La sécurité nucléaire en question

22 Juillet 2012

Notre Société a pris son parti de devoir payer le prix du sang en échange du droit à la voiture, au tabac et à l’alcool, même si ces trois addictions sont pratiquées avec modération, chacun ayant par ailleurs sa définition personnelle de la modération.

Les dizaines de milliers de victimes sacrifiées annuellement à ces trois vices modernes sont une malédiction collectivement consentie, la nature humaine ayant ceci de merveilleux que l’individu est persuadé que le risque est toujours pour les autres.

Interrogez votre voisin sur son sentiment vis-à-vis des risques de la vie courante; immanquablement il vous répondra que tout ces morts c’est bien triste mais que lui, il est bon conducteur, qu’il ne boit que très peu d’alcool, et qu’il ne fume plus depuis dix ans, que donc il n’est pas concerné par cette hécatombe.

Reconnaître le risque collectif tout en niant le risque personnel, encore une preuve, s’il en était besoin, de l’irrationalité de nos comportements.

Mais ne nous égarons pas.

Le risque nucléaire, c’est autre chose.

Tout le monde a entendu parler de Three Mile Island, de Tchernobyl, et de Fukushima. Les plus curieux sont informés de l’accident de la centrale du Blayais, et de quelques autres. Certains fouineurs connaissent même le problème du couvercle de la cuve de Davis Besse.

Bref, un citoyen responsable ne peut plus ignorer aujourd’hui le risque de se trouver un jour ou l’autre irradié par des émanations répandues au hasard des vents à la suite de la saute d’humeur d’une cuve de réacteur ou de la rupture de quelques tuyaux facétieux, quand ce n’est pas la distraction d’un opérateur qui se trompe de robinet ( Si, si, cela existe !).

Et dans ces circonstances il est difficile de s’estimer personnellement à l’abri d’un tel danger à la fois invisible et imprévisible, qui toucherait une région entière, tous êtres vivants confondus.

C’est pourquoi avec le nucléaire on ne plaisante plus. Pas question d’accepter une seule victime parmi la population, car personne ne peut prétendre y échapper par sa seule vertu personnelle .

Le concept de sureté nucléaire est né de la nécessité de garantir les populations contre tout risque de contamination par des substances radioactives rejetées par les installations nucléaires, que ce soit lors du fonctionnement normal, ou à la suite d’un accident.

Est-ce à dire que l’on aurait enfin trouvé le saint Graal du risque zéro ?

Pas du tout.

Le risque zéro, hélas, n’existe toujours pas; les mauvaises langues diront même qu’il a tendance à s’éloigner avec les progrès de la technologie.

Les installations électro nucléaires, même de bon aloi ( Si tant est que cela existe), émettent normalement des effluents porteurs de radioéléments nocifs, sous forme de gaz, de liquides, ou de déchets solides.

En théorie ces produits sont parfaitement contrôlés et leur présence dans l’environnement reste inférieure aux taux limites établis par la règlementation, laquelle est souvent bonne fille. Leur nocivité est alors déclarée négligeable.

Acceptons-en l’augure.

La sureté nucléaire «　standard　» est donc réglée par le respect des normes, pour autant que les installations fonctionnent normalement dans leurs conditions nominales.

Le problème se pose lorsque les conditions cessent d’être nominales, en clair lors d’un accident.

Qu’est-ce donc qu’un accident nucléaire ?

Rassurez-vous nous n’allons pas vous imposer la description détaillée d’une installation, ni de tous les «　petits　» pépins qui peuvent perturber la bonne marche de l’usine, et qui sont réglés neuf-cent-quatre-vingt-dix-neuf fois sur mille grâce à la compétence du personnel et à l’intervention d’un ensemble de dispositifs automatiques de sécurité redondants. Les dégâts lorsqu’il y en a restent confinés à l’intérieur du site, avec éventuellement quelques surdoses de radiations encaissées par le personnel en première ligne, et parfois quelques mois d’arrêt de l’exploitation.

