367 / 536
2.10 Le réacteur EPR de Flamanville 3
2.10.1 Les étapes jusqu’à la mise en service du réacteur
Flamanville 3
2.10.2 Le contrôle de la construction, des essais de démarrage
et de la préparation au fonctionnement
2.10.3 La coopération avec les autorités de sûreté nucléaire
étrangères
2.11 Les études sur les réacteurs du futur
2.12 Le droit du travail dans les centrales nucléaires
2.13 La radioprotection des personnels
2.14 L’impact environnemental et sanitaire
des centrales nucléaires
2.14.1 La révision des prescriptions relatives aux prélèvements
et aux rejets
2.14.2 Le contrôle de la gestion des déchets
2.14.3 Le renforcement de la protection contre les autres risques
et nuisances
3.
L’ACTUALITÉ DE LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE
ET DE LA RADIOPROTECTION
391
3.1 Le retour d’expérience de l’accident
de Fukushima
3.2 L’examen de la poursuite du fonctionnement
des centrales nucléaires
3.3 Le contrôle du réacteur EPR Flamanville 3
3.4 Les autres faits marquants en 2015
3.4.1 Les faits marquants relatifs au contrôle des équipements
sous pression
3.4.2 Les faits marquants en matière d’inspection du travail
3.4.3 Les faits marquants concernant la radioprotection
des personnels
3.4.4 Les faits marquants concernant l’impact des centrales
nucléaires sur l’environnement et les rejets
4.
LES ÉVALUATIONS
399
4.1 L’évaluation des performances globales
des centrales nucléaires en fonctionnement
4.1.1 L’évaluation de la sûreté nucléaire
4.1.2 L’évaluation des dispositions concernant les hommes
et les organisations
4.1.3 L’évaluation de la santé et de la sécurité, des relations
professionnelles et de la qualité de l’emploi
dans les centrales nucléaires
4.1.4 L’évaluation de la radioprotection
4.1.5 La maîtrise des nuisances et de l’impact sur l’environnement
4.1.6 L’analyse du retour d’expérience
4.2 L’évaluation de la fabrication des équipements
sous pression nucléaires
5.
PERSPECTIVES
410
2.
LE CONTRÔLE
DE LA SÛRETÉ NUCLÉAIRE
372
2.1 Les facteurs sociaux, organisationnels
et humains
2.2 La conduite du réacteur
2.2.1 La conduite en fonctionnement normal : veiller au respect
des règles d’exploitation et examiner les modifications
documentaires et matérielles
2.2.2 La conduite en cas d’incident ou d’accident
2.2.3 La conduite en cas d’accident grave
2.3 Le combustible
2.3.1 Les évolutions de la gestion du combustible en réacteur
2.3.2 La surveillance de l’état du combustible en réacteur
2.4 Les équipements sous pression
2.4.1 Le contrôle de la fabrication des équipements sous pression
nucléaires (ESPN)
2.4.2 Le contrôle des circuits primaire et secondaires principaux
2.4.3 La surveillance des zones en alliage à base de nickel
2.4.4 La surveillance de la résistance des cuves des réacteurs
2.4.5 La surveillance de la maintenance et le remplacement
des générateurs de vapeur
2.4.6 Le contrôle des autres équipements sous pression
des réacteurs
2.5 Les enceintes de confinement
2.6 La protection contre les événements naturels,
les incendies et les explosions
2.6.1 La prévention des risques liés au séisme
2.6.2 L’élaboration des règles de protection
contre les inondations
2.6.3 La prévention des risques liés à la canicule
et à la sécheresse
2.6.4 La prise en compte du risque d’incendie
2.6.5 La prise en compte des risques d’explosion
2.7 La maintenance et les essais
2.7.1 Le contrôle des pratiques de maintenance
2.7.2 Le contrôle des programmes d’essais
2.7.3 L’emploi de méthodes de contrôle performantes appliquées
aux équipements sous pression des circuits primaire
et secondaires principaux
2.7.4 Le contrôle par l’ASN des arrêts de réacteur
2.8 Le maintien et l’amélioration continue
de la sûreté nucléaire
2.8.1 La maîtrise des activités sous-traitées
2.8.2 La correction des écarts
2.8.3 L’examen des événements et du retour d’expérience
2.9 La poursuite du fonctionnement des centrales
nucléaires
2.9.1 L’âge des centrales nucléaires
2.9.2 Les principaux enjeux de la maîtrise du vieillissement
2.9.3 La prise en compte par EDF du vieillissement
des équipements
2.9.4 Le réexamen périodique