Dossier : Sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol. De l exploitation quotidienne à l évaluation périodique de la sûreté

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1 Dossier : Sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol De l exploitation quotidienne à l évaluation périodique de la sûreté Illustration 1 : Les installations du SCK CEN à Mol Synthèse L exploitation d installations nucléaires en toute sûreté est de la plus haute importance : cela ne permet pas uniquement de garantir la protection du personnel, de la population et de l environnement, mais favorise également le bon fonctionnement des installations à long terme. La sûreté nucléaire comprend l ensemble des mesures techniques et organisationnelles prises à tous les stades de la conception, de la construction, du fonctionnement et de l arrêt des installations nucléaires. En outre, la sûreté nucléaire comprend également les mesures techniques d optimalisation de la gestion des déchets et rejets radioactifs. Toutes ces mesures prévoient la protection de la population, des travailleurs et de l environnement contre les dangers des rayonnements ionisants. L objectif est donc de : limiter l impact radiologique sur l environnement dans les limites du raisonnable ; prévenir les incidents et accidents ; limiter les conséquences des incidents ou accidents si ceux-ci venaient quand même à se produire. Au cours de l exploitation de ses installations nucléaires, l exploitant doit constamment rechercher des améliorations en matière de sûreté. Cela signifie qu il est obligatoire de maintenir un niveau de sûreté qui est au moins égal à celui qui était prévu initialement à la conception des installations, et qui le cas échéant a été augmenté depuis lors par les améliorations de la sûreté déjà effectuées. Une installation technique bien conçue, régulièrement contrôlée et correctement entretenue garantit utilisation de longue durée, sans danger pour la sécurité de l utilisateur et de l environnement. Le niveau de sûreté nucléaire et son renforcement continu sont soumis au contrôle permanent de l organisme agréé (OA) et l Agence fédérale de Contrôle nucléaire (AFCN). En complément de ces efforts permanents pour une exploitation plus sûre et la recherche continue d amélioration, une évaluation globale de la sûreté doit être réalisée périodiquement. Elle est appelée «Évaluation périodique de la sûreté» ou EPS. L EPS est une obligation imposée à l exploitant par le biais de son autorisation. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

2 Le SCK CEN exploite des installations nucléaires très diverses, dont des réacteurs nucléaires pour des applications scientifiques et la production de matières radioactives, entre autres pour les applications médicales. Pour les réacteurs nucléaires, l EPS doit être réalisée tous les cinq ans. Pour les autres installations comme les laboratoires d analyse, l EPS est réalisée tous les dix ans. Sur base de l avis du conseil scientifique du 17 avril 2009, la périodicité des EPS sera établie à dix ans pour toutes les installations nucléaires du SCK CEN. L EPS a pour but de déterminer dans quelle mesure : 1. l installation est au moins aussi sûre que lors de sa conception ou qu à la fin de l EPS précédente; 2. les prescriptions de sûreté en vigueur sont adéquates pour maintenir la sûreté de l installation jusqu à la prochaine EPS ou jusqu à la fin de son exploitation ; 3. l installation est conforme aux normes et pratiques de sûreté actuelles. Les résultats de cette évaluation globale de la sûreté sont décrits dans un rapport transmis ensuite à l AFCN. Ce rapport décrit les (éventuelles) améliorations qui seront apportées à l installation et aux documents d exploitation, ainsi que le calendrier pour leur mise en œuvre. Ces améliorations ne revêtent pas un caractère urgent mais sont de nature à élever le niveau de sûreté, en regard des normes et pratiques internationales, et donc à justifier la poursuite de l exploitation sûre de l installation concernée. Ce dossier d information décrit la sûreté nucléaire dans les installations du SCK CEN à Mol. Il explique en outre les objectifs et la méthodologie de l EPS et dresse un aperçu de la situation pour chaque installation du SCK CEN. 1. Liste des abréviations ALARA : As Low As Reasonably Achievable Bel V : filiale de l AFCN, effectue les contrôles réglementaires dans les installations nucléaires EI : Organisme agréé AFCN : Agence fédérale de Contrôle nucléaire EPS : Évaluation périodique de la sûreté RGPRI : Arrêté royal du 20 juillet 2001 portant règlement général de la protection de la population, des travailleurs et de l'environnement contre le danger des rayonnements ionisants BR1 : Belgian Reactor 1 BR2 : Belgian Reactor 2 LHMA : Laboratoires de Haute et Moyenne Activité PWR : Pressurised Water Reactor 2. L organisation du contrôle des installations nucléaires du SCK CEN L organisation du contrôle des installations nucléaires en Belgique s effectue à trois niveaux successifs : L exploitant d une importante installation nucléaire est tenu de créer un service de Contrôle Physique chargé de l application du RGPRI et des instructions de l AFCN dans les installations. Cette mission comprend de nombreuses tâches énumérées à l article 23 du RGPRI, notamment l examen et l approbation préalable des installations ou modifications apportées aux installations ; la réception de nouvelles installations. L Organisme Agréé effectue des contrôles systématiques concernant la radioprotection et la sûreté nucléaire dans les installations, et analyse les évaluations de sûreté. L Organisme Agréé contrôle en outre le bon fonctionnement du service de Contrôle Physique. Au sein du SCK CEN, cette tâche est réalisée par Bel V. L Agence fédérale de Contrôle nucléaire (AFCN) est responsable de la surveillance et du contrôle par les autorités en matière de radioprotection et de sûreté nucléaire. L AFCN contrôle également le bon fonctionnement de l organisme agréé. De plus amples informations sur l organisation du contrôle et de la surveillance des installations nucléaires sont disponibles à l adresse IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