Ce qui nous intéresse, c’est le un pour mille restant.

Nous voulons parler d’une situation de crise dans laquelle les dispositifs automatiques de sécurité ne suffisent plus à reprendre la main, ou lorsque ces dispositifs sont eux-mêmes hors d’état de fonctionner. De telles circonstances peuvent entraîner une perte de contrôle du système avec fusion partielle ou totale du cœur, ce qui constitue LA catastrophe majeure lorsqu’elle s’accompagne de pollution environnementale.

C’est la prévention et/ou la gestion de cette catastrophe majeure qui sont au cœur du concept de sécurité nucléaire.

Rappelons brièvement la séquence d’évènements susceptibles d’accompagner la fusion du cœur d’un réacteur ( nous parlerons plus tard des causes):

- L’emballement de la réaction non contrôlée conduit à une élévation de température jusqu’à 2 200 à 2 700 °C dans le cœur de la cuve.

- Tout ce qui est à l’intérieur de la cuve fond et s’agglomère en un mélange liquide appelé Corium, constitué donc de combustible fondu, du Zircaloy des gaines contenant les pastilles de combustible, et des structures métalliques internes, le tout violemment radioactif évidemment.

- Le Corium coule vers le fond de la cuve, où il rencontre l’eau résiduelle.

- Cette rencontre provoque une explosion de vapeur susceptible de briser la cuve si elle est fragilisée par la fatigue de flux neutronique subi au long des années.

- L’oxydation violente des produits du Corium et le craquage de l’eau dû à la haute température provoque un fort dégagement d’hydrogène qui ne demande qu’à se répandre dans l’enceinte de confinement où il explosera lorsque sa concentration sera suffisante.

- Ces explosions successives sont susceptibles d’entraîner des brèches supplémentaires dans le circuit primaire et/ou au niveau des générateurs de vapeur, et/ou la destruction de l’enceinte de confinement avec émission de produits radioactifs dans l’atmosphère, le fameux « nuage　»　 tant redouté.

- Le Corium au fond de la cuve est susceptible de la traverser et de se déverser dans le puisard.

- Ce Corium peut alors traverser le radier en béton pour contaminer le sous-sol.

Il suffit de se reporter aux analyses des catastrophes de Tchernobyl et de Fukushima pour obtenir des détails supplémentaires avec des photos et le nombre de morts présents et futurs résultants.

Ce scénario comporte de nombreuses variantes selon les causes des défaillances, leur enchaînement, la réactivité des automatismes de sécurité, les défaillances secondaires induites, etc, etc…

Quelles peuvent être les causes initiales d’une telle catastrophe ?

Plusieurs évènements peuvent enclencher le processus; un seul de ces évènements ne suffit pas à lui tout seul à entraîner le feu d’artifice*, il faut une cascade de dysfonctionnements.

* Sauf peut-être une rupture de cuve, évènement qui n’était même pas envisagé par la procédure jusqu’à présent, mais qui est sérieusement considéré aujourd’hui.

L’évènement principal, le plus redouté, est l’interruption de la circulation du fluide caloporteur. C’est le LOCA ( Lost Of Coolant Accident), qui prélude aux pires calamités.

Dans les REP ( Réacteurs à Eau Pressurisée) le fluide caloporteur est de l’eau. Cette eau récupère la chaleur de la réaction du cœur, et la transmet aux générateurs de vapeur, laquelle vapeur sert à actionner les turbines génératrices d’électricité. Pour des questions de rendement la vapeur doit être à haute température ( plus de 300 °C) et donc l’eau des serpentins également. Cette eau circule en boucle fermée dans le circuit primaire. Elle entre dans la cuve à 280 °C et en sort à 320°C. Pour qu’elle demeure liquide à ces températures, elle doit être sous forte pression ( 155 Kg ). Le débit et évidemment considérable puisqu’il faut évacuer une puissance thermique de 2 700 MW générée dans la cuve ( pour les réacteurs de 900 MW électriques). Ce débit est assuré par des pompes de très forte puissance (plusieurs Mégawatts).

