaluations

22.  Durant la construction de Temelin, une série de missions de l'AIEA a porté sur divers aspects de la sûreté : mode de construction de la centrale, évaluation des systèmes de sûreté et analyses de sûreté, protection contre l'incendie, assurance de la qualité, résolution de problèmes liés à la sûreté, etc.

23.  Des évaluations préalables de la sûreté de la centrale ont été effectuées par des experts occidentaux dans le cadre de programmes bilatéraux de coopération. Toutefois, ces évaluations s'appuient sur des informations techniques limitées et il serait nécessaire d'avoir des études complémentaires basées sur des informations plus détaillées.

Sûreté en exploitation

24.  Une autorisation de mise en service de l'îlot conventionnel de la tranche 1 a été délivrée en 1997.

25.  La formation du personnel à Temelin sera fondamentalement la même que pour Dukovany. Les agents de la centrale seront formés sur un simulateur d'ensemble moderne VVER-1000 sur site. Ce simulateur est à un stade avancé de réalisation.

26.  Un programme d'assurance de la qualité a été établi en conformité avec les réglementations de l'ancienne Commission tchécoslovaque de l'énergie atomique et approuvé par le SÚJB. Il précise les principes essentiels des activités de maintenance, d'inspection et d'exploitation.

27.  Des inspections réglementaires récentes des travaux d'installation à la centrale ont révélé des écarts par rapport aux programmes d'assurance de la qualité et aux documents correspondants (essentiellement du fait des relations complexes entre client et fournisseur).

Gestion du combustible usé et des déchets radioactifs

28.  Durant les premières années d'exploitation, le combustible usé était envoyé en Russie pour retraitement (après entreposage à Bohunice). Actuellement, le combustible usé est entreposé pendant 6 ans dans la piscine, puis transféré dans des emballages CASTOR. Une installation d'entreposage avec une capacité actuelle de 60 emballages CASTOR a été construite sur le site de Dukovany et mise en service en 1997. Les projets pour le stockage définitif des déchets en République Tchèque font actuellement l'objet de discussions.

Conclusions

(i) Centrale de Dukovany

29.  La situation générale de la sûreté de Dukovany peut être ainsi résumée :

· durant les premières années d'exploitation, un programme d'amélioration a été introduit pour éliminer certains défauts inhérents à la conception d'origine ;

· des mesures d'amélioration complémentaires sont en cours ou prévues et font partie d'un programme de modernisation étendu. Toutefois compte tenu des charges résultant de la construction de la centrale de Temelin, ce programme sera mis en _uvre par étapes en fonction des budgets annuels ;

· la centrale de Dukovany semble bien exploitée et la culture de sûreté y a été continuellement améliorée. Plusieurs missions de l'AIEA et la coopération avec WANO ont largement contribué à améliorer la sûreté. Les évaluations de sûreté y sont effectuées en s'inspirant de la pratique occidentale ;

· le niveau actuel de sûreté dans la centrale ne peut pas être totalement évalué faute d'informations détaillées. Cependant, sous réserve d'une analyse détaillée de la centrale après réalisation de toutes les modifications et d'une vérification expérimentale de la fonction de confinement, la centrale de Dukovany devrait pouvoir atteindre un niveau de sûreté comparable à celui des centrales occidentales datant de la même époque.

(ii) Centrale de Temelin

30.  Il n'est pas possible, faute d'informations détaillées, d'évaluer entièrement l'état de sûreté et les perspectives de la centrale de Temelin. Cependant on se demande si le programme ambitieux d'amélioration de la sûreté pourra être intégralement mis en _uvre. Compte tenu de la complexité des différentes modifications de la conception, du temps nécessaire à la construction et de la nécessité d'intégrer des technologies d'origines très diverses, l'analyse globale de sûreté et son évaluation exigent un effort important. C'est un défi tant pour l'exploitant que pour l'Autorité de sûreté.

Table Of Contents Top Of Page Previous Page Next Page