3 3. Principe de base de la sûreté nucléaire Un niveau élevé de sûreté nucléaire signifie que de mesures préventives maximales sont prises afin d éviter que le personnel, la population et l environnement ne soient exposés à un niveau inacceptable de rayonnement. Le système de gestion de la sûreté de l exploitant garantit le maintien d un niveau élevé de sûreté nucléaire. De plus, il sert à promouvoir une culture de sûreté : une attitude consciente et adéquate de toutes les parties concernées vis-à-vis de la sûreté et des mesures qui y sont liées constitue un élément important en vue de maintenir le niveau de sûreté et de l améliorer. Afin de minimaliser les conséquences d une défaillance potentielle des équipements et/ou des interventions humaines, le principe de «défense en profondeur» est appliqué. Selon ce principe, les différentes mesures de précaution et de protection (appelées «niveaux de défense») sont intégrées afin qu en cas de défaillance éventuelle d une première mesure, d autres moyens restent à disposition pour éviter qu un véritable problème de sûreté ne survienne. Chaque «niveau de défense» doit luimême être suffisamment robuste pour pouvoir remplir sa fonction préventive. La défaillance d un niveau de défense ne peut avoir aucune influence sur le fonctionnement d un niveau suivant. La combinaison de plusieurs niveaux de défense garantit donc une sûreté maximale. Le système de gestion de la sûreté comprend tant les aspects techniques qu organisationnels. Il tient compte de la situation d exploitation normale, mais prend également en compte les incidents et les situations d accident. Les aspects suivants sont repris dans le système de gestion de la sûreté : la prévention des fonctionnements anormaux et défaillances, au moyen d une bonne conception et d une qualité élevée de construction et d exploitation. Ceci ne vaut pas uniquement pour les installations en elles-mêmes, mais également pour les expériences réalisées dans ces installations ; les systèmes de protection et la surveillance humaine, en vue de détecter et de prévenir à temps les éventuels manquements ; la maîtrise des éventuels accidents au moyen d équipements et procédures adaptés, en vue de limiter les conséquences radiologiques à l intérieur et à l extérieur du site ; le plan d urgence interne (de l exploitant) et externe (des autorités) afin de limiter les conséquences pour l homme et l environnement des éventuels rejets dans les situations d accident. 4. Limitation de l impact du fonctionnement des installations nucléaires Outre la prévention d accidents avec leurs éventuelles conséquences pour les travailleurs, la population ou l environnement, des mesures sont également prises afin de limiter les conséquences de l exploitation normale. L impact potentiel de toute opération ou pratique est vérifié au préalable. Avant l exécution de la tâche, une méthode de travail est recherchée pour les travailleurs afin que la dose de rayonnement reçue durant l opération soit minimale. La procédure «ALARA» (ALARA : As Low As Reasonably Achievable aussi faible que raisonnablement possible) permet d évaluer préalablement en profondeur les tâches pouvant occasionner une exposition des travailleurs. On détermine s il est possible de réduire les doses en adaptant les méthodes de travail, le planning, la technologie utilisée, etc. La dose légale maximale pour l ensemble du corps pour les travailleurs en Belgique est de 20 msv sur une période de 12 mois consécutifs glissants. Le SCK CEN limite volontairement la dose pour le personnel, y compris les travailleurs des sous-traitants, à 10 msv par an. Les rejets radioactifs gazeux sont toujours maintenus au minimum au moyen de systèmes de filtrage adaptés. Les déchets radioactifs liquides et solides sont systématiquement collectés et traités par la suite par une entreprise spécialisée afin de minimiser leur impact sur l environnement. 5. La sûreté nucléaire au niveau de l exploitation des installations 5.1. Exploitation quotidienne IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

4 La sûreté nucléaire lors de l exploitation d une installation nucléaire se compose principalement des éléments suivants : Processus décisionnel axé sur la sûreté Lors de chaque action au sein de l organisation, la sûreté nucléaire prime tout autre motif, comme le rendement, la production, le planning des expériences La réalisation d analyses de risques est une condition nécessaire avant toute activité impliquant un certain risque de sûreté. Les modifications apportées aux installations et la réalisation de nouvelles expériences sont étudiées dans les moindres détails au préalable, en concertation et sous le contrôle du service interne de Contrôle Physique et de l Organisme Agréé (OA). Cette évaluation prend également en compte le principe ALARA. Celui-ci est toujours appliqué lors de l exploitation journalière des installations. Outre le respect de très nombreuses exigences légales en matière de sûreté, le SCK CEN travaille quotidiennement au développement d une culture d amélioration constante, par exemple en effectuant le suivi de la situation technique des installations, en organisant des analyses, études, formations, analyses d incidents et en échangeant des informations avec d autres organisations. La culture de sûreté, qui doit faire partie intégrante des pensées et des actes de tous les membres du personnel dans les installations nucléaires, repose sur les principes suivants : o la formulation des attentes en matière de sûreté nucléaire dans l ensemble de l organisation ; o le développement d un environnement de travail encourageant la communication ouverte, l attention portée aux problèmes sur le lieu de travail et le signalement proactif des faiblesses éventuelles au niveau de la sûreté ; o la promotion d un processus décisionnel axé sur la sûreté et la stimulation d une démarche d interrogation ; o la détermination et la mise à disposition des moyens de support, formations et accompagnements nécessaires pour une politique de sûreté nucléaire optimale, afin que chaque membre du personnel puisse porter une attention et une priorité adaptées à la sûreté nucléaire ; Afin de soutenir la fiabilité des interventions humaines, il convient également de consacrer une attention, à la culture de sûreté, mais également à l optimalisation constante des procédures détaillées qui décrivent les opérations aussi bien lors de l exploitation normale surveillance, maintenance, essais, manipulations que lors des défaillances, incidents ou accidents. L exploitation des installations dans les limites de l analyse de sûreté L exploitation d installations est soumise aux limites d exploitation imposées résultant de l analyse de sûreté de chaque installation. Elles sont fixées dans les «spécifications techniques» qui font partie du «Rapport de sûreté», un document exhaustif qui ne décrit pas seulement les installations en détail, mais également les conditions imposées à l organisation afin d exploiter ces installations en toute sécurité. L autorisation d exploitation fait référence à ce rapport de sûreté. La minimalisation des événements imprévus et de leurs conséquences grâce à une grande fiabilité des équipements et des interventions humaines Afin d augmenter la fiabilité des installations, la gestion de l installation comprend notamment les aspects suivants : o la surveillance du fonctionnement des équipements par le biais du suivi des paramètres de fonctionnement des composants et systèmes, tant à court qu à long terme ; o l exécution de programmes de maintenance, d inspection et d essais, en particulier sur les composants des circuits de sauvegarde ; o la gestion du vieillissement et de la qualification des composants de l installation. Enfin, des exercices du plan d urgence sont régulièrement effectués dans les différentes installations afin de vérifier la vigilance du personnel et l efficacité des procédures et de les améliorer, si nécessaire. L assurance que toutes les modifications des équipements, organisations et méthodes de travail sont gérées proportionnellement à leur importance pour la sûreté o en entretenant un dialogue ouvert et constructif entre l exploitant, les autorités compétentes et les instances de contrôle, de même qu avec toutes les autres parties concernées ; o pen suivant continuellement l efficacité de la politique de sûreté ; IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