Chaque réacteur de 900 MWe est raccordé à trois générateurs de vapeur et donc à trois boucles primaires.

Cette cocotte minute est maintenue dans un état d’équilibre convenable grâce à un automatisme qui surveille tous les paramètres ( Température, pression, débit, flux de neutrons, etc…) et régule la chaudière par le jeu des barres de contrôle et le dosage subtil d’acide borique dans l’eau de refroidissement. C’est en réalité un peu plus complexe, mais c’est l’idée.

Si cette eau de refroidissement vient à faire défaut ( Tuyau percé, pompe en panne) il est aisé d’imaginer la suite. Le cœur continue à fournir toute sa puissance et tout se met à fondre, produisant le fameux corium destructeur, et bien d’autres désagréments.

Heureusement il y a des dispositifs de sécurité:

La cuve du réacteur est équipée de capteurs de température et de pression. Le pressuriseur, qui ajuste la pression dans le circuit primaire, est lui-même muni de capteurs.

- En cas de brèche dans le circuit d’eau primaire, ou de défaillance de pompe, l’anomalie est détectée par des capteurs qui déclenchent en quelques secondes l’abaissement des barres de contrôle qui placent le réacteur en mode d’arrêt.

- Si besoin est le système automatique procède à l’injection d’acide borique ( le Bore est un bon absorbeur de neutrons et contribue efficacement à freiner la réaction).

- Si nécessaire, le système de secours ( accumulateurs sous pression) procède automatiquement à l’injection massive d’eau froide pour suppléer le manque d’eau principale. ( En effet le réacteur continue à chauffer même avec les barres descendues, et il doit être refroidi).

- Un autre système permet de déclencher l’aspersion de l’enceinte de confinement pour précipiter au sol les produits radioactifs (aérosols) échappés et pour neutraliser l’Hydrogène produit.

Si tout se passe comme décrit ci-dessus l’affaire en reste là et la catastrophe environnementale est évitée.

Mais il se peut que les choses ne se passent pas aussi bien, selon l’origine du défaut initial et selon la réactivité des dispositifs de sécurité. Dans ce cas on ne peut éviter un emballement avec fusion partielle ou totale du cœur.

Il existe de nombreux évènements susceptibles d’initier une séquence accidentelle s’ils ne sont pas immédiatement pris en charge par les automatismes de sécurité. Ces évènements peuvent concerner le matériel lui-même ( Cuve, Tuyauterie, générateurs de vapeur, soudures, robinetterie, barres de contrôle, gaines de combustible, pompes, etc… ), les systèmes de sécurité ( capteurs, pressuriseur, commande des barres de contrôle, système d’injection de sécurité, système d’aspersion dans l’enceinte, d’injection d’acide borique, etc…), la gestion des automatismes, les alimentations électriques, et d’autres dispositifs externes à l’enceinte de confinement mais qui lui sont connectés.

Donc beaucoup de sources potentielles d’ennuis si tout ce petit monde n’est pas surveillé comme le lait sur le feu.

Concernant la prévention et la gestion des risques de catastrophes majeures, les retours d’expérience sont (heureusement) rares, ce qui rend indispensable le développement de programmes de simulation d’accidents élaborés pour pallier le manque d’informations de terrain.

EDF et l’IRSN réalisent des simulations des différentes séquences d’évènements afin d’une part d’en déterminer la probabilité, et d’autre part d’optimiser les procédures de sécurité des centrales existantes et futures.

On pourra trouver des détails dans les documents suivants:

CEA - 2006/ 474 Rev 1

IRSN-2006 :73 Rev1

Cette approche est prise en charge au niveau européen par un PCRD (Programme Commun de Recherche et Développement) qui s’appuie sur le SARNET ( Severe Accident Research NETwork) coordonné par l’IRSN et regroupant 19 pays de L’Union Européenne et la Suisse.

