361 CHAPITRE LES CENTRALES ÉLECTRONUCLÉAIRES 12 Dans son champ de compétence, l’Autorité environnementale a également rendu un avis le 13 avril 2011. Ce dernier est disponible sous la référence n° 2011-06, à l’adresse Internet suivante : www.cgedd.developpement-durable.gouv.fr. Bien qu’ayant déjà remis une première mise à jour de son dossier à l’été 2011, EDF a indiqué en octobre 2011 que son dossier nécessitait encore des amendements complémentaires, en particulier avant d’être soumis à enquête publique. Cette position est cohérente avec l’appréciation de l’ASN sur la version du dossier qu’elle a examiné à l’été 2011. L’ASN reprendra l’instruction de la demande d’EDF à réception des compléments annoncés, en vue d’émettre un avis sur l’autorisation de création de ce réacteur. 5I 4 L’examen des options de sûreté du projet de réacteur ATMEA 1 La société ATMEA, coentreprise formée par l’industriel français AREVA et l’industriel japonais Mitsubishi Heavy Industries (MHI), a sollicité l’ASN afin de réaliser une revue des options de sûreté4 d’un nouveau réacteur à eau sous pression dénommé ATMEA 1. Ce réacteur de moyenne puissance (1100 MWe) est, selon ATMEA, destiné principalement à l’exportation. L’ASN a répondu favorablement à la demande d’ATMEA et a signé en 2010 une convention qui encadre cette revue. Cette revue des options de sûreté, réalisée avec l’appui de l’Institut de radioprotection et de sûreté nucléaire (IRSN), visait à évaluer si les options de sûreté sont conformes à la réglementation aux textes para-réglementaires (RFS…) français en vigueur. Elle a été conduite dans des conditions similaires à celles qui seraient mises en œuvre si le réacteur ATMEA 1 devait être construit en France. Entamée en 2010, cette revue s’est poursuivie en 2011 par les consultations du Groupe permanent d’experts pour les réacteurs nucléaires (GPR) et du Groupe permanent d’experts « équipements sous pression nucléaires » (GPESPN) placés auprès d’elle. Ainsi, cinq séances du GPR et une séance du GPESPN ont été dédiées à l’examen des options de sûreté du réacteur ATMEA 1. L’ASN a rendu publiques les conclusions de cet examen début 2012. L’ASN a considéré que les options de sûreté du réacteur ATMEA 1 sont globalement satisfaisantes au regard des exigences françaises. Au stade de la conception détaillée, la société ATMEA devra être particulièrement vigilante sur l’optimisation de l’exposition des travailleurs aux rayonnements ionisants, sur les dispositions nécessaires à l’« élimination pratique » de certains accidents ou à l’exclusion de la rupture de certaines tuyauteries et, bien évidemment, sur la poursuite de la prise en compte des enseignements tirés de l’accident survenu à la centrales nucléaire de Fukushima Daiichi (Japon). Cette revue des options de sûreté permettra également à l’ASN d’assister, le cas échéant, les Autorités de sûreté des pays où serait construit ce réacteur. 5I 5 Modification du décret d’autorisation de création de Blayais 3-4 Demande d’autorisation d’utilisation de combustible MOX dans les réacteurs 3 et 4 de la centrale nucléaire du Blayais Le combustible MOX (pour mixed oxyde) est un combustible contenant de l’oxyde de plutonium et de l’oxyde d’uranium appauvri. Son utilisation dans les réacteurs permet de recycler une partie du combustible usé issu des centrales nucléaires. Il peut ainsi remplacer le combustible à base d’uranium enrichi dans les centrales de 900 MWe ; ceci nécessite d’apporter quelques modifications techniques aux réacteurs (notamment l’ajout de grappes de commande supplémentaires). Dans le cadre de la démarche visant à recycler le combustible usé, EDF a demandé le 29 avril 2010 l’autorisation de pouvoir utiliser du combustible MOX dans les réacteurs 3 et 4 du Blayais. A l’heure actuelle, 22 réacteurs de 900 MWe en France (y compris les réacteurs 1 et 2 du Blayais) disposent déjà de cette autorisation. Comme le décret d’autorisation de création (DAC) des réacteurs 3 et 4 du Blayais ne prévoyait pas l’utilisation de combustible contenant du plutonium, une modification de ce décret est nécessaire. Conformément à l’article 31 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007 relatif aux installations nucléaires de base et au contrôle, en matière de sûreté nucléaire, du transport de substances radioactives, la procédure de modification d’un DAC est similaire à celle suivie lors de la création d’une nouvelle installation nucléaire de base. Dans ce cadre, l’ASN examine 4. Le dossier d’options de sûreté, élaboré par un industriel, permet de présenter à l’ASN les principales caractéristiques et choix de conception générale retenus en termes de sûreté. Ce dossier, établi au stade des études d’avant-projet du réacteur, présente notamment : – les objectifs de sûreté du réacteur ; – l’approche de sûreté utilisée pour sa conception ; – la description générale du réacteur, des procédés et systèmes mis en œuvre ; – les conditions de fonctionnement envisagées ainsi que des paramètres clés de l’installation ; – les accidents et agressions pris en compte à la conception et les méthodes de traitement de ces situations. Cette étape est prévue par l’article 6 du décret n° 2007-1557 du 2 novembre 2007. Vue de la centrale nucléaire du Blayais
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