5 o en exécutant ou en faisant exécuter régulièrement des audits externes et des benchmarks Un processus d amélioration continu Un processus d amélioration continu a pour objectif d amener la sûreté nucléaire à un niveau plus élevé, entre autres en : formulant des objectifs et en développant des plans d action permettant une amélioration continue de la sûreté nucléaire et industrielle ; évaluant en permanence le niveau de sûreté des activités et en le comparant aux normes nationales et internationales ; impliquant tous les collaborateurs dans le processus d amélioration continu et en s assurant que tout le monde y participe activement. La culture de la sûreté implique de consacrer une attention constante aux expériences internes et externes et d en tirer les leçons nécessaires afin de tendre vers des améliorations tant techniques qu organisationnelles. À cela s ajoutent les efforts nécessaires afin d analyser et de poursuivre l analyse des écarts par rapport aux situations d exploitation normales. En outre, grâce à des échanges avec les fournisseurs, experts et exploitants internationaux, il est possible de prendre connaissance des nouvelles méthodes de travail et «bonnes pratiques» susceptibles d être appliquées au sein des installations nucléaires et dans l organisation en question La gestion du vieillissement des installations - «Life Cycle Management» La gestion du vieillissement des systèmes, structures et composants a pour objectif de garantir la fiabilité et la disponibilité à long terme, tant en cas d exploitation normale que d incidents ou d accidents. Cette gestion prend également en compte les éventuelles conséquences d un manque imminent de pièces de rechange, de l éventuelle perte de compétence au niveau de la technologie concernée auprès des fournisseurs, de la disparition progressive de fournisseurs spécialisés, etc. Le suivi des processus de vieillissement et/ou des dégradations appartient également à ce domaine d activité, tout comme la constatation et la prise en charge de nouveaux problèmes de vieillissement, signalés par exemple par unretour d expériences nationales et internationales. En collaboration avec toutes les parties concernées (exploitants, bureaux d études, fournisseurs, ) et sous le contrôle des autorités de sûreté, cette approche permet de proposer une série d améliorations aux installations. Cette méthodologie se veut en même temps cohérente avec les activités existantes, mais également progressiste, applicable, proactive, pragmatique et suffisamment flexible afin de pouvoir être mise en œuvre sur divers terrains. Quelques exemples parmi les projets les plus importants du SCK CEN : Renouvellement des chaînes d instrumentation BR2 Depuis 1995, une action systématique est en cours en vue d un renouvellement de l instrumentation du réacteur. Pratiquement toute l instrumentation du circuit primaire (mesures de la pression, de la température, du débit, ) a déjà été remplacée. L action sera poursuivie au cours des années suivantes et étendues à d autres circuits. Transformation cellules chaudes LHMA Les programmes de recherche scientifique dans le domaine des cellules chaudes LHMA exigent parfois la transformation d une cellule. Avant de passer à un nouveau projet et de placer un nouvel équipement scientifique dans la cellule, on profite de l occasion afin de contrôler et d entretenir en profondeur la cellule (par ex. : systèmes de ventilation, filtres) et afin de remplacer les systèmes qui sont déjà plus anciens ou qui ont été exposés à des doses de radiations élevées. Conformément à l approche ALARA, toutes les matières radioactives et toute contamination radioactive doivent être éliminées de la cellule. Une analyse poussée de la méthode de travail prévue est nécessaire afin de maintenir la dose de rayonnement reçue par le personnel au niveau le plus bas raisonnablement possible. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

6 5.4. Suivi des indicateurs de sûreté La sûreté d une installation peut être suivie de manière mesurable grâce à des indicateurs de sûreté. L impact de l exploitation des installations sur le personnel peut être évalué au mieux grâce à la dose de rayonnement collective. L impact sur l environnement est suivi entre autres par le biais de mesures des rejets radioactifs. Ces indicateurs de sûreté sont discutés mensuellement par le comité ALARA afin d évaluer en continue l approche «radioprotection» et de l optimiser si nécessaire. D autres indicateurs de sûreté, concernant la sécurité industrielle sont discutés mensuellement au comité de prévention et de la protection sur le lieu du travail Les Évaluations périodiques de la sûreté (EPS) Préalable L autorisation du Centre d Etude de l Energie nucléaire (SCK CEN) impose une évaluation périodique de la sûreté. Cette évaluation est effectuée en collaboration avec Bel V et les résultats sont communiqués à l autorité de contrôle (AFCN). Pour les réacteurs BR1 et BR2, une évaluation de ce type doit être réalisée tous les cinq ans. Pour les autres installations, elle est effectuée tous les dix ans. Sur base de l avis du conseil scientifique du 17 avril 2009, la périodicité des EPS sera établie à dix ans pour toutes les installations nucléaires du SCK CEN. Concrètement, en plus du processus continu d amélioration et des actions d optimalisation, une analyse complémentaire évaluant à nouveau la situation est effectuée. Des mesures d amélioration peuvent également en découler. Les différences par rapport à la dernière EPS sont identifiées et évaluées. Lorsque des améliorations s imposent, des mesures adaptées sont prises. Toutes les conclusions sont reprises dans un rapport de synthèse soumis ensuite à l Agence fédérale de Contrôle nucléaire. Par rapport à l EPS précédente (effectuée en 1996), les installations suivantes ne sont plus reprises dans l EPS actuelle. BR02 : Ce réacteur était une copie du BR2 utilisée pour réaliser des mesures nucléaires à très faible puissance. Ces mesures n étaient plus effectuées depuis plus de vingt ans et ont été remplacées par des calculs. L installation BR02 a été démantelée en 1995 et le noyau de béryllium du BR02 a été utilisé pour une rénovation complète du BR2 en BR3 : Ce réacteur fut le premier réacteur à eau pressurisée en Belgique destiné à la production d électricité, développant une puissance d environ 10 MW. Le réacteur a été arrêté en Étant donné que le combustible de ce réacteur a déjà été évacué, l impact radiologique possible des activités actuelles sur l environnement est négligeable. En ce qui concerne le démantèlement du réacteur, une autorisation de démantèlement a été obtenue le 26 avril 2009 (AR 26 avril 2009, FANC 953/AD-10-G) Objectifs Une évaluation sert à atteindre les objectifs globaux suivants :. démontrer que l installation présente au minimum le même niveau de sûreté qu au moment de l obtention de l autorisation d exploitation, en tenant compte des décisions et adaptations des précédentes évaluations périodiques de la sûreté ; démontrer que des mesures adéquates ont été prises afin d améliorer le niveau de sûreté ; analyser l état des installations, en prêtant une attention particulière aux processus d usure et de vieillissement et à d autres facteurs qui pourraient influencer négativement le niveau de sûreté d une exploitation ; démontrer l actuel niveau de sûreté, en tenant compte des règles et pratiques de sûreté les plus récentes, et proposer des améliorations si nécessaire Méthodologie de la nouvelle évaluation périodique de la sûreté IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