Au niveau de l’OCDE c’est le CSNI ( Comité de Sureté des Installations Nucléaires) qui est chargé d’établir des règles se sureté internationales.

L’existence de ces infrastructures n’est malheureusement pas une garantie de risque zéro.

Elles sont une démarche qui vise à la minimisation de ce risque, ce qui n’est pas tout à fait la même chose. Elles procurent les outils matériels et logiciels permettant d’élaborer la sécurité, encore faut-il qu’ils soient correctement mis en œuvre, ce qui n’est pas toujours le cas si l’on en croit les rapports d’inspection des visites décennales de l’ASN.

On sait par ailleurs que les programmes de simulations, dans quelque domaine que ce soit, doivent être validés par les retours d’expériences sous peine de n’être que des prédictions. Or les retours d’expérience sur les accidents majeurs font défaut dans le nucléaire, ce dont il faut se réjouir pour notre sécurité, mais qui est bien fâcheux car les programmes de simulations d’accidents n’ont jamais pu être été vérifiés sur des cas concrets. Les informations recueillies à la suite des «　précédents　» déjà cités sont fragmentaires et non directement exploitables.

Notons que Three Mile Island, Tchernobyl et Fukushima ont tout de même fourni une brassée d’informations sur ce qui pouvait advenir dans la réalité, et qui n’était pas toujours pris en compte dans les simulations.

Par ailleurs, les nombreuses anomalies découvertes au cours des inspections ou à l’occasion d’un incident de bas niveau ( sur l’échelle INES), permettent de renforcer la connaissance des points faibles et d’enrichir le savoir faire en matière de sureté.

La perception de la sureté nucléaire par le public est le résultat d’influences médiatiques diverses, parfois sous tendues par des positions idéologiques et/ou politiques, voire même par des intérêts commerciaux.

- EDF , AREVA et le CEA développent le thème de la sureté maîtrisée, et sont moteurs dans les recherches sur ce domaine.

- L’IRSN émet des remarques et fait des suggestions, mais ne dispose d’aucun pouvoir réel sinon celui que lui confère son expertise reconnue.

- Les comités d’élus locaux et d’usagers ( CLIS) tentent d’y voir clair tout en restant attentifs à la sauvegarde des emplois et aux retombées financières. Un de leurs soucis est d’obtenir des expertises d’organismes indépendants à la fois des industriels, de l’exploitant et de l’autorité de tutelle, ce qui semble assez illusoire (En effet, un véritable expert nucléaire ne peut qu’appartenir au sérail, donc sans réelle indépendance dans l’expression de son jugement. Les risques de conflits d’intérêts sont évidents).

- Les écologistes font feu de tout bois pour obtenir la sortie sans nuance du nucléaire et le basculement sur les énergies nouvelles. Leur position manichéenne les place hors course pour la recherche d’un consensus.

- Le Gouvernement n’a qu’une hantise, ne pas mettre le pays en panne d’électricité, ce qui implique de ne rien arrêter avant d’avoir une solution de rechange disponible.

- Le consommateur continue de consommer imperturbablement, refusant à la fois des restrictions et/ou une quelconque augmentation de tarif du KWh.

Il est difficile dans ce contexte de décider une politique énergétique consensuelle garantissant à la fois la sécurité des populations et celle des approvisionnements.

Une chose est sûre: plus le parc nucléaire vieillit, et plus la probabilité d’accident majeur augmente.

Les premiers réacteurs français ( Palier CP0) ont été conçus selon les connaissances et la technologie de 1970. Il y en a deux à Fessenheim et quatre au Bugey. Fessenheim 1 est le prototype de la série. Ils sont en service depuis 35 ans et ont donc dépassé de 5 ans la durée prévue au départ. On peut donc s’interroger sur l’opportunité de les maintenir en service.

Malgré les savants programmes de simulations d’accidents ( EPS, Etudes Probabilistes de Sureté), rien ne permet d’indiquer une date précise au-delà de laquelle la sureté ne serait plus assurée. Les programmes de simulation mathématiques ne peuvent donner qu’un résultat probabiliste en termes de taux de défaut par unité de temps ( Lambda):

«　 La probabilité qu’un accident de tel type se produise sur CE réacteur dans l’année qui vient est de tant…　».

