412 Les maquettes critiques • Le réacteur MASURCA (Cadarache) Le réacteur MASURCA, dont la création a été autorisée par un décret du 14 décembre 1966, est destiné aux études neutroniques, principalement sur les cœurs de la filière des réacteurs à neutrons rapides, et au développement de techniques de mesures neutroniques. Cette installation, dont le dernier réexamen de sûreté a fait l’objet de la réunion du groupe permanent d’experts pour les réacteurs en mars 2006, est arrêtée depuis 2007 pour la réalisation de travaux de mise en conformité. Le cœur du réacteur a été complètement déchargé et le combustible est depuis entreposé dans le bâtiment de stockage et de manutention des matières fissiles (BSM). En 2010, l’exploitant a annoncé sa décision de pérenniser ce réacteur et de construire un nouveau BSM. L’évaluation complémentaire de sûreté réalisée par le CEA a confirmé la nécessité de construire un nouveau BSM et, dans l’attente, d’évacuer les matières fissiles vers l’installation MAGENTA, dimensionnée au séisme. • Les réacteurs ÉOLE et MINERVE (Cadarache) Le réacteur ÉOLE dont la création a été autorisée par décret du 23 juin 1965 est un réacteur destiné aux études neutroniques de cœurs de réacteurs à eau légère. Il permet de reproduire, à échelle très réduite, un flux neutronique élevé grâce à des cœurs expérimentaux représentatifs de cœurs de réacteurs de puissance à eau pressurisée ou eau bouillante. Le réacteur MINERVE, dont le transfert du centre d’études de Fontenayaux-Roses vers le centre d’études de Cadarache a été autorisé par décret n° 77-1072 du 21 septembre 1977, est situé dans le même hall que le réacteur ÉOLE. Il est consacré à la mesure des sections efficaces par oscillation d’échantillons permettant une mesure de la variation de réactivité. D’après les conclusions de la réflexion stratégique menée par le CEA sur la pérennisation de ses installations, le CEA cesserait l’exploitation de ces deux réacteurs au plus tard dans 10 ans et conserverait certains équipements pour les réemployer dans l’installation PHÉBUS (INB 92) dans le cadre de recherches sur les réacteurs de « Génération IV ». A la lumière de ces perspectives, le réexamen de sûreté a été réalisé par l’exploitant et instruit par le Groupe permanent d’experts. L’ASN prendra prochainement position. S’il s’avère que la stratégie de renforcement définie par l’exploitant n’est pas suffisante, l’arrêt définitif des ces installations à plus court terme pourrait être demandé par l’ASN. Les réacteurs d’irradiation • Le réacteur OSIRIS et sa maquette critique ISIS (Saclay) Le réacteur OSIRIS, de type piscine et d’une puissance autorisée de 70 MWth, est principalement destiné à la réalisation d’irradiations technologiques de matériaux de structure et de combustibles pour différentes filières de réacteurs de puissance. Il est également utilisé pour quelques applications industrielles, en particulier, pour la production de radioéléments à usage médical. Sa maquette critique, le réacteur ISIS, d’une puissance de 700 kWth, sert aujourd’hui essentiellement à des activités de formation. Ces deux réacteurs ont été autorisés par décret du 8 juin 1965. Conformément à la décision de l’ASN n° 2008-DC-0113 du 16 septembre 2008, le CEA cessera définitivement le fonctionnement du réacteur OSIRIS au plus tard en 2015. Compte tenu du dossier de réexamen de sûreté déposé en 2009, conformément à la décision de l’ASN précitée, et des travaux de rénovation finalisés fin 2010, tels que la mise en œuvre d’une ventilation de sauvegarde, l’ASN a considéré que le fonctionnement de ces deux réacteurs pouvait être poursuivi (jusqu’en 2015 pour le réacteur OSIRIS). Cela a fait l’objet de l’avis de l’ASN n° 2011-AV-0121 du 27 mai 2011. Conformément à la décision de l’ASN du 16 septembre 2008, le CEA a transmis en décembre 2011 un document présentant les dispositions qu’il comptait mettre en œuvre en vue de l’arrêt du réacteur OSIRIS ; celles-ci seront prochainement examinées par l’ASN. Le rapport d’évaluation complémentaire de sûreté transmis par le CEA le 15 septembre 2011, dans le cadre des actions engagées à la suite de l’accident survenu sur la centrale nucléaire de Fukushima, prend en compte le réacteur OSIRIS. A cet égard, des améliorations ont été proposées par le CEA. Certaines d’entre elles, notamment pour ce qui concerne la définition d’un noyau dur de dispositions matérielles et organisationnelles à l’égard du risque sismique ou la gestion d’éventuelles brèches sur le circuit primaire, pourraient faire l’objet de prescriptions de l’ASN en 2012. L’évaluation complémentaire de sûreté concernant le réacteur ISIS sera réalisée lors du prochain réexamen de l’installation. Dans le cadre du retour d’expérience de l’accident nucléaire japonais, une inspection de deux jours a également été menée les 5 et 6 juillet 2011 sur cette INB (voir chapitre 8). • Le projet RJH (Réacteur Jules Horowitz) (Cadarache) Le CEA, soutenu par plusieurs partenaires étrangers, a jugé nécessaire la construction d’un nouveau réacteur en raison du vieillissement des réacteurs européens d’irradiation actuellement en service et de leur mise à l’arrêt à court ou moyen terme. Le RJH permettra notamment de réaliser des activités similaires à celles aujourd’hui réalisées grâce au réacteur OSIRIS. Il présentera toutefois des évolutions significatives, sur le plan des expérimentations comme sur celui de la sûreté. À la suite du décret d’autorisation de création signé le 12 octobre 2009 (paru au Journal officiel du 14 octobre 2009), l’ASN, par la décision ASN n° 2011-DC-0226 du 27 mai 2011 a fixé les prescriptions à caractère technique pour la conception et la construction de l’INB. Il s’agit à la fois de figer certains éléments d’analyse ayant servi à l’élaboration du décret d’autorisation de création du 2 octobre 2009 et d’instaurer des points d’arrêt pour la réalisation de certaines opérations à forts enjeux. Des dispositions ciblées visent également une transmission régulière d’informations vers l’ASN. Après les premiers travaux de terrassement, de préparation, de coulage des premiers bétons en 2009, le scellement des appuis parasismiques, le ferraillage puis le bétonnage du radier supérieur de l’unité nucléaire (UN) en 2010, les opérations de génie civil se sont poursuivies en 2011 avec la réalisation des voiles du bâtiment des annexes nucléaires. La réalisation des premiers voiles de l’enceinte de confinement (bâtiment réacteur), dont le coulage était soumis à l’accord préalable de l’ASN en application de la décision du 27 mai 2011 précitée, a été autorisée par la décision ASN n° 2011-DC-0232 du 5 juillet 2011. Sur le
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