7 La méthodologie appliquée comprend différentes étapes successives : la phase de préparation au cours de laquelle, sur base des évaluations indépendantes de l exploitant et de l Organisme Agréé, une liste définitive des sujets à traiter est dressée ; la réalisation de l analyse de sûreté afin de déterminer les mesures d amélioration éventuellement nécessaires ; l implémentation des mesures d amélioration des processus, documents d exploitation et installations. Ces étapes sont expliquées plus en détail ci-après. Au cours d une première étape, l exploitant, d une part, et l organisme agréé, d autre part, effectuent une analyse approfondie des expériences et pratiques d exploitation belges et internationales. Sur base des objectifs généraux de l EPS, différentes sources d inspiration sont mises en exergue. Cellesci sont énumérées ci-dessous dans un ordre aléatoire : les nouvelles règles et normes parues depuis la dernière EPS ; les expériences de l exploitant et de l Organisme Agréé concernant l installation ; l expérience internationale, par exemple dans des centres de recherche similaires à l étranger ; le vieillissement des installations ; le renouvellement de certaines parties des installations ; l EPS précédente : lors du traitement de certains points au cours de la dernière EPS, de nouvelles informations ont été obtenues. À partir de cela, une liste de points devant être traités lors de l EPS est dressée. Pour les points sélectionnés, la problématique est analysée en détail. Les résultats de ces analyses de sûreté seront d une part traduits en plans d actions nécessaires, et d autre part, ils seront utilisés afin de définir le degré de profondeur des études détaillées destinées à identifier d autres mesures d amélioration. Toutes les actions d amélioration seront reprises dans un schéma et mises en œuvre. L implémentation des actions d amélioration sera suivie par l organisme agréé et l AFCN. Périodiquement, des rapports à ce sujet seront transmis à l AFCN. Les résultats seront discutés lors des réunions semestrielles de la commission de contact, composée de représentants du SCK CEN (exploitant et contrôle physique), de Bel V et de l AFCN. Cette méthodologie permet également de mieux transmettre la connaissance et l expérience relatives à la sûreté nucléaire aux générations suivantes dans toutes les organisations concernées Domaines de recherche Les domaines de recherche suivants sont abordés dans l EPS : évolution de la réglementation risques spécifiques internes et externes approfondissement de l approche probabiliste gestion des incidents et accidents augmentation de la disponibilité et de la fiabilité réévaluation de la conception essais périodiques suivi de l usure et des phénomènes de vieillissement modernisation et rénovation des équipements conservation et développement de la connaissance application d une politique de sûreté préventive De La situation actuelle de l EPS par installation IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

8 Sujets généraux pour l ensemble du site du SCK CEN Protection de l environnement Les rejets radioactifs atmosphériques dans l environnement par installation sont restés inférieurs aux limites d émissions mensuelles et annuelles autorisées durant la période d exploitation précédente. Les rejets totaux du SCK CEN restent largement sous les limites d émissions autorisées. En application du RGPRI fixant les nouvelles limites de dose pour la population, de nouvelles limites de rejets ont été proposées par le SCK CEN. L expérience démontre qu il est amplement possible de respecter les nouvelles limites. Cette action est terminée. Les nouvelles limites d exploitation ont été intégrées dans le rapport de sûreté. Zones contrôlées et protégées Au cours des années précédentes, l affectation d un grand nombre de bâtiments, laboratoires et installations a été modifiée. En conséquence, le classement des bâtiments en zones contrôlées et surveillées, comme le prévoit la législation, a été régulièrement adapté. Pour cette raison, le classement n est plus optimal dans de nombreux cas et il est donc nécessaire d évaluer l ensemble de la situation en profondeur en vue de garantir un contrôle plus efficace. La situation a été analysée par le service de contrôle physique du SCK CEN et vérifiée par Bel V. Cette action est clôturée. La révision du classement des zones contrôlées et surveillées est intégrée dans le rapport de sûreté. Plan d urgence Dans le cadre du plan d urgence nucléaire, un certain nombre de scénarios d accidents ont été élaborés. Ces scénarios décrivent un nombre d accidents possibles, y compris l évaluation des conséquences. Ceci doit permettre une communication plus rapide avec les autorités afin que celles-ci puissent prendre les contre-mesures nécessaires à temps en cas d accident ayant des conséquences pour l environnement. À l avenir, ces scénarios seront développés et utilisés lors des exercices du plan d urgence. Le rapport décrivant les scénarios d accidents développés a été présenté à l OA et approuvé par celui-ci. Il prend également en compte les modifications introduites dans le plan d urgence national des autorités par l arrêté royal de Actuellement, les résultats de ce rapport sont en cours de traitement (adaptation des procédures du plan d urgence). Dans son objectif d amélioration continue, le SCK CEN a remplacé son véhicule d intervention avec un nouveau véhicule, équipé de nouveaux appareils de mesures, susceptible d être utilisés lors des situations d urgence. Illustration 2 : Le nouveau véhicule d intervention, équipé d appareils de mesure Risques externes Les risques externes évoluent en fonction des changements environnementaux. Une attention particulière est portée aux risques suivants : IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