Ce qui, concrètement, n’est pas très exploitable: Qui décidera que tel niveau de probabilité est acceptable ou non ?

Et de plus tous les programmes de simulation d’accidents ne sont pas d’accord sur les résultats prévisionnels, aucun d’entre eux n’ayant été testé sur des cas concrets, et pour cause.

Notons au passage que l’analyse des accidents ou incidents «　célèbres　» montre que les causes déclenchantes n’étaient en général pas prévues par les programmes de simulation d’accidents ( par exemple la surcote de la grande marée au niveau de la centrale du Blayais, pas plus que la hauteur de la vague du tsunami japonais, ni les manœuvres douteuses de Tchernobyl).

La décision d’arrêter ou non un réacteur pour des raisons de sécurité ne peut alors être prise qu’à partir d’éléments dont aucun n’est tout à fait probant tout seul, mais qui ensemble peuvent former un faisceau de présomptions convainquant. La décision finale restera toujours au Politique, dont les critères de jugement sont rarement fondés sur l’approche scientifique.

Il suffit de se remémorer les «　affaires　» de l’Amiante et du sang contaminé, pour comprendre de quoi nous voulons parler.

Dans une installation électro nucléaire on peut remplacer à peu près toutes les pièces sauf la cuve qui contient le cœur, et dont le remplacement n’est pas prévu lors de la conception, on peut d’ailleurs se demander pourquoi.

( On peut cependant remplacer le couvercle de cuve, qui est démontable pour permettre le changement de combustible).

On doit donc s’interroger sur le vieillissement de cette cuve.

Sur un réacteur de 900 MWe du palier CP0 ( Fessenheim et Bugey), c’est une pièce de chaudronnerie impressionnante de 13 mètres de hauteur, 4 mètres de diamètre, avec des parois de 20 cm d’épaisseur, le tout en acier pour un poids de 330 tonnes !

Il y a un couvercle démontable ( il faut bien pourvoir introduire le combustible et l’extraire quand il est usé), ce couvercle est percé d’orifices recevant des manchons frittés pour le passage des commandes de barres de contrôle et de divers capteurs. Quelques passages sont également disposés dans la paroi de fond de cuve. Tous ces passages sont soudés à l’Inconel.

La nuance d’acier de cuve ( 16 MND 5) a été choisie pour sa bonne résistance à la traction. Mais cet acier est vulnérable à la corrosion par l’acide borique mélangé à l’eau de refroidissement pour contrôler les neutrons. On a donc doublé l’intérieur de la cuve avec une paroi en acier inoxydable soudée de 5 mm d’épaisseur, qui résiste à la corrosion.

Sur les côtés il y a des orifices destinés à recevoir les tuyaux d’arrivée et de départ de l’eau de refroidissement. Ces tuyaux sont soudés à l’Inconel.

Cette cuve est soumise à diverses contraintes:

- La température, plus de 300 °.

- La pression, 155 kg nominal, plus de 200 kg en test.

- Les vibrations.

- Et surtout le flux de neutrons issus du cœur.

Le flux de neutrons fragilise l’acier en modifiant sa structure cristalline et en provoquant des migrations d’impuretés qui ont tendance à se concentrer dans des zones qui deviennent des sources de failles.

La température de transition ductile/fragile est également modifiée (augmentation), ce qui peut rendre l’acier plus vulnérable au choc thermique d’une injection d’eau froide en cas de perte de réfrigérant.

( Au-dessus de la température de transition Tt, l’acier est ductile et peut donc supporter des déformations. Au-dessous de cette température, il devient fragile et cassant. Or le flux de neutrons entraîne à la longue une augmentation de Tt, qui peut alors faire passer l’acier de la cuve dans le domaine fragile en cas de contact avec de l’eau froide).

Il y a donc des causes tout à fait objectives d’usure du matériau de la cuve par fragilisation du matériau et fissuration.

Les conséquences de cette usure sont aggravées par la présence de défauts du matériau à la fabrication, défauts pas nécessairement identifiés au départ, et qui peuvent aussi apparaître lors de la soudure du revêtement en acier inoxydable.

Par ailleurs les repiquages des tuyaux présentent des microfailles au niveau des soudures, qui évoluent également sous le flux des neutrons et s’aggravent avec les contraintes mécaniques( vibrations, contraintes thermiques, pression). Cela fragilise l’ensemble de la cuve.

Les microfailles présentes au niveau des passages de capteurs peuvent constituer des micro fuites d’eau borée qui va passer la barrière d’acier inox et venir ronger la paroi d’acier de cuve sensible à la corrosion.

( Evènement découvert fortuitement sur le réacteur de Davis Besse).

Au bout que quelques dizaines d’années de ce régime, la cuve se trouve donc fragilisée. S’il se produit alors un accident entraînant le dénoyage du cœur et une fusion même partielle, la cuve ne sera peut-être plus assez résistante pour contenir le corium, surtout s’il se produit une surpression explosive de vapeur d’eau au contact du corium avec l’eau de fond de cuve.

L’accident majeur est alors assuré.

Pour éviter d’en arriver là , chaque cuve est l’objet d’une surveillance attentive. A la mise en service, des éprouvettes du même métal sont placées à l’intérieur de la cuve à des endroits très exposés au flux de neutrons. Périodiquement, à l’occasion d’arrêts pour remplacement du combustible et à chaque visite décennale, on prélève quelques éprouvettes et on leur fait subir des tests pour vérifier l’évolution de leurs propriétés mécaniques. Ce procédé permet indirectement d’avoir une bonne information sur le vieillissement de l’acier de la cuve, du moins on l’espère.

(Il faut noter que la validité de ce procédé ne recueille pas l’unanimité. Certains considèrent que les tests sur éprouvettes ne représentent pas l’état réel de l’acier de la cuve).

On procède également à la surveillance de l’évolution des failles précédemment détectées, par une analyse en profondeur à l’aide d’ultrasons ou autres méthodes comme la radiographie ou les courants de Foucault.

Ces inspections sont effectuées à l’aide d’une équipement spécifique appelé MIS ( Machine d’Inspection en Service). Il s’agit d’un ensemble d’instruments de test in situ montés sur une structure de 10 m de hauteur et de 12 tonnes, introduite dans la cuve par la partie supérieure. Un cycle d’inspection dure 9 jours en 3x8.

Ces problèmes de vieillissement sont bien sûr parfaitement connus de EDF, qui en a tenu compte dans la conception des nouveaux réacteurs (EPR) afin de prolonger leur période d’exploitation sur 60 ans ou plus:

D’une part la cuve des EPR est munie à l’intérieur de réflecteurs de neutrons qui réduisent considérablement l’importance de la fragilisation de l’acier sous le flux neutronique.

D’autre part, il est prévu sous la cuve un dispositif récupérateur de corium permettant son étalement et son refroidissement pour assurer sa neutralisation en cas de rupture de cuve.

De plus les piquages de pénétration des instruments en fond de cuve ont été supprimés, pour limiter les risques de fuite à cet endroit stratégique.

L’absence de ces précautions sur les réacteurs d’ancienne génération plaide en faveur de leur mise à la retraite dans les meilleurs délais.

Une telle décision donnerait du corps au programme de sureté nucléaire en renforçant la crédibilité de l’Autorité de Sureté et de l’Industriel.

Les circonstances qui peuvent menacer la sécurité d’une installation constituent un faisceau de différents phénomènes dont il faut absolument éviter la convergence:

- Les défauts propres aux installations, et qui n’auraient pas été corrigés en temps réel ou à la suite des visites décennales. Défauts des structures, de la tuyauterie, des pompes, de la cuve, de la robinetterie, des soudures, des alimentations, des systèmes de sécurité, etc, etc…( Voir rapports d’inspection).