9 o o o o o Explosions externes : Les risques supplémentaires depuis la précédente EPS concernent une conduite de gaz à haute pression avec station de détente. En outre, certains risques ont disparu, comme une station-service et quelques citernes de gaz. Une nouvelle étude relative au risque de dégâts avec conséquences radiologiques a été effectuée. Les conclusions de cette étude sont examinées par l organisme agréé. Impact des chutes d avions : Depuis l étude précédente (1986), tant le trafic aérien que l affectation et le classement de certains bâtiments ont été modifiés, ce qui a nécessité l actualisation de l étude relative à l impact des chutes d avions. L étude a été réalisée et est en cours d évaluation auprès de l organisme agréé. Feux de forêt : Étant donné la situation du site dans un environnement boisé, les conséquences possibles d un feu de forêt doivent être évaluées. Dans le courant de 2007, une étude sur les possibilités de protéger le site contre les feux de forêt a été réalisée. Au cours des prochaines années, les résultats de cette étude seront mis en œuvre dans le cadre du plan de gestion forestière existant du SCK CEN. Inondations externes : La probabilité d une inondation ayant des conséquences éventuelles sur la sûreté nucléaire a été évaluée. Une analyse de la topographie de la région et de l historique des inondations indique que la probabilité d inondation grave du site du SCK CEN est négligeable. Séisme : Pour le site, un séisme de référence a été défini afin d évaluer la résistance de BR1 aux tremblements de terre. Pour BR2, une analyse sismique a déjà été réalisée en Elle a donné lieu à la consolidation de l installation. Chaînes de mesure fixes de contrôle des radiations Les installations contenant d importantes quantités de matières radioactives sont équipées d un certain nombre de chaînes de mesure fixes pour le contrôle des radiations. Actuellement, ces chaînes de mesure sont encore totalement opérationnelles et, bien qu elles soient en service depuis longtemps, elles sont encore fiables. À long terme, des problèmes pourraient survenir au sujet de la disponibilité de pièces de rechange. Les investissements nécessaires doivent être définis afin d assurer à long terme le fonctionnement fiable des chaînes de mesure. Dans le cadre de cette EPS, les chaînes de mesure fixes de BR1, BR2, VENUS, LHMA et SCH ont été examinées (pour une description de ces installations : voir plus loin). Sur base de cette évaluation, un plan d action a été élaboré visant à remplacer un certain nombre de chaînes de mesure dans les cinq prochaines années BR1 Description de l installation : BR1 (Belgian Reactor 1) est un réacteur refroidi par air et modéré au graphite destiné à la recherche scientifique. Vous trouverez davantage d informations sur : IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

10 Illustration 3 : Le réacteur BR1 Évaluation sismique BR1 Les conséquences d un tremblement de terre sur l installation BR1 ont été étudiées. Pour ce faire, une analyse récente de la probabilité d un tremblement de terre dans la région a servi de base. Cette étude a été réalisée et est en cours d évaluation auprès de l organisme agréé. Sur base de ces études, nous concluons que les conséquences d un séisme sur les installations du BR1 sont faibles et que la mise à l arrêt en toute sécurité du réacteur reste assurée. Analyse du gainage des barres de combustible Le réacteur BR1 est un réacteur expérimental exploité à très faible puissance (généralement 700 kw). De cette manière, il ne consomme presque pas d uranium. L uranium présent lors de la mise en service du réacteur (en 1956) reste utilisable. Il est toutefois souhaitable de contrôler l état de ces barres de combustible et de vérifier si une utilisation sûre est encore possible à l avenir. Un programme d actions a été défini afin de contrôler le gainage de ces barres de combustible. Les premières barres sont retirées du réacteur pour une analyse plus approfondie dans les laboratoires d «analyse microstructurelle et non-destructive» du SCK CEN. Cette analyse montre que le combustible présente un comportement stable après 50 ans de fonctionnement du réacteur. Le taux d irradiation maximum admissible pour ce type de combustible est estimé à 2000 MWj/t. Le taux d irradiation maximum des éléments de combustible du BR1 s élève actuellement à 670 MWj/t avec une croissance annuelle de 1.5 MWj/t. Le réacteur est également équipé d un système de détection efficace permettant de surveiller l état du gainage du combustible. Sur base de ces constatations, nous concluons que le réacteur BR1 peut être exploité de manière sûre avec le combustible actuel. Perte totale du réseau électrique ( station black-out) Pour un réacteur comme BR1, la perte totale du réseau électrique ne présente aucun risque direct par rapport à l endommagement des matières fissiles. Les chaînes de mesure restent toutefois très importantes à tout moment afin de déterminer l état du réacteur. Ces chaînes de mesure sont alimentées par batteries en cas de perte du réseau électrique. L évaluation a pour but de vérifier si un nombre suffisant de chaînes de mesure sont raccordées à des batteries et si la capacité de ces IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

11 batteries est suffisante. Sur base de cette évaluation, nous concluons que la surveillance du réacteur lors d un «black-out» peut être améliorée en rajoutant quelques chaînes de mesure supplémentaire branchées sur une alimentation non-interruptible. Le type d alimentation noninterruptible a été choisie est sera installée sous peu BR2 Description de l installation : BR2 (Belgian Reactor 2) est un réacteur nucléaire utilisé pour des expériences («Materials Testing Reactor»), et également pour la production de matières radioactives utilisées en médecine et dans le secteur industriel ainsi que pour le dopage du silicium. Vous trouverez davantage d informations sur : Illustration 4 : Le réacteur BR2 vu d en haut Confirmation du niveau de sûreté Dans le cadre de l EPS, certains sujets sont analysés de manière plus systématique et complète, notamment : Actualisation de l analyse de sûreté probabiliste existante Par le passé, une analyse de sûreté probabiliste de BR2 a déjà été réalisée. L objectif de cette révision est d introduire les modifications apportées à l installation, afin de prendre en compte une liste actualisée d initiateurs (il s agit d événements susceptibles de provoquer un accident nucléaire) et également d actualiser les probabilités de défaillance. Cette étude a été faite et a permis l identification d un certain nombre de points d amélioration. Cette étude sera ensuite évaluée par Bel V en étroite collaboration avec l exploitant. Une réévaluation en profondeur de la boucle à haute pression CALLISTO La boucle CALLISTO est un circuit expérimental intégré au réacteur BR2. Les matières fissiles et autres matières du réacteur peuvent être irradiées avec la densité neutronique propre au BR2, mais dans des conditions de pression, de température, de composition de l eau, etc., qui correspondent aux conditions rencontrées dans une centrale nucléaire de type PWR («Pressurised Water Reactor», le type de réacteur nucléaire utilisé dans les centrales électriques belges). Cette boucle a maintenant 18 ans et la situation actuelle a été évaluée en profondeur. La possibilité d apporter des modifications afin de réduire les doses de rayonnement reçues par le personnel durant les tâches de maintenance a également été étudiée. Cette étude est terminée. Une série d actions concrètes ont été établies et sont en cours de discussion avec Bel V. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