- Les remises à niveaux ( ou non) du matériel, des systèmes de commandes et des logiciels, en fonction des progrès de la technologie.

- Les problèmes de cohabitation de technologies inhomogènes datant d’époques différentes.

- La vulnérabilité du site aux risques extérieurs tels qu’inondations, séismes, chute d’aéronef, attentats, et les protections associées.

- La fiabilité du personnel qui assure la conduite et la surveillance des installations, sa capacité à gérer les situations de crises.

- Les structures d’intervention extérieures, leur compétence, leur disponibilité permanente et la logistique d’accompagnement de crise.

- Les dispositions visant à l’information, la protection et l’évacuation des populations.

Si ces différents domaines de responsabilité et d’action ne sont pas à leur niveau d’excellence, la sureté de l’installation n’est pas assurée.

La sureté nucléaire a donc un coût, certainement considérable, qui doit être pris en compte à son juste niveau dans les calculs de prix de revient.

Le bon équilibre entre la recherche de l’excellence et la recherche de la rentabilité implique des choix qui peuvent faire pencher la balance du mauvais côté.

La sureté d’une installation nucléaire ne doit pas relever des règles ordinaires, inadaptées à l’ampleur de l’enjeu collectif de santé publique .

Sauf à accepter la possibilité d’un accident majeur tout les dix ans, l’industrie nucléaire devra procéder à un changement d’échelle dans la prise en compte des risques spécifiques, et évaluer justement le coût de cette politique de sureté.

Il est évident que cette évaluation devra inclure le traitement des déchets et le démantèlement des installations mises à l’arrêt.

La France possède cinquante-huit réacteurs en service. Il aura fallu la catastrophe de Fukushima pour que l’autorité de sureté nucléaire procède à une inspection générale du parc, accompagnée de «　stress tests　» .

Cette inspection a mis en évidence des «　anomalies　» dont chacune est susceptible d’être à l’origine d’un évènement déclencheur, ou d’en aggraver les conséquences.

Malgré ces constats peu rassurants, l’Autorité a conclu que, moyennant quelques travaux de renforcement de principe, tout allait pour le mieux dans le meilleur des mondes nucléaires possibles.

La plus vieille centrale ( Fessenheim) vient de voir sa durée d’exploitation prolongée jusqu’à quarante ans ( 2017) malgré les mises en garde fondées sur des risques environnementaux reconnus:

- Position à 8m en contrebas du niveau du Grand canal d’Alsace.

- Implantation en zone sismique.

- Proximité immédiate de la plus grande nappe aquifère d’Europe.

- Insuffisance d’épaisseur du radier du réacteur N°1.

- Vétusté des installations.

Sans parler des autres défauts décrits dans les rapports de l’IRSN.

On peut donc conclure à l’absence de progrès dans la prise en compte effective du risque nucléaire, qui reste géré comme tout autre risque industriel malgré les annonces incantatoires des autorités de tutelle.

Ce qui n’est pas de nature à rassurer les populations dans un pays à forte densité d’urbanisation et au moment du passage à la génération EPR.

De même qu’il est impossible de garantir le risque zéro dans les transports aériens, il serait malhonnête de prétendre y atteindre avec le nucléaire.

La population est fondée à exiger la plus grande transparence ainsi que l’accès le plus large aux informations qui doivent pouvoir être analysées et interprétées en toute indépendance vis-à-vis de l’industriel, de l’exploitant, et de l’autorité de tutelle.

De grands progrès ont été réalisés dans le domaine de l’identification des points faibles du système. On sait ce qu’il ne faut pas faire, quelles sont les améliorations à apporter aux installations existantes, quelles sont les études à entreprendre pour développer les connaissances, quels sont les efforts à déployer pour atteindre l’excellence dans la formation du personnel, la gestion de la sous-traitance, la maîtrise des systèmes informatiques.

Le plus dur reste à faire: mettre tout cela en pratique…