12 Inspection des tubes générateurs de neutrons Les tubes générateurs de neutrons sont des pénétrations dans la cuve du réacteur qui permettent d amener des faisceaux neutroniques vers les expériences. L étanchéité de ces tubes est importante afin de conserver l étanchéité du bassin d eau dans lequel est placé le réacteur. L analyse de la technique de clôture définitive de ces tubes neutroniques a été effectuée. Cette étude a traité également la détection d une fuite d eau ainsi que les mesures correctives qui peuvent être entreprises pour reduire les conséquences d une telle fuite. Inspection du circuit primaire dans son ensemble Des contrôles visuels préventifs sont réalisés annuellement. L inspection décennale comporte des contrôles visuels supplémentaires sur la base desquels un programme d inspection complémentaire est établi. Les différents éléments de ce programme d inspection seront exécutés systématiquement Amélioration de l évacuation des effluents radioactifs Les effluents radioactifs sont évacués, par un système complexe de conduites, vers Belgoprocess, société responsable de leur traitement. Une partie des canalisations est relativement vétuste et il convient d anticiper les fuites ou incidents éventuels. Une étude de toutes les conduites, réservoirs d alimentation, liaisons, etc., sur plan et en réalité, a été effectuée. Cette étude a donné lieu à une amélioration des procédures et à la planification du renouvellement des conduites. Analyse du vieillissement dans une perspective d avenir Renouvellement des parties absorbantes des barres de contrôle Les barres de contrôle servent tant à assurer la sûreté du réacteur (arrêt d urgence) qu à régler le niveau de flux dans le réacteur. Ils contiennent pour cela des composantes qui absorbent fortement les neutrons. En raison de ce que l on appelle le «taux de combustion» (la diminution de matière absorbante engendrée par l utilisation antérieure), le rendement de ces barres de contrôle diminue à long terme et celles-ci doivent donc être remplacées à temps. Sur base des études théoriques et à un programme de tests, il a été décidé de remplacer les parties absorbantes (cadmium) des barres de contrôle par de l hafnium. Le dossier de modification, traité par le service de contrôle physique et Bel V, a été achevé, et en février 2010 les nouvelles barres de contrôle, équipées de parties absorbantes en hafnium, ont été mis en service. Par ailleurs, les mécanismes permettant de déplacer les barres de contrôle dans le réacteur ont été modernisés.. Modernisation de l instrumentation non nucléaire (température, pression, débit, ) Les chaînes d instrumentation non nucléaires sont destinées à contrôler les paramètres de fonctionnement du circuit de refroidissement primaire, des autres circuits hydrauliques, des différents systèmes de support et des équipements de sauvegarde. Les chaînes d instrumentation les plus cruciales ont été remplacées durant la période Durant cette période de rénovation qui durera jusqu en 2011, des chaînes de mesure supplémentaires seront renouvelées. Dispositifs d irradiation Les tubes de force de certains dispositifs d irradiation font partie du circuit primaire, comme les dispositifs déchargeables et rechargeables durant le fonctionnement du réacteur. D autres dispositifs possèdent une paroi qui sépare le circuit d expérimentation du circuit primaire. Une réévaluation de la durée de vie effective des divers dispositifs d irradiation doit permettre de les mettre hors service à temps, de procéder à leur remplacement ou de prendre d autres mesures adéquates. Cette révision s est limitée aux dispositifs qui sont chargés de manière (presque) permanente dans le BR2 et qui remplissent une fonction de sécurité. Les études on été exécutées sur base d une combinaison d inspections et d études scientifiques, elles ont montré que l intégrité des dispositifs d irradiation à longue durée, est assurée pour la prochaine période de fonctionnement. Réseaux électriques La fonction de sécurité d un certain nombre d équipements peut être menacée en raison d une séparation physique et électrique insuffisante entre les câbles de sécurité et les autres, entre les câbles de puissance et les câbles de commande, entre les câbles de sécurité redondants. Pour les équipements de sauvegarde, le mélange avec les équipements qui ne sont pas des équipements de sauvegarde sera examiné, tant en ce qui concerne les protections que le câblage. À partir de IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

13 ces analyses, des propositions seront formulées en vue de renforcer la fiabilité de ces équipements. L étude est en cours et pour certaines parties du circuit achevée. Par la suite des propositions d amélioration seront proposées. En parallèle avec cette étude et sur base des questions de l AFCN et Bel V, une étude a été faite sur la sensibilité des systèmes électriques à des cas de surtension. Des questions ont été posées Suivi de l état du béryllium Différents canaux du réacteur contiennent des éléments combustibles, des expériences, des dispositifs d irradiation et des barres de contrôle. Ces canaux permettent également l écoulement de l eau de refroidissement du réacteur. Ils sont fabriqués en blocs prismatiques de béryllium, un métal très rare, qui est d ailleurs le plus léger des métaux. Ce béryllium est soumis à un rayonnement neutronique très élevé, et à terme, cela peut provoquer des fissures ou la déformation du métal. Il existe par conséquent un programme intense de contrôle du béryllium. L objectif est de faire une prévision de la tenue du béryllium jusqu en 2016, au moyen de contrôles visuels et de considérations dimensionnelles (mesures précises de la forme et des dimensions des morceaux de béryllium), en tenant compte des expériences précédentes en matière de béryllium irradié. Toutes les mesures et inspections ont été réalisées et les résultats montrent que la tenue du beryllium assure une utilisation jusqu au moins Suivi des propriétés mécaniques de la cuve du réacteur La cuve du réacteur BR2 est en aluminium et est soumise à un très fort rayonnement neutronique. Ce rayonnement neutronique peut modifier les caractéristiques mécaniques de cette cuve, ce qui peut avoir une incidence négative sur la durabilité de celle-ci et, en particulier, sur la résistance aux chocs. Une analyse approfondie a déjà été réalisée dans les années et des courbes théoriques ont été calculées pour sa tenue future. L objectif de cette analyse complémentaire est d obtenir davantage de données et de vérifier si les modélisations théoriques collent à la réalité. Les tests ont été réalisés en Sur base de études théoriques et expérimentales, nous concluons que l évolution de la structure et des matériaux de la cuve du réacteur BR2 ne présentent pas de dangers pour l intégrité de la cuve durant la période d évaluation de la sûreté actuelle, qui s achève en Optimisation de la définition des inspections périodiques à effectuer Les inspections périodiques contribuent à la fiabilité des installations, à la disponibilité et à la fiabilité des composants de sauvegarde et à la sécurité des travailleurs. L objectif est d évaluer à nouveau le programme d inspection en prenant en compte, par exemple, la législation modifiée, la dose de rayonnement et le régime d exploitation du réacteur. Des spécifications plus claires concernant ce qui est admissible et ce qui ne l est pas seront également formulées, et des actions seront alors entreprises. Une première proposition pour le programme d inspection adapté et les spécifications et actions y afférentes sera proposée en janvier 2011 à Bel V. Prise en compte des nouvelles règles et pratiques Depuis la mise en service de BR2, les règles et pratiques ont été régulièrement adaptées aux évolutions internationales et expériences d exploitation internes. La nouvelle législation en matière d explosions Il est important de savoir à quels endroits l hydrogène est utilisé ou pourrait s accumuler en cas d incident. L analyse, qui repertorie les différents emplacements a été achevée. La révision du dossier de sûreté relatif au phénomène d explosion est prévue pour octobre Tendance mondiale à la conversion de HEU en LEU, étude d impact sur BR2 À l heure actuelle, le réacteur utilise de l uranium hautement enrichi (HEU, «High Enriched Uranium»). Au niveau mondial, la tendance est de se tourner vers l uranium faiblement enrichi (LEU, «Low Enriched Uranium») pour des raisons de non-prolifération. Si le combustible de BR2 doit être changé (en passant de HEU à LEU), il convient d adopter un autre concept de combustible, ce qui exigera de nombreuses études et une validation expérimentale. Ce programme d étude s étend à long terme.le plan de projet pour l exécution des études a été finalisé et présenté à Bel V. Un nombre d études théorique ainsi que quelques expériences ont déjà démarrée en collaboration avec des partenaires internationaux.. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

14 Étude de l amélioration de la sécurité des ponts sur BR2 Les ponts permettent d effectuer des manipulations dans les environnements comportant une présence humaine, souvent avec des charges présentant un débit de dose important. Afin d éviter de subir des dommages et/ou radiations, il est important que les mécanismes de sécurité sur ces ponts soient bien conçus et opérationnels. Après une phase d étude, les améliorations nécessaires seront apportées selon leur niveau de priorité. La méthodologie suivie pour l évaluation de sûreté des ponts a été établie pour une partie des ponts du BR2. Pour les autres des actions d amélioration ont été définies sur base des résultats de ces analyses. Gestion et développement des connaissances Pour une installation déjà en service depuis longtemps, une attention particulière doit être portée à la gestion des connaissances, en particulier lorsque les personnes présentes lors de la mise en service ne sont plus disponibles. Gestion de l expérience : le développement du système d information pour l enregistrement et l analyse des non-conformités Dans le cadre du retour d expérience, les anomalies ne doivent pas seulement être signalées à temps. Elles doivent également faire l objet d une analyse adéquate résultant en des propositions d actions concrètes d amélioration. Le processus de retour d expérience doit permettre que les connaissances acquises génèrent suffisamment d améliorations de l installation, de procédures et d instructions, de documentation technique, de processus critiques en matière de sûreté et qu elles soient mises à disposition du personnel par le biais de la formation et d une bonne communication. Un certain nombre d améliorations ont été apportées au système de suivi actuel. La date prévue pour finaliser ces améliorations est février Formation du personnel du réacteur : les efforts destinés à maintenir à niveau les connaissances du personnel seront intensifiés Une actualisation des programmes de formation a été effectuée (formation initiale et cours d entretien des connaissances) pour le personnel du réacteur, sur base des expériences avec le programme actuel de formation et l expérience d exploitation en général. En outre, une analyse d écarts par rapport aux directives de l IAEA à ce sujet a été effectuée., Les besoins en formations et l expérience exigée du personnel du réacteur ont été revus de manière exhaustive. Cette action a donné lieu à une révision du programme de formation et des procédures y afférents. Gestion des connaissances : le système de gestion des informations relatives à l installation sera développé davantage. Ceci est un point important dans le cadre du remplacement de membres du personnel. Il existe actuellement plusieurs systèmes de gestion des connaissances disponibles, comme le système de qualité, le système de gestion des documents, le Système de gestion des rapports de non-conformité (SGRNC), le système d analyse des incidents (INRIBUAN) et le système de gestion des plans. L évaluation du système actuel de gestion des connaissances, y compris de l utilisation, de la gestion et de l entretien du système, a été achevée. Cette évaluation fait partie d une analyse plus large pour l entièreté du SCK CEN. Dans l attente du système global de gestion des connaissances pour le BR2, un outil de gestion a été mis en œuvre afin d assurer un meilleur suivi du rapport de sûreté. Des mesures pour anticiper la perte de connaissance avec un éventuel impact sur la sûreté ont été prises également. La méthodologie développée consiste en plusieurs étapes : une étape d identification, une étape de transfert de connaissance proprement dit et l évaluation du processus. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

15 VENUS Description de l installation : Le réacteur VENUS est un réacteur à faible puissance utilisé pour la validation des codes de calcul. Vous trouverez davantage d informations sur : Illustration 5 : Le réacteur VENUS L installation VENUS a été complètement rénovée et transformée pour un nouveau type de recherches (l expérience GUINEVERE). La rénovation a nécessité également une révision complète des chaînes de mesures de contrôle de radioactivité. Cette révision a donc été inclue dans le dossier de modification de l installation. Actuellement, les tests d acceptation de la nouvelle installation est en cours LHMA Description de l installation : Les Laboratoires de Haute et Moyenne Activité disposent d un certain nombre de cellules blindées («hot cells») au sein desquelles un équipement spécialisé est disponible afin de pouvoir analyser les matériaux irradiés (matières fissiles, matières du réacteur) en toute sécurité. Le blindage est constitué de murs épais en béton ou béton baryté et munie de verre au plomb. L équipement est contrôlé à distance à l aide de télémanipulateurs afin de limiter le risque d exposition pour les opérateurs. Activity IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

16 Illustration 6 : Opérateur au travail dans le bâtiment LHMA Adaptation de la station de pompage des déchets liquides La modernisation du système de commande de la station de pompage a été effectuée. La manière avec laquelle l évacuation des déchets radioactifs liquides vers Belgoprocess, où ils sont traités, n était pas optimale. L échantillonage et le contrôle n étaient pas facile à exécuter. L installation actuelle est devenue plus claire. En outre, le renouvellement des conduites entre Belgoprocess et le SCK CEN est prévu. Évaluation de la sûreté du traitement des capsules de plomb-bismuth irradiées Les matériaux irradiés actuellement analysés dans les cellules donnent lieu à des radiations qu on peut mesurer facilement. Au cours des prochaines années, un programme de recherche utilisant le plomb-bismuth irradié sera mis sur pied. Ce matériau comporte un isotope radioactif volatil dégageant une forme de rayonnement difficile à détecter, à savoir : le rayonnement alpha. Une étude a été réalisée concernant la sûreté de ces expériences. Ceci a mené à la mise en exploitation d une cellule permettant de réaliser ces expériences Chimie Description de l installation : Dans ces laboratoires, les recherches sur le plutonium ou d autres éléments transuraniens sont menées dans le cadre de la caractérisation des matières fissiles ou des études en matière de déchets. Les quantités utilisées sont actuellement petites et les exigences de sûreté sont telles que les accidents importants sont très improbables. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

17 Illustration 7 : Installation expérimentale dans le bâtiment CH Évaluation des chaînes de détection de criticité L installation est équipée d un système d avertissement au cas où une réaction nucléaire incontrôlée se produirait. Ce système a été conçu en accord avec les normes internationales en vigueur lors de l aménagement de ces laboratoires il y a une trentaine d années. Une étude a été réalisée afin de remplacer l appareillage existant par de nouvelles chaînes de mesure. La sélection, l installation et la mise en opération de nouvelles chaînes de détection de criticité ont été effectuées Réévaluation du terme source en cas d accident dans le local de stockage Dans le cadre du contrôle des accidents nucléaires et de l optimalisation de la communication relative au plan d urgence nucléaire, les conséquences d un accident dans le local de stockage sont analysées. Les résultats de l étude sont disponibles et ont été vérifiés par Bel V. Évaluation de la situation de l entreposage de matière fissile Dans le cadre de la gestion des matières fissiles entreposées, une inspection approfondie du local de stockage et du conditionnement est prévue en vue de détecter à temps les conséquences possibles du vieillissement, telles que la dégradation du conditionnement. Les travaux de préparation ont commencé. L analyse en elle-même sera réalisée en fonction des travaux déjà prévus CBZ Description de l installation : La «Centrale Buffer Zone» (CBZ - Zone Tampon Centrale ) pour les déchets radioactifs est utilisée pour le stockage des déchets radioactifs en attendant leur transport vers les installations de traitement de Belgoprocess. Le bâtiment dispose de systèmes de mesure servant à déterminer l inventaire de fûts contenant des déchets radioactifs. Illustration 8 : Le bâtiment ZTC IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

18 Stockage des déchets contenant de la matière fissile En vertu de l autorisation d exploitation, les matières fissiles peuvent uniquement être présentes dans le bâtiment si une étude spéciale concernant les aspects de sûreté est réalisée. Une étude générique de ce type a été effectuée en vue du stockage temporaire des déchets qui contiennent encore une quantité très limitée de matières fissiles. Utilisation des types de conteneurs dans le local de stockage temporaire L actuelle autorisation d exploitation détermine l activité maximale autorisée par type de déchets ainsi que le nombre maximal de conteneurs. Le nombre maximal de conteneurs a été défini à l époque sur la base d une évaluation des quantités régulièrement évacuées. Pour cette raison, l exploitation du bâtiment n est plus optimale. Une étude a été réalisée en vue d augmenter le nombre autorisé de conteneurs pour les déchets moyennement ou hautement actifs dans les limites actuelles d activités. De cette manière, le nombre de conteneurs stockés temporairement chez le producteur local pourra être limité à un minimum. Si cette situation démontre qu il n y a pas d impact au niveau de la sûreté, il sera demandé à l autorité compétente de déroger aux dispositions de l autorisation d exploitation, concernant le nombre possible de conteneurs stockés Radioécologie Description de l installation : Dans les laboratoires de radioécologie, des expériences sont effectuées sur le transfert des matières radioactives du sol vers les plantes, notamment afin de rechercher des solutions pour l assainissement du sol contaminé. De plus amples informations sont disponibles sur : Safety/Molecular-and-Cellular-Biology Illustration 9 : Les serres de la Radioécologie Système de ventilation des laboratoires La ventilation des laboratoires ne fonctionne pas de manière optimale. Les dépressions ont été difficiles à régler. Le système de ventilation a été entièrement analysé et des adaptations ont été prévues pour permettre un fonctionnement plus efficace et qui nécessite moins d interventions. Cette étude s est terminée au printemps 2007 et la ventilation a été mieux réglée de sorte que la même dépression soit obtenue à tous les endroits et dans toutes les conditions. 6. Conclusion IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

19 Le concept de «sûreté nucléaire» se répercute sur toutes les activités et installations d un site nucléaire. La conception initiale d une installation nucléaire tient compte des exigences spécifiques destinées à réduire les risques liés à l exploitation d une installation à un niveau acceptable. Afin d encore améliorer le niveau de sûreté, de nombreuses sources d informations sont utilisées, comme les propres expériences de l exploitation et/ou les expériences et bonnes pratiques internationales, l évolution de la réglementation, la gestion du vieillissement, etc. L analyse de ces informations se fait de manière permanente et les améliorations qui en découlent sont appliquées sans délai. En outre, une évaluation systématique et globale de la sûreté est réalisée périodiquement afin de permettre davantage de améliorations du niveau de sûreté. L ensemble des efforts permanents et des améliorations mises en œuvre en matière de sûreté ainsi que la recherche continue d améliorations assure un niveau de sûreté de l installation suffisamment élevé pour garantir la sûreté de exploitation au moins jusqu à l EPS suivante et pour protéger les travailleurs, la population et l environnement contre le danger des rayonnements ionisants. IDPBW/FV/LG/10-xxx